де А і В - емпіричні константи, λ = ln 2 / T Ѕ. Згідно (1.1), чим менше період напіврозпаду радіоактивного елемента, тим більше пpo6eг, а отже, і енергія що випускаються їм α-частинок. Пробіг α-частинок в повітрі (при нормальних умовах) становить кілька сантиметрів, у більш щільних середовищах він набагато менше, складаючи соті частки міліметра (α-частинки можна затримати звичайним аркушем паперу).
Досліди Резерфорда по розсіюванню α-частинок на ядрах урану показали, що α-частинки аж до енергії 8,8 МеВ випробовують на ядрах резерфордівського розсіювання, тобто сили, що діють на α-частинки з боку ядер, описуються законом Кулона. Подібний характер розсіювання α-частинок вказує на те, що вони ще не вступають в область дії ядерних сил, т, е. можна зробити висновок, що ядро ​​оточене потенційним бар'єром, висота якого не менше 8,8 МеВ. З іншого боку, α-частинки, що випускаються ураном, мають енергію 4,2 МеВ. Отже, α-частинки вилітають з а-радіоактивного ядра з енергією, помітно меншої висоти потенційного бар'єру. Класична механіка цей результат пояснити не могла.
Пояснення α-розпаду дано квантовою механікою, згідно з якою виліт α-частинки з ядра можливий завдяки тунельному ефекту-проникненню α-частинки крізь потенційний бар'єр. Завжди є відмінна від нуля ймовірність того, що частинка з енергією, меншою висоти потенційного бар'єру, пройде крізь нього, тобто дійсно, з α-радіоактивного ядра α-частинки можуть вилітати з енергією, меншою висоти потенційного бар'єру-Цей ефект цілком обумовлений хвильовою природою α-частинок.
Імовірність проходження α-частинки крізь потенційний бар'єр визначається його формою і обчислюється на основі рівняння Шредінгера. У найпростішому випадку потенційного бар'єру з прямокутними вертикальними стінками коефіцієнт прозорості, що визначає ймовірність проходження крізь нього, визначається розглянутої раніше. Аналізуючи цей вислів, бачимо, що коефіцієнт прозорості D тим більше (отже, тим менше період напіврозпаду), чим менший по висоті {V) і ширині (0 бар'єр знаходиться на шляху α-частинки. Крім того, при одній і тій же потенційної кривої бар'єр на шляху частки тим менше, чим більше її енергія Є. Таким чином якісно підтверджується закон Гейгера - Неттола.

I.3.2. β-Розпад. Нейтрино

Явище β-розпаду підкоряється правилу зміщення

і пов'язане з викидом електрона. Довелося подолати цілий ряд труднощів, пов'язаних з трактуванням β-розпаду.
По-перше, необхідно було обгрунтувати походження електронів, що викидаються в процесі β-розпаду. Протонно-нейтронне будова ядра виключає можливість вильоту електрона з ядра, оскільки в ядрі електронів немає. Припущення ж, що електрони вилітають не з ядра, а з електронної оболонки, неспроможне, оскільки тоді мало б спостерігатися оптичне або рентгенівське випромінювання, що не підтверджують експерименти.
По-друге, необхідно було пояснити безперервність енергетичного спектра випускаються електронів (типова для всіх ізотопів крива розподілу β-частинок по енергіях наведена на рис. 1). Яким же чином β-активні ядра, які мають до і після розпаду цілком певними енергіями, можуть викидати електрони зі значеннями енергії від нуля до деякого максимального Emax - тобто енергетичний спектр що випускаються електронів є безперервним? Гіпотеза про те, що при β-розпаді електрони залишають ядро ​​зі строго визначеними енергіями, але в результаті якихось вторинних взаємо-

Рис. 1
ємств втрачають ту чи іншу частку своєї енергії, так що їх початковий дискретний спектр перетворюється в безперервний, була спростована прямими калориметричних дослідами. Так як максимальна 'енергія Emax визначається різницею мас материнського та дочірнього ядер, то розпади, при яких енергія електрона Е <Emax, як би протікають з порушенням закону збереження енергії. Н. Бор навіть намагався обгрунтувати це порушення, висловлюючи припущення, що Чакон збереження енергії носи! статистичний характер і виконується лише в середньому для великого числа елементарних процесів. Звідси видно, наскільки принципово важливо було вирішити це складне становище.
