Реферат: Радиационное излучение и его проявление в Сверловской области и городе Екатеринбурге

--PAGE_BREAK--где А и В — эмпирические константы, λ = ln 2/T Ѕ. Согласно (1.1), чем меньше период полураспада радиоактивного элемента, тем больше пpo6eг, а следовательно, и энергия испускаемых им α-частиц. Пробег α-частиц в воздухе (при нормальных условиях) составляет несколько сантиметров, в более плотных средах он гораздо меньше, составляя сотые доли миллиметра (α-частицы можно задержать обычным листом бумаги).
Опыты Резерфорда по рассеянию α-частиц на ядрах урана показали, что α-частицы вплоть до энергии 8,8 МэВ испытывают на ядрах резерфордовское рассеяние, т. е. силы, действующие на α-частицы со стороны ядер, описываются законом Кулона. Подобный характер рассеяния α-частиц указывает на то, что они еще не вступают вобласть действия ядерных сил, т, е. можно сделать вывод, что ядро окружено потенциальным барьером, высота которого не меньше 8,8 МэВ. С другой стороны, α-частицы, испускаемые ураном, имеют энергию 4,2 МэВ. Следовательно, α-частицы вылетают из а-радиоактивного ядра с энергией, заметно меньшей высоты потенциальною барьера. Классическая механика этот результат объяснить не могла.
Объяснение α-распада дано квантовой механикой, согласно которой вылет α-частицы из ядра возможен благодаря туннельному эффекту— проникновению α-частицы сквозь потенциальный барьер. Всегда имеется отличная от нуля вероятность того, что частица с энергией, меньшей высоты потенциального барьера, пройдет сквозь него, т. е. действительно, из α-радиоактивного ядра α-частицы могут вылетать с энергией, меньшей высоты потенциального барьера- Этот эффект целиком обусловлен волновой природой α-частиц.
Вероятность прохождения α-частицы сквозь потенциальный барьер определяется его формой и вычисляется на основе уравнения Шредингера. В простейшем случае потенциального барьера с прямоугольными вертикальными стенками коэффициент прозрачности, определяющий вероятность прохождения сквозь него, определяется рассмотренной ранее. Анализируя это выражение, видим, что коэффициент прозрачности D тем больше (следовательно, тем меньше период полураспада), чем меньший по высоте {V) и ширине (0 барьер находится на пути α-частицы. Кроме того, при одной и той же потенциальной кривой барьер на пути частицы тем меньше, чем больше ее энергия Е. Таким образом качественно подтверждается закон Гейгера — Нэттола.

I.3.2. β-Распад. Нейтрино Явление β-распада подчиняется правилу смещения
<shape id="_x0000_i1042" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«1.files/image026.wmz» o:><img width=«99» height=«24» src=«dopb25021.zip» v:shapes="_x0000_i1042">
и связано с выбросом электрона. Пришлось преодолеть целый ряд трудностей, связанных с трактовкой β -распада.
Во-первых, необходимо было обосновать происхождение электронов, выбрасываемых в процессе β -распада. Протонно-нейтронное строение ядра исключает возможность вылета электрона из ядра, поскольку в ядре электронов нет. Предположение же, что электроны вылетают не из ядра, а из электронной оболочки, несостоятельно, поскольку тогда должно было бы наблюдаться оптическое или рентгеновское излучение,что не подтверждают эксперименты.
Во-вторых, необходимо было объяснить непрерывность энергетического спектра испускаемых электронов (типичная для всех изотопов кривая распределения β -частиц по энергиям приведена на рис. 1). Каким же образом β-активные ядра, обладающие до и после распада вполне определенными энергиями, могут выбрасывать электроны со значениями энергии от нуля до некоторого максимального Emax – т.е. энергетический спектр испускаемых электронов является непрерывным? Гипотеза о том, что при β-распаде электроны покидают ядро со строго определенными энергиями, но в результате каких-то вторичныхвзаи-
<imagedata src=«1.files/image034.png» o:><img width=«137» height=«87» src=«dopb25025.zip» v:shapes="_x0000_i1043">
Рис.1
модействий теряют ту или иную долю своей энергии, так что их первоначальный дискретный спектр превращается в непрерывный, была опровергнута прямыми калориметрическими опытами. Так как максимальная 'энергия Emax определяется разностью масс материнского и дочернего ядер, то распады, при которых энергия электрона Е < Emax, как бы протекают с нарушением закона сохранения энергии. Н. Бор даже пытался обосновать это нарушение, высказывая предположение, что чакон сохранения энергии носи! статистический характер и выполняется лишь в среднем для большого числа элементарных процессов. Отсюда видно, насколько принципиально важно было разрешить это затруднение.
В-третьих, необходимо было разобраться с не сохранением спина при β-распаде. При β -распаде число нуклонов в ядре не изменяется (так как не изменяется массовое число А), поэтому не должен изменяться и спин ядра, который равен целому числу h при четном А и полуцелому h при нечетном А. Однако выброс электрона, имеющего спин h/2, должен изменить спин ядра на величину h /2.
Последние два затруднения привели В. Паули к гипотезе (1931) о том, что при β-распаде вместе с электроном испускается еще одна нейтральная частица — нейтрино. Нейтрино имеет нулевой заряд, спин h /2и весьма малую (вероятно нулевую) массу покоя; обозначается 0/0 ν е. Впоследствии оказалось, что при β-распаде испускается не нейтрино, а антинейтрино (античастица по отношению к нейтрино; обозначается 0/0 ν е).
Гипотеза о существовании нейтрино позволила Э. Ферми создать теорию β-распада (1934), которая в основном сохранила свое значение и в настоящее время, хотя экспериментально существование нейтрино было доказано более чем через 20 лет (1956). Столь длительные «поиски» нейтрино сопряжены с большими трудностями, обусловленными отсутствием у нейтрино электрического заряда и массы.Нейтрино — единственная частица, не участвующая ни в сильных, ни в электромагнитных взаимодействиях; единственный вид взаимодействий, в котором может принимать участие нейтрино,— слабое взаимодействие. Поэтому прямое наблюдение нейтрино весьма затруднительно. Ионизирующая способность нейтрино столь мала, что один акт ионизации воздуха нейтрино приходится на 500 км пути. Проникающая же способность нейтрино столь огромна (пробег нейтрино с энергией 1 МэВ в свинце составляет порядка 1018 м!), что затрудняет удержание этих частиц в приборах.
