Презентация, доклад на тему Радиационное излучение и его влияние на человека

19
г. Ростова-на-Дону

Прокопенко Н.М.
Учитель физики




2008 г.

проведения занятий

(естественные и искусственные).
2. Виды излучений.
3. Дозиметрические величины.
4. Нормирование радиации.
5. Радиационные эффекты облучения.
6. Воздействие радиации на живой организм.
7. Способы защиты. Дозиметры.
8. Рентгеновское излучение и его применение.
9. Чернобыльская авария и ее последствия.
10. Волгодонская атомная электростанция.
11. Перспективы развития атомной энергетики.
12. Урок-конференция: «Плюсы и минусы атомной энергетики».

1 час;
1 час;
1 час;
1 час;
1 час;
1 час;
1 час;
1 час;
1 час;
1 час;
1 час;
1 час;

при котором возникают излучения

Искусственные источники излучения

радиохимическая промышленность

места переработки и
захоронения радиоактивных отходов

использование радионуклидов

урановая промышленность

ядерные взрывы

ядерные реакторы

Естественные источники излучения

внешние

внутренние

входящих в состав атомных ядер, а также их волновое электромагнитное излучение. Эти излучения имеют большую энергию. Их общим свойством является способность ионизировать вещество, среду, в которой они распространяются: воздух, воду, металлы, человеческий организм и т. д. При этом нейтральные атомы и молекулы вещества распадаются на пары положительно и отрицательно заряженных частиц — ионов.

Ионизация вещества всегда сопровождается изменением его основных физико-химических свойств, а для биологической ткани — нарушением ее жизнедеятельности. Поэтому радиоактивные излучения и оказывают на живой организм поражающее действие.

Альфа-излучение представляет собой поток альфа-частиц, распространяющихся с начальной скоростью около 20 тыс. км/с. Их ионизирующая способность огромна, а так как на каждый акт ионизации тратится определенная энергия, то их проникающая способность незначительна: длина пробега в воздухе составляет 3—11 см, а в жидких и твердых средах — сотые доли миллиметра.

Бета-излучение — поток бета-частиц, которые в зависимости от энергии излучения могут распространяться со скоростью, близкой к скорости света (300 тыс. км/с). Заряд бета-частиц меньше, а скорость больше, чем у альфа-частиц, поэтому они имеют меньшую ионизирующую, но большую проникающую способность. Длина пробега бета-частиц с высокой энергией составляет в воздухе до 20 м, воде и живых тканях — до 3 см, металле — до 1 см.

Гамма-излучение — это электромагнитное излучение, испускаемое ядрами атомов при радиоактивных превращениях. Оно, как правило, сопровождает бета-распад, реже альфа-распад. По своей природе гамма-излучение представляет собой электромагнитное поле с длиной волны 10~8—10~и см. Оно испускается отдельными порциями (квантами) и распространяется со скоростью света. Ионизирующая способность его значительно меньше, чем у бета-частиц.

Основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия, является поглощенная доза ионизирующего излучения D - отношение средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

Единица поглощенной дозы в СИ - грей (Гр). Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж, т.е. 1Гр = 1Дж/кг.
Внесистемной единицей поглощенной дозы ионизирующего излучения является рад (рад). Рад равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 100 эрг. Таким образом, 1рад = 0,01Гр.
Поглощенная доза ионизирующего излучения является мерой ожидаемых последствий облучения объектов как живой, так и неживой природы. Она не зависит от вида ионизирующего излучения (α, β, γ, X, n и др.) и его энергии, но для одного и того же вида и энергии излучения зависит от вида вещества.
Поэтому, когда говорят о поглощенной дозе, необходимо указывать, к какой среде это относится: к воздуху, воде или другой среде.
В повседневной жизни человек подвергается хроническому облучению естественными и искусственными источниками ионизирующих излучений в малых дозах. Установлено, что в этом случае биологический эффект облучения зависит от суммарной поглощенной энергии и вида (качества) излучения.
По этой причине для оценки радиационной безопасности при хроническом облучении человека в малых дозах, т.е. дозах, не способных вызвать лучевую болезнь, используется эквивалентная доза ионизирующего излучения Hт - произведение «тканевой дозы» (дозы на орган) Dт на взвешивающий коэффициент wR для излучения R:
Hт= wR⋅ Dт .
Единица эквивалентной дозы в СИ - зиверт (Зв).
Зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на взвешивающий коэффициент wR равно 1Дж/кг. Следовательно,
1Зв=1Гр/ wR .
Внесистемной единицей эквивалентной дозы ионизирующего излучения является бэр (бэр). Бэр равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на взвешивающий коэффициент wR равно 100 эрг/г. Таким образом, 1 бэр=0,01 Зв=1рад/ wR.
Безразмерная единица коэффициента wR в СИ - зиверт на грей (Зв/Гр), во внесистемных единицах - бэр на рад (бэр/рад).