По-третє, необхідно було розібратися з не збереженням спина при β-розпаді. При β-розпаді число нуклонів у ядрі не змінюється (так як не змінюється масове число А), тому не повинен змінюватися і спін ядра, що дорівнює цілому числу h при парному А і напівцілим h при непарному А. Однак викид електрона, що має спін h / 2, повинен змінити спін ядра на величину h / 2.
Останні дві труднощі призвели В. Паулі до гіпотези (1931) про те, що при β-розпаді разом з електроном випускається ще одна нейтральна частинка - нейтрино. Нейтрино має нульовий заряд, спін h / 2 і дуже малу (ймовірно нульову) масу спокою; позначається 0 / 0 ν тобто Згодом виявилося, що при β-розпаді випускається не нейтрино, а антинейтрино (античастинка по відношенню до нейтрино; позначається 0 / 0 ν е).
Гіпотеза про існування нейтрино дозволила Е. Фермі створити теорію β-розпаду (1934), яка в основному зберегла своє значення і в даний час, хоча експериментально існування нейтрино було доведено більш ніж через 20 років (1956). Настільки тривалі «пошуки» нейтрино пов'язані з великими труднощами, обумовленими відсутністю в нейтрино електричного заряду і маси. Нейтрино - єдина частинка, яка не бере участі ні в сильних, ні в електромагнітних взаємодіях; єдиний вид взаємодій, в якому може брати участь нейтрино, - слабка взаємодія. Тому пряме спостереження нейтрино вельми скрутно. Іонізуюча здатність нейтрино настільки мала, що один акт іонізації повітря нейтрино припадає на 500 км шляху. Проникаюча ж здатність нейтрино настільки величезна (пробіг нейтрино з енергією 1 МеВ у свинці становить порядку 10 ¹⁸ м!), Що ускладнює утримання цих частинок у приладах.
Для експериментального виявлення нейтрино (антинейтрино) застосовувався, тому непрямий метод, заснований на тому, що в реакціях (у тому числі і за участю нейтрино) виконується закон збереження імпульсу. Таким чином, нейтрино було виявлено при вивченні віддачі атомних ядер при β-розпаді. Якщо при β-розпаді ядра разом з електроном викидається і антинейтрино, то векторна сума трьох імпульсів - ядра віддачі, електрона і антинейтрино - повинна бути дорівнює нулю. Це дійсно підтвердилося на досвіді. Безпосереднє виявлення нейтрино стало можливим лише значно пізніше, після появи потужних реакторів, що дозволяють отримувати інтенсивні потоки нейтрино.
Введення нейтрино (антинейтрино) дало можливість не тільки пояснити здається не збереження спина, але й розібратися з питанням безперервності енергетичного спектру викидаються електронів. Суцільний спектр β-частинок зобов'язаний розподілу енергії між електронами і антинейтрино, причому сума енергій обох частинок дорівнює Emax-В одних актах розпаду більшу енергію отримує антинейтрино, в інших - електрон; в граничної точці кривої, де енергія електрона дорівнює Emax, вся енергія розпаду несеться електроном, а енергія антинейтрино дорівнює нулю.
Нарешті, розглянемо питання про походження електронів при β-розпаді. Оскільки електрон не вилітає з і не виривається з оболонки атома, було зроблено припущення, що електрон-народжується в результаті процесів, що відбуваються всередині ядра. Так як при β-розпаді число нуклонів у ядрі не змінюється, a Z збільшується на одиницю (см, ( 255.5)), то єдиною можливістю одночасного здійснення цих умов є перетворення одного з нейтронів ядра в протон з одночасним утворенням електрона і вильотом антинейтрино:

Цей процес супроводжується виконанням законів збереження електричних зарядів, імпульсу та масових чисел. Крім того, дане перетворення енергетично можливо, тому що маса спокою нейтрона перевищує масу атома водню, тобто протона і електрона разом узятих. Даною різниці в масах відповідає енергія, рівна 0,782 МеВ. За рахунок цієї енергії може відбуватися мимовільне перетворення нейтрона в протон; енергія розподіляється між електроном і антинейтрино.