Для экспериментального выявления нейтрино (антинейтрино) применялся, поэтому косвенный метод, основанный на том, что в реакциях (в том числе и с участием нейтрино) выполняется закон сохранения импульса. Таким образом, нейтрино было обнаружено при изучении отдачи атомных ядер при β-распаде. Если при β-распаде ядра вместе с электроном выбрасывается и антинейтрино, то векторная сумма трех импульсов — ядра отдачи, электрона и антинейтрино — должна быть равна нулю. Это действительно подтвердилось на опыте. Непосредственное обнаружение нейтрино стало возможным лишь значительно позднее, после появления мощных реакторов, позволяющих получать интенсивные потоки нейтрино.
Введение нейтрино(антинейтрино) позволило не только объяснить кажущееся не сохранение спина, но и разобраться с вопросом непрерывности энергетического спектра выбрасываемых электронов. Сплошной спектр β-частиц обязан распределению энергии между электронами и антинейтрино, причем сумма энергий обеих частиц равна Emax- В одних актах распада большую энергию получает антинейтрино, в других — электрон; в граничной точке кривой, где энергия электрона равна Emax, вся энергия распада уносится электроном, а энергия антинейтрино равна нулю.
Наконец, рассмотрим вопрос о происхождении электронов при β-распаде. Поскольку электрон не вылетает из и не вырываетсяиз оболочки атома, было сделано предположение, что -электрон рождается в результате процессов, происходящих внутри ядра. Так как при β-распаде число нуклонов в ядре не изменяется, a Z увеличивается на единицу (см, (255.5)), то единственной возможностью одновременного осуществления этих условий является превращение одного из нейтронов ядра в протон с одновременным образованием электрона и вылетом антинейтрино:
<shape id="_x0000_i1044" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«1.files/image036.wmz» o:><img width=«109» height=«25» src=«dopb25026.zip» v:shapes="_x0000_i1044">
Этот процесс сопровождается выполнением законов сохранения электрических зарядов, импульса и массовых чисел. Кроме того, данное превращение энергетически возможно, так как масса покоя нейтрона превышает массу атома водорода, т. е. протона и электрона вместе взятых. Данной разности в массах соответствует энергия, равная 0,782 МэВ. За счет этой энергии может происходить самопроизвольное превращение нейтрона в протон; энергия распределяется между электроном и антинейтрино.
Если превращение нейтрона в протон энергетически выгодно и вообще возможно, то должен наблюдаться радиоактивный распад свободных нейтронов (т. е. нейтронов вне ядра). Обнаружение этого явления было бы подтверждением изложенной теории β-распада. Действительно, в 1950 г. в потоках нейтронов большой интенсивности, возникающих в ядерных реакторах, был обнаружен радиоактивный распад свободных нейтронов

I.4. Гамма-излучение и его свойства Экспериментально установлено, что γ-излучение не является самостоятельным видом радиоактивности, а только сопровождает α- и β-распады и также возникает при ядерных реакциях, при торможении заряженных частица их распаде и т. д. γ-Спектр является линейчатым. В отличие от оптики, где под спектром понимается распределение энергии излучения по длинам волн, γ-спектр — это распределение числа γ-квантов по энергиям. Дискретность γ-спектра имеет принципиальное значение, так как является доказательством дискретности энергетических состояний атомных ядер.
В настоящее время твердо установлено, что γ-излучение испускается дочерним (а не материнским) ядром. Дочернее ядро в момент своего образования, оказываясь возбужденным, за время примерно 1013 — 1014 с, значительно меньшее времени жизни возбужденного атома, переходит в основное состояние с испусканием γ-излучения. Возвращаясь в основное состояние, возбужденное ядро может пройти через ряд промежуточных состояний, поэтому γ-излучепие одного и того же радиоактивного изотопа может содержать несколько групп γ-квантов, отличающихся одна от другой своей энергией.
При γ-излучении А и Z ядра не изменяются, поэтому оно не описывается никакими правилами смещения. γ-Излучение большинства ядер является столь коротковолновым, чю его волновые свойства проявляются весьма слабо. Здесь на первый план выступают корпускулярные свойства, поэтому γ-излучение рассматривают как поток частиц — γ-квантов. При радиоактивных распадах различных ядер γ-кванты имеют энергии от 10кэВ до 5МэВ.
Ядро, находящееся в возбужденном состоянии, может перейти в основное состояние не только при испускании γ-кванта, но и при непосредственной передаче энергии возбуждении (без предварительного испускания γ-кванта) одному из электронов того же атома. При этом испускается так называемый электрон конверсии. Само явление называется внутренней конверсией. Внутренняя конверсия — процесс, конкурирующий с γ-излучением.
Электронам конверсии соответствуют дискретные значения энергии, зависящей от работы выхода электрона из оболочки, из которой электрон вырывается, и от энергии Е, отдаваемой ядром при переходе из возбужденного состояния в основное. Если вся энергия Е выделяется в виде γ-кванта, то частота излучения v определяется из известного соотношения Е = hv. Если же испускаются электроны внутренней конверсии, то их энергии равны E-AL ,…, где AK ,AL ,…, — работа выхода электрона из К- и L-оболочек. Моноэнергетичность электронов конверсии позволяет отличить их от β-электронов, спектр которых непрерывен. Возникшее в результате вылета электрона вакантное место на внутренней оболочке атома будет заполняться электронами с вышележащих оболочек. Поэтому внутренняя конверсия всегда сопровождается характеристическим рентгеновским излучением.
γ-Кванты, обладая нулевой массой покоя, не могут замедляться в среде, поэтому при прохождении γ-излучения сквозь вещество они либо поглощаются, либо рассеиваются им. γ-кванты не несут электрического заряда и тем самым не испытывают влияния кулоновских сил. Поэтому при прохождении сквозь вещество γ-кванты сравнительно редко сталкиваются с электронами и ядрами, но зато при столкновении резко отклоняются от своего первоначального направления. При прохождении пучка γ-квантов сквозь вещество их энергия не меняется, но в результате столкновений ослабляется интенсивность, изменение которой описывается законом Бугера.
γ-Кванты, проходя сквозь вещество, могут взаимодействовать как с электронной оболочкой атомов вещества, так и с их ядрами. В квантовой электродинамике доказывается, что основными процессами, происходящими при взаимодействии γ-излучения с веществом, являются фотоэффект, ком и тон-эффект и рождение электронно-позитронных пар.
