Реферат на тему Атомная энергия
Работа добавлена на сайт bukvasha.net: 2013-11-23Поможем написать учебную работу
Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
от 25%
Подписываем
договор
Строение атома и атомного ядра
Атомное ядро любого химического элемента состоит из протонов и нейтронов, связанных между собой ядерными силами (сильным взаимодействием). Протон - ядро атома водорода имеет положительный заряд, равный абсолютной величине заряда электрона и спин (собственный механический момент импульса, величина любой проекции которого может быть равна ±(h/2p)/2.). Нейтрон - электронейтральная частица c таким же, как у протона спином. Протоны и нейтроны имеют очень близкие массы (масса нейтрона больше массы протона приблизительно на две массы электрона) и неразличимы с точки зрения ядерных сил (т.н. зарядовая независимость ядерного взаимодействия), их обычно называют нуклонами, т.е., "ядерными частицами". Ядра, имеющие одинаковое число протонов, но разное число нейтронов, называются изотопами. У легких и средних ядер число протонов и нейтронов примерно одинаково.
Для обозначения конкретного ядра используют запись AZX, где X - символ элемента, A - массовое число, равное общему числу протонов и нейтронов ядра, Z - атомный номер элемента в таблице Менделеева, равный числу протонов в ядре. (Поскольку порядковый номер Z определен названием элемента, его при записи часто опускают.)
Атомная масса ядра углерода 12C выбрана равной 12, т.е. шкала атомных масс основана на массе 12C.
Экспериментально (на основе методов дифракционного рассеяния пучков высокоэнергичных протонов и нейтронов) установлено, что у всех ядер, за исключением самых легких, средний радиус ядра дается выражением
R » (1,2·10-15м)A1/3.
Дифракционное рассеяние позволяет получить сведения не только о размере, но и о распределении материи внутри ядра.
Чтобы объяснить, почему протоны внутри ядра очень прочно связаны, потребовалось ввести новую фундаментальную силу. Для преодоления электростатического отталкивания протонов эти (ядерные) силы должны быть больше электростатических.
Рис. 1
В современной физике, основанной на квантовых принципах, вместо сил принято использовать понятие (потенциальной) энергии взаимодействия, т.к., именно потенциальная энергия взаимодействия входит в уравнение Шредингера (см. Задание 4) или его обобщения. Это позволяет найти состояния системы (волновые функции), рассчитать уровни энергии и (в принципе) определить все экспериментально измеряемые характеристики, исследуемого объекта. Так и ядерное взаимодействие вместо введения сил удобно задавать с помощью потенциальной энергии. Если не учитывать довольно слабое электростатическое отталкивание, то сильное взаимодействие протона с протоном, протона с нейтроном и нейтрона с нейтроном будет в любом из этих случаев одним и тем же. Это взаимодействие называют нуклон - нуклонным. Потенциальную энергию взаимодействия двух нуклонов можно грубо описать кривой, показанной сплошной линией на Рис.1. На этом же рисунке для сравнения штриховой линией изображена энергия электростатического отталкивания двух протонов, которая равна k0e2/r.
Видно что, глубина потенциальной ямы, соответствующей ядерным силам, на порядок больше потенциальной энергии электростатического отталкивания двух протонов.
Помимо зарядовой независимости ядерные силы, как видно из рисунка, имеют короткодействующий характер. На расстоянии ~ 3·10-15м энергия нуклон - нуклонного взаимодействия обращается в нуль.
Точная аналитическая зависимость энергии нуклон - нуклонного взаимодействия от расстояния между нуклонами до сих пор точно не известна. При расчетах используют полуэмпирический вид потенциала, который получают из опытов по рассеянию протонов и нейтронов на протонах.
В атомной физике единственным атомом, который легко рассчитывается, является атом водорода. В ядерной физике подобная система состоит из двух частиц: одного протона и одного нейтрона: это дейтрон. В дейтроне протон и нейтрон связаны друг с другом энергией 2,22 МэВ. Эта величина получена из измеренных значений энергий покоя свободных протона, нейтрона и дейтрона, которые равны соответственно 938,21; 939,50 и 1875,49 МэВ. (Напомним, что 1МэВ = 106 эВ, 1эВ - энергия, которую получает протон, пройдя разность потенциалов 1 В).
Энергия связи ядра определяется суммой масс отдельных (свободных) нуклонов за вычетом массы ядра. Для ядра AZX, имеющего Z протонов и A - Z нейтронов масса ядра
M(Z, A) = Z mp + (A - Z) mn - Eсв/c2. (1)
В случае дейтрона
Eсв = (mp + mn - md) c2 = 2,22МэВ.
Уровень энергии E = - 2,22МэВ, отвечающий связанному состоянию протона и нейтрона, показан на Рис.1 жирной горизонтальной линией.
В случае ядер, состоящих более чем из двух нуклонов, величину внутриядерного взаимодействия принято характеризовать удельной энергией связи, т.е. энергией связи, приходящейся на один нуклон.
Экспериментальная зависимость удельной энергии связи показана на Рис. 2.
Рис. 2
Если между нуклонами существует такое сильное взаимодействие, то, как получается, что большое количество нуклонов могут быть локализованы с высокой (но конечной!) плотностью? Это можно объяснить следующим образом:
Пусть первоначально имеется множество свободных нуклонов, и среднее расстояние между ними равно r. Будем мысленно их сближать, уменьшая r. Как только r cтанет меньше 2,5·10-15м, нуклоны почувствуют сильное притяжение своих соседей, и их энергия связи соответственно возрастет. С другой стороны, нуклоны, как уже отмечалось, имеют полуцелый спин (h/2p)/2, и как тождественные частицы обязаны подчиняться принципу Паули, который запрещает двум фермионам находится в одинаковых состояниях. Поэтому наряду с притяжением на еще меньших расстояниях должно возникнуть отталкивание, средняя кинетическая энергия нуклонов должна возрасти, а энергия связи снизится при уменьшении r. Нуклон-нуклонное притяжение оказывается как раз таким, чтобы обеспечить существование такого расстояния, при котором энергия связи достигает максимума. Если бы ядерные силы оказались только на 30% слабее, то влияние принципа Паули было бы преобладающим и ядра вообще не существовали бы.
Ядерные реакции
Первая ядерная реакция
42He + 147N --> 178C + 11H
была открыта в 1919 г. (Э. Резерфорд).
В другой реакции
42He + 94Be --> 126C + 10n,
исследованной Дж. Чедвиком в 1932 г., был впервые обнаружен нейтрон 10n. Именно открытие нейтрона положило начало современной ядерной физике и стало окончательным крушением электромагнитной картины мира, в которой предполагалось существование только трех фундаментальных частиц: электрона, протона и фотона.
После открытия нейтрона Д.Д. Иваненко и В. Гейзенберг выдвинули гипотезу о протонно - нейтронном строении ядра.
Одной из загадок нейтронов было то, что их не удавалось обнаружить в веществе в свободном состоянии. Впоследствии было выяснено, что причиной тому является их нестабильность. Каждый нейтрон вне ядра в течении нескольких минут самопроизвольно распадается на протон, электрон и электронное антинейтрино вследствие т.н. слабого взаимодействия.
Явление радиоактивности
Явление радиоактивности было открыто в 1896 году французским ученым Анри Беккерелем. В настоящее время оно широко используется в науке, технике, медицине, промышленности. Радиоактивные элементы естественного происхождения присутствуют повсюду в окружающей человека среде. В больших объемах образуются искусственные радионуклиды, главным образом в качестве побочного продукта на предприятиях оборонной промышленности и атомной энергетики. Попадая в окружающую среду, они оказывают воздействия на живые организмы, в чем и заключается их опасность. Для правильной оценки этой опасности необходимо четкое представление о масштабах загрязнения окружающей среды, о выгодах, которые приносят производства, основным или побочным продуктом которых являются радионуклиды, и потерях, связанных с отказом от этих производств, о реальных механизмах действия радиации, последствиях и существующих мерах защиты.
Радиоактивность - неустойчивость ядер некоторых атомов, проявляющаяся в их способности к самопроизвольным превращениям (распаду), сопровождающимся испусканием ионизирующего излучения или радиацией
В каких единицах измеряется радиоактивность?
Мерой радиоактивности служит активность. Измеряется в Беккерелях (Бк), что соответствует 1 распаду в секунду. Содержание активности в веществе часто оценивают на единицу веса вещества (Бк/кг) или объема (Бк/куб.м).
Также встречается еще такая единица активности, как Кюри (Ки). Это - огромная величина: 1 Ки = 37000000000 Бк.
Активность радиоактивного источника характеризует его мощность. Так, в источнике активностью 1 Кюри происходит 37000000000 распадов в секунду.
4
Как было сказано выше, при этих распадах источник испускает ионизирующее излучения. Мерой ионизационного воздействия этого излучения на вещество является экспозиционная доза. Часто измеряется в Рентгенах (Р). Поскольку 1 Рентген - довольно большая величина, на практике удобнее пользоваться миллионной (мкР) или тысячной (мР) долями Рентгена.
Действие распространенных бытовых дозиметров основано на измерении ионизации за определенное время, то есть мощности экспозиционной дозы. Единица измерения мощности экспозиционной дозы - микроРентген/час.
Мощность дозы, умноженная на время, называется дозой. Мощность дозы и доза соотносятся так же как скорость автомобиля и пройденное этим автомобилем расстояние (путь).
Для оценки воздействия на организм человека используются понятия эквивалентная доза и мощность эквивалентной дозы. Измеряются, соответственно, в Зивертах (Зв) и Зивертах/час. В быту можно считать, что 1 Зиверт = 100 Рентген. Необходимо указывать на какой орган, часть или все тело пришлась данная доза.
Можно показать, что упомянутый выше точечный источник активностью 1 Кюри (для определенности рассматриваем источник цезий-137) на расстоянии 1 метр от себя создает мощность экспозиционной дозы приблизительно 0,3 Рентгена/час, а на расстоянии 10 метров - приблизительно 0,003 Рентгена/час. Уменьшение мощности дозы с увеличением расстояния от источника происходит всегда и обусловлено законами распространения излучения.
Что вокруг нас радиоактивно?
Воздействие на человека тех или иных источников радиации поможет оценить следующая диаграмма (по данным А.Г.Зеленкова, 1990).
Ядерные реакции
Общие сведения.
Явление деления тяжелых атомных ядер на два осколка было открыто Ганом и Штрассманом в 1939 г. При изучении взаимодействия нейтронов различных энергий и ядер урана. Несколько позже, в 1940 г. Советские физики К.А.Петржак и Г.И. Флеров обнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление ядер урана. При спонтанном деление и делении, вызванном нейронами, как правило, образуется асимметричные осколки, отношение масс которых примерно равно 3: 2.
При реакции деления выделяется очень большая энергия. Энергия деления высвобождается в виде кинетической энергии ядер-осколков, кинетической энергии испускаемых ядрами-осколками электронов, гамма-квантов, нейтрино, нейтронов.
Основная часть энергии деления приходится на энергию ядер-осколков, поскольку под действием кулоновских сил отталкивания они приобретают большую кинетическую энергию. Основная часть энергии деления выделяется в виде кинетической энергии ядер-осколков.
Замечательным и чрезвычайно важным свойством реакции деления является то, что в результате деления образуется несколько нейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условия для поддержания стационарной или развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующих условиях к развитию неконтролируемого процесса деления. Число вторичных нейтронов не постоянно для всех тяжелых ядер и зависит как от энергии вызвавшего деление нейтрона, так и от свойств ядра-мишени. Среди нейтронов деления кроме так называемых мгновенных нейтронов, испускаемых за 10-15 с после процесса деления, есть также и запаздывающие нейтроны. Они испускаются в течении нескольких минут с постепенно убывающей интенсивность. Мгновенные нейтроны составляют более 99% полного числа нейтронов деления, а их энергия заключена в широком диапазоне: от тепловой энергии и до энергии приблизительно равной 10 МэВ.
Запаздывающие нейтроны испускаются возбужденными ядрами образующихся после бета-распада продуктов деления - ядер-предшественников. Поскольку испускание нуклонов возбужденным ядром происходит мгновенно, то во время испускания запаздывающего нейтрона после акта деления будет определяться постоянной распада ядра-предшественника.
Продукты деления.
В результате деления тяжелых ядер образуются, как правило, два ядра-осколка с различной массой. В среднем отношение масс легких и тяжелых осколков равно 2 : 3. Как правило, ядра-осколки имеют большой избыток нейтронов и поэтому неустойчивы относительно вета-распада. Массовые числа А продуктов деления меняются от 72 до 161, а атомные номера от 30 до 65. Вероятность симметричного деления на два осколка с приблизительно равными массами составляет всего 0,04%. Доля симметричного деления возрастает по мере увеличения энергии первичного нейтрона, вызывающего деление атомного ядра.
Взаимодействие нейтронов с атомными ядрами
Различные частицы (нейтроны, протоны, электроны, гамма-кванты и т.д.) могут взаимодействовать с атомными ядрами. Характер взаимодействия зависит от энергии частиц, их типа и свойств атомного ядра. Для оценки вероятности взаимодействия вводится величина, называемая микроскопическим сечением взаимодействия. Физический смысл ее состоит в следующем. Пусть пучок нейтронов интенсивностью No падает на мишень, состоящую из одного слоя ядер. Число ядер на единице поверхности равно М. Предположим, что при прохождении пучка через такой слой часть нейтронов поглотиться в нем и через слой прошло N`. Тогда вероятность взаимодействия одного нейтрона с одним атомным ядром:
s= No-N`
NoM
Это и есть микроскопическое сечение, представляющее собой эффективную площадь поперечного сечения атомного ядра, попав в которое налетающая частица вызывает ядерную реакцию или испытывает рассеяние.
В процессе экспериментальных исследований энергетической зависимости сечения взаимодействия частиц и различных атомных ядер было обнаружено, что при определенных энергиях значения сечений резко возрастают, а при дальнейшем увеличении энергии снова уменьшаются. Это явление называется резонансом.
В практике реактостроения нейтроны по энергии принято делить на следующие группы: быстрые нейтроны с энергией 0,10 - 10 МэВ, тепловые нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии с ядрами среды и имеющие энергию 0,005 - 0,2 эВ , и промежуточные (2 - 102 эВ) и надтепловые (0,2 - 2 эВ).
При взаимодействии нейтрона и ядер могут протекать следующие реакции: упругое рассеяние, неупругое рассеяние, радиационный захват, деление. Вероятность протекания определенной реакции характеризуется микроскопическими сечениями. В зависимости от энергии нейтрона сечения могут изменятся. Так, в области быстрых нейтронов сечение радиационного захвата примерно в 100 раз меньше сечения захвата тепловых нейтронов. Сечение упругого рассеяния, как правило, почти постоянное для энергии выше 1 эВ.
Наряду с микроскопическими сечениями на практике используются также макроскопические сечения, под которыми понимают вероятность взаимодействия частицы в единице объема вещества. Если в единице объема число ядер определенного типа есть N, то макроскопическое сечение = микроскопическое сечение S=sN. Как и микроскопическое, макроскопическое сечение также характеризует определенный тип ядерной реакции.
Цепная ядерная реакция
Ядерные реакторы.
При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.
Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра. Атомное ядро любого химического элемента состоит из протонов и нейтронов, связанных между собой ядерными силами (сильным взаимодействием). Протон - ядро атома водорода имеет положительный заряд, равный абсолютной величине заряда электрона и спин (собственный механический момент импульса, величина любой проекции которого может быть равна ±(h/2p)/2.). Нейтрон - электронейтральная частица c таким же, как у протона спином. Протоны и нейтроны имеют очень близкие массы (масса нейтрона больше массы протона приблизительно на две массы электрона) и неразличимы с точки зрения ядерных сил (т.н. зарядовая независимость ядерного взаимодействия), их обычно называют нуклонами, т.е., "ядерными частицами". Ядра, имеющие одинаковое число протонов, но разное число нейтронов, называются изотопами. У легких и средних ядер число протонов и нейтронов примерно одинаково.
Для обозначения конкретного ядра используют запись AZX, где X - символ элемента, A - массовое число, равное общему числу протонов и нейтронов ядра, Z - атомный номер элемента в таблице Менделеева, равный числу протонов в ядре. (Поскольку порядковый номер Z определен названием элемента, его при записи часто опускают.)
Атомная масса ядра углерода 12C выбрана равной 12, т.е. шкала атомных масс основана на массе 12C.
Экспериментально (на основе методов дифракционного рассеяния пучков высокоэнергичных протонов и нейтронов) установлено, что у всех ядер, за исключением самых легких, средний радиус ядра дается выражением
R » (1,2·10-15м)A1/3.
Дифракционное рассеяние позволяет получить сведения не только о размере, но и о распределении материи внутри ядра.
Чтобы объяснить, почему протоны внутри ядра очень прочно связаны, потребовалось ввести новую фундаментальную силу. Для преодоления электростатического отталкивания протонов эти (ядерные) силы должны быть больше электростатических.
Рис. 1
В современной физике, основанной на квантовых принципах, вместо сил принято использовать понятие (потенциальной) энергии взаимодействия, т.к., именно потенциальная энергия взаимодействия входит в уравнение Шредингера (см. Задание 4) или его обобщения. Это позволяет найти состояния системы (волновые функции), рассчитать уровни энергии и (в принципе) определить все экспериментально измеряемые характеристики, исследуемого объекта. Так и ядерное взаимодействие вместо введения сил удобно задавать с помощью потенциальной энергии. Если не учитывать довольно слабое электростатическое отталкивание, то сильное взаимодействие протона с протоном, протона с нейтроном и нейтрона с нейтроном будет в любом из этих случаев одним и тем же. Это взаимодействие называют нуклон - нуклонным. Потенциальную энергию взаимодействия двух нуклонов можно грубо описать кривой, показанной сплошной линией на Рис.1. На этом же рисунке для сравнения штриховой линией изображена энергия электростатического отталкивания двух протонов, которая равна k0e2/r.
Видно что, глубина потенциальной ямы, соответствующей ядерным силам, на порядок больше потенциальной энергии электростатического отталкивания двух протонов.
Помимо зарядовой независимости ядерные силы, как видно из рисунка, имеют короткодействующий характер. На расстоянии ~ 3·10-15м энергия нуклон - нуклонного взаимодействия обращается в нуль.
Точная аналитическая зависимость энергии нуклон - нуклонного взаимодействия от расстояния между нуклонами до сих пор точно не известна. При расчетах используют полуэмпирический вид потенциала, который получают из опытов по рассеянию протонов и нейтронов на протонах.
В атомной физике единственным атомом, который легко рассчитывается, является атом водорода. В ядерной физике подобная система состоит из двух частиц: одного протона и одного нейтрона: это дейтрон. В дейтроне протон и нейтрон связаны друг с другом энергией 2,22 МэВ. Эта величина получена из измеренных значений энергий покоя свободных протона, нейтрона и дейтрона, которые равны соответственно 938,21; 939,50 и 1875,49 МэВ. (Напомним, что 1МэВ = 106 эВ, 1эВ - энергия, которую получает протон, пройдя разность потенциалов 1 В).
Энергия связи ядра определяется суммой масс отдельных (свободных) нуклонов за вычетом массы ядра. Для ядра AZX, имеющего Z протонов и A - Z нейтронов масса ядра
M(Z, A) = Z mp + (A - Z) mn - Eсв/c2. (1)
В случае дейтрона
Eсв = (mp + mn - md) c2 = 2,22МэВ.
Уровень энергии E = - 2,22МэВ, отвечающий связанному состоянию протона и нейтрона, показан на Рис.1 жирной горизонтальной линией.
В случае ядер, состоящих более чем из двух нуклонов, величину внутриядерного взаимодействия принято характеризовать удельной энергией связи, т.е. энергией связи, приходящейся на один нуклон.
Экспериментальная зависимость удельной энергии связи показана на Рис. 2.
Рис. 2
Если между нуклонами существует такое сильное взаимодействие, то, как получается, что большое количество нуклонов могут быть локализованы с высокой (но конечной!) плотностью? Это можно объяснить следующим образом:
Пусть первоначально имеется множество свободных нуклонов, и среднее расстояние между ними равно r. Будем мысленно их сближать, уменьшая r. Как только r cтанет меньше 2,5·10-15м, нуклоны почувствуют сильное притяжение своих соседей, и их энергия связи соответственно возрастет. С другой стороны, нуклоны, как уже отмечалось, имеют полуцелый спин (h/2p)/2, и как тождественные частицы обязаны подчиняться принципу Паули, который запрещает двум фермионам находится в одинаковых состояниях. Поэтому наряду с притяжением на еще меньших расстояниях должно возникнуть отталкивание, средняя кинетическая энергия нуклонов должна возрасти, а энергия связи снизится при уменьшении r. Нуклон-нуклонное притяжение оказывается как раз таким, чтобы обеспечить существование такого расстояния, при котором энергия связи достигает максимума. Если бы ядерные силы оказались только на 30% слабее, то влияние принципа Паули было бы преобладающим и ядра вообще не существовали бы.
Ядерные реакции
Первая ядерная реакция
42He + 147N --> 178C + 11H
была открыта в 1919 г. (Э. Резерфорд).
В другой реакции
42He + 94Be --> 126C + 10n,
исследованной Дж. Чедвиком в 1932 г., был впервые обнаружен нейтрон 10n. Именно открытие нейтрона положило начало современной ядерной физике и стало окончательным крушением электромагнитной картины мира, в которой предполагалось существование только трех фундаментальных частиц: электрона, протона и фотона.
После открытия нейтрона Д.Д. Иваненко и В. Гейзенберг выдвинули гипотезу о протонно - нейтронном строении ядра.
Одной из загадок нейтронов было то, что их не удавалось обнаружить в веществе в свободном состоянии. Впоследствии было выяснено, что причиной тому является их нестабильность. Каждый нейтрон вне ядра в течении нескольких минут самопроизвольно распадается на протон, электрон и электронное антинейтрино вследствие т.н. слабого взаимодействия.
Явление радиоактивности
Явление радиоактивности было открыто в 1896 году французским ученым Анри Беккерелем. В настоящее время оно широко используется в науке, технике, медицине, промышленности. Радиоактивные элементы естественного происхождения присутствуют повсюду в окружающей человека среде. В больших объемах образуются искусственные радионуклиды, главным образом в качестве побочного продукта на предприятиях оборонной промышленности и атомной энергетики. Попадая в окружающую среду, они оказывают воздействия на живые организмы, в чем и заключается их опасность. Для правильной оценки этой опасности необходимо четкое представление о масштабах загрязнения окружающей среды, о выгодах, которые приносят производства, основным или побочным продуктом которых являются радионуклиды, и потерях, связанных с отказом от этих производств, о реальных механизмах действия радиации, последствиях и существующих мерах защиты.
Радиоактивность - неустойчивость ядер некоторых атомов, проявляющаяся в их способности к самопроизвольным превращениям (распаду), сопровождающимся испусканием ионизирующего излучения или радиацией
| Радиация, или ионизирующее излучение - это частицы и гамма-кванты, энергия которых достаточно велика, чтобы при воздействии на вещество создавать ионы разных знаков. Радиацию нельзя вызвать с помощью химических реакций. |
Мерой радиоактивности служит активность. Измеряется в Беккерелях (Бк), что соответствует 1 распаду в секунду. Содержание активности в веществе часто оценивают на единицу веса вещества (Бк/кг) или объема (Бк/куб.м).
Также встречается еще такая единица активности, как Кюри (Ки). Это - огромная величина: 1 Ки = 37000000000 Бк.
Активность радиоактивного источника характеризует его мощность. Так, в источнике активностью 1 Кюри происходит 37000000000 распадов в секунду.
4
Как было сказано выше, при этих распадах источник испускает ионизирующее излучения. Мерой ионизационного воздействия этого излучения на вещество является экспозиционная доза. Часто измеряется в Рентгенах (Р). Поскольку 1 Рентген - довольно большая величина, на практике удобнее пользоваться миллионной (мкР) или тысячной (мР) долями Рентгена.
Действие распространенных бытовых дозиметров основано на измерении ионизации за определенное время, то есть мощности экспозиционной дозы. Единица измерения мощности экспозиционной дозы - микроРентген/час.
Мощность дозы, умноженная на время, называется дозой. Мощность дозы и доза соотносятся так же как скорость автомобиля и пройденное этим автомобилем расстояние (путь).
Для оценки воздействия на организм человека используются понятия эквивалентная доза и мощность эквивалентной дозы. Измеряются, соответственно, в Зивертах (Зв) и Зивертах/час. В быту можно считать, что 1 Зиверт = 100 Рентген. Необходимо указывать на какой орган, часть или все тело пришлась данная доза.
Можно показать, что упомянутый выше точечный источник активностью 1 Кюри (для определенности рассматриваем источник цезий-137) на расстоянии 1 метр от себя создает мощность экспозиционной дозы приблизительно 0,3 Рентгена/час, а на расстоянии 10 метров - приблизительно 0,003 Рентгена/час. Уменьшение мощности дозы с увеличением расстояния от источника происходит всегда и обусловлено законами распространения излучения.
Что вокруг нас радиоактивно?
Воздействие на человека тех или иных источников радиации поможет оценить следующая диаграмма (по данным А.Г.Зеленкова, 1990).
Ядерные реакции
Общие сведения.
Явление деления тяжелых атомных ядер на два осколка было открыто Ганом и Штрассманом в 1939 г. При изучении взаимодействия нейтронов различных энергий и ядер урана. Несколько позже, в 1940 г. Советские физики К.А.Петржак и Г.И. Флеров обнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление ядер урана. При спонтанном деление и делении, вызванном нейронами, как правило, образуется асимметричные осколки, отношение масс которых примерно равно 3: 2.
При реакции деления выделяется очень большая энергия. Энергия деления высвобождается в виде кинетической энергии ядер-осколков, кинетической энергии испускаемых ядрами-осколками электронов, гамма-квантов, нейтрино, нейтронов.
Основная часть энергии деления приходится на энергию ядер-осколков, поскольку под действием кулоновских сил отталкивания они приобретают большую кинетическую энергию. Основная часть энергии деления выделяется в виде кинетической энергии ядер-осколков.
Замечательным и чрезвычайно важным свойством реакции деления является то, что в результате деления образуется несколько нейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условия для поддержания стационарной или развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующих условиях к развитию неконтролируемого процесса деления. Число вторичных нейтронов не постоянно для всех тяжелых ядер и зависит как от энергии вызвавшего деление нейтрона, так и от свойств ядра-мишени. Среди нейтронов деления кроме так называемых мгновенных нейтронов, испускаемых за 10-15 с после процесса деления, есть также и запаздывающие нейтроны. Они испускаются в течении нескольких минут с постепенно убывающей интенсивность. Мгновенные нейтроны составляют более 99% полного числа нейтронов деления, а их энергия заключена в широком диапазоне: от тепловой энергии и до энергии приблизительно равной 10 МэВ.
Запаздывающие нейтроны испускаются возбужденными ядрами образующихся после бета-распада продуктов деления - ядер-предшественников. Поскольку испускание нуклонов возбужденным ядром происходит мгновенно, то во время испускания запаздывающего нейтрона после акта деления будет определяться постоянной распада ядра-предшественника.
Продукты деления.
В результате деления тяжелых ядер образуются, как правило, два ядра-осколка с различной массой. В среднем отношение масс легких и тяжелых осколков равно 2 : 3. Как правило, ядра-осколки имеют большой избыток нейтронов и поэтому неустойчивы относительно вета-распада. Массовые числа А продуктов деления меняются от 72 до 161, а атомные номера от 30 до 65. Вероятность симметричного деления на два осколка с приблизительно равными массами составляет всего 0,04%. Доля симметричного деления возрастает по мере увеличения энергии первичного нейтрона, вызывающего деление атомного ядра.
Взаимодействие нейтронов с атомными ядрами
Различные частицы (нейтроны, протоны, электроны, гамма-кванты и т.д.) могут взаимодействовать с атомными ядрами. Характер взаимодействия зависит от энергии частиц, их типа и свойств атомного ядра. Для оценки вероятности взаимодействия вводится величина, называемая микроскопическим сечением взаимодействия. Физический смысл ее состоит в следующем. Пусть пучок нейтронов интенсивностью No падает на мишень, состоящую из одного слоя ядер. Число ядер на единице поверхности равно М. Предположим, что при прохождении пучка через такой слой часть нейтронов поглотиться в нем и через слой прошло N`. Тогда вероятность взаимодействия одного нейтрона с одним атомным ядром:
s= No-N`
NoM
Это и есть микроскопическое сечение, представляющее собой эффективную площадь поперечного сечения атомного ядра, попав в которое налетающая частица вызывает ядерную реакцию или испытывает рассеяние.
В процессе экспериментальных исследований энергетической зависимости сечения взаимодействия частиц и различных атомных ядер было обнаружено, что при определенных энергиях значения сечений резко возрастают, а при дальнейшем увеличении энергии снова уменьшаются. Это явление называется резонансом.
В практике реактостроения нейтроны по энергии принято делить на следующие группы: быстрые нейтроны с энергией 0,10 - 10 МэВ, тепловые нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии с ядрами среды и имеющие энергию 0,005 - 0,2 эВ , и промежуточные (2 - 102 эВ) и надтепловые (0,2 - 2 эВ).
При взаимодействии нейтрона и ядер могут протекать следующие реакции: упругое рассеяние, неупругое рассеяние, радиационный захват, деление. Вероятность протекания определенной реакции характеризуется микроскопическими сечениями. В зависимости от энергии нейтрона сечения могут изменятся. Так, в области быстрых нейтронов сечение радиационного захвата примерно в 100 раз меньше сечения захвата тепловых нейтронов. Сечение упругого рассеяния, как правило, почти постоянное для энергии выше 1 эВ.
Наряду с микроскопическими сечениями на практике используются также макроскопические сечения, под которыми понимают вероятность взаимодействия частицы в единице объема вещества. Если в единице объема число ядер определенного типа есть N, то макроскопическое сечение = микроскопическое сечение S=sN. Как и микроскопическое, макроскопическое сечение также характеризует определенный тип ядерной реакции.
Цепная ядерная реакция
Ядерные реакторы.
При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.
Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.
Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235U, доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.
Хотя 238U и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер 238U с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер 238U.
Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238U, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu, 233U, сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).
Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1, называется критической. Если К>1, число нейтронов в системе увеличивается и она в этом случае называется надкритической. При К< 1 происходит уменьшение числа нейтронов и система называется подкритической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.
В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося большим сечением рассеяния и малым сечением поглощения.
Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния.
В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя.
В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.
Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.
В основе производства тепловой и электрической энергии лежит процесс сжигания ископаемых энергоресурсов – угля, нефти, газа. А в атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при поглощении нейтронов. Поэтому использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики снимает остроту этой проблемы. Открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов, сделавшее наш век атомным, прибавило к запасам энергетического ископаемого топлива существенный клад ядерного горючего. Запасы урана в земной коре оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого богатства находится в рассеянном состоянии – в гранитах, базальтах. В водах мирового океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно немного. Поэтому массу ресурсов урана, которую можно добыть при современной технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн естественного урана.
Важная проблема современного индустриального общества - обеспечение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна. Ученые обеспокоены по поводу "парникового эффекта", возникающего из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического топлива, и соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Да и проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления рек приблизились во многих районах к критической черте.
Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены.
Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива.
«Нет» атомной энергии
История создания ядерного оружия.
1902 – 1903. Начало пути: А. Беккерель, Ф.Содди, Э. Резерфорд
Первые сигналы о том, что внутри атомов скрыты огромные запасы энергии, поступили как раз от того элемента, который впоследствии и подсказал способ ее извлечения. В самом конце XIX века Антуан Анри Беккерель, пытавшийся обнаружить рентгеновское излучение при флюоресценции солей урана, открыл явление радиоактивности – беккерелевы лучи. Открытие А. Беккереля заинтересовало многих: во Франции ими были, Мария и Пьер Кюри, Поль Виллар, в Англии – Эрнест Резерфорд и Фредерик Содди, в Германии и Австрии – Эгон Швейтлер, Стефен Майер, чуть позже – Отто Ган.
Но первыми до конца осознали, что попало им в руки, были все-таки Ф. Содди и Э. Резерфорд. И произошло это не позже 1902-1903 годов, потому что уже в 1903 году Ф. Содди написал: "Атомная энергия, по всей вероятности, обладает несравненно большей мощностью, чем молекулярная энергия, <...> и сознание этого факта должно заставить нас рассматривать планету, на которой мы живем, как склад взрывчатых веществ, обладающих невероятной взрывной силой". (Спустя пять лет Ф. Содди писал о возможности с помощью атомной энергии "превратить всю планету в цветущий сад", но это не имело никакого значения, главные слова уже были сказаны.)
Виды ядерных зарядов
Атомные заряды.Действие атомного оружия основывается на реакции деления тяжелых ядер (уран-235, плутоний-239 и т.д.). Цепная реакция деления развивается не в любом количестве делящегося вещества, а лишь только в определенной для каждого вещества массе. Наименьшее количество делящегося вещества, в котором возможна саморазвивающаяся цепная ядерная реакция, называют критической массой. Уменьшение критической массы будет наблюдаться при увеличении плотности вещества.
Делящееся вещество в атомном заряде находится в подкритическом состоянии. По принципу его перевода в надкритическое состояние атомные заряды делятся на пушечные и имплозивного типа. В зарядах пушечного типа две и более частей делящегося вещества, масса каждой из которых меньше критической, быстро соединяются друг с другом в надкритическую массу в результате взрыва обычного взрывчатого вещества (выстреливания одной части в другую). При создании зарядов по такой схеме трудно обеспечить высокую надкритичность, вследствие чего его коэффициент полезного действия невелик. Достоинством схемы пушечного типа является возможность создания зарядов малого диаметра и высокой стойкости к действию механических нагрузок, что позволяет использовать их в артиллерийских снарядах и минах.
В зарядах имплозивного типа делящееся вещество, имеющее при нормальной плотности массу меньше критической, переводится в надкритическое состояние повышением его плотности в результате обжатия с помощью взрыва обычного взрывчатого вещества. В таких зарядах представляется возможность получить высокую надкритичность и, следовательно , высокий коэффициент полезного использования делящегося вещества.
Термоядерные заряды.
Действие термоядерного оружия основывается на реакции синтеза ядер легких элементов. Для возникновения цепной термоядерной реакции необходима очень высокая (порядка нескольких миллионов градусов) температура, которая достигается взрывом обычного атомного заряда . В качестве термоядерного горючего используется обычно дейтрид лития-6 (твердое вещество, представляющее собой соединение лития-6 и дейтерия).
Нейтронные заряды.
Нейтронный заряд представляет собой особый вид термоядерного заряда, в котором резко увеличен выход нейтронов. Для боевой части ракеты "Лэнс" на долю реакции синтеза приходится порядка 70% освобождающейся энергии.
Чистый" заряд.
Чистый заряд-это ядерный заряд, при взрыве которого выход долгоживущих радиоактивных изотопов существенно снижен.
Мощность ядерных боеприпасов
Ядерное оружие обладает колоссальной мощностью. При делении урана массой порядка килограмма освобождается такое же количество энергии, как при взрыве тротила массой около 20 тысяч тонн. Термоядерные реакции синтеза являются еще более энергоемкими. Мощность взрыва ядерных боеприпасов принято измерять в единицах тротилового эквивалента. Тротиловый эквивалент - это масса тринитротолуола, которая обеспечила бы взрыв, по мощности эквивалентный взрыву данного ядерного боеприпаса. Обычно он измеряется в килотоннах (кТ) или в мегатоннах (МгТ).В зависимости от мощности ядерные боеприпасы делят на калибры:
-сверхмалый (менее 1кТ)
-малый (от 1 до 10 кТ)
-средний (от 10 до 100 кТ)
-крупный (от 100 кТ до 1 МгТ)
-сверхкрупный (свыше 1 МгТ)
Термоядерными зарядами комплектуются боеприпасы сверхкрупного, крупного и среднего калибров; ядерными - сверхмалого, малого и среднего калибров, Нейтронными - сверхмалого и малого калибров.
Поражающие факторы ядерного взрыва.
Поражающее действие ядерного взрыва определяется механическим воздействием ударной волны, тепловым воздействием светового излучения, радиационным воздействием проникающей радиации и радиоактивного заражения. Для некоторых элементов объектов поражающим фактором является электромагнитное излучение (электромагнитный импульс) ядерного взрыва.Распределение энергии между поражающими факторами ядерного взрыва зависит от вида взрыва и условий, в которых он происходит. При взрыве в атмосфере примерно 50 % энергии взрыва расходуется на образование ударной волны, 30 — 40% — на световое излучение, до 5 % — на проникающую радиацию и электромагнитный импульс и до 15 % —на радиоактивное заражение.
Для нейтронного взрыва характерны те же поражающие факторы, однако несколько по-иному распределяется энергия взрыва: 8 — 10% — на образование ударной волны, 5 — 8 % — на световое излучение и около 85 % расходуется на образование нейтронного и гамма-излучений (проникающей радиации).
Действие поражающих факторов ядерного взрыва на людей и элементы объектов происходит не одновременно и различается по длительности воздействия, характеру и масштабам поражения.
Ядерный взрыв способен мгновенно уничтожить или вывести из строя незащищенных людей, открыто стоящую технику, сооружения и различные материальные средства. Основными поражающими факторами ядерного взрыва являются:
-ударная волна
-световое излучение
-проникающая радиация
-радиоактивное заражение местности
-электромагнитный импульс
Рассмотрим их.
Ударная волна
В большинстве случаев является основным поражающим фактором ядерного взрыва. По своей природе она подобна ударной волне обычного взрыва, но действует более продолжительное время и обладает гораздо большей разрушительной силой. Ударная волна ядерного взрыва может на значительном расстоянии от центра взрыва наносить поражения людям, разрушать сооружения и повреждать боевую технику.
Ударная волна представляет собой область сильного сжатия воздуха, распространяющуюся с большой скоростью во все стороны от центра взрыва. Скорость распространения ее зависит от давления воздуха во фронте ударной волны; вблизи центра взрыва она в несколько раз превышает скорость звука, но с увеличением расстояния от места взрыва резко падает.
За первые 2 сек ударная волна проходит около 1000 м, за 5 сек - 2000 м, за 8 сек - около 3000 м.
Это служит обоснованием норматива N5 ЗОМП "Действия при вспышке ядерного взрыва": отлично - 2 сек, хорошо - 3 сек, удовлетврительно-4 сек.
Крайне тяжелые контузии и травмы у людей возникают при избыточном давлении более 100 кПа (1 кгс/см2). Отмечаются разрывы внутренних органов, переломы костей, внутренние кровотечения, сотрясение мозга, длительная потеря сознания. Разрывы наблюдаются в органах, содержащих большое количество крови (печень, селезенка, почки), наполненных газом (легкие, кишечник) или имеющие полости, наполненные жидкостью (желудочки головного мозга, мочевой и желчный пузыри). Эти травмы могут привести к смертельному исходу.
Тяжелые контузии и травмы возможны при избыточных давлениях от 60 до 100 кПа (от 0,6 до 1,0 кгс/см2). Они характеризуются сильной контузией всего организма, потерей сознания, переломами костей, кровотечением из носа и ушей; возможны повреждения внутренних органов и внутренние кровотечения.
Поражения средней тяжести возникают при избыточном давлении 40 — 60 кПа (0,4—0,6 кгс/см2). При этом могут быть вывихи конечностей, контузия головного мозга, повреждение органов слуха, кровотечение из носа и ушей.
Легкие поражения наступают при избыточном давлении 20 — 40 кПа (0,2—0,4 кгс/см2). Они выражаются в скоропроходящих нарушениях функций организма (звон в ушах, головокружение, головная боль). Возможны вывихи, ушибы.
Избыточные давления во фронте ударной волны 10 кПа (0,1 кгс/см2) и менее для людей и животных, расположенных вне укрытий, считаются безопасными.
Радиус поражения обломками зданий, особенно осколками стекол, разрушающихся при избыточном давлении более 2 кПа (0,02 кгс/см2) может превышать радиус непосредственного поражения ударной волной.
Гарантированная защита людей от ударной волны обеспечивается при укрытии их в убежищах. При отсутствии убежищ используются противорадиационные укрытия, подземные выработки, естественные укрытия и рельеф местности.
Механическое воздействие ударной волны. Характер разрушения элементов объекта (предметов) зависит от нагрузки, создаваемой ударной волной, и реакции предмета на действие этой нагрузки.
Общую оценку разрушений, вызванных ударной волной ядерного взрыва, принято давать по степени тяжести этих разрушений. Для большинства элементов объекта, как правило, рассматриваются три степени—слабое, среднее и сильное разрушение. Для жилых и промышленных зданий берется обычно четвертая степень— полное разрушение. При слабом разрушении, как правило, объект не выходит из строя; его можно эксплуатировать немедленно или после незначительного (текущего) ремонта. Средним разрушением обычно называют разрушение главным образом второстепенных элементов объекта. Основные элементы могут деформироваться и повреждаться частично. Восстановление возможно силами предприятия путем проведения среднего или капитального ремонта. Сильное разрушение объекта характеризуется сильной деформацией или разрушением его основных элементов, в результате чего объект выходит из строя и не может быть восстановлен.
Применительно к гражданским и промышленным зданиям степени разрушения характеризуются следующим состоянием конструкции.
Слабое разрушение. Разрушаются оконные и дверные заполнения и легкие перегородки, частично разрушается кровля, возможны трещины в стенах верхних этажей. Подвалы и нижние этажи сохраняются полностью. Находиться в здании безопасно, и оно может эксплуатироваться после проведения текущего ремонта.
Среднее разрушение проявляется в разрушении крыш и встроенных элементов— вутренних перегородок, окон, а также в возникновении трещин в стенах, обрушении отдельных участков чердачных перекрытий и стен верхних этажей. Подвалы сохраняются. После расчистки и ремонта может быть использована часть помещений нижних этажей. Восстановление зданий возможно при проведении капитального ремонта.
Сильное разрушение характеризуется разрушением несущих конструкций и перекрытий верхних этажей, образованием трещин в стенах и деформацией перекрытий нижних этажей. Использование помещений становится невозможным, а ремонт и восстановление чаще всего нецелесообразным.
Полное разрушение. Разрушаются все основные элементы здания, включая и несущие конструкции. Использовать здания невозможно. Подвальные помещения при сильных и полных разрушениях могут сохраняться и после разбора завалов частично использоваться.
Наибольшие разрушения получают наземные здания, рассчитанные на собственный вес и вертикальные нагрузки, более устойчивы заглубленные и подземные сооружения. Здания с металлическим каркасом средние разрушения получают при 20 — 40 кПа, а полные — при 60—80 кПа, здания кирпичные — при 10 — 20 и 30 — 40, здания деревянные — при 10 и 20 кПа соответственно. Здания с большим количеством проемов более устойчивы, так как в первую очередь разрушаются заполнения проемов, а несущие конструкции при этом испытывают меньшую нагрузку. Разрушение остекления в зданиях происходит при 2—7 кПа.
Объем разрушений в городе зависит от характера строений, их этажности и плотности застройки. При плотности застройки 50 % давление ударной волны на здания может быть меньше (на 20 — 40 %), чем на здания, стоящие на открытой местности, на таком же расстоянии от центра взрыва. При плотности застройки менее 30 % экранирующее действие зданий незначительно и не имеет практического значения.
Энергетическое, промышленное и коммунальное оборудование может иметь следующие степени разрушений.
Слабые разрушения: деформации трубопроводов, их повреждения на стыках; повреждения и разрушении контрольно-измерительной аппаратуры; повреждение верхних частей колодцев на водо-, тепло- и газовых сетях; отдельные разрывы на линии электропередач (ЛЭП); повреждения станков, требующих замены электропроводки, приборов и других поврежденных частей.
Средние разрушения: отдельные разрывы и деформации трубопроводов, кабелей; деформации и повреждения отдельных опор ЛЭП; деформация и смещение на опорах цистерн, разрушение их выше уровня жидкости;
повреждения станков, требующих капитального ремонта.
Сильные разрушения: массовые разрывы трубопроводов, кабелей и разрушения опор ЛЭП и другие разрушения, которые нельзя устранить при капитальном ремонте.
Наиболее стойки подземные энергетические сети. Газовые, водопроводные и канализационные подземные сети разрушаются только при наземных взрывах в непосредственной близости от центра при давлении ударной волны 600 — 1500 кПа. Степень и характер разрушения трубопроводов зависят от диаметра и материала труб, а также от глубины прокладки. Энергетические сети в зданиях, как правило, выходят из строя при разрушении элементов застройки. Воздушные линии связи и электропроводок получают сильные разрушения при 80 — 120 кПа, при этом линии, проходящие в радиальном направлении от центра взрыва, повреждаются в меньшей степени, чем линии, проходящие перпендикулярно к направлению распространения ударной волны.
Станочное оборудование предприятий разрушается при избыточных давлениях 35 — 70 кПа. Измерительное оборудование — при 20 — 30 кПа, а наиболее чувствительные приборы могут повреждаться и при 10 кПа и даже 5 кПа. При этом необходимо учитывать, что при обрушении конструкций зданий также будет разрушаться оборудование.
Для гидроузлов наиболее опасными являются надводный и подводный взрывы со стороны верхнего бьефа. Наиболее устойчивые элементы гидроузлов — бетонные и земляные плотины, которые разрушаются при давлении более 1000 кПа. Наиболее слабые — гидрозатворы водосливных плотин, электрическое оборудование и различные надстройки.
Степень разрушений (повреждений) транспортных средств зависит от их положения относительно направления распространения ударной волны. Средства транспорта, расположенные бортом к направлению действия ударной волны, как правило, опрокидываются и получают большие повреждения, чем машины, обращенные к взрыву передней частью. Загруженные и закрепленные средства транспорта имеют меньшую степень повреждения. Более устойчивыми элементами являются двигатели. Например, при сильных повреждениях двигатели автомашин повреждаются незначительно, и машины способны двигаться своим ходом.
Наиболее устойчивы к воздействию ударной волны морские и речные суда и железнодорожный транспорт. При воздушном или надводном взрыве повреждение судов будет происходить главным образом под действием воздушной ударной волны. Поэтому повреждаются в основном надводные части судов — палубные надстройки, мачты, радиолокационные антенны и т. д. Котлы, вытяжные устройства и другое внутреннее оборудование повреждаются затекающей внутрь ударной волной. Транспортные суда получают средние повреждения при давлениях 60—80 кПа. Железнодорожный подвижной состав может эксплуатироваться после воздействия избыточных давлений: вагоны—до 40 кПа, тепловозы — до 70 кПа (слабые разрушения).
Самолеты—более уязвимые объекты, чем остальные транспортные средства. Нагрузки, создаваемые избыточным давлением 10 кПа, достаточны для того, чтобы образовались вмятины в обшивке самолета, деформировались крылья и стрингеры, что может привести к временному снятию с полетов.
Воздушная ударная волна также действует на растения. Полное повреждение лесного массива наблюдается при избыточном давлении, превышающем 50 кПа (0,5 кгс/см2). Деревья при этом вырываются с корнем, ломаются и отбрасываются, образуя сплошные завалы. При избыточном давлении от 30 до 50 кПа (03,— 0,5 кгс/см2) повреждается около 50 % деревьев (завалы также сплошные), а при давлении от 10 до 30 кПа (0,1 — 0,3 кгс/см2) —до 30% деревьев. Молодые деревья более устойчивы к воздействию ударной волны, чем старые и спелые.
Ядерный терроризм
Биологические основы действия ионизирующего излучения на человека:
Биологическое действие ионизирующего излучения на организм человека, согласно современным представлениям, проявляется детерминированными и стохастическими эффектами. Детерминированные эффекты - лучевые поражения органов и тканей -имеют пороговый характер и могут клинически проявляться при уровнях однократного облучения отдельных органов в дозе более 0,15 Гр**, либо хронического многолетнего облучения при мощности эффективной дозы более 0,15 Зв/год. Лучевая болезнь человека может развиться при облучении костного мозга в дозе более 0,5 Гр, либо хроническом многолетнем облучении при мощности эффективной дозы более 0,4 Зв/год.
Единица поглощенной дозы в системе СИ - Грей, Гр (1 Гр=1 Дж/кг=100 рад). Мерой суммарного эффекта хронического облучения человека в малых дозах является эффективная доза, измеряемая в Зивертах, Зв (1 Зв = 100 бэр). С помощью этой универсальной величины учитываются особенности биологического действия на человека внешних источников ионизирующего излучения и инкорпорированных радионуклидов с различной локализацией в организме (изотопы йода, цезия, стронция, плутония и др.).
В соответствии с общепринятой консервативной радиобиологической гипотезой любой сколь угодно малый уровень облучения обусловливает определенный риск возникновения стохастических эффектов. К ним относят индукцию: злокачественных новообразований (канцерогенное действие), некоторых врожденных пороков развития (тератогенное действие) и болезней у потомков облученных (генетическое действие). Для количественной оценки частоты возможных стохастических эффектов используется упомянутая выше гипотеза о линейной беспороговой зависимости вероятности отдаленных последствий от дозы излучения с коэффициентом риска 7 10 -2 Зв.
Угрозы терроризма:
Построение эффективной и экономичной системы безопасности ядерного комплекса должно опираться на анализ потенциальных последствий террористического акта. Уязвимость ядерных объектов также необходимо рассматривать в контексте защиты других важных отраслей промышленности. (Крупномасштабная катастрофа, например, может быть вызвана разрушением хранилища токсичных и взрыво /пожароопасных химических реагентов, таких как этил бромида, двуокись хлора, нефтепродукты и т.д.). Акты терроризма в отношении ядерных объектов и материалов могут быть условно классифицированы следующим образом.
Подрыв (или угроза подрыва) ядерного взрывного устройства. Ядерный взрыв представляет собой наиболее страшное проявление терроризма. В силу этого, сохранность стратегических ядерных материалов (высокообогащенного урана и плутония) и оружия является жизненным вопросом национальной безопасности и должна быть главным приоритетом в организации защиты ядерного комплекса. Положение дел в этой области в России продолжает быть неудовлетворительным и требует исправления. В дополнение к превентивным мерам контроля и защиты материалов, необходимо создать технические средства и разработать процедуры по поиску и нейтрализации ядерных взрывных устройств, контролю кризисной ситуации. К счастью, угроза применения ядерного оружия террористами остается пока гипотетической.
Заражение радиоактивными материалами. Использование радиоактивных материалов (цезия-137, плутония, кобальта-60 и т.д.) в широкомасштабных терактах подразумевает их распыление в виде аэрозолей или растворение в водоисточниках. Ликвидация последствий подобной акции потребует значительных усилий. Однако в большинстве сценариев террористических атак (растворение плутония в водоеме или его аэрозольное распыление, подрыв контейнера с цезием-137) радиоактивное заражение останется локальным и не приведет к катастрофическому ущербу.
Диверсия на ядерных объектах. В большинстве случаев, последствия повреждения установок исследовательских центров или предприятий топливного цикла будут носить локальный характер (в пределах промплощадки). Глобальная катастрофа возможна при диверсии на реакторе АЭС, отличающемся от других ядерных установок содержанием больших количеств радиоактивных материалов и высоким внутренним энерговыгоранием. В России повышенную опасность представляют 25 энергоблоков восьми АЭС (6 ВВЭР-440, 7 ВВЭР-1000, 11 РБМК-1000 и 1 БН-600) и промышленных реакторов в закрытых городах Минатома (по 2 в Томске-7 и Челябинске-65 и один в Красноярске-26) .
При нападении на реактор технически грамотный противник скорее всего будет стремиться к повреждению его систем жизнеобеспечения с целью расплавления реакторной зоны. Для реакторов типа ВВЭР возможна следующая цепочка событий: - повреждение систем охлаждения реактора (основных трубопроводов, насосов и т.д.); - потеря теплоносителя и расплавление реакторной зоны, сопровождаемые паровым взрывом при контакте расплавленного топлива с остатками воды в реакторном корпусе; - разрушение корпуса реактора и реакторного здания с последующим выбросом радиоактивных продуктов деления.
Аналогичные события могут быть инициированы в водографитовых реакторах типа РБМК и в промышленных реакторах.
Одним из наихудших возможных результатов террористической акции является повторение Чернобыльской трагедии, повлекшей за собой ущерб здоровью тысяч людей, вывод из оборота сельскохозяйственных угодий, потерю энергоисточника и затраты на ликвидацию последствий аварии. Даже в условиях предотвращения значительного выброса радиоактивности долговременная остановка энергоблока способна вызвать большие экономические и социально-политические потери.
Защита от ядерного терроризма:
Борьба с ядерным терроризмом требует работы по многим направлениям. Важным вкладом, например, служит работа правоохранительных и специальных служб по нейтрализации террористических групп. Совершенно необходимой является система заранее подготовленных мер по ограничению ущерба и ликвидации последствий возможных ядерных происшествий. Однако главным элементом по сдерживанию и пресечению вооруженного нападения на ядерный объект является его система физической защиты. Предметом дальнейшего рассмотрения является организация защиты АЭС. Проблемы российских установок обсуждаются в контексте опыта, накопленного на АЭС США.
Первый шаг построения системы безопасности АЭС состоит в определении круга и ролей ответственных организаций. В России главная ответственность за безопасность атомных станций лежит на самих АЭС и их руководящей организации - концерне Росатомэнерго (Минатом). Работа по обеспечению безопасности ведется при активном сотрудничестве с правоохранительными органами и контролируется (пока что в значительной мере теоретически) Госатомнадзором.
Радиоактивное заражение
Основную часть облучения население земного шара получает от естественных источников радиации. Большинство из них таковы, что избежать облучения от них совершенно невозможно. На протяжении всей истории существования Земли разные виды излучения падают на поверхность Земли из космоса и поступают от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Человек подвергается облучению двумя способами: радио- активные вещества могут находиться вне организма и облучать его снаружи; в этом случае говорят о внешнем облучении, или же они могут оказаться в воздухе, которым дышит человек, в пище или в воде и попасть внутрь организма- такой способ облучения называют внутренним. Облучению от естественных источников радиации подвергается любой житель Земли, однако одни из них получают большие дозы, чем другие. Это зависит, в частности, от того, где они живут. Уровень радиации в некоторых местах земного шара, там, где залегают особенно радиоактивные породы, оказывается значительно выше среднего, а в других местах - соответственно ниже. Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Земные источники радиации в сумме ответственны за большую часть облучения, которому подвер- гается человек за счет естественной радиации. В среднем они обеспечивают более 5/6 годовой эффективно эквивалентной дозы, получаемой населением, в основном вследствие внутреннего облучения. Остальную часть вносят космические лучи, главным образом путем внешнего облучения. С начала прошлого века человек ”покорил атом” и к естественным источникам радиации добавились источники созданные самими людьми. Опасность получения радиоактивного облучения сильно возросла. Проблема радиационной обстановки очень актуальна на сегодняшний день: Много АЭС: Белоярская, Ленинградская, Балаковская, Минская, Брестская, Обнинская и т.д. Ряд небольших аварий, большинство из которых очень тчательно скрывались (например, об аварии на Чернобыльской АЭС было упомянуто в газете “Правда” уже после избрания Генеральным секретарём ЦК КПСС Ю.В. Андропова). Сентябрь 1957 года. Авария на реакторе близ Челябинска. Радиацией была заражена обширная территория. Население эвакуировали, а весь скот уничтожили. 7 января 1974 года. Взрыв на первом блоке Ленинградской АЭС. Жертв не было. 1977 год. Расплавление половины топливных сборок активной зоны на втором блоке Белоярской АЭС. Ремонт с переоблучением персонала длился около года. Октябрь 1982 года. Взрыв генера- тора на первом блоке Армянской АЭС. Машинный зал сгорел. 27 июня 1985 года. Авария на первом блоке Балаковской АЭС. Погибли 14 человек. Авария произошла из-зa ошибочных действий мaлоопытного оперативного персонала. Много атомных кораблей и подводных лодок. Проблема с выбросами радиоактивных отходов. Очень много вредных радиоактивных веществ выбрасываются в моря, реки и т.д. После аварий на АЭС иногда даже нет специальных контейнеров, в которых можно хранить радиоактивные вещества (в Чернобыле такие контейнеры строили уже после аварии, подвергая тем самым персонал пере- облучению). Крупные аварии: Чернобыльская АЭС, Уральская АЭС. Естественно, что эти аварии в большей мере подрывают веру многих людей в безопасность использования АЭС. Очень большой процент погибших и навсегда искалеченных людей. Но не одни АЭС являются источниками повышенной радиоактивной опасности. О них и пойдет далее речь.
Радиационно опасные объекты.
За последние несколько десятилетий человек создал несколько сотен искусственных радионуклидов и научился использовать энергию атома в самых разных целях: в медицине и для создания атомного оружия, для производства энергии и обнаружения пожаров, для изготовления светящихся циферблатов часов и поиска полезных ископаемых. Все это приводит к увеличению дозы облучения как отдельных людей, так и населения Земли в целом. Индивидуальные дозы, получаемые разными людьми от искусственных источников радиации, сильно различаются. В большинстве случаев эти дозы весьма невелики, но иногда облучение за счет техногенных источников оказывается во много тысяч раз интенсивнее, чем за счет естественных. Как правило, для техногенных источников радиации упомянутая вариабельность выражена гораздо сильнее, чем для естественных. Кроме того, порождаемое ими излучение обычно легче контролировать, хотя облучение, связанное с радиоактивным и осадками от ядерных взрывов, почти так же невозможно контролировать, как и облучение, обусловленное космическими лучами или земными источниками. Радиационно опасные объекты- предприятия, при аварии на которых или при разрушении которых могут произойти массовые радиационные поражения людей, животных, растений и радиоактивное заражение окружающей природной среды. К ним относятся:
1) Предприятия ядерного топливного цикла - урановая промышленность, радиохимическая промышленность, ядерные реакторы разных типов, предприятия по переработке ядерного топлива и захоронения радиоактивных отходов;
2) Научно – исследовательские и проектные институты, имеющие ядерные установки;
3) Транспортные ядерные энергетические установки;
4) Военные объекты;
Во избежание аварий на радиационно опасных объектах необходимо соблюдать технику безопасности. Режимы радиационной защиты - это порядок действия людей, применения средств и способов защиты в зонах радиоактивного заражения, предусматривающий максимальное уменьшение возможных доз облучения. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации объектов необходимо руководствоваться следующими положениями:
1. Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования).
2. Запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному фону облучения (принцип обоснования).
3. Поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения (принцип оптимизации).
Радиоэкологическая обстановка в Нижневартовске
Изучением радиоэкологической обстановки в районах разработки нефтяных месторождений Нижневартовского района ЦГСЭН в г.Нижневартовске и Нижневартовском районе занимается с 1996 года.
Лаборатория радиационного контроля Испытательного Центра ЦГСЭН аккредитована в системах:
- Госсанэпидслужбы России, аттестат аккредитации № ГСЭН.RU.ЦОА.080.12
- Лабораторий радиационного контроля (САРК), аттестат аккредитации № 41043-94/98.
Основным обнаруживаемым в практике эксплуатации объектов топливно-энергетического комплекса фактором, свидетельствующим о появлении радиационного загрязнения,является повышение мощности экспозиционной дозы ( МЭД ) гамма-излучения. Измерения МЭД проводились на открытых площадках при отборе проб для гамма - спектрометрического исследования. Проведение гамма-съемки договором не предусматривалось. Уровень естественного гамма-фона на обследованных объектах ровный, низкий, в среднем от 4 до 8 мкР/ч.
Уровень техногенного гамма-фона на различных объектах контроля нефтепромыслов колеблется от 4 до 30 мкР/ч, достигая 45 - 100 мкР/ч , на участках промышленных площадок, резервуаров и дорог, отсыпанных щебнем, в местах складирования бывших в употреблении насосно-компрессорных труб, в шламовых амбарах.
В соответствии с методическими указаниями по организации радиационного контроля на объектах нефтегазодобычи топливно-энергетического комплекса РФ(ТЭК РФ) , если мощность экспозиционной дозы (МЭД) приближается к 2 - 3 кратному фону окружающей местности или превышает 50 мкР/ч, то необходимо установление регулярного радиационного контроля (не реже 1 раза в 6 месяцев) с измерением МЭД и загрязненности поверхностей альфа- и бета-активными нуклидами.
Такие объекты встречаются на всех обследованных нефтепромыслах, кроме ЗАО Компании "Сибойл". МЭД свыше 50 мкР/ч зарегистрирована на одном объекте - шламовом амбаре КСП-16, причем , в 1998 году-100 мкР/ч, в 1999 году- 63 мкР/ч на обваловке (после засыпки содержимого его песком).
При измерении МЭД в помещениях установлено, что в целом превышение МЭД над фоном открытой местности составляет от 6,2 до 16,3 мкР/ч при норме не более, чем на 33 мкР/ч. Эффективная равновесная объемная активность радона и дочерних продуктов его распада не превышает регламент. Данная ситуация говорит о незначительном вкладе строительных конструкций и материалов в лучевую нагрузку на работающих .
Повышенный радиационный фон отмечался в 1996-1997 гг.только в НБ по РиНЭО ОАО ННГ-превышение на 38,8 мкР/ч при норме не более, чем на 33 мкР/ч .В 1998-1999 гг.измерения не проводились, т.к. ОАО ННГ отказалось заниматься изучением радиационной обстановки на базах. Гамма-спектрометрическому исследованию подвергались пробы добываемой продукции, подтоварной воды, попутной воды, воды после очистки, нефтешлам, отложения на оборудовании, грунт, щебень, песок, солевой раствор, солярка. соль.
В соответствии с методическими указаниями "Обращение с радиоактивными отходами на нефтегазовых промыслах России", утв. Минтопэнерго РФ, имеет место значительное превышение содержания тория-232 и радия-226 в нефти товарной , добываемой продукции и пробах воды от 1,1 до 26 раз.
Превышение требований СПОРО-85 и НРБ-99 не зарегистрировано.
Таблица 1
МЭД на открытой местности объектов нефтепромыслов по результатам измерений в 1996 - 1999 гг.
Содержание ЕРН и ИРН в механических примесях с внутренней поверхности подземного оборудования в основном не превышает гигиенических нормативов, но убедительно доказывает, что технологическое оборудование в процессе эксплуатации загрязняется радиоактивными осадками. Исключением является ОДАО "БН", где в 1997 году на отложениях с желонки ПРЦЭО обнаружено значительное превышение регламента НРБ-99 по содержанию 232Th и Аэфф.: -232Th - 2064 ± 887,5 Бк/кг при норме не более 1 кБк/кг , превышение в 2,1 раза, Аэфф. - 5941 ± 572,7 при норме не более 3,7 кБк/кг , превышение в 1,6 раза.
Гамма-спектрометрическое исследование проб нефтешлама и реагентов не выявило превышение гигиенических нормативов содержания ЕРН и ИРН. За 4 года исследования проб грунта обнаружено превышение требований СПОРО-85 в 1999 году в обваловке шламового амбара КСП-16 ОДАО "Белозернефть"
- по торию-232 (232Th) - в 1,7 раза,
- по эффективной активности (Аэфф.) - в 1,1 раза.
Уровень загрязнения поверхностей альфа- и бета-активными радионуклидами в основном не превышает гигиенических нормативов, кроме некоторых объектов.
В 1999 году было увеличено количество исследований альфа- и бета-загрязненности кожных покровов работающих. Результаты оказались ошеломляющими: из 9 обследованных предприятий только в 3 не было обнаружено превышение регламента ( ОДАО "Самотлорнефть", ОДАО "Нижневартовскнефть" и ЗАО Компания "Сибойл"). Во всех остальных содержание альфа-частиц в смывах с рук работающих превысило ведомственные нормативы Минтопэнерго в 1,4 - 9 раз, а требования НРБ-96 - от 1,1 до 4,5 раз. Окончательное заключение о причинах загрязнения кожных покровов пом.бурильщика, оператора, пом.оператора, слесаря дать нельзя из-за ограниченного количества исследований (12 проб) , но предварительный вывод можно сделать: работающие либо обеспечены рукавицами в недостаточном количестве , либо применяемые средства защиты недостаточны для защиты от загрязнения радионуклидами.
Параллельно с радиационным обследованием нефтепромыслов проводилась работа по изучению радиоэкологической обстановки на прилегающей территории 3 объектов:
- ООО СП "Ваньеганнефть",
- ЗАО Компания "Сибойл",
- АНК "Башнефть".
Отбор проб почвы и растительности проводился по ярусам:
- почва на поверхности, на глубине 2-3 и 5-6-см.,
- мхи,
- травы,
- низкорослые кустарники,
- высокорослые кустарники,
- деревья лиственных пород,
- деревья хвойных пород.
Исследовалась вода проток и малых рек, протекающих по территории нефтепромысла на содержание естественных и искусственных радионуклидов.
Кроме того, питьевая вода источников централизованного водоснабжения исследовалась в соответствии с СанПиН 2.1.4.559-96 "Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества.".
Распределение и накопление ИРН и ЕРН по годам разными растениями происходит неравномерно. Какой-либо закономерности не установлено из-за недостаточного количества исследованных проб. Превышение требований СанПиНа зарегистрировано не было.
Изучение радиоэкологической обстановки на объектах нефтепромыслов Нижневартовского района ведется 4 года. Накоплен значительный материал, но недостаточный для того, чтобы делать какие-либо глобальные выводы. причин для этого несколько:
- крупные нефтегазодобывающие предприятия выделяют настолько мало денежных средств, что даже учитывая то, что ЦГСЭН 30-50% работы делает дополнительно к заключенным договорам бесплатно, этого объема недостаточно, чтобы провести первичное обследование предприятия в том объеме, который предусмотрен пакетом документов Минтопэнерго,
- малые предприятия - ООО СП "Ваньеганнефть", ЗАО Компания "Сибойл", АНК "Башнефть" провели обследование только в 1999 году, т.е. ни изучена динамика накопления и распространения ЕРН и ИРН,
- все полученные данные оседают в отделах у специалистов, не используются в работе, не пересылаются в Центр радиационной безопасности Минтопэнерго для анализа и обобщения,
- существующие ведомственные нормативы значительно расходятся с НРБ-99 и СПОРО-85 в сторону ужесточения,
- нет утвержденных методик исследования нефти, подтоварной воды и т.д., работа ведется в соответствии с указаниями пакета документов Минтопэнерго: т.е. по инструкциям по эксплуатации используемых средств измерений. При использовании в работе альфа-, бета-спектрометрического комплекса "Прогресс" результаты исследования зачастую идут в виде "0±7,36". То есть, программу "Прогресс" (НПП "Доза" ВНИИФТРИ), возможно, и можно использовать, но при этом нужны методики специальной подготовки проб (концентрирование и т.п.).
Если до 1998 года у нас были только 4 документа из 7 пакета документов Минтопэнерго, и все методические указания по организации радиационного контроля носили рекомендательный характер, то в 1999 году вышел Закон Ханты-Мансийского Автономного Округа "О радиационной безопасности" от 5.01.99 г. № 3-03, где в ст. 28 указано, что предприятия добывающей и перерабатывающей отраслей промышленности и ТЭК, не связанные с ядерно-топливным циклом, обязаны проводить радиационный контроль и принимать меры по радиационной безопасности. Несмотря на это руководство большинства нефтегазодобывающих предприятий не считает себя обязанным заниматься организацией радиационного контроля.
К сожалению, нет нормативных и даже методических документов о радиационном контроле за скважинами, в которых оставлены, а затем "захоронены" ИИИ. На нашей территории - это источники гамма- и нейтронного излучения: цезий-137 с периодом полураспада 30 лет и плутониево-бериллиевые источники с периодом полураспада плутония-238 - 87,74 года, которые применяются при радиоактивном каротаже.
Необходимость в НТД есть, т.к. все чаще встает вопрос, можно ли их эксплуатировать, на каком расстоянии бурить новые скважины и т.п.
В настоящее время разработаны "Научно-методические основы формирования федеральной системы радиационно-экологической безопасности контроля в ТЭК России" (система РЭБК ТЭК). Имеется проект "Концепции создания системы РЭБК ТЭК", в разработке которого принимали участие не только ГЛАРК Минтопэнерго России, но и ГНЦ РФ "ФЭИ" Минатома России ( г.Обнинск ), ЦМИИ ГП "ВНИИФТРИ" Госстандарта России.
Ведется планомерный радиационный контроль на объектах, где производились ядерные взрывы, например, в Пермской области, но ведь любая работа бесмысленна без контроля, т.е. без проведения аналогичных исследований на незагрязненной территории, которой и может стать Нижневартовский район.
«Да» атомной энергии
Ядерная энергетика — очень молодая отрасль науки и техники. Первая в мире атомная электростанция (АЭС) в г. Обнинске Калужской области вошла в строй всего четверть века назад: 27 июня 1954 г. она выдала электрическую энергию в Московскую энергосеть. За это время ядерная энергетика выросла, возмужала и вышла на широкую дорогу промышленного производства электрической энергии во многих странах мира — Советском Союзе, США, Англии, Франции, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, Чехословакии, ГДР, Болгарии, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и др. |На январь 1981 г. во всем мире введено более 250 атомных электростанций (блоков) установленной мощностью около 140 млн. кВт. Ни одна отрасль техники не развивалась так быстро, как ядерная энергетика. Обычным электростанциям понадобилось 100 лет, чтобы достичь такого уровня инженерной техники и эксплуатации, какого достигла уже к 1975 г. ядерная энергетика.
Ученые-атомщики, руководители соответствующих фирм и ведомств по-разному представляют развитие ядерной энергетики, но в одном они сходятся: у нее хорошие перспективы и в недалеком будущем на какое-то время она станет одним из основных источников получения энергии, в том числе электрической. Предполагается, что уже в 1985 г. рост атомно-энергетических мощностей в мире достигнет 300 млн. кВт (некоторые эксперты считают эту цифру завышенной, учитывая энергетический кризис и некоторые политические обстоятельства). На Х конгрессе Международной энергетической конференции в Стамбуле в сентябре 1977 г. суммарная мощность АЭС в мире к 2000 г. определялась в 1300—1650 млн. кВт. По новым прогнозам зарубежных ученых, удельный вес мировой ядерной энергетики к 2000 г. достигнет 25—30% (и даже 40%) общей выработки электрической энергии в мире. .Такому росту ядерной энергетики способствует ряд обстоятельств:
с одной стороны — уменьшение природных запасов органического топлива (газа, нефти, а во многих экономических районах и угля), их повышенная сернистость, зольность, вызывающая загрязнение окружающей среды при сжигании этих видов топлива, резкое удорожание и сложность их добычи и т. д., с другой — постоянный рост потребности человечества в топливе и электроэнергии. При истощении запасов органического топлива использование ядерного топлива (урана, тория и плутония) — пока единственный реальный путь надежного обеспечения человечества так необходимой ему энергией. Как известно, при делении ядер урана и плутония выделяется огромное количество энергии, использование которой позволяет создавать крупные АЭС промышленного типа.
Уран широко распространен в природе, но богатых по содержанию залежей урановых руд (как, скажем, железа или угля) нет. Промышленные урансодержащие руды имеют очень небольшую концентрацию: 0,1-0,5% и даже меньше 0,08-0,05%. Правда, встречаются богатые, уникальные месторождения с содержанием до 10%, но их очень мало и запасы урана в них сравнительно невелики. В земной коре урана много, но он почти весь находится в рассеянном состоянии и не в собственно урановых, а в урансодержащих минералах, где он изоморфно замещает торий, цирконий, редкоземельные элементы. Уран содержится и в гранитах, и в базальтах, но концентрация его там настолько мала (4-10~4 и 1-10~*% соответственно), что извлечение станет возможным только в очень отдаленном будущем. Однако эти микроколичества представляют собой грандиозную цифру: 300 тыс. Q (=3-1014 кВт-ч). По некоторым прогнозам, запасы урана и тория в земной коре могут обеспечить человечество энергией на протяжении 3 млрд. лет при ежегодном потреблении З-Юккал.
Поиск урана, и, главное, определение его запасов как очень ценного и важного стратегического сырья проводится во многих странах мира. В капиталистических странах первые три места по запасам и содержанию урана в рудах занимают Канада, ЮАР и США. По добыче первое место занимают США, второе Канада, третье ЮАР. В природе есть один-единственный изотоп урана, который может поддерживать цепную реакцию деления ядра урана — это уран-235. В одном акте деления ядра урана выделяется энергия на один атом в 200 млн. раз большая, чем при любой химической реакции. Если бы все изотопы в 1 г урана подверглись делению, то выделилась бы энергия в 20 млн. ккал, что соответствует 23 тыс. кВт-ч тепловой энергии. Однако в природном Уране очень трудно получить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления, так как делящийся изотоп уран-235 в нем содержится в незначительном количестве—всего 0, 71%, а остальные 99, 29% составляет неделящийся изотоп уран-238. Поэтому создаются специальные устройства — ядерные котлы, реакторы, в которых при определенных контролируемых условиях происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов. Такие реакторы, имеющие в своем составе ядерное топливо (горючее), специальные виды замедлителя нейтронов, отражатель и охладитель, позволяют из неделящихся изотопов урана-238 или тория-232 получать делящиеся изотопы урана-233 и новый вид ядерного топлива — плутоний-239, которые затем могут быть использованы в качестве ядерного горючего.
Именно в образовании новых дополнительных количеств делящихся изотопов (а не только в израсходовании загруженного в реактор топлива) заключается исключительная ценность и специфическая особенность ядерного горючего. Кроме обычного воспроизводства, возможно так называемое расширенное, при котором образующегося ядерного горючего получается больше, чем его потребляется (отношение числа получающихся атомов делящегося вещества к числу потребленных называется коэффициентом воспроизводства). С помощью процесса воспроизводства ядерного горючего (за счет неделящихся изотопов урана или тория) можно во много раз увеличить мировые запасы ядерного горючего, что и пытаются осуществить введением в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах.
Чтобы в системе, в данном случае в ядерном реакторе, содержащей делящиеся изотопы, например уран-235, могла поддерживаться цепная реакция, необходимо выполнение ряда условий. Во-первых, масса делящегося вещества должна быть не меньше критической, т. е. система должна содержать уран-235 в количестве, достаточном для того, чтобы в среднем один нейтрон из числа получающихся при каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт деления, прежде чем он покинет систему. Во-вторых, система, содержащая ядерное топливо, должна быть окружена материалом, который как бы улавливает выходящие из нее нейтроны и возвращает их обратно, т. е. отражает. Вообще в природе не существует материала, отражающего нейтроны непосредственно в обратном направлении. Механизм работы отражателя состоит в том, что попадающие в него нейтроны беспорядочно движутся по искривленным траекториям и, не испытывая захвата со стороны атомов отражателя, в конце концов частично (в идеальном случае до 50%) попадают обратно в активную зону. Третье условие — это снижение вредного захвата нейтронов в неделящихся материалах системы, которые непосредственно не участвуют в цепной реакции, но их ядерные характеристики таковы, что требуют оптимального решения в выборе соответствующих материалов с точки зрения сохранения нейтронов.
И, наконец, одним из важнейших условий осуществления полностью контролируемой цепной реакции деления ядер атомов служит наличие средств управления ею, т. е. регулирования ее хода и скорости прохождения.
Использование радиоактивности
Явление радиоактивности положило начало бурному развитию новых направлений в химии и физике, которые, в свою очередь, стали фундаментом для создания атомно-промышленного комплекса.
Первые предприятия атомной промышленности были направлены на создание атомной бомбы, что и было впервые сделано в США. В боевых целях ядерное оружие было применено 6 и 9 августа 1945 года, когда американцами были взорваны две атомные бомбы над японскими городами Хиросима и Нагасаки. Первым предприятием атомной промышленности, созданным в СССР, стало производственное объединение “Маяк”, предназначенное для получения делящихся ядерных материалов. Первые предприятия ядерного комплекса формировались в условиях “гонки вооружения”, к тому же эффекты воздействия радиации на организм человека и окружающую среду были мало изучены, что и привело к необдуманному сбросу отходов, крупномасштабному загрязнению окружающей среды и росту числа заболеваний у работников атомной промышленности и населения, проживающего в зоне радиоактивного загрязнения, вследствие неверного нормирования доз облучения.
В настоящее время атомно-промышленный комплекс представляет собой разветвленную сеть предприятий с различными целями и задачами. В него входят предприятия военно-промышленного комплекса, АЭС, научно-исследовательские центры и институты.
За последние десятилетия произошла переоценка эффектов влияния атомной радиации на человека и окружающую среду. Был введен запрет на испытания и распространение ядерного оружия, а также подписано несколько договоров о сокращении ядерного вооружения. 29 июля 1957 года была учреждена МАГАТЭ – автономная межправительственная организация по вопросам мирного использования ядерной энергии. Целью ее создания стал контроль за деятельностью стран с развитой атомной промышленностью в соответствии с целями и принципами ООН, направленными на укрепление мира и поощрение международного сотрудничества. Международные организации, работающие в сфере изучения влияния радиации на человека и ОС, периодически пересматривали степень ее опасности в сторону повышения. С 30-ых годов этот уровень возрос в тысячу раз. Международная комиссия радиационной защиты официально признала концепцию беспорогового действия радиации на здоровье человека.
В настоящее время существует 2 мнения относительно дальнейшего развития атомной промышленности:
Атом – безусловное благо. Наиболее приоритетным путем развития энергетики является создание большого числа АЭС. На здоровье человека влияют исключительно большие дозы; атом настолько полезен, что следует облучать даже продукты питания для более длительного хранения.
Атом не может быть благом для человечества из-за неисключенной вероятности атомно-техногенных глобальных катастроф, его пагубного влияния на ОС и здоровье человека, вплоть до смертельного исхода.
Литература
1. Г.Кесслер “Ядерная энергетика” Москва :Энергоиздат, 1986 г.
2. Т.Х.Маргулова “Атомная энергетика сегодня и завтра” Москва: Высшая школа, 1989 г.
3. «Характеристики ядерного оружия» (The Effects of Nuclear Weapon), Самуэль Гласстон, Филипп Долан, 1977 г.
4. Кудрявцев П.С. Курс истории физики.
// М., Просвещение, 1982 г.
5. Яворский Б.М., Детлаф А.А. Справочник по физике.
// М., Наука, 1990 г.
РЕФЕРАТ
По физике на тему:
Атомная энергия
Работу выполнила
Студентка I курса группы Б-355
Сафина Энже
Работу проверила
Шакирова А.Ф.
За последние несколько десятилетий человек создал несколько сотен искусственных радионуклидов и научился использовать энергию атома в самых разных целях: в медицине и для создания атомного оружия, для производства энергии и обнаружения пожаров, для изготовления светящихся циферблатов часов и поиска полезных ископаемых. Все это приводит к увеличению дозы облучения как отдельных людей, так и населения Земли в целом. Индивидуальные дозы, получаемые разными людьми от искусственных источников радиации, сильно различаются. В большинстве случаев эти дозы весьма невелики, но иногда облучение за счет техногенных источников оказывается во много тысяч раз интенсивнее, чем за счет естественных. Как правило, для техногенных источников радиации упомянутая вариабельность выражена гораздо сильнее, чем для естественных. Кроме того, порождаемое ими излучение обычно легче контролировать, хотя облучение, связанное с радиоактивным и осадками от ядерных взрывов, почти так же невозможно контролировать, как и облучение, обусловленное космическими лучами или земными источниками. Радиационно опасные объекты- предприятия, при аварии на которых или при разрушении которых могут произойти массовые радиационные поражения людей, животных, растений и радиоактивное заражение окружающей природной среды. К ним относятся:
1) Предприятия ядерного топливного цикла - урановая промышленность, радиохимическая промышленность, ядерные реакторы разных типов, предприятия по переработке ядерного топлива и захоронения радиоактивных отходов;
2) Научно – исследовательские и проектные институты, имеющие ядерные установки;
3) Транспортные ядерные энергетические установки;
4) Военные объекты;
Во избежание аварий на радиационно опасных объектах необходимо соблюдать технику безопасности. Режимы радиационной защиты - это порядок действия людей, применения средств и способов защиты в зонах радиоактивного заражения, предусматривающий максимальное уменьшение возможных доз облучения. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации объектов необходимо руководствоваться следующими положениями:
1. Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования).
2. Запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному фону облучения (принцип обоснования).
3. Поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения (принцип оптимизации).
Радиоэкологическая обстановка в Нижневартовске
Изучением радиоэкологической обстановки в районах разработки нефтяных месторождений Нижневартовского района ЦГСЭН в г.Нижневартовске и Нижневартовском районе занимается с 1996 года.
Лаборатория радиационного контроля Испытательного Центра ЦГСЭН аккредитована в системах:
- Госсанэпидслужбы России, аттестат аккредитации № ГСЭН.RU.ЦОА.080.12
- Лабораторий радиационного контроля (САРК), аттестат аккредитации № 41043-94/98.
Основным обнаруживаемым в практике эксплуатации объектов топливно-энергетического комплекса фактором, свидетельствующим о появлении радиационного загрязнения,является повышение мощности экспозиционной дозы ( МЭД ) гамма-излучения. Измерения МЭД проводились на открытых площадках при отборе проб для гамма - спектрометрического исследования. Проведение гамма-съемки договором не предусматривалось. Уровень естественного гамма-фона на обследованных объектах ровный, низкий, в среднем от 4 до 8 мкР/ч.
Уровень техногенного гамма-фона на различных объектах контроля нефтепромыслов колеблется от 4 до 30 мкР/ч, достигая 45 - 100 мкР/ч , на участках промышленных площадок, резервуаров и дорог, отсыпанных щебнем, в местах складирования бывших в употреблении насосно-компрессорных труб, в шламовых амбарах.
В соответствии с методическими указаниями по организации радиационного контроля на объектах нефтегазодобычи топливно-энергетического комплекса РФ(ТЭК РФ) , если мощность экспозиционной дозы (МЭД) приближается к 2 - 3 кратному фону окружающей местности или превышает 50 мкР/ч, то необходимо установление регулярного радиационного контроля (не реже 1 раза в 6 месяцев) с измерением МЭД и загрязненности поверхностей альфа- и бета-активными нуклидами.
Такие объекты встречаются на всех обследованных нефтепромыслах, кроме ЗАО Компании "Сибойл". МЭД свыше 50 мкР/ч зарегистрирована на одном объекте - шламовом амбаре КСП-16, причем , в 1998 году-100 мкР/ч, в 1999 году- 63 мкР/ч на обваловке (после засыпки содержимого его песком).
При измерении МЭД в помещениях установлено, что в целом превышение МЭД над фоном открытой местности составляет от 6,2 до 16,3 мкР/ч при норме не более, чем на 33 мкР/ч. Эффективная равновесная объемная активность радона и дочерних продуктов его распада не превышает регламент. Данная ситуация говорит о незначительном вкладе строительных конструкций и материалов в лучевую нагрузку на работающих .
Повышенный радиационный фон отмечался в 1996-1997 гг.только в НБ по РиНЭО ОАО ННГ-превышение на 38,8 мкР/ч при норме не более, чем на 33 мкР/ч .В 1998-1999 гг.измерения не проводились, т.к. ОАО ННГ отказалось заниматься изучением радиационной обстановки на базах. Гамма-спектрометрическому исследованию подвергались пробы добываемой продукции, подтоварной воды, попутной воды, воды после очистки, нефтешлам, отложения на оборудовании, грунт, щебень, песок, солевой раствор, солярка. соль.
В соответствии с методическими указаниями "Обращение с радиоактивными отходами на нефтегазовых промыслах России", утв. Минтопэнерго РФ, имеет место значительное превышение содержания тория-232 и радия-226 в нефти товарной , добываемой продукции и пробах воды от 1,1 до 26 раз.
Превышение требований СПОРО-85 и НРБ-99 не зарегистрировано.
Таблица 1
МЭД на открытой местности объектов нефтепромыслов по результатам измерений в 1996 - 1999 гг.
| Объекты контроля | МЭД , мкР/ч | Превышение максимального | |||
| фон | макс. | средн. | значения над МЭД фона( во сколько раз ) | ||
| 1999 г. | 1996-1998 г | ||||
| ОДАО "Самотлорнефть" | 4 - 9 | 6 - 16 | 6,2-11,7 | 2-2,6 | 2-3,2 |
| ОДАО "Нижневартовскнефть" | 3 - 10 | 7 - 39 | 6,2-13,2 | 2-2,8 | 2-7,5 |
| ОДАО "Белозернефть" | мар.15 | 7-100 | 5,6-45,5 | 2,3-2,8 | 2 - 8 |
| ОДАО "Приобнефть" | 4 - 8 | 7 - 28 | 6,1-16,7 | работы не проводились | 2 - 5 |
| ОАО "Черногорнефть" | 5 - 25 | 8 - 48 | 6-38,3 | 2-4,7 | - |
| Ермаковское НГДП | 4 -14 | 8 - 19 | 7-17,4 | 2,2-2,8 | 2,2-2,8 |
| ООО СП "Черногорское" | 4 - 8 | 8 - 27 | 6,9-12 | 2,1-2,3 | 2-5,4 |
| ООО СП "Ваньеганнефть" | 3 - 8 | 5 -18 | 4,2-13,4 | 2,1-3,6 | 2-3,3 |
| ЗАО Компания "Сибойл" | 7 - 9 | 9 - 11 | 8,6-10,9 | - | работы не проводились |
| АНК "Башнефть" НГДУ "Башсибнефть" | 4-6,9 | 10 - 14 | 6,5-8,6 | 2-2,8 | работы не проводились |
Гамма-спектрометрическое исследование проб нефтешлама и реагентов не выявило превышение гигиенических нормативов содержания ЕРН и ИРН. За 4 года исследования проб грунта обнаружено превышение требований СПОРО-85 в 1999 году в обваловке шламового амбара КСП-16 ОДАО "Белозернефть"
- по торию-232 (232Th) - в 1,7 раза,
- по эффективной активности (Аэфф.) - в 1,1 раза.
Уровень загрязнения поверхностей альфа- и бета-активными радионуклидами в основном не превышает гигиенических нормативов, кроме некоторых объектов.
В 1999 году было увеличено количество исследований альфа- и бета-загрязненности кожных покровов работающих. Результаты оказались ошеломляющими: из 9 обследованных предприятий только в 3 не было обнаружено превышение регламента ( ОДАО "Самотлорнефть", ОДАО "Нижневартовскнефть" и ЗАО Компания "Сибойл"). Во всех остальных содержание альфа-частиц в смывах с рук работающих превысило ведомственные нормативы Минтопэнерго в 1,4 - 9 раз, а требования НРБ-96 - от 1,1 до 4,5 раз. Окончательное заключение о причинах загрязнения кожных покровов пом.бурильщика, оператора, пом.оператора, слесаря дать нельзя из-за ограниченного количества исследований (12 проб) , но предварительный вывод можно сделать: работающие либо обеспечены рукавицами в недостаточном количестве , либо применяемые средства защиты недостаточны для защиты от загрязнения радионуклидами.
Параллельно с радиационным обследованием нефтепромыслов проводилась работа по изучению радиоэкологической обстановки на прилегающей территории 3 объектов:
- ООО СП "Ваньеганнефть",
- ЗАО Компания "Сибойл",
- АНК "Башнефть".
Отбор проб почвы и растительности проводился по ярусам:
- почва на поверхности, на глубине 2-3 и 5-6-см.,
- мхи,
- травы,
- низкорослые кустарники,
- высокорослые кустарники,
- деревья лиственных пород,
- деревья хвойных пород.
Исследовалась вода проток и малых рек, протекающих по территории нефтепромысла на содержание естественных и искусственных радионуклидов.
Кроме того, питьевая вода источников централизованного водоснабжения исследовалась в соответствии с СанПиН 2.1.4.559-96 "Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества.".
Распределение и накопление ИРН и ЕРН по годам разными растениями происходит неравномерно. Какой-либо закономерности не установлено из-за недостаточного количества исследованных проб. Превышение требований СанПиНа зарегистрировано не было.
Изучение радиоэкологической обстановки на объектах нефтепромыслов Нижневартовского района ведется 4 года. Накоплен значительный материал, но недостаточный для того, чтобы делать какие-либо глобальные выводы. причин для этого несколько:
- крупные нефтегазодобывающие предприятия выделяют настолько мало денежных средств, что даже учитывая то, что ЦГСЭН 30-50% работы делает дополнительно к заключенным договорам бесплатно, этого объема недостаточно, чтобы провести первичное обследование предприятия в том объеме, который предусмотрен пакетом документов Минтопэнерго,
- малые предприятия - ООО СП "Ваньеганнефть", ЗАО Компания "Сибойл", АНК "Башнефть" провели обследование только в 1999 году, т.е. ни изучена динамика накопления и распространения ЕРН и ИРН,
- все полученные данные оседают в отделах у специалистов, не используются в работе, не пересылаются в Центр радиационной безопасности Минтопэнерго для анализа и обобщения,
- существующие ведомственные нормативы значительно расходятся с НРБ-99 и СПОРО-85 в сторону ужесточения,
- нет утвержденных методик исследования нефти, подтоварной воды и т.д., работа ведется в соответствии с указаниями пакета документов Минтопэнерго: т.е. по инструкциям по эксплуатации используемых средств измерений. При использовании в работе альфа-, бета-спектрометрического комплекса "Прогресс" результаты исследования зачастую идут в виде "0±7,36". То есть, программу "Прогресс" (НПП "Доза" ВНИИФТРИ), возможно, и можно использовать, но при этом нужны методики специальной подготовки проб (концентрирование и т.п.).
Если до 1998 года у нас были только 4 документа из 7 пакета документов Минтопэнерго, и все методические указания по организации радиационного контроля носили рекомендательный характер, то в 1999 году вышел Закон Ханты-Мансийского Автономного Округа "О радиационной безопасности" от 5.01.99 г. № 3-03, где в ст. 28 указано, что предприятия добывающей и перерабатывающей отраслей промышленности и ТЭК, не связанные с ядерно-топливным циклом, обязаны проводить радиационный контроль и принимать меры по радиационной безопасности. Несмотря на это руководство большинства нефтегазодобывающих предприятий не считает себя обязанным заниматься организацией радиационного контроля.
К сожалению, нет нормативных и даже методических документов о радиационном контроле за скважинами, в которых оставлены, а затем "захоронены" ИИИ. На нашей территории - это источники гамма- и нейтронного излучения: цезий-137 с периодом полураспада 30 лет и плутониево-бериллиевые источники с периодом полураспада плутония-238 - 87,74 года, которые применяются при радиоактивном каротаже.
Необходимость в НТД есть, т.к. все чаще встает вопрос, можно ли их эксплуатировать, на каком расстоянии бурить новые скважины и т.п.
В настоящее время разработаны "Научно-методические основы формирования федеральной системы радиационно-экологической безопасности контроля в ТЭК России" (система РЭБК ТЭК). Имеется проект "Концепции создания системы РЭБК ТЭК", в разработке которого принимали участие не только ГЛАРК Минтопэнерго России, но и ГНЦ РФ "ФЭИ" Минатома России ( г.Обнинск ), ЦМИИ ГП "ВНИИФТРИ" Госстандарта России.
Ведется планомерный радиационный контроль на объектах, где производились ядерные взрывы, например, в Пермской области, но ведь любая работа бесмысленна без контроля, т.е. без проведения аналогичных исследований на незагрязненной территории, которой и может стать Нижневартовский район.
«Да» атомной энергии
Ядерная энергетика — очень молодая отрасль науки и техники. Первая в мире атомная электростанция (АЭС) в г. Обнинске Калужской области вошла в строй всего четверть века назад: 27 июня 1954 г. она выдала электрическую энергию в Московскую энергосеть. За это время ядерная энергетика выросла, возмужала и вышла на широкую дорогу промышленного производства электрической энергии во многих странах мира — Советском Союзе, США, Англии, Франции, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, Чехословакии, ГДР, Болгарии, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и др. |На январь 1981 г. во всем мире введено более 250 атомных электростанций (блоков) установленной мощностью около 140 млн. кВт. Ни одна отрасль техники не развивалась так быстро, как ядерная энергетика. Обычным электростанциям понадобилось 100 лет, чтобы достичь такого уровня инженерной техники и эксплуатации, какого достигла уже к 1975 г. ядерная энергетика.
Ученые-атомщики, руководители соответствующих фирм и ведомств по-разному представляют развитие ядерной энергетики, но в одном они сходятся: у нее хорошие перспективы и в недалеком будущем на какое-то время она станет одним из основных источников получения энергии, в том числе электрической. Предполагается, что уже в 1985 г. рост атомно-энергетических мощностей в мире достигнет 300 млн. кВт (некоторые эксперты считают эту цифру завышенной, учитывая энергетический кризис и некоторые политические обстоятельства). На Х конгрессе Международной энергетической конференции в Стамбуле в сентябре 1977 г. суммарная мощность АЭС в мире к 2000 г. определялась в 1300—1650 млн. кВт. По новым прогнозам зарубежных ученых, удельный вес мировой ядерной энергетики к 2000 г. достигнет 25—30% (и даже 40%) общей выработки электрической энергии в мире. .Такому росту ядерной энергетики способствует ряд обстоятельств:
с одной стороны — уменьшение природных запасов органического топлива (газа, нефти, а во многих экономических районах и угля), их повышенная сернистость, зольность, вызывающая загрязнение окружающей среды при сжигании этих видов топлива, резкое удорожание и сложность их добычи и т. д., с другой — постоянный рост потребности человечества в топливе и электроэнергии. При истощении запасов органического топлива использование ядерного топлива (урана, тория и плутония) — пока единственный реальный путь надежного обеспечения человечества так необходимой ему энергией. Как известно, при делении ядер урана и плутония выделяется огромное количество энергии, использование которой позволяет создавать крупные АЭС промышленного типа.
Уран широко распространен в природе, но богатых по содержанию залежей урановых руд (как, скажем, железа или угля) нет. Промышленные урансодержащие руды имеют очень небольшую концентрацию: 0,1-0,5% и даже меньше 0,08-0,05%. Правда, встречаются богатые, уникальные месторождения с содержанием до 10%, но их очень мало и запасы урана в них сравнительно невелики. В земной коре урана много, но он почти весь находится в рассеянном состоянии и не в собственно урановых, а в урансодержащих минералах, где он изоморфно замещает торий, цирконий, редкоземельные элементы. Уран содержится и в гранитах, и в базальтах, но концентрация его там настолько мала (4-10~4 и 1-10~*% соответственно), что извлечение станет возможным только в очень отдаленном будущем. Однако эти микроколичества представляют собой грандиозную цифру: 300 тыс. Q (=3-1014 кВт-ч). По некоторым прогнозам, запасы урана и тория в земной коре могут обеспечить человечество энергией на протяжении 3 млрд. лет при ежегодном потреблении З-Юккал.
Поиск урана, и, главное, определение его запасов как очень ценного и важного стратегического сырья проводится во многих странах мира. В капиталистических странах первые три места по запасам и содержанию урана в рудах занимают Канада, ЮАР и США. По добыче первое место занимают США, второе Канада, третье ЮАР. В природе есть один-единственный изотоп урана, который может поддерживать цепную реакцию деления ядра урана — это уран-235. В одном акте деления ядра урана выделяется энергия на один атом в 200 млн. раз большая, чем при любой химической реакции. Если бы все изотопы в 1 г урана подверглись делению, то выделилась бы энергия в 20 млн. ккал, что соответствует 23 тыс. кВт-ч тепловой энергии. Однако в природном Уране очень трудно получить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления, так как делящийся изотоп уран-235 в нем содержится в незначительном количестве—всего 0, 71%, а остальные 99, 29% составляет неделящийся изотоп уран-238. Поэтому создаются специальные устройства — ядерные котлы, реакторы, в которых при определенных контролируемых условиях происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов. Такие реакторы, имеющие в своем составе ядерное топливо (горючее), специальные виды замедлителя нейтронов, отражатель и охладитель, позволяют из неделящихся изотопов урана-238 или тория-232 получать делящиеся изотопы урана-233 и новый вид ядерного топлива — плутоний-239, которые затем могут быть использованы в качестве ядерного горючего.
Именно в образовании новых дополнительных количеств делящихся изотопов (а не только в израсходовании загруженного в реактор топлива) заключается исключительная ценность и специфическая особенность ядерного горючего. Кроме обычного воспроизводства, возможно так называемое расширенное, при котором образующегося ядерного горючего получается больше, чем его потребляется (отношение числа получающихся атомов делящегося вещества к числу потребленных называется коэффициентом воспроизводства). С помощью процесса воспроизводства ядерного горючего (за счет неделящихся изотопов урана или тория) можно во много раз увеличить мировые запасы ядерного горючего, что и пытаются осуществить введением в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах.
Чтобы в системе, в данном случае в ядерном реакторе, содержащей делящиеся изотопы, например уран-235, могла поддерживаться цепная реакция, необходимо выполнение ряда условий. Во-первых, масса делящегося вещества должна быть не меньше критической, т. е. система должна содержать уран-235 в количестве, достаточном для того, чтобы в среднем один нейтрон из числа получающихся при каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт деления, прежде чем он покинет систему. Во-вторых, система, содержащая ядерное топливо, должна быть окружена материалом, который как бы улавливает выходящие из нее нейтроны и возвращает их обратно, т. е. отражает. Вообще в природе не существует материала, отражающего нейтроны непосредственно в обратном направлении. Механизм работы отражателя состоит в том, что попадающие в него нейтроны беспорядочно движутся по искривленным траекториям и, не испытывая захвата со стороны атомов отражателя, в конце концов частично (в идеальном случае до 50%) попадают обратно в активную зону. Третье условие — это снижение вредного захвата нейтронов в неделящихся материалах системы, которые непосредственно не участвуют в цепной реакции, но их ядерные характеристики таковы, что требуют оптимального решения в выборе соответствующих материалов с точки зрения сохранения нейтронов.
И, наконец, одним из важнейших условий осуществления полностью контролируемой цепной реакции деления ядер атомов служит наличие средств управления ею, т. е. регулирования ее хода и скорости прохождения.
Использование радиоактивности
Явление радиоактивности положило начало бурному развитию новых направлений в химии и физике, которые, в свою очередь, стали фундаментом для создания атомно-промышленного комплекса.
Первые предприятия атомной промышленности были направлены на создание атомной бомбы, что и было впервые сделано в США. В боевых целях ядерное оружие было применено 6 и 9 августа 1945 года, когда американцами были взорваны две атомные бомбы над японскими городами Хиросима и Нагасаки. Первым предприятием атомной промышленности, созданным в СССР, стало производственное объединение “Маяк”, предназначенное для получения делящихся ядерных материалов. Первые предприятия ядерного комплекса формировались в условиях “гонки вооружения”, к тому же эффекты воздействия радиации на организм человека и окружающую среду были мало изучены, что и привело к необдуманному сбросу отходов, крупномасштабному загрязнению окружающей среды и росту числа заболеваний у работников атомной промышленности и населения, проживающего в зоне радиоактивного загрязнения, вследствие неверного нормирования доз облучения.
В настоящее время атомно-промышленный комплекс представляет собой разветвленную сеть предприятий с различными целями и задачами. В него входят предприятия военно-промышленного комплекса, АЭС, научно-исследовательские центры и институты.
За последние десятилетия произошла переоценка эффектов влияния атомной радиации на человека и окружающую среду. Был введен запрет на испытания и распространение ядерного оружия, а также подписано несколько договоров о сокращении ядерного вооружения. 29 июля 1957 года была учреждена МАГАТЭ – автономная межправительственная организация по вопросам мирного использования ядерной энергии. Целью ее создания стал контроль за деятельностью стран с развитой атомной промышленностью в соответствии с целями и принципами ООН, направленными на укрепление мира и поощрение международного сотрудничества. Международные организации, работающие в сфере изучения влияния радиации на человека и ОС, периодически пересматривали степень ее опасности в сторону повышения. С 30-ых годов этот уровень возрос в тысячу раз. Международная комиссия радиационной защиты официально признала концепцию беспорогового действия радиации на здоровье человека.
В настоящее время существует 2 мнения относительно дальнейшего развития атомной промышленности:
Атом – безусловное благо. Наиболее приоритетным путем развития энергетики является создание большого числа АЭС. На здоровье человека влияют исключительно большие дозы; атом настолько полезен, что следует облучать даже продукты питания для более длительного хранения.
Атом не может быть благом для человечества из-за неисключенной вероятности атомно-техногенных глобальных катастроф, его пагубного влияния на ОС и здоровье человека, вплоть до смертельного исхода.
Литература
1. Г.Кесслер “Ядерная энергетика” Москва :Энергоиздат, 1986 г.
2. Т.Х.Маргулова “Атомная энергетика сегодня и завтра” Москва: Высшая школа, 1989 г.
3. «Характеристики ядерного оружия» (The Effects of Nuclear Weapon), Самуэль Гласстон, Филипп Долан, 1977 г.
4. Кудрявцев П.С. Курс истории физики.
// М., Просвещение, 1982 г.
5. Яворский Б.М., Детлаф А.А. Справочник по физике.
// М., Наука, 1990 г.
РЕФЕРАТ
По физике на тему:
Атомная энергия
Работу выполнила
Студентка I курса группы Б-355
Сафина Энже
Работу проверила
Шакирова А.Ф.