Якщо перетворення нейтрона в протон енергетично вигідно і взагалі можливо, то повинен спостерігатися радіоактивний розпад вільних нейтронів (тобто нейтронів поза ядра). Виявлення цього явища було би підтвердженням викладеної теорії β-розпаду. Дійсно, в 1950 р. в потоках нейтронів великої інтенсивності, що виникають у ядерних реакторах, був виявлений радіоактивний розпад вільних нейтронів

I.4. Гамма-випромінювання і його властивості

Експериментально встановлено, що γ-випромінювання не є самостійним видом радіоактивності, а тільки супроводжує α-і β-розпади і також виникає при ядерних реакціях, при гальмуванні заряджених частка їх розпад і т. д. γ-Спектр є лінійчатим. На відміну від оптики, де під спектром розуміється розподіл енергії випромінювання по довжинах хвиль, γ-спектр - це розподіл числа γ-квантів по енергіях. Дискретність γ-спектра має принципове значення, так як є доказом дискретності енергетичних станів атомних ядер.
В даний час твердо встановлено, що γ-випромінювання випускається дочірнім (а не материнським) ядром. Дочірнє ядро в момент свого утворення, опиняючись збудженим, за час приблизно 10 ¹³ - 10 ¹⁴ с, значно менше часу життя збудженого атома, переходить в основний стан з випусканням γ-випромінювання. Повертаючись в основний стан, порушену ядро ​​може пройти через ряд проміжних станів, тому γ-ізлучепіе одного і того ж радіоактивного ізотопу може містити кілька груп γ-квантів, що відрізняються одна від одної своєю енергією.
При γ-випромінюванні А і Z ядра не змінюються, тому воно не описується жодними правилами зсуву. γ-Випромінювання більшості ядер є настільки короткохвильовим, чю його хвильові властивості виявляються дуже слабко. Тут на перший план виступають корпускулярні властивості, тому γ-випромінювання розглядають як потік частинок - γ-квантів. При радіоактивних розпадах різних ядер γ-кванти мають енергії від 10 кеВ до 5 МеВ.
Ядро, що знаходиться у збудженому стані, може перейти в основний стан не тільки при випущенні γ-кванта, але і при безпосередній передачі енергії порушенні (без попереднього випускання γ-кванта) одному з електронів того ж атома. При цьому випускається так званий електрон конверсії. Саме явище називається внутрішньої конверсією. Внутрішня конверсія - процес, що конкурує з γ-випромінюванням.
Електронам конверсії відповідають дискретні значення енергії, що залежить від роботи виходу електрона з оболонки, з якої електрон виривається, і від енергії Е, що віддається ядром при переході із збудженого стану в основний. Якщо вся енергія Е виділяється у вигляді γ-кванта, то частота випромінювання v визначається з відомого співвідношення Е = hv. Якщо ж випускаються електрони внутрішньої конверсії, то їх енергії рівні E-AL, ..., де AK, AL, ..., - робота виходу електрона з К-і L-оболонок. Моноенергетічность електронів конверсії дозволяє відрізнити їх від β-електронів, спектр яких безперервний. Виникло в результаті вильоту електрона вакантне місце на внутрішній оболонці атома буде заповнюватися електронами з вищерозташованих оболонок. Тому внутрішня конверсія завжди супроводжується характеристичним рентгенівським випромінюванням.
γ-Кванти, володіючи нульовою масою спокою, не можуть сповільнюватися в середовищі, тому при проходженні γ-випромінювання крізь речовину вони або поглинаються, або розсіюються ім. γ-кванти не несуть електричного заряду і тим самим не відчувають впливу кулонівських сил. Тому при проходженні крізь речовину γ-кванти порівняно рідко стикаються з електронами і ядрами, але зате при зіткненні різко відхиляються від свого первісного напрямку. При проходженні пучка γ-квантів крізь речовину їх енергія не змінюється, але в результаті зіткнень послаблюється інтенсивність, зміна якої описується законом Бугера.
γ-Кванти, проходячи крізь речовину, можуть взаємодіяти як з електронною оболонкою атомів речовини, так і з їх ядрами. У квантовій електродинаміці доводиться, що основними процесами, що відбуваються при взаємодії γ-випромінювання з речовиною, є фотоефект, кому і тон-ефект і народження електронно-позитронного пар.