Фотоэффект или фотоэлектрическое поглощение γ-излучения,— это процесс, при котором атом поглощает γ-кваит и испускает электрон. Так как электрон выбивается из одной из внутренних оболочек атома, то освободившееся место заполняется электронами из вышележащих оболочек, и фотоэффект сопровождается характеристическим рентгеновским излучением. Фотоэффект является преобладающим механизмом поглощения в области малых энергий γ-квантов (Еγ < > 100 кэВ). Фотоэффект может идти только на связанных электронах, так как свободный электрон не может поглотить γ-квант — при этом одновременно не удовлетворяются законы сохранения энергии и импульса.
По мере увеличения энергии γ-квантов (Еγ ~ 0,5 МэВ), когда их энергия превосходит энергию связи электрона в атомах и взаимодействие γ-кванта приближается по своему характеру к взаимодействию со свободными электронами, основным механизмом взаимодействия γ-квантов с веществом является комптоновское рассеяние.
При Еγ> 1,02 МэВ = 2mе2 (mе, — масса покоя электрона) становится возможным процесс образования электронно-позитронных пар в электрических полях ядер. Вероятность этого процесса пропорциональнаZ2 и увеличивается с ростом Еγ. Поэтому при Еγ ~10 МэВ основным процессом взаимодействия я γ-излучения в любом веществе является образование электронно-позитронных пар-
Если энергия γ-кванта превышает энергию связи нуклонов в ядре (7—8 МэВ), то в результате поглощения γ-кванта может наблюдаться ядерный фотоэффект — выброс из ядра одного из нуклонов, чаще всего нейтрона.
Большая проникающая способность γ-излучения используется в гамма-дефектоскопии — методе дефектоскопии, основанном на различном поглощении γ-излучения при распространении его на одинаковое расстояние в разных средах. Местоположение и размеры дефектов (раковины, трещины и т. д.) определяются по различию в интенсивностях излучения, прошедшего через разные участки просвечиваемого изделия.
Воздействие у-излучения (а также других видов ионизирующего излучения) на вещество характеризуют дозой ионизирующего излучения. Различаются:
Поглощенная доза излучения — физическая величина, равная отношению анергии излучения к массе облучаемого вещества.
Единица поглощенной дозы излучения — грей (Гр)*: 1Гр = 1 Дж/кг — доза излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передается энергия любого ионизирующего излучения 1 Дж.
Экспозиционная доза излучения — физическая величина, равная отношению суммы электрических зарядов всех ионов одного знака, созданных электронами, освобожденными в облученном воздухе (при условии полного использования ионизирующей способности электронов), к массе этого воздуха.
Единица экспозиционной дозы излучения в СИ кулон на килограмм (Кл/кг); внесистемной единицей является рентген (Р): 1 Р=2,58-10-4 Кл/кг.
Биологическая доза — величина, определяющая воздействие излученияна организм.
Единица биологической дозы — биологический эквивалент рентгена (бэр):
1 бэр — лоза любою вида ионизирующею излучения, производящая такое же биологическое действие, как и доза рентгеновского или у-излучения в 1 Р (1 бэр= Ю-2 Дж/кг).
Мощность дозы излучения — величина, равная отношению дозы излучения к времени облучения. Различают; 1) мощность ' поглощенной дозы (единица — грей на секунду (Гр/с)); 2) мощность экспозиционной дозы (единица — ампер на килограмм (А/кг)).

I.5. Цепная реакция деления Для практического применения деления тяжелых ядер важнейшее значение имеет выделение большой энергии при каждом акте деления и появление при этом нескольких (двух, трех) нейтронов. Если каждый из этих нейтронов, взаимодействуя с соседними ядрами делящегося вещества, в свою очередь вызывает в них реакцию деления, то происходит лавинообразное нарастание числа актов деления. Такая реакция деления называется цепной. Свое название эта реакция получила по аналогии с цепными химическими реакциями, т. е- реакциями, продукты которых могут вновь! вступать в соединения с исходными веществами.
    продолжение
--PAGE_BREAK--
    продолжение
--PAGE_BREAK--Однако термоядерные реакции синтеза могут происходить и при температурах меньших, чем 109 °К. Дело в том, что скорости ядер распределены по закону Максвелла, и поэтому при температуре, меньшей 109 °К, например при T~107 °К, имеется некоторая доля ядер, энергия которых превышает высоту потенциального барьера и которые, следовательно, могут начать реакцию синтеза.
Из приведенных данных видно, что реакции синтеза ядер требуют нагрева до очень высоких температур. Поэтому эти реакции называются термоядерными.
Частицы, находящиеся в «хвосте» максвелловского распределения при T~107 °К имеют энергии порядка десятков килоэлектрон-вольт, что еще, однако, значительно ниже кулоновского барьера. В ядерных реакциях заряженных частиц при обычных температурах вероятность туннельного проникновения сквозь кулоновский барьер при столкновении ядер невелика. Однако она очень быстро увеличивается с ростом энергии сталкивающихся частиц. Например, для двух ядер дейтерия эта вероятность при средней энергии частиц 1,7 кэв (соответствующей температуре 2-Ю7 °К) — превышает в 1047 раз вероятность туннельного слияния двух ядер дейтерия, обладающих средней энергией 17 эв (Т=2-105 °К). Температура 107 °К оказывается достаточной для того, чтобы начала протекать термоядерная реакция за счет туннельного слияния ядер, находящихся в «хвосте» максвелловского распределения. Кроме того, благоприятную роль для протекания термоядерных реакций играет то обстоятельство, что с повышением температуры интенсивнее происходят столкновения ядер, находящихся на «хвосте» максвелловского распределения, что способствует проникновению ядер друг в друга сквозь кулоновский потенциальный барьер.
Температура порядка 107 °К характерна для центральной части Солнца. С другой стороны, спектральный анализ излучения Солнца позволяет установить, что в составе Солнца, как и в составе многих других звезд, имеется значительная часть водорода (около 80%) и гелия (до 20%). Углерод, азот и кислород составляют не более 1% массы звезд. Впрочем, если учесть, что масса Солнца колоссальна (1,99-1030кг), то на Солнце имеется достаточное количество этих газов. Сопоставление всех этих данных с условиями протекания термоядерных реакций привело к выводу, что термоядерные реакции должны происходить на Солнце и звездах и являться источником энергии, компенсирующим их излучение. Ежесекундно Солнце излучает энергию 8,8-1036дж, что соответствует уменьшению его массы покоя на 4,3 млн. тонн. Полезно отметить, что удельное выделение энергии Солнца, т. е. выделение, приходящееся на единицу массы в одну секунду, оказывается при этом весьма малым, всего 1.9-10-4дж/сек-кг. Оно составляет лишь 1% от удельного выделения энергии в живом организме в процессе обмена веществ.