безопасности НРБ – 96 основаны на рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите, в соответствии с которыми для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения необходимо руководствоваться следующими принципами:
Принцип нормирования – не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений.
Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующих излучений, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.
Принцип оптимизации – 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.
В нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующих излучений нормами установлены следующие категории облучаемых лиц:
-         персонал – лица, работающие с техногенными источниками ионизирующих излучений (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);
-         все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.
Для указанных категорий облучаемых лиц приняты основные дозовые пределы – предел годовой эффективной или эквивалентной дозы – величина дозы, которая не должна превышать за год







Для группы Б – 25% от группы А.
Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников ионизирующих излучений:
-         помещения постоянного пребывания персонала – 10 мкГр/ч;
-         жилые помещения и население – 0,1 мкГр/ч.

эффектов: детерминированный и стохастический.
Детерминированные – биологические эффекты излучения, в отношении которых предполагается существование дозового порога (0,5 ÷ 1 Гр), выше которого тяжесть эффекта зависит от дозы.
К детерминированным эффектам относятся:
1. Острая лучевая болезнь (ОЛБ) – проявляется как при внешнем, так и при внутреннем облучении. В случае однократного равномерного внешнего фотонного облучения ОЛБ возникает при поглощенной дозе D ≥ 1 Гр и подразделяется на четыре степени:
     I – легкая (D = 1÷2 Гр) смертельный эффект отсутствует.
     II – средняя (D = 2÷4 Гр) через 2 ÷ 6 недель после облучения смертельный исход возможен в 20% случаев.
     III – тяжелая (D = 4÷6 Гр) средняя летальная доза – в течение 30 дней возможен летальный исход в 50% случаев.
   IV – крайней тяжести (D > 6 Гр) – абсолютно смертельная доза – в 100% случаев наступает смерть от кровоизлияний или от инфекционных заболеваний вследствие потери иммунитета (при отсутствии лечения). При лечении смертельный исход может быть исключен даже при дозах около 10 Гр.
2. Хроническая лучевая болезнь формируется постепенно при длительном облучении дозами, значения которых ниже доз, вызывающих ОЛБ, но выше предельно-допустимых. Последствия – лейкоз, опухоли – через 10 – 25 лет возможен летальный исход.
3. Локальные лучевые повреждения характеризуются длительным течением заболевания и могут приводить к лучевому ожогу и раку (некрозу) кожи, помутнению хрусталика глаза (лучевая катаракта).
 
Стохастические (вероятностные) эффекты – это биологические эффекты излучения, не имеющие дозового порога. Принимается, что вероятность этих эффектов пропорциональна дозе, а тяжесть их проявления от дозы не зависит.
Основные стохастические эффекты:
1. Канцерогенные – злокачественные опухоли, лейкозы – злокачественные изменения крове образующих клеток.
2. Генетические – наследственные болезни, обусловленные генными мутациями.
Стохастические эффекты оцениваются значениями эффективной (эквивалентной) дозы. Имеют длительный латентный (скрытый) период, измеряемый десятками лет после облучения, трудно обнаруживаемы.

Радиационные эффекты облучения 

результате как внешнего, так и внутреннего облучения. Внешнее облучение создается радиоактивными веществами, находящимися вне организма, а внутреннее — попавшими внутрь с воздухом, водой и пищей. Очевидно, что при внешнем облучении наиболее опасны излучения, имеющие высокую проникающую способность, а при внутреннем — ионизирующую.

Считают, что внутреннее облучение более опасно, чем внешнее, от которого нас защищают стены помещений, одежда, кожные покровы, специальные средства защиты и др.
Внутреннее же облучение воздействует на незащищенные ткани, органы, системы тела, причем на молекулярном, клеточном уровне. Поэтому внутреннее облучение поражает организм больше, чем такое же внешнее.