Фотоефект або фотоелектричне поглинання γ-випромінювання, - це процес, при якому атом поглинає γ-кваіт і випускає електрон. Так як електрон вибивається з однієї з внутрішніх оболонок атома, то місце, що звільнилося заповнюється електронами з верхніх оболонок, і фотоефект супроводжується характеристичним рентгенівським випромінюванням. Фотоефект є переважаючим механізмом поглинання в області малих енергій γ-квантів (Еγ <> 100 кеВ). Фотоефект може йти тільки на пов'язаних електронах, тому що вільний електрон не може поглинути γ-квант - при цьому одночасно не задовольняються закони збереження енергії та імпульсу.
У міру збільшення енергії γ-квантів (Е γ ~ 0,5 МеВ), коли їхня енергія перевершує енергію зв'язку електрона в атомах і взаємодія γ-кванта наближається за своїм характером до взаємодії з вільними електронами, основним механізмом взаємодії γ-квантів з речовиною є комптонівське розсіювання.
При Е γ> 1,02 МеВ = 2 m е ² (m е, - маса спокою електрона) стає можливим процес утворення електронно-позитронного пар в електричних полях ядер. Вірогідність цього процесу пропорційна Z ² і збільшується із зростанням Еγ. Тому при Еγ ~ 10 МеВ основним процесом взаємодії я γ-випромінювання в будь-якій речовині є утворення електронно-позитронного пар-
Якщо енергія γ-кванта перевищує енергію зв'язку нуклонів в ядрі (7-8 МеВ), то в результаті поглинання γ-кванта може спостерігатися ядерний фотоефект - викид з ядра одного з нуклонів, найчастіше нейтрона.
Велика проникаюча здатність γ-випромінювання використовується в гамма-дефектоскопії - методі дефектоскопії, заснованому на різному поглинанні γ-випромінювання при поширенні його на однакову відстань у різних середовищах. Розташування та розміри дефектів (раковини, тріщини і т. д.) визначаються по відмінності в інтенсивностях випромінювання, що пройшов через різні ділянки просвічує вироби.
Вплив у-випромінювання (а також інших видів іонізуючого випромінювання) на речовину характеризують дозою іонізуючого випромінювання. Розрізняються:
Поглинена доза випромінювання - фізична величина, що дорівнює відношенню анергії випромінювання до маси речовини, що опромінюється.
Одиниця поглиненої дози випромінювання - грей (Гр) *: 1гр = 1 Дж / кг - доза випромінювання, при якій опроміненому речовині масою 1 кг передається енергія будь-якого іонізуючого випромінювання 1 Дж.
Експозиційна доза випромінювання - фізична величина, що дорівнює відношенню суми електричних зарядів всіх іонів одного знака, створених електронами, звільненими в опроміненому повітрі (за умови повного використання іонізуючої здатності електронів), до маси цього повітря.
Одиниця експозиційної дози випромінювання в СІ кулон на кілограм (Кл / кг); позасистемною одиницею є рентген (Р): 1 Р = ^2,58-10-4 Кл / кг.
Біологічна доза - величина, що визначає вплив випромінювання на організм.
Одиниця біологічної дози - біологічний еквівалент рентгена (бер):
1 бер - лоза любою виду іонізуюче випромінювання, що виробляє таке ж біологічну дію, як і доза рентгенівського або у-випромінювання в 1 Р (1 бер = ^Ю-2 Дж / ​​кг).
Потужність дози випромінювання - величина, що дорівнює відношенню дози випромінювання до часу опромінення. Розрізняють: 1) потужність 'поглиненої дози (одиниця - грей на секунду (Гр / с)); 2) потужність експозиційної дози (одиниця - ампер на кілограм (А / кг)).

I.5. Ланцюгова реакція ділення

Для практичного застосування розподілу важких ядер найважливіше значення має виділення великої енергії при кожному акті поділу і поява при цьому кількох (двох, трьох) нейтронів. Якщо кожен з цих нейтронів, взаємодіючи з сусідніми ядрами речовини, що ділиться, у свою чергу викликає у них реакцію поділу, то відбувається лавиноподібне наростання числа актів поділу. Така реакція розподілу називається ланцюгової. Свою назву ця реакція отримала за аналогією з ланцюговими хімічними реакціями, т. е-реакціями, продукти яких можуть знову! вступати в з'єднання з вихідними речовинами.