Малое удельное выделение Солнцем энергии за 1 сек объясняет, почему мощность излучения энергии нашим светилом практически не изменилась за несколько миллиардов лет существования солнечной системы.
В 1938 г. было высказано предположение о возможном протекании термоядерных реакций на Солнце в форме так называемого протонно-протонного цикла. В одном из вариантов протонно-протонного цикла происходят, как считают, следующие реакции. Цикл начинается с соединения двух протонов с образованием дейтрона и испусканием позитрона и электронного нейтрино:
1p1+lPl→lD2++1eo+0ν0.
Далее дейтрон реагирует с протоном, образуя ядро легкого изотопа гелия аНе3, а избыток энергии выделяется в виде Т-излучения:
lD2+1p1→2He4+21p1.
Заметим, что позитрон, образовавшийся на первом этапе цикла, соединяясь с электроном плазмы, также дает 7-излу-чение.
С 1951 г. считают, что наиболее вероятным продолжением цикла является соединение ядер гелия аНе3 с образованием ядра гНе" (а-частицы) и двух протонов:
2He3+2He3→2Hel+21p1.
Результатом цикла является синтез водородных ядер в ядро гелия, сопровождающийся выделением энергии.
7. В 1939 г. Г. Бете рассмотрел цикл термоядерных реакций, называемый углеродно-азотным циклом или циклом Бете. В этом цикле соединение ядер водорода в ядро гелия облегчается при помощи ядер углерода 6С12, играющих роль катализаторов термоядерной реакции. Началом цикла является проникновение быстрого протона в ядро углерода 6С12 с образованием ядра неустойчивого радиоактивного изотопа азота 7N13 и с излучением γ-кванта:
6С12+1p1→7N13+γ.
С периодом полураспада 14 мин в ядре 7N13 происходит превращение 1p1+lPl→lD2++1eo+0ν0 и образуется ядро изотопа углерода 6С13:
7N13→6С13++1eo +0ν0.
Приблизительно через каждые 2,7 млн. лет ядро 6C13, захватив протон, образует ядро устойчивого изотопа азота 7N14:
6C13+1p1→7N14+γ.
Спустя в среднем 32 млн. лет ядро 7N14 захватывает протон и превращается в ядро кислорода 8O15:
7N14+1p1→8O15+γ.
Неустойчивое ядро 8O15 с периодом полураспада 3 мин испускает позитрон и нейтрино и превращается в ядро 7N15:
8O15→7N15+ ++1eo+0ν0.
Завершается цикл реакцией поглощения ядром 7N15 протона и распадом его на ядро углерода 6С12 и γ-частицу, происходящими приблизительно через 100 тысяч лет:
7N15 +1p1→6С12+ 2He4
Новый цикл начинается вновь с поглощения углеродом 6С12 протона, происходящего в среднем через 13 млн. лет. Отдельные реакции цикла отделены временами, которые с точки зрения земных масштабов времени являются непомерно большими. Однако нужно учесть, что этот цикл является замкнутым и непрерывно происходящим. Поэтому различные реакции цикла происходят на Солнце одновременно, начавшись в разные моменты времени.
Результатом одного цикла является превращение четырех протонов в ядро гелия с появлением двух позитронов и 7-излучения, к которому следует добавить излучение, возникающее при слиянии позитронов с электронами плазмы. Количество энергии, выделяющейся на одно ядро гелия, составляет 26,8 Мэв. В пересчете на грамм-атом гелия это составляет 700 тыс. квт-ч энергии. Этого количества энергии достаточно для компенсации энергии, излучаемой Солнцем. Хотя термоядерные реакции на Солнце и приводят к уменьшению на нем водорода, расчеты показывают, что количества водорода, имеющегося на Солнце, хватит для поддержания термоядерных реакций и излучения Солнца на миллиарды лет.
Из предыдущего ясно, какое большое значение имеет осуществление в земных условиях термоядерных реакций для получения энергии. Достаточно сказать, что при использовании дейтерия, содержащегося в одном литре обычной воды, в реакции термоядерного синтеза выделится столько же энергии, сколько выделится при сгорании около 350 л бензина.
Впервые условия, близкие к тем, какие реализуются в недрах Солнца, были осуществлены в СССР, а несколько' позднее в США, в водородной бомбе, где происходит самоподдерживающаяся термоядерная реакция взрывного характера. Взрывчатым веществом, в котором происходила Ц термоядерная реакция, являлась смесь дейтерия 1D2 и " трития 1H3. Необходимая для протекания реакции высокая температура была получена за счет взрыва «обычной» атомной бомбы.
Теоретически основой для получения искусственных управляемых термоядерных реакций являются реакции, происходящие в дейтериевой высокотемпературной плазме. Задача заключается, однако, не только в создании условий, необходимых для интенсивного выделения энергии в термоядерных процессах, но главным образом в поддержании этих условий. Для осуществления самоподдерживающейся термоядерной реакции нужно, чтобы скорость выделения энергии в системе, где происходит реакция, была не меньше, чем скорость отвода энергии от системы.
Расчеты показывают, что для обеспечения самоподдерживающейся управляемой термоядерной реакции необходимо довести температуру дейтериевой плазмы до нескольких сотен миллионов градусов. При температурах порядка 108 градусов термоядерные реакции обладают заметной интенсивностью и сопровождаются выделением большой энергии. Так, при температуре порядка 108 градусов мощность, выделяемая в единице объема плазмы при соединении дейтериевых ядер, составляет примерно 3 квт! м3, в то время как при температуре ~106 градусов она равна всего лишь 10-17 вт/м3.
Основной причиной потерь энергии высокотемпературной плазмой является ее огромная теплопроводность, быстро растущая (пропорционально Т'/«) при рассматриваемых высоких температурах. Отвод энергии из плазмы может происходить благодаря диффузии горячих частиц из области, где происходит реакция, на стенки аппарата, в котором находится плазма. Если плазму не теплоизолировать от контакта с любыми окружающими веществами, то ее нельзя нагреть даже до нескольких сот тысяч градусов, так как вся энергия, выделяющаяся в результате реакций синтеза, будет уходить на стенки. Иными словами, необходимо удержать плазму в заданном объеме, не допуская ее расширения.
Идея эффективной магнитной термоизоляции плазмы применительно к проблеме управляемого термоядерного синтеза была предложена в СССР А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом в 1950 г. Если пропустить через плазму в форме столба вдоль его оси сильный электрический ток, то магнитное поле этого тока, которое имеет форму, обычную для прямолинейного проводника, создает электродинамические силы, которые будут стремиться сжать плазменный столб. Таким образом столб плазмы окажется оторванным от стенок и стянутым в плазменный шнур (§ 12.8). Очевидно, что сжатие плазмы может происходить до тех пор, пока давление, вызванное электродинамическими силами, не уравновесится газокинетическим давлением частиц самой плазмы. На рис шнур 2 изолирован от стенок 1 магнитным полем Н. Электрический ток /, пропущенный через газ, выполняет несколько функций:
а) в начальной стадии создает плазму благодаря интенсивной ионизации;
б) стягивает плазму в шнур;
в) за счет выделения джоулева тепла и сжатия нагревает плазму до высокой температуры.
<imagedata src=«1.files/image042.png» o:><img width=«83» height=«120» src=«dopb25029.zip» v:shapes="_x0000_i1047"> 
В первоначальных опытах, проводившихся в СССР Л. А. Арцимовичем и его сотрудниками, в дейтерии, находящемся под давлением в 0,01-0,1 мм рт. ст., с помощью батареи конденсаторов большой емкости создавался мощный импульсный разряд. Максимальная сила тока в момент разрядного импульса достигала 105-10е а при длительности нарастания тока от нуля до максимума 5-10 мксек. Возникшая плазма сначала быстро стягивалась в шнур к оси разрядной трубки. В конце сжатия температура шнура достигала 10е градусов и даже нескольких миллионов градусов.
Однако удержать плазменный шнур в таком состоянии не удается: происходят быстрые радиальные его колебания — он то расширяется, то снова сжимается. Вследствие нестабильности, неустойчивости плазмы в плазменном шнуре возникают деформации, которые изменяют геометрическую форму шнура. Результатом этого является нарушение термоизоляции, интенсивное взаимодействие плазмы со стенками, приводящее к загрязнению дейтерия веществом стенок и к быстрому охлаждению плазмы. Все это происходит за время в несколько микросекунд, сравнимое с временем разрядного импульса. К моменту, когда достигнут максимум тока, температура плазмы уже снижается по сравнению с той, которая у нее была в момент окончания первого сжатия в шнур.
<imagedata src=«1.files/image044.png» o:><img width=«104» height=«137» src=«dopb25030.zip» v:shapes="_x0000_i1048">
На рис. 46.6 представлены две простейшие деформации плазменного шнура — его местное сужение и изгиб. Для осуществления управляемых термоядерных реакций необходимо выяснить условия, при которых высокотемпературная плазма, помещенная в магнитном поле надлежащей конфигурации, может сохранять устойчивость. Решение этого вопроса, наряду с поисками путей повышения температуры плазмы до необходимой для самоподдерживающейся реакции синтеза, является главным направлением, в котором развиваются исследования по управляемым термоядерным реакциям.
Проблема устойчивости плазмы потребовала прежде всего тщательного изучения деформаций, которые могут возникнуть в плазменном шнуре. Не вдаваясь в детали, укажем, что в случае деформации, изображенной на рис. 46.6, и, в области сужения (перетяжки) плазмы возрастает напряженность магнитного поля, а вместе с ней возрастают и электродинамические силы, стягивающие шнур в этой области. Между тем давление самой плазмы во всех ее сечениях одинаково и плазма может свободно перетекать вдоль столба. Следовательно, в месте сужения возросшее электродинамическое давление не будет уравновешиваться давлением плазмы, и сужение будет продолжаться вплоть до разрыва шнура в области первоначального сужения. Аналогично можно показать, что возникшая в Плазменном шнуре деформация изгиба будет развиваться и приведет к дальнейшему изгибанию шнура.
В настоящее время детально изучены возможные виды неустойчивости плазмы. Для стабилизации плазмы применяются различные варианты использования дополнительных внешних магнитных полей, не связанных с током, проходящим через плазму.
Серьезным успехом на пути создания управляемых термоядерных реакций явилось осуществление в 1964 г. в Сибирском отделении Академии наук СССР под руководством Г. И. Будкера плазмы с контролируемой температурой в 100 млн. градусов. Это достигнуто с помощью сжатия плазмы и ее нагревания ударными волнами, возникающими в плазме в результате очень быстрого нарастания магнитного поля. Оказалось, что этот нагрев может быть осуществлен за время, меньшее времени развития неустойчивостей плазмы. При этом с помощью специальных разрядников за десятые доли микросекунды подводилась мощность порядка 200 млн. кет. В плазме с плотностью 1013-1014м"3 осуществлена термоядерная реакция. Аналогичные результаты получены Е. К. Завойским о сотрудниками в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова.
Важнейшей задачей теперь является повышение времени существования устойчивого режима плазмы и ее плотности. Несмотря на то, что сложных нерешенных задач, связанных с созданием практически реализуемых термоядерных реакций, еще очень много, настойчивые усилия ученых приближают решение этой гигантской задачи — получение практически неиссякаемого источника энергии.

I.8. Биологическое действие излучения Ядерное излучение оказывает сильное поражающее действие на все живые организмы. Характер этого действия зависит от поглощенной дозы излучения и его вида. О дозе излучения можно судить по энергии излучения и его ионизирующей способности.
Дозой поглощенного излучения называют величину, равную отношению энергии излучения, поглощенной облучаемым телом, к его массе:
<shape id="_x0000_i1049" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«1.files/image046.wmz» o:><img width=«64» height=«41» src=«dopb25031.zip» v:shapes="_x0000_i1049">
За единицу дозы поглощенного излучения принят грэй (Гр): 1 Гр = 1 Дж/1 кг.
Экспозиционной дозой излучения называют величину, равную отношению суммарного заряда ионов одного знака, образованных излучением в некотором объеме воздуха, к массе воздуха в этом объеме:
<shape id="_x0000_i1050" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«1.files/image048.wmz» o:><img width=«75» height=«41» src=«dopb25032.zip» v:shapes="_x0000_i1050">
За единицу экспозиционной дозы излучения принята интенсивность такого излучения, которое производит в 1 кг сухого воздуха такое число ионов, суммарный заряд которых составляет 1 Кл каждого знака:
1 ЭДИ = 1 Кл/кг.
На практике чаще используется внесистемная единица — рентген и ее дольные единицы:
1 Р = 2,58 • 10-4 Кл/кг.
При облучении живых организмов, в частности человека, поражающее действие излучения при одной и той же поглощенной дозе зависит от вида излучения. Поэтому принято сравнивать биологическое действие всех видов излучения с биологическим действием рентгеновского и у-излучения.
Коэффициент, показывающий во сколько раз поражающее действие данного вида излучения выше, чем рентгеновского, при одинаковой дозе поглощенного излучения, называют относительной биологической эффективностью (КОБЭ) или коэффициентом качества излучения.
Значения КОБЭ для основных типов излучения
Вид излучения
КОБЭ
Рентгеновское и у-излучение
Электроны
Тепловые нейтроны
Быстрые нейтроны
Протоны
а-частицы
1
1
3
10
10
10
Поэтому для оценки действия излучения на живые организмы введена специальная величина — эквивалентная доза.
Эквивалентной дозой поглощенного излучения называют величину, равную произведению поглощенной дозы на коэффициент биологической эффективности:
<shape id="_x0000_i1051" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«1.files/image050.wmz» o:><img width=«119» height=«24» src=«dopb25033.zip» v:shapes="_x0000_i1051">
За единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв).
Зиверт соответствует поглощенной дозе 1 грей при коэффициенте относительной биологической эффективности, равном единице.
На практике для измерения эквивалентной дозы поглощенного излучения часто используют внесистемную единицу бэр (биологический эквивалент рентгена):
1 Зв = 100 бэр.
Человек непрерывно подвергается действию радиоактивного излучения. Источником этого излучения являются: космические тела; недра Земли, содержащие радиоактивные вещества; здания, в которых мы живем (в граните, в кирпичах и железобетоне имеются радиоактивные вещества); рентгеновские аппараты; телевизионные приемники; даже в нашем теле содержится примерно 0,01 г радиоактивного калия ^К, который распадается со скоростью 4000 делений в секунду.
    продолжение
--PAGE_BREAK--
    продолжение
--PAGE_BREAK--
    продолжение
--PAGE_BREAK--Основное аэрозольное загрязнение воздуха техногенными радионуклидами обусловлено Cs-137 и Sr-90.
Атмосферные выпадения.
Отбор проб радиоактивных выпадений на территории Свфдтговекей области проводились с помощью марлевых планшетов с ^уточной экспозицией. Среднесуточная суммарная бета — активности атмосферных выпадений по свердловской области (0,7 Бк/м2* сут) меньше уровня выпадений 1997г. по территории России (1,5 Бк/м2 * сут).
В то же время в отдельные дни на территории Свердловской области отмечались повышенные концентрации бета " активных нуклидов в атмосферных выпадениях:
В 1997г. наблюдались случаи высокого загрязнения:
6-7 февраля суммарная бета — активность МС Сарапулка превысила фоновые значения в 15»б раз; 15-16 декабря на МС Екатеринбург в 11,4 раза; 16-17 декабря на МС Екатеринбург в 13,4.
Во всех случаях выпадения носили кратковременный характер и отмечались не более суток. Радио изотопный анализ проб с высокими уровнями не показал наличия в них радионуклидов искусственного происхождения.
Радиоактивное загрязнение природной среды в районах расположения радиоционно — опасных объектов.
БАЭС
БАЭС расположена на территории Свердловской области, в 40 км к востоку от города Екатеринбурга на восточном берегу водохранилища, созданного на реке Пышма. Сточные воды БАЭС отводятся в Ольховское болото, связанное с рекой Пышма. с
В 100 км зоне проводились наблюдения за атмосферными выпадениями с помощью горизонтальных планшетов с суточной экспозицией в следующих населенных пунктах: Артемовский (67), Невьянск (100), Богданович (45), Ревда (84), Верхнее Дуброво (18), Сысерть (48), Екатеринбург (40), Белоярск (8), Исток (40), Новоуральск (83), Заречный (3), Липовское (75). В скобках указано расстояние по прямой отБАЭС в километрах.
В населенном пункте Верхнее Дуброво, расположенном в 12 км от БАЭС, проводятся ежедневные наблюдения за радиационным загрязнением воздуха с помощью ВФУ
Сравнительный анализ данных по 100 км зоне с данными по 30 км – зоне, а также с данными по всей Свердловской области показывает, что существенных различий в выпадениях суммарной бета — активности на указанных территориях нет, за последние 7 лет в 30 и 100— км зонах БАЭС наметилась тенденция к стабилизации среднегодовых значений суммарной бета " активных суточных выпадений.
В рамках радиационного мониторинга регулярно контролируется радиоактивное загрязнение вод Белоярского водохранилища, р. Пышма и Ольховка в 30 — км зоне БАЭС. В Пышму поступают радиоактивные отходы из Ольховского болота через небольшую реку Ольховку. Контрольный водозабор на реке Пышма расположен на расстоянии 4 км после впадения р. Ольховка и в 11 км ниже села Белоярское.
Мощность экспозиционной дозы гамма — излучения в 30 км зоне БАЭС на протяжении последних лет колебалась от 8 до 13 мкР/ч со средним значением 10 мкР/ч и находится в пределах для фона Уральского региона. Среднегодовая мощность экспозиционной дозы гамма — излучения в 100 — км зоне БАЭС и 1997 г. составила 11 мкР/ч.
Динамика суммарной бета — активных атмосферных выпаде! в зоне БАЭС
Город Новоуральск.
Пост УрУГМС действует в нем с августа 1992 г. Проводились наблюдения за атмосферными выпадениями п&мощью горизонтальных планшетов с суточной экспозиздией и измерением МЭД гамма-излучения 3 раза в сутки.
По суммарной бета — активности среднесуточной выпадения не превышает средних значений по России. В отдельные дни максимальные значения выпадения превышает региональный уровень до 3 раз. Результаты измерений выпадений Cs -137 и Sr -90 по зоне наблюдений не стабильны.
Среднегодовая МЭД гамма — излучения в 1998 т. составила 13 мкР/ч, что находится в пределах фона по Уральскому региону
Город Лесной.
Пост УрУГМС действует в нем, как и в Новоуральске„ с августа 1993 года, Данные, полученные на этом посту наблюдений в целом близки к данным для Новоуральска,
По суммарной бета- активности среднесуточные выпадения не превышают средних значений по России. В отдельные дни максимальные значения выпадений превышали региональный уровень до 3 раз. Результаты измерений выпаденийCs -137 и Sr -90 по зоне наблюдений не стабильны.
Среднегодовая МЭД излучения в 1998 г. составила 12 мкР/ч, что находится в пределйх по Уральскому региону,
ВУРС
Радиационная обстановка на территории ВУРСа определяется как остаточными явлениями радиоактивного загрязнения 1957 и 1967 годов, так и процессами общими для Урала.
В 1949году на севере Челябинской области был осуществлен пуск первого в стране промышленного комплекса по выработке плутония и переработке отработанного радиоактивного материала, на базе которого впоследствии было создано производственное объединение «Маяк».
Создание ядерной промышленности производство в период активной гонки вооружения в сложных внутренних и международных условиях. Все это отодвинуло на второй план вопросы охраны окружающей среды, здоровья работающего персонала и населения. В результате его сорокалетней деятельности в Уральском регионе сложилась сложная экологическая ситуация.
В 1949 — 1952 годах осуществлялся сброс радиоактивных отходов в р. Течу являющеюся частью речной системы Исеть — Тобол — Иртыш — Обь. Всего в реку было сброшено около 2,7 млн. Кюри радиоактивности. Максимальному загрязнению подверглась пойма р. Течи.
В 1957 году в силу конструктивных недостатков емкостей для хранения жидких высокорадиоактивных отходов произошел взрыв одной из них. Взрывом в воздух было выброшено более 20 млн. Кюри радиоактивных веществ, из которых 2 млн. кюри были рассеяны ветром в северо-восточном направлении, обусловив радиационное загрязнение северной части Челябинской области и южной части Свердловской области. Названная впоследствии Восточно-Уральским радиоактивным следом (ВУРС), эта загрязненная часть территории при плотности загрязнения до 2 кюри/км*км по стронцию — 90, составила 1 тыс. км*км, на которой проживало 300 тыс. человек.
Впоследствии осаждения радионуклидов из облака произошло радиоактивное загрязнение всех объектов окружающей среды. В зону заражения попало 42 населенных пункта, К счастью радиоактивный шлейф лег западнее Каменска — Уральского, лишь краем захватив Ленинский поселок, Жителей деревень Тыгиш, Четыркино, Евсюково пришлось отселить, строение сжечь и захоронить. Были уничтожены пионерские лагеря на реке Каменке. Сожжено сено. Уничтожен скот. В 12 хозяйствах сельхозугодья временно были изъяты из оборота. Проводилась дезактивация земель методом перепашки на глубину 50 см. Окончательно режим ограничения был снят 1.12,80.
Плотность загрязнения радионуклидами (по стронцию — 90) в границах ВУРСа 1957 г. 2 ки/км*км была признана предельной для безопасного проживания населения.
МЭД — излучения (в расчете 1 ки на км*км) на открытых местах составила 150мкР/час.
Граница плотности загрязнения 0,1 ки/км*км определена со значительной погрешностью. Период полураспада большинства изотопов, выпавших в виде осадка в границах ВУРСа составлял от нескольких суток до 3 лет (цезий -144, празеодим — 144, цирконий — 95, ниобий — 95, рутений — 106 и др.)
Наибольшую опасность таил стронций - 90 период полураспада, которого составляет 29 лет. Стронций попадает в организм с пищей, накапливается в костях и служит источником внутреннего облучения, гораздо более опасного, чем внешнее облучение.
Радиационная обстановка по территории ВУРСа определяется остаточным радиоактивным загрязнением по Sr — 90в 1995 г. составляла 0,2 - 1,6 ки/км Среднесуточные выпадения суммарной бета — активности на территории ВУРСа за период наблюдений в 1997 г. не превышали среднесуточных значений средней суммарной бета " активности по России.
Проб, превышающих фоновые значение в 10 и более раз не зарегистрировано. На территории ВУРСа проводился радиоизотопный анализ на наличие радионуклидов искусственного происхождения. Было отмечено, что среднемесячные выпадения Сг -137 и Sr -90 превышали региональные в 2-4 раза. Проведение регулярных наблюдений за МЭД показали, что она равна 12мкР/ч и находится в пределах фоновых значений для Урала.
В 1997 г. были продолжены работы по составлению Государственной карта! радиоактивного загрязнения Sr-90 территории ВУРСа Свердловской области. Предварительные результаты проведенных исследований показали, что на значительной части Каменского района даже спустя 40 лет после аварии продолжает наблюдаться заметное радиоактивное загрязнение территории. В районе населенных пунктов Кодинка, Рыбниковское, Щербаково, Богатенкова среднее современное загрязнение территории по Sr -90 составляет 1,6-2,0 Ки/км2. В западной части г. Каменск — Уральский загрязнение территории ло Sr-90 составляет около 1,0 Ки/км2 Средневзвешенное по численности населения загрязнение территории Каменского района составляет около 0,64 КИ/км2
Текущее загрязнение зоны ВУРСа Богдановичского и Камьдшловского районов по Sr-90 лежит в пределах 0,2-0,3 ки/км2.
Полученные результаты по современному загрязнению территории Свердловской области Sr-90 позволили уточнить первоначальную плотность загрязнения на 1957 год, необходимую для дозовых нагрузок на население региона. Многолетние наблюдения, проводимые Областным центром Госсанэпиднадзора показывает, что содержание радионуклидов в сельскохозяйственной деятельной продукции, производимой на территории ВУРСа Свердловской области, хотя и выше фоновых значений в 2-4 раза, но существенно ниже достигаемых значений для продуктов питания.
Радиационная обстановка, обусловленная влиянием природных радионуклидов.
На территории Свердловской области радиационный фон обусловлен геологическими особенностями региона и определяется содержанием естественных радионуклидов (U-238, ТЬ-232, К-40) в почвах и горных породах. На территории области сосредоточено более 1000 локальных скоплений урановой, ториевой, ураноториевой минерализацией,; 3SQ' водоисточников с повышенной концентрацией естественных радионуклидов.
Большая часть территории области расположена в пределах радоноопасных зон, МЭД составляет 6-12 мкР/ч. Для Мурзинско — Камышевской зоны при среднем фоне 9 мкР/ч в пределах Адуевского гранитного массива МЭД достигает значений 18-20 мкР/ч.
Город
МЭД гамма -излучйшя ^
Екатеринбург
8-20мкР/ч
Нижний Тагил
6-9мкР/ч
Каменск — Уральский
6-20мкР/ч
Первоуральск
5-7мкР/ч
Ревда
3-5 мкР/ч
В течение года каждый человек в среднем получает дозу около 400-500 мбэр, которая распределяется следующим образом:
1. космическое и земное излучение примерно 150 мбэр
2. излучение, полученное при рентгеноскопии около 140 мбэр
3. излучение, полученное при просмотре телевизионнь1х передач, окояо 100 мбэр
4. прочие виды около 80 мбэр.
Это средние дозы поглощаемого излучения в год. Но такая доза нс оказывает какого-либо отклонения на здоровье. Дело в том, что человек как биологический объект сформировался в условиях непрерывного облучения и наш организм привык к таким дозам. По данным международной комиссии по радиологической защите, опасными являются дозы, превышающие 35 бэр в
Спецификой формирования доз облучения населения Свердловской области от естественных источников радиации является высокий вклад Кл -232 (торона). Среднегодовая ЭДО от торона 1мЗВ более чем на порядок превышает среднёмировую (0,07 мЗВ/год).
В целом доза облучения населения Свердловской области от техногенного радиационного фона составляет 70% суммарной дозы от всех источников ионизирующего облучения (8500 чел*ЗВ — коллективная доза, 1,8 мЗВ — средняя годовая эффективная доза на одного жителя).
Под природным облучением понимается внутреннее облучение от природных радионуклидов содержащихся в организме человека» внешнее облучение за счет космического излучения и излучения природных нуклидов на открытой местности и в жилище человека, внутреннее облучение за счет ингаляций дочерних продуктов распада радона и торона.
Дозы внутреннего облучения от содержащихся в организме человека радионуклидов (в первую очередь (К-40 и РЬ-210) практически одинаковы для всех людей и составляют в сумме 0,32 мЗВ/год). Дозы внешнего гамма-облучения населения складывается из доз излучения, полученных на отрытой местности. При этом доминирует облучение в жилищах, также в других помещениях, где население проводит Максимальное время.
Предварительные данные по обследованию жилого фонда и общественных зданий в Свердловской области показали, что МЭД гамма-излучения составляет 10,1-16,7 мкР/ч. Эти результаты нуждаются в дальнейшем уточнении, но в целом могут быть приняты для первоначальной оценки. По данным УрУЕМС, мощность дозы гамма — излучения на открытой местности в Свердловской области составляет 7-13 мкР/ч, со средним значением около 10 мкР/ч. Используя значения 8000ч/год для оценки времени пребывания помещении и 760 ч/год для времени пребывания в помещении, можно получить, что суммарная годовая эффективная доза облучения составит. 0,77 мЗВ/год.
Наиболее сложно оценивать облучение населения от ингаляционного поступления дочерних продуктов распада радона и торона (Rn-222 йТп-220).
Этот вид радиационного воздействия в существенной мере зависит от геологических особенностях территорий жилой застройки типа строений, режима содержания зданий, типа используемых строительных материалов и т.
С учетом этих факторов вслед за принятием Федеральной Целевой программы снижения уровней облучения населения о природных источников ионизирующего излучения (программа «Радон»), принятая в январе 1996 года. В ходе ее реализации впервые появилась возможность полной оценки структуры индивидуальных и коллективных доз облучения населения Свердловской области.
Работы в рамках областной программы «Радон" проводились областным и территориальными центрами Госсанэпиднадзора» Института промышленной экологии УРОРАН, ГГП «Зеленогорск геология». Уральским государственным техническим университетом и др. Финансирование работ осуществлялось из областного экологического фонда. В ряде случаев, для территорий с повышенным уровнем радоноопасности проводились работы при финансовой поддержке местной администрации в 1996 -1998 годах НПЭ УРОРАН проводилась работа по обследованию жилищ на содержание радона в Артемовском районе. Аналогично, в 1997 г. УГТУ совместно с СФНИКИЭТ проводили обследование детских и медицинских учреждений Белоярского района-
В результате проведенных работ появилось возможность оценки среднегодовых значений в эквиваленте равновесомой объемной активности (ЭРОА) радона и торона в жилых зданиях и детских,. и Медицинских учреждениях ряда районов Свердловской области.
• Данные по среднегодовым ЭРОА изотопного радона в жилищах Свердловской области.
Город, район
Жилища городского типа
жилища сельского типа
ЭРОАрадона
Бк/м3
ЭРОА торона Бк/м3
эфф.
Доза
мЗВ/год
ЭРОА
радона Бк/м3
ЭРОА торона Бк/м3 —
эфф.
Доза мЗВ/год
Артёмовский район
59
6,7
3,8
92
5,8
5.1
Каменский район
16
3
1,3
54
4
3,1
Невьянский район
34
1,5
1,7
56
1,9
2,8
Режевской район
74
2,6
3,7
Сысертский район
32
1,5
1,7
27
1,6:
1,5
Талицкий район
30
1,9
1,7
54
2,1
2,7
город Екатеринбург
20
1,7
1.2
23
1,6
1,3
город Первоуральск
11
0,5
0,6
12
1,4
0,8
Данные по среднегодовой ЭРОА изотопов радона в детских учреждениях Свердловской области.
Город, район
ЭРОА радона Бк/м3
ЭРОА торона Бк/м3
Артёмовский район
39
7,7
Белоярский район
51
1,2
Каменский район,
23
1
Невьянский район
37
1,4
Режеиской район
59
2,8
Город Кушва
15
0,9
Грод Нижний Тагил
24
Предварительные результаты выполнения программы «Радон» позволили сделать заключение, что оговоренный НРБ -96 гигиенический норматив среднегодовой объемной активности изотопов радона, равный 200 Бк/м может быть.превышен для сельских жилищ в 3,5%; для городских жилищ -0,65%; для детских учреждений в 0,75% случаев.
    продолжение
--PAGE_BREAK--