Органы, подвергающиеся облучению

альфа-частиц является также одежда человека.
Поскольку альфа-излучение имеет наибольшую ионизирующую, но наименьшую проникающую способность, внешнее облучение альфа-частицами практически безвредно, но попадание их внутрь организма весьма опасно.
Бета-излучение —на практике бета-частицы почти полностью поглощают оконные или автомобильные стекла и металлические экраны толщиной в несколько миллиметров. Одежда поглощает до 50 % бета-частиц.
При внешнем облучении организма на глубину около 1 мм проникает 20—25 % бета-частиц. Поэтому внешнее бета-облучение представляет серьезную опасность лишь при попадании радиоактивных веществ непосредственно на кожу (особенно на глаза) или же внутрь организма. Так, после Чернобыльской аварии наблюдались бета-ожоги ног за 50—100 км от АЭС (например, в г. Народичи Житомирской области). Поэтому местному населению не рекомендовалось ходить по земле босиком.
Гамма-излучение — имеет наибольшую проникающую способность и в воздухе может распространяться на сотни метров. Для ослабления его энергии в два раза необходим слой вещества (слой половинного ослабления) толщиной: воды — 23 см, стали — около 3, бетона — 10, дерева — 30 см.
Из-за наибольшей проникающей способности гамма-излучение является важнейшим фактором поражающего действия радиоактивных излучений при внешнем облучении.
Хорошей защитой от гамма-излучений являются тяжелые металлы, например свинец, который для этих целей используется наиболее часто.

поглощенной дозы гамма- и нейтронного излучения в диапазоне 20-500 Рад. Индивидуальный дозиметр ИД-1 является прямопоказывающим дозиметром.
Комплект индивидуальных дозиметров ИД-1 состоит из 10 индивидуальных дозиметров ИД-1 и зарядного устройства ЗД-6. Конструктивно дозиметр выполнен в виде авторучки ("карандаша") и состоит из ионизационной камеры, электроскопа, конденсатора, микроскопа и контактной группы в алюминиевом корпусе.
При воздействии ионизирующих излучений в объёме заряженной ионизационной камеры, цилиндрические электроды которой выполнены из тканеэквивалентной пластмассы, возникает ток, уменьшающий потенциал камеры и связанного с ней конденсатора. При этом нить электроскопа, на которую подается потенциал конденсатора, отклоняется и ее отклонение измеряется с помощью микроскопа по шкале, отградуированной в радах.
Шкала имеет 25 делений, цена деления 20 Рад. Для обеспечения линейности шкалы зарядный потенциал ионизационной камеры выбран в пределах 180-250 В. Через контактную группу дозиметра происходит его заряд с помощью зарядного устройства; после заряда контактная группа предохраняет дозиметр от разряда. Зарядное устройство содержит 4 параллельно соединенных пьезоэлемента и механический усилитель, давящий на пьезоэлементы; давление создается вращающейся ручкой. Для зарядки дозиметр вставляется контактной группой в зарядное устройство; при надавливании на дозиметр на центральный электрод ионизационной камеры подается плюс, на внешний электрод-минус. При этом дозиметр устанавливается по его шкале на нуль.

возможности, простоту в обращении, надежность и стоимость, предназначенные для измерения индивидуальной эквивалентной дозы и мощности дозы гамма-излучения.

  Особенности
- Одновременное измерение дозы и мощности дозы гамма-излучения в широком диапазоне
- Устойчивость к ударам и вибрациям, пылевлагозащищенность, устойчивость к электромагнитным воздействиям
- Постоянный самоконтроль детектора и разряда батарей
- Звуковая и светодиодная сигнализация
- Системное или автономное применение
- Малые габариты и вес
- Режим сигнализации о наличии импульсного рентгеновского излучения с длительностью от 10 нс

Дозиметры предназначены для измерения индивидуальной эквивалентной дозы и мощности дозы рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне энергий от 50 кэВ до 1,5 МэВ. В качестве детектора применяется счетчик Гейгера-Мюллера СБМ-21 с энергокомпенсирующим фильтром. Учет собственного фона и микропроцессорная обработка обеспечивают высокую точность измерения дозы в широком диапазоне мощностей доз (6,5 порядков). Управление режимами работы, выполнение вычислений, вывод информации на ЖК-индикатор с подсветкой, самодиагностика выполняются микропроцессором. Наличие энергонезависимой памяти позволяет запомнить и сохранить при отключенном питании накопленную дозу, историю накопления дозы. Калибровка дозиметров при выпуске осуществляется на водном фантоме 30х30х15 см в соответствии с Международным стандартом ИСО 4037-3. Дозиметры размещаются в нагрудном кармане одежды.

г. коротковолновое электромагнитное излучение — рентгеновские лучи. Открытие рентгеновских лучей оказало огромное влияние на все последующее развитие физики, в частности привело к открытию радиоактивности. Первая Нобелевская премия по физике была присуждена Рентгену. Рентген способствовал быстрому распространению практического применения своего открытия в медицине. Конструкция созданной им первой рентгеновской трубки для получения рентгеновских лучей сохранилась в основных чертах до настоящего времени.

Рентгеновские излучения (икс-лучи) были открыты первыми из всех ионизирующих излучений и наиболее хорошо изучены. У них та же физическая природа (электромагнитное поле) и те же свойства, что и у гамма-излучений. Их различают прежде всего по способу получения, и в отличие от гамма-лучей они имеют внеядерное происхождение. Излучение получают в специальных вакуумных рентгеновских трубках при торможении (ударе о специальную мишень) быстро летящих электронов.

     

На рисунке изображена упрощенная схема электронной рентгеновской трубки. Катод 1 представляет собой вольфрамовую спираль, испускающую электроны за счет термоэлектронной эмиссии. Цилиндр 3 фокусирует поток электронов, которые затем соударяются с металлическим электродом (анодом) 2. При этом рождаются рентгеновские лучи. Напряжение между анодом и катодом достигает нескольких десятков киловольт. В трубке создается глубокий вакуум; давление газа в ней не превышает 10-5 мм рт. ст. В мощных рентгеновских трубках анод охлаждается проточной водой, так как при торможении электронов выделяется большое количество теплоты. В полезное излучение превращается лишь около 3% энергии электронов.

до 10-10 м. Они обладают большой проникающей способностью и используются в медицине, а также для исследования структуры кристаллов и сложных органических молекул.

 Рентгеновские лучи нашли себе много очень важных практических применений.
     В медицине они применяются для постановки правильного диагноза заболевания, а также для лечения раковых заболеваний.
     Весьма обширны применения рентгеновских лучей в научных исследованиях. По дифракционной картине, даваемой рентгеновскими лучами при их прохождении сквозь кристаллы, удается установить порядок расположения атомов в пространстве - структуру кристаллов. Сделать это для неорганических кристаллических веществ оказалось не очень сложно. Но с помощью рентгеноструктурного анализа удается расшифровать строение сложнейших органических соединений, включая белки. В частности, была определена структура молекулы гемоглобина, содержащей десятки тысяч атомов.
     Эти достижения стали возможными благодаря тому, что длина волны рентгеновских лучей очень мала, - именно поэтому удалось «увидеть» молекулярные структуры. Увидеть, конечно, не в буквальном смысле; речь идет о получении дифракционной картины, с помощью которой после немалой затраты труда на ее расшифровку можно восстановить характер пространственного расположения атомов.
     Из других применений рентгеновских лучей отметим рентгеновскую дефектоскопию — метод обнаружения раковин в отливках, трещин в рельсах, проверки качества сварных швов и т. д. Рентгеновская дефектоскопия, основана на изменении поглощения рентгеновских лучей в изделии при наличии в нем полости или инородных включений.

 Поглощение рентгеновских лучей пропорционально плотности вещества, поэтому с помощью рентгеновских лучей можно получать фотографии внутренних органов человека. На этих фотографиях хорошо различимы кости скелета и места различных перерождений мягких тканей.

1986 г. один из реакторов АЭС взорвался от давления пара. На реакторе возник пожар. Из разрушенного реактора и от разбросанных взрывом его радиоактивных обломков исходило интенсивное излучение.
Почти две недели выбрасывались радиоактивные вещества, которые разнесло ветром на многие сотни и тысячи километров. Их осаждению на почву способствовали дожди, вызывая "пятнистость" радиоактивного загрязнения. Обширные территории надолго оказались загрязненными радиоактивными нуклидами.
Чернобыльская катастрофа по своим последствиям влияния на жизни людей и природу относится к экологическим катастрофам планетарного масштаба. Вот горькие факты: высокую дозу облучения получили 20 млн. чел.; погибли десятки тысяч от лучевой болезни; нанесен материальный ущерб 4,8 млн. чел.; перемена места жительства коснулась 200 тыс. чел.; заражена Территория на 130 тыс. м2.

Тягостное впечатление оставляют опустевшие деревни с заколоченными окнами и одичавшими домашними животными, дорожные знаки, предупреждающие о радиоактивной опасности... Жителям нельзя одно, нельзя другое: есть свои овощи и фрукты, пить молоко от своей коровы, собирать ягоды и грибы. Холодом веет от слов: зона жесткого контроля, зона отселения зона отчуждения... Не покидает чувство тревоги особенно за детей: ведь излучение нельзя ни видеть, ни слышать, ни осязать.

должна состоять из 4 энергоблоков по 1 ГВт каждый, строительные работы начались раньше, в 1977.
1990 — под давлением общественного мнения строительство было законсервировано.
1998 — после двух экологических экспертиз проект станции был скорректирован (число энергоблоков сокращено до двух).
20012001, 30 марта2001, 30 марта — первый энергоблок станции с реактором ВВЭР-10002001, 30 марта — первый энергоблок станции с реактором ВВЭР-1000 включен в сеть. Это первая АЭС, запущенная в России после Чернобыльской аварии2001, 30 марта — первый энергоблок станции с реактором ВВЭР-1000 включен в сеть. Это первая АЭС, запущенная в России после Чернобыльской аварии в 1986.
20052005 — подписано постановление о строительстве второго энергоблока станции к 2008. Закончить строительство к указанному сроку не удалось

Установленная электрическая мощность энергоблока 1000 МВт обеспечивается реактором ВВЭР-1000. Ежесуточно АЭС вырабатывает свыше 24 млн. кВт-ч электроэнергии, которая поступает потребителям Ростовской и Волгоградской областей, Краснодарского и Ставропольского краев. Ежегодная выработка электроэнергии АЭС – более 7 млрд. кВт-ч. С момента пуска Волгодонской АЭС произведено свыше 43 млрд. кВт-ч электроэнергии, что превышает потребление электроэнергии Ростовской областью в течение трех лет. В 2006 году плановое задание по выработке электроэнергии Волгодонской АЭС выполнено на 100,95%. Произведено 7,5803 млрд. кВт-ч при плане в 7,5090 млрд. кВт-ч. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 86,53% при плановом значении 85,72%. Ведется строительство второго энергоблока с ректором ВВЭР–1000 проектной мощностью 1000 МВт. Ввод в промышленную эксплуатацию энергоблока № 2 намечен на 2009 год.

обеспечивает энергоснабжение 11 субъектов Российской Федерации обшей площадью 431,2 тыс. км с населением 17,7 млн. человек.        Проектом, кроме выработки электроэнергии, предусмотрена возможность теплоснабжения г. Волгодонска и его промузла.        Проект Волгодонской АЭС относится к серии унифицированных проектов с реакторами ВВЭР-1000. Каждый из энергоблоков мощностью по 1000 МВт размещается в отдельно стоящем главном корпусе.        Энергоблок включает в себя реакторную установку В-320 и турбоустановку. Тепловая, схема энергоблоков двухконтурная. Первый, контур (радиоактивный) состоит из реактора, главных циркуляционных насосов, парогенераторов и компенсатора давления. Второй, нерадиоактивный, контур состоит из турбоустановки, водопитательной установки, паровой части парогенераторов и связывающих это оборудование трубопроводов.        Топливо размещается в корпусе реактора в активной зоне, содержащей 163 тепловыделяющих сборок. В этих сборках топливо находится в виде таблеток слабообогащенного по урану-235 оксида урана, заключенных в герметичные трубки из циркониевого сплава.        Теплоносителем первого контура является вода высокой чистоты под давлением 160 кг/см2 (16.0 МПа) с растворенной в ней борной кислотой.        Применение в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов воды позволяет получить в реакторе ВВЭР-1000 отрицательный температурный коэффициент реактивности, определяющий высокую стабильность и саморегулируемость реактора.

обеспечения безопасности эксплуатации. За все годы работы Волгодонской атомной станции радиационный фон в регионе ее расположения соответствовал естественному уровню. По итогам работы в 2004 году Волгодонской АЭС присуждено первое место в конкурсе «Лучшая атомная станция России».
Проектом Волгодонской АЭС намечено благоустройство и озеленение территории промплощадки, пристанционной площади и санитарно-защитной зоны.        В административном отношении площадка АЭС расположена в Дубовском районе Волгодонской области в 13,5 км от г. Волгодонска и в 19 км от г. Цимлянска.        Ближайшие населенные пункты - хутор Харсеев и хутор Подгоренская - расположены вне санитарно-защитной зоны АЭС на расстоянии 3,5 и 5 км.        В зону наблюдения АЭС радиусом 30 км входят части территории четырех административных районов Волгодонской области - Волгодонского, Цимлянского, Дубовского и Зимовниковского с общей численностью населения 227 тыс. человек.        Плотность населения в зоне наблюдения АЭС (радиусом 30 км) составляет 81 чел/км2.        В зоне расположения Волгодонской АЭС наблюдаются пыльные бури продолжительностью 6 дней в году и туманы в течение 50 дней в году преимущественно в холодный период. Среднее количество осадков в данном регионе колеблется от 388 до 428 мм/год при максимальных значениях 434 мм/год.        Природная радиационная обстановка в районе размещения АЭС благополучная.
Площадка АЭС расположена на левом берегу Цимлянского водохранилища, созданного в нижнем течении р. Дон в 1952 г. Площадь зеркала Цимлянского водохранилища при нормальном подпорном уровне 36,0 абс. м составляет 2700 км2, а полный его объем близок к объему среднегодового стока р. Дон и составляет около 24 км3. Расстояние от главных корпусов до Цимлянского водохранилища около 2 км, так как граница водохранилища отделена от промплощадки дамбой водоема-охладителя.
В своей природоохранной деятельности Волгодонская АЭС руководствуется принципами:
- снижения воздействия атомной станции на окружающую среду до возможно низкого и практически достижимого уровня;
- рационального использования природных ресурсов;
открытости и доступности информации о природоохранной деятельности атомной станции.
сокращением объема выброса вредных химических веществ в водные объекты;
- поддержание экологического состояния водоема – охладителя в соответствии с нормативными требованиями;
- сокращение объемов образования радиоактивных отходов;
- обеспечение сбора, временного хранения, обезвреживания, транспортировки и размещения нерадиоактивных отходов безопасным для окружающей среды способом;
- проведение производственного экологического контроля нерадиационному и радиационному факторам;
- совершенствование системы обеспечения готовности Волгодонской АЭС к действиям в случае возникновения чрезвычайной ситуации.

АЭС должна возрасти до 200 млрд кВтч в 2010 году (в 1,4 раза) и до 300 млрд кВтч в 2020 году (а 2 раза). Кроме того, предусматривается развитие производства тепловой энергии от атомных энергоисточников до 30 млн Гкал в год.      При умеренном варианте развития экономики потребность в производстве электроэнергии на атомных станциях может составить в 2020 году до 230 млрд кВтч. Возможность увеличения производства энергии на атомных станциях до 270 млрд кВтч связана с созданием энергокомплексов АЭС - ГАЭС, повышением объемов производства и потребления тепловой энергии в районах размещения действующих и новых АЭС и АТЭЦ (до 30 млн Гкал в год), а также с переводом газоперекачивающих станций магистральных трубопроводов на электропривод от АЭС, развитием энергоемких производств (алюминий, сжиженный газ, синтетическое жидкое топливо и др.).      Доля производства электроэнергии на атомных станциях в Европейской части России возрастет к 2020 году до 32 %.      При темпах роста производства электроэнергии в России более 2 % в год для атомной энергетики ставится цепь обеспечить ежегодный рост энерговыработки более 4 % с темпом наращивания производства электроэнергии до 8 млрд кВтч и тепла -до 1,5 млн Гкал в год.      Атомно-энергетический комплекс России имеет потенциал для динамичного развития в соответствии с параметрами, установленными Энергетической стратегией России на период до 2020 года.      Государственное планирование СССР в 80-х годах XX века определяло к началу XXI вена создание мощностей атомных станций в России до 50 ГВт с темпом роста до 2 ГВт в год и производство тепла до 40 млн Гкал в год. Кроме того, предусматривалось строительство энергокомплексов АЭС - ГАЭС (до 10 ГВт пиковой мощности). Фактически в эксплуатацию введено около половины запланированных мощностей АЭС (реализованный темп роста - до 1 ГВт в год). В настоящее время более двух десятков энергоблоков атомных станций общей мощностью порядка 20 ГВт находятся на разных стадиях незавершенного строительства (вложения - более 2,5 млрд долл. США, или около 15 % от суммарных капитальных затрат в создание этих мощностей).      Для обеспечения прогнозируемых уровней электро- и теплопотребления в максимальном варианте спроса необходим ввод генерирующих мощностей АЭС до 6 ГВт в текущем десятилетии (энергоблок 3 Калининской АЭС, энергоблок 5 Курской АЭС, энергоблок 2 Волгодонской АЭС, энергоблоки 5 и 6 Балаковской АЭС, энергоблок 4 Белоярской АЭС) и не менее 15 ГВт до 2020 года (с учетом воспроизводства энергоблоков первого поколения - 5,7 ГВт), а также до 2 ГВт АТЭЦ. В результате суммарная установленная мощность атомных станций России должна увеличиться до 40 ГВт при среднем КИУМ порядка 85 % (уровень ведущих стран с развитой атомной энергетикой).

на территории СССР в 1990 г. и тенденция его изменения за последнее пятилетие", "Метеорологи и гидрологи", N 4, 1991 г.
2. Ю.А. Израэль - "Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципы комплексного мониторинга" в сб. "Всесторонний анализ окружающей природной среды", Ленинград, Гидрометеоиздат, стр.16, 1988 г.
3. Д. Никитин, Ю. Новиков - "Окружающая среда и человек", Изд. 2-ое, М., Изд. Высш. школа, 1986 г.
4. А.М. Букринский, В.А. Сидоренко, Н.А. Штейнберг - "Безопасность атомных станций и ее государственное регулирование", Атомная энергия, том 68, вып. 5, май 1990 г.
5. Публикация МКРЗ N 26 - "Радиационная защита", Москва, Атомиздат, 1978 г.
6. Р.М. Алексахин, И.И. Крышев, С.В. Фесенко, Н.И. Санжарова - "Радиоэкологические проблемы ядерной энергетики", Атомная энергия, том 68, вып. 5, май 1990 г.
7. Г. Козубова, А. Таскаева (ред.) - "Радиационное воздействие на хвойные леса в районе аварии на Чернобыльской АЭС", Ур.О АН СССР, Сыктывкар 1990 г.
8. НТД МХО Интератомэнерго 38.220.56-84 - "Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения", Москва, Энергоатомиздат, 1984 г.
9. В.В. Бадев, Ю.А. Егоров, С.В. Казаков - "Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС", Москва, Энергоатомиздат, 1990 г.
10. Гаврилов Н.М. – «Радиация. Воздействие на человека. Опасность реальная и мнимая». (Брошюра к дозиметру).
http: // www. quarta-rad.ru
11. Интернет ресурсы: www.Pole.com.ru сайт Российского Национального Комитета по Защите от неионизирующих излучений.

и воспитания школьников через материал изучаемого предмета. В век бурного научно-технического прогресса, стремительного развития информационных технологий ученика необходимо информировать через активные формы обучения о вредном воздействии радиоактивного излучения на организм человека, о последствиях этого влияния и о мерах безопасности.
Очевидно, что современная цивилизация не может отказаться от своих достижений, поэтому наша задача обеспечить разумный баланс между безопасностью человека и возможностью использовать технические устройства. Между тем, во многих случаях человек сам может обеспечить свою безопасность, если будет обладать необходимой информацией. 
Экологическая безопасность - необходимая и достаточная защищенность экосистем и человека от вредных техногенных воздействий.

дополняет содержание базового курса физики, удовлетворяет познавательные интересы школьников, выходящие за рамки выбранного им профиля, развивает общеучебные умения. Вопросы, рассматриваемые в курсе, выходят за рамки обязательного содержания. Вместе с тем они тесно примыкают к основному курсу. Поэтому данный курс будет способствовать навыков, предусмотренных программой, поможет оценить свои возможности по физике и более осознанно выбрать профиль дальнейшего обучения. Таким образом, курс является предметно-ориентированным.

Цель курса:
формирование современных научных знаний о сохранении здоровья человека от биологического действия радиационного излучения в условиях повседневной жизни и возможностях законов физики в здоровьесохранной деятельности человека.

Задачи курса:
Расширить представления учащихся об окружающем мире; удовлетворить интерес к явлениям и процессам, происходящим в организме человека в результате внешних воздействий.
Повысить интерес учащихся к изучению следующей темы курса физики: «Радиоактивное излучение».
Развитие общеучебных умений учащихся: коммуникативных и информационных.
Формирование знаний учащихся об организме человека как единой физической системы.
Организация здоровьесохранной деятельности учащихся.

Изучение работы дозиметра. Измерение радиационного фона дозиметром.
3. Изучение способов защиты от радиоактивного излучения.
4. Получение комплексной информации о концентрациях вредных веществ в различных компонентах экосистем.
5. Сопоставление результатов измерений с нормативными показателями содержания веществ в компонентах экосистем.
6. Оценка состояния экосистем и возможные последствия техногенных воздействий.
7. Использование результатов измерений для совершенствования расчетного моделирования процессов в экосистемах и оценок последствий техногенных воздействий.
8. Использование результатов анализа для разработки "обратных связей" и управления состоянием системы" АЭС + окружающая среда".

Самостоятельные исследования учащихся.

1. Изучение видов естественных и искусственных источников радиоактивного излучения.
2. Изучение работы дозиметра. Измерение радиационного фона дозиметром.
3. Изучение способов защиты от радиоактивного излучения.
4. Получение комплексной информации о концентрациях вредных веществ в различных компонентах экосистем.
5. Сопоставление результатов измерений с нормативными показателями содержания веществ в компонентах экосистем.
6. Оценка состояния экосистем и возможные последствия техногенных воздействий.
7. Использование результатов измерений для совершенствования расчетного моделирования процессов в экосистемах и оценок последствий техногенных воздействий.
8. Использование результатов анализа для разработки "обратных связей" и управления состоянием системы" АЭС + окружающая среда".

Форма проведения занятий:

Ведущими формами занятий могут быть семинары, к которым учащиеся готовят краткие сообщения (не более 5 минут) по заранее выбранной теме и презентации. С программой семинаров учащиеся знакомятся заранее. Отдельные вопросы могут излагаться в виде лекций. Предусмотрена и самостоятельная работа учащихся с различными источниками информации на уроке.

пород земной коры и воздуха. Облучают нас даже собственные стены, то есть стройматериалы, из которых изготовлены здания и сооружения. Результаты измерений показали, что в деревянных строениях фоновые облучения человека примерно в два раза ниже, чем на открытой местности, в кирпичных — примерно такие же, бетонных — в два, а в гранитных примерно в четыре раза выше, чем на открытой местности.
Внутреннее облучение человека обусловлено теми естественными радиоактивными веществами, которые попадают внутрь организма с воздухом, водой, продуктами питания. Это радиоактивные газы, которые поступают из глубины земных недр (радон, торон и др.), а также радиоактивный калий, уран, торий, рубидий, радий, которые входят в состав пищевых продуктов, растений и воды.
Так, в пшеничном хлебе содержание урана в среднем составляет 41 . 10-8, гречневой крупе — 42 . 10-8, говядине — 1,4 . 10-8, рыбе — 1,1 . 10-8, молоке — 0,4 . 10-8. Радиоактивный калий в большей степени накапливается в бобовых растениях: горохе, бобах, фасоли, сое

Среднегодовые дозы облучения от естественных источников
излучений с учетом техногенно-усиленного фона, мбэр:

До недавнего времени среднегодовая доза облучения всего тела естественными источниками ионизирующих излучений примерно была равна 100 мбэр.Однако с учетом техногенно усиленного фона, по данным Научного комитета ООН по действию атомной радиации в 1982 г., значение эффективной дозы облучения увеличилось в два раза — 200 мбэр в год. Распределяется она от различных источников излучения следующим образом, мбэр/год:

переработкой, обогащением и приготовлением ядерного топлива. Основным сырьем для этого топлива является уран-235. Аварийные ситуации могут возникнуть при изготовлении, хранении и транспортировке тепловыделяющих элементов (твэлов). Однако вероятность их незначительная;

- ядерные реакторы разных типов, в активной зоне которых сосредоточены большие количества радиоактивных веществ;
- радиохимическая промышленность, на предприятиях которой производится регенерация (переработка и восстановление) отработанного ядерного топлива. Они периодически сбрасывают сточные радиоактивные воды, хотя и в пределах допустимых концентраций, но тем не менее в окружающей среде неизбежно могут накапливаться радиоактивные загрязнения. Кроме того, некоторое количество радиоактивного газообразного йода (йод-131) все-таки попадает в атмосферу;
- места переработки и захоронения радиоактивных отходов из-за случайных аварий, связанных с разрушением хранилищ, также могут явиться источниками загрязнения окружающей среды;

- использование радионуклидов в народном хозяйстве в виде закрытых радиоактивных источников в промышленности, медицине, геологии, сельском хозяйстве и других отраслях. При нормальном хранении и использовании этих источников загрязнение окружающей среды маловероятно. Однако в последнее время появилась определенная опасность в связи с использованием радиоактивных источников в космических исследованиях и астронавтике. При запуске ракет-носителей, а также при посадке спутников и космических кораблей возможны аварийные ситуации. Так, при аварки Челенджера (США) сгорели радионуклидные источники тока, работающие на стронции-90. Также произошло загрязнение атмосферы над Индийским океаном в июне 1969 г., когда сгорел американский спутник, на котором генератор тока работал на плутонии-238. Тогда в атмосферу попали радионуклиды с активностью 17 тыс. кюри].
- радиоизотопные лаборатории (которые имеются в очень многих странах мира), занимающихся использованием радионуклидов в открытом виде для научных и производственных целей. Сбросы радиоактивных отходов в сточные воды даже при концентрациях, меньше допустимых, с течением времени приведут к постепенному накоплению радионуклидов во внешней среде;
- ядерные взрывы и возникающее после взрыва радиоактивное загрязнение местности (могут быть как локальные, так и глобальные выпадения радиоактивных осадков). Масштабы и уровни радиоактивных загрязнений при этом зависят от типа ядерных боеприпасов, вида взрывов, мощности заряда, топографических и метеорологических условий.