Однак термоядерні реакції синтезу можуть відбуватися і при температурах менших, ніж 10 ⁹ ° К. Справа в тому, що швидкості ядер розподілені за законом Максвелла, і тому при температурі, меншій ¹⁰ вересня ° К, наприклад при T ~ 10 ⁷ ° К, є деяка частка ядер, енергія яких перевищує висоту потенційного бар'єру і які, отже, можуть почати реакцію синтезу.
З наведених даних видно, що реакції синтезу ядер вимагають нагрівання до дуже високих температур. Тому ці реакції називаються термоядерними.
Частинки, що знаходяться в «хвості» максвеллівський розподілу при T ~ 10 ⁷ ° До мають енергії порядку десятків кілоелектрон-вольт, що ще, однак, значно нижче кулонівського бар'єру. У ядерних реакціях заряджених частинок при звичайних температурах імовірність тунельного проникнення крізь кулонівський бар'єр при зіткненні ядер невелика. Проте вона дуже швидко збільшується з ростом енергії частинок, що стикаються. Наприклад, для двох ядер дейтерію ця ймовірність при середній енергії частинок 1,7 кев (відповідній температурі 2-Ю ⁷ ° К) - перевищує в 10 ⁴⁷ разів ймовірність тунельного злиття двох ядер дейтерію, що володіють середньої енергією 17 еВ (Т = 2-10 ⁵ ° К). Температура 10 ⁷ ° До виявляється достатньою для того, щоб почала протікати термоядерна реакція за рахунок тунельного злиття ядер, що знаходяться в «хвості» максвеллівський розподілу. Крім того, сприятливу роль для протікання термоядерних реакцій грає та обставина, що з підвищенням температури інтенсивніше відбуваються зіткнення ядер, що знаходяться на «хвості» максвеллівський розподілу, що сприяє проникненню ядер один в одного крізь кулонівський потенційний бар'єр.
Температура близько 10 ⁷ ° До характерна для центральної частини Сонця. З іншого боку, спектральний аналіз випромінювання Сонця дозволяє встановити, що у складі Сонця, як і в складі багатьох інших зірок, є значна частина водню (близько 80%) і гелію (до 20%). Вуглець, азот і кисень становлять не більше 1% маси зірок. Втім, якщо врахувати, що маса Сонця колосальна (1,99-10 ³⁰ кг), то на Сонце є достатня кількість цих газів. Зіставлення всіх цих даних з умовами протікання термоядерних реакцій призвело до висновку, що термоядерні реакції повинні відбуватися на Сонце і зірки й стати джерелом енергії, компенсуючим їх випромінювання. Щомиті Сонце випромінює енергію 8,8-10 ³⁶ дж, що відповідає зменшенню його маси спокою на 4,3 млн. тонн. Корисно відзначити, що питомий виділення енергії Сонця, тобто виділення, що припадає на одиницю маси в одну секунду, виявляється при цьому вельми малим, всього 1.9-10 ^-4 дж / сек-кг. Воно складає лише 1% від питомої виділення енергії в живому організмі в процесі обміну речовин.
Малий питомий виділення Сонцем енергії за 1 сек пояснює, чому потужність випромінювання енергії нашим світилом практично не змінилася за кілька мільярдів років існування сонячної системи.
У 1938 р. було висловлено припущення про можливий протіканні термоядерних реакцій на Сонце у формі так званого протонно-протонного циклу. В одному з варіантів протонно-протонного циклу відбуваються, як вважають, такі реакції. Цикл починається з з'єднання двох протонів з утворенням дейтрона і випусканням позитрона і електронного нейтрино:
1p ¹ + lP ^l → lD ² + +1 e ^o +0 ν0.
Далі дейтрона реагує з протоном, утворюючи ядро легкого ізотопу гелію Ані ^3, а надлишок енергії виділяється у вигляді Т-випромінювання:
lD ² +1 p ¹ → 2He ⁴ +21 p ^1.
Зауважимо, що позитрон, що утворився на першому етапі циклу, з'єднуючись з електроном плазми, також дає 7-випроміню-чення.
З 1951 р. вважають, що найбільш вірогідним продовженням циклу є з'єднання ядер гелію Ані ³ з утворенням ядра гНе "(а-частинки) і двох протонів:
2He ³ +2 He ³ → 2He ^l +21 p ^1.
Результатом циклу є синтез водневих ядер в ядро ​​гелію, що супроводжується виділенням енергії.
7. У 1939 р. Г. Бете розглянув цикл термоядерних реакцій, званий вуглецево-азотним циклом або циклом Бете. У цьому циклі з'єднання ядер водню в ядро гелію полегшується за допомогою ядер вуглецю 6С ^12, що грають роль каталізаторів термоядерної реакції. Початком циклу є проникнення швидкого протона в ядро вуглецю 6С ¹² з утворенням ядра нестійкого радіоактивного ізотопу азоту 7N ¹³ і з випромінюванням γ-кванта:
6С ¹² +1 p ¹ → 7N ¹³ + γ.
З періодом напіврозпаду 14 хв в ядрі 7N ¹³ відбувається перетворення 1p ¹ + lP ^l → lD ² + +1 e ^o +0 ν0 і утворюється ядро ізотопу вуглецю 6С ^13:
7N ¹³ → 6С ¹⁹¹³ + +1 e ^o +0 ν0.
Приблизно через кожні 2,7 млн. років ядро 6C ^13, захопивши протон, утворює ядро стійкого ізотопу азоту 7N ^14:
6C ¹³ +1 p ¹ → 7N ¹⁴ + γ.
Через в середньому 32 млн. років ядро 7N ¹⁴ захоплює протон і перетворюється в ядро кисню 8O ^15:
7N ¹⁴ +1 p ¹ → 8O ¹⁵ + γ.
Нестійкий ядро 8O ¹⁵ з періодом напіврозпаду 3 хв випускає позитрон і нейтрино і перетворюється в ядро 7N ^15:
8O ¹⁵ → 7N ¹⁵ + + +1 e ^o +0 ν0.
Завершується цикл реакцією поглинання ядром 7N ¹⁵ протона і розпадом його на ядро вуглецю 6С ¹² і γ-частинку, що відбуваються приблизно через 100 тисяч років:
7N ¹⁵ +1 p ¹ → 6С ¹² + 2He ⁴
Новий цикл починається знову з поглинання вуглецем 6С ¹² протона, що відбувається в середньому через 13 млн. років. Окремі реакції циклу відокремлені часом, які з точки зору земних масштабів часу є непомірно великими. Однак потрібно врахувати, що цей цикл є замкненим і безперервно відбувається. Тому різні реакції циклу відбуваються на Сонці одночасно, розпочавшись у різні моменти часу.
Результатом одного циклу є перетворення чотирьох протонів в ядро гелію з появою двох позитронів і 7-випромінювання, до якого слід додати випромінювання, що виникає при злитті позитронів з електронами плазми. Кількість енергії, що виділяється на одне ядро гелію, становить 26,8 МеВ. У перерахунку на грам-атом гелію це становить 700 тис. кВт-год енергії. Цієї кількості енергії достатньо для компенсації енергії, випромінюваної Сонцем. Хоча термоядерні реакції на Сонці і призводять до зменшення на ньому водню, розрахунки показують, що кількості водню, що є на Сонце, вистачить для підтримки термоядерних реакцій і випромінювання Сонця на мільярди років.
З попереднього ясно, яке велике значення має здійснення в земних умовах термоядерних реакцій для отримання енергії. Досить сказати, що при використанні дейтерію, що міститься в одному літрі звичайної води, в реакції термоядерного синтезу виділиться стільки ж енергії, скільки виділиться при згоранні близько 350 л бензину.
Вперше умови, близькі до тих, які реалізуються в надрах Сонця, були здійснені в СРСР, а кілька 'пізніше в США, у водневій бомбі, де відбувається самопідтримується термоядерна реакція вибухового характеру. Вибуховою речовиною, в якому відбувалася Ц термоядерна реакція, була суміш дейтерію 1D ² і "тритію 1H ^3. Необхідна для протікання реакції висока температура була отримана за рахунок вибуху« звичайної »атомної бомби.
Теоретично основою для отримання штучних керованих термоядерних реакцій є реакції, