Природная радиоактивность еды 


Мы поможем в написании ваших работ!



ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?

Природная радиоактивность еды



Все натуральные продукты содержат небольшое количество радиоактивных изотопов. Средний человек через пищу получает дозу радиации около 40 миллибэров в год, что составляет более 10 % суммарной годовой дозы[6].

Некоторые продукты имеют природный уровень радиации выше среднего. Среди них картофель, бобы, орехи и семечки подсолнечника. Сравнительно высокий уровень наблюдается в бразильском орехе (за счёт повышенного содержания радиоактивных нуклидов 40K, 226Ra, 228Ra), радиоактивность которого может достигать 12000 пикокюри на килограмм и выше (450 Бк/кг и выше).

Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.

К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3×1016 актов деления в 1 сек.

Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

По виду топлива

  • изотопы урана 235 и 233 (235U и 233U)
  • изотоп плутония 239 (239Pu)
  • изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U)

По степени обогащения:

  • Естественный уран
  • Слабо обогащённый уран
  • Чистый делящийся изотоп

По химическому составу:

  • металлический U
  • UO2 (диоксид урана)
  • UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

  • H2O (вода, Водо-водяной реактор)
  • Газ, (Графито-газовый реактор)
  • D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
  • Реактор с органическим теплоносителем
  • Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
  • Реактор на расплавах солей
  • Реактор с твердым теплоносителем

По роду замедлителя

  • С (графит, Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)
  • H2O (Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)
  • D2O (Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
  • Be, BeO
  • Гидриды металлов
  • Без замедлителя (Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции

  • Корпусные реакторы
  • Канальные реакторы
  • По способу генерации пара
  • Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)
  • Кипящий реактор

Классификация МАГАТЭ

  • PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
  • BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор;
  • FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых нейтронах;
  • GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор;
  • LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор
  • PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор
  • Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:

  1. 235U + n → 236U + n → 237U →(7 сут)→ 237Np + n → 238Np →(2,1 сут)→ 238Pu
  2. 238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu + n → 243Pu →(5 ч)→ 243Am + n → 244Am →(26 мин)→ 244Cm

Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.

В начале работы реактора происходит линейное накопление 239Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация 239Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238U и 239Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239Pu ~ 3/Ф лет (Ф в ед. 1013 нейтронов/см²×сек). Изотопы 240Pu, 241Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 тонну топлива. Эта величина составляет:

  • ˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;
  • ˜ 20-30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3 % 235U);
  • до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.

Выгорание 1 Гвт·сут/т соответствует сгоранию 0,1 % ядерного топлива.

завершается образованием стабильного свинца-208.

Нуклид Историческое обозначение Историческое название Вид распада Период полураспада Выделяемая энергия, МэВ Продукт распада
252Cf     α 2,645 года 6,1181 248Cm
248Cm     α 3,4×105 лет 6,260 244Pu
244Pu     α 8×107 лет 4,589 240U
240U     β 14,1 ч 0,39 240Np
240Np     β 1,032 ч 2,2 240Pu
240Pu     α 6561 год 5,1683 236U
236U     α 2,3×107 лет 4,494 232Th
232Th Th Торий α 1,405×1010 лет 4,081 228Ra
228Ra MsTh1 Мезоторий 1 β 5,75 лет 0,046 228Ac
228Ac MsTh2 Мезоторий 2 β 6,15 ч 2,124 228Th
228Th RdTh Радиоторий α 1,9116 года 5,520 224Ra
224Ra ThX Торий X α 3,66 дня 5,789 220Rn
220Rn Tn (ThEm) Торон (эманация тория) α 55,6 с 6,404 216Po
216Po ThA Торий A α 0,145 с 6,906 212Pb
212Pb ThB Торий B β 10,64 ч 0,570 212Bi
212Bi ThC Торий C β 64,06 % α 35,94 % 60,55 мин 2,252 6,208 212Po 208Tl
212Po ThC' Торий C' α 299 нс 8,955 208Pb
208Tl ThC" Торий C" β 3,053 мин 4,999 208Pb
208Pb ThD Торий D, ториевый свинец стабильный      

Основные единицы измерения ионизирующих излучений

Рентген (Р, R) - внесистемная единица экспозиционной дозы фотонного (гамма- и рентгеновского) излучений. Микрорентген - миллионная часть рентгена, мкР

Поглощённая доза - определяется двумя основными способами. Для малых и средних уровней облучения - применяют единицы Зиверт. Дальше - считают в единицах Грэй. По цифрам - они примерно равны.

 

Экспозиционная доза

Основная характеристика взаимодействия ионизирующего излучения и среды — это ионизационный эффект. В начальный период развития радиационной дозиметрии чаще всего приходилось иметь дело с рентгеновским излучением, распространявшимся в воздухе. Поэтому в качестве количественной меры поля излучения использовалась степень ионизации воздуха рентгеновских трубок или аппаратов. Количественная мера, основанная на величине ионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, достаточно легко поддающаяся измерению, получила название экспозиционная доза.

Экспозиционная доза определяет ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. Экспозиционная доза — это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака в элементарном объёме воздуха к массе воздуха в этом объёме.

В системе СИ единицей измерения экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица — рентген (Р). 1 Кл/кг = 3876 Р.

Поглощенная доза

При расширении круга известных видов ионизирующего излучения и сфер его приложения, оказалось, что мера воздействия ионизирующего излучения на вещество не поддается простому определению из-за сложности и многообразности протекающих при этом процессов. Важным из них, дающим начало физико-химическим изменениям в облучаемом веществе и приводящим к определенному радиационному эффекту, является поглощение энергии ионизирующего излучения веществом. В результате этого возникло понятие поглощенная доза. Поглощенная доза показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы любого облучаемого вещества и определяется отношением поглощенной энергии ионизирующего излучения на массу вещества.

За единицу измерения поглощенной дозы в системе СИ принят грэй (Гр). 1 Гр — это такая доза, при которой массе 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. 1 Гр=100 рад.

Эквивалентная доза

Изучение отдельных последствий облучения живых тканей показало, что при одинаковых поглощенных дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что более тяжелая частица (например, протон) производит на единице пути в ткани больше ионов, чем легкая (например, электрон). При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы. Эквивалентная доза рассчитывается путем умножения значения поглощенной дозы на специальный коэффициент — коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или коэффициент качества.

Коэффициент относительной биологической эффективности для различных видов излучений
Вид излучения Коэффициент, Зв/Гр
Рентгеновское и γ-излучение  
β-излучение(электроны, позитроны)  
Нейтроны с энергией меньше 20 кэВ  
Нейтроны с энергией 0,1-10 МэВ  
Протоны с энергией меньше 10 МэВ  
α-излучение с энергией меньше 10 МэВ  
Тяжелые ядра отдачи  

Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). Величина 1 Зв равна эквивалентной дозе любого вида излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани и создающей такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения. Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (до 1963 года - биологический эквивалент рентгена, после 1963 года - биологический эквивалент рада - Энциклопедический словарь). 1 Зв = 100 бэр.

Эффективная доза

Эффективная доза (E) — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты.

Одни органы и ткани человека более чувствительны к действию радиации, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения разных органов и тканей следует учитывать с разным коэффициентом, который называется коэффициентом радиационного риска. Умножив значение эквивалентной дозы на соответствующий коэффициент радиационного риска и просуммировав по всем тканям и органам, получим эффективную дозу, отражающую суммарный эффект для организма.

Взвешенные коэффициенты устанавливают эмпирически и рассчитывают таким образом, чтобы их сумма для всего организма составляла единицу. Единицы измерения эффективной дозы совпадают с единицами измерения эквивалентной дозы. Она также измеряется в зивертах или бэрах.
Фиксированная эффективная эквивалентная доза (CEDE — the committed effective dose equivalent)- это оценка доз радиации на человека, в результате ингаляции или употребления некоторого количества радиоактивного вещества. СЕDЕ выражается в бэрах или зивертах (Зв) и учитывает радиочувствительность различных органов и время, в течение которого вещество остается в организме (вплоть до всей жизни). В зависимости от ситуации, СЕDЕ может также иметь отношение к дозе облучения определенного органа, а не всего тела.
Эффективная и эквивалентная дозы - это нормируемые величины, т. е.величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков. К сожалению, они не могут быть непосредственно измерены. Поэтому в практику введены операционные дозиметрические велины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные к нормируемым. Основной операционной величиной является амбиентный эквивалент дозы (синонимы - эквивалент амбиентной дозы, амбиентная доза).

Амбиентный эквивалент дозы Н*(d) - эквивалент дозы, который был создан в шаровом фантоме МКРЕ (международной комиссии по радиационным единицам) на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном, т. е. амбиентный эквивалент дозы Н*(d) - это доза, которую получил бы человек, если бы он находился на месте, где проводится измерение. Единица амбиентного эквивалента дозы - зиверт (Зв).

Групповые дозы

Подсчитав индивидуальные эффективные дозы, полученные отдельными людьми, можно прийти к коллективной дозе — сумме индивидуальных эффективных доз в данной группе людей за данный промежуток времени. Коллективную дозу можно подсчитать для населения отдельной деревни, города, административно-территориальной единицы, государства и т. д. Её получают путем умножения средней эффективной дозы на общее количество людей, которые находились под воздействием излучения. Единицей измерения коллективной дозы является человеко-зиверт (чел.-Зв.), внесистемная единица — человеко-бэр (чел.-бэр).
Кроме того, выделяют следующие дозы:

  • коммитментная — ожидаемая доза, полувековая доза. Применяется в радиационной защите и гигиене при расчёте поглощённых, эквивалентных и эффективных доз от инкорпорированных радионуклидов; имеет размерность соответствующей дозы.
  • коллективная — расчётная величина, введенная для характеристики эффектов или ущерба для здоровья от облучения группы людей; единица — Зиверт (Зв).

Коллективная доза определяется как сумма произведений средних доз на число людей в дозовых интервалах.

Коллективная доза может накапливаться в течение длительного времени, даже не одного поколения, а охватывая последующие поколения.

  • пороговая — доза, ниже которой не отмечены проявления данного эффекта облучения.
  • предельно допустимые дозы (ПДД) — наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами (НРБ-99)
  • предотвращаемая — прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.
  • удваивающая — доза, которая увеличивает в 2 раза (или на 100%) уровень спонтанных мутаций. Удваивающая доза обратно пропорциональна относительному мутационному риску. Согласно имеющимся в настоящее время данным, величина удваивающей дозы для острого облучения составляет в среднем 2 Зв), а для хронического облучения — около 4 Зв.
  • биологическая доза гамма-нейтронного излучения — доза равноэффективного по поражению организма гамма-облучения, принятого за стандартное. Равна физической дозе данного излучения, умноженной на коэффициент качества.
  • минимально летальная — минимальная доза излучения, вызывающая гибель всех облученных объектов.

Мощность дозы

Мощность дозы (интенсивность облучения) — приращение соответствующей дозы под воздействием данного излучения за единицу времени. Имеет размерность соответствующей дозы (поглощенной, экспозиционной и т. п.), делённую на единицу времени. Допускается использование различных специальных единиц (например, Зв/час, бэр/мин, сЗв/год и др.).

Сводная таблица доз



Поделиться:


Последнее изменение этой страницы: 2016-09-05; просмотров: 336; Нарушение авторского права страницы; Мы поможем в написании вашей работы!

infopedia.su Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Обратная связь - 54.92.135.47 (0.021 с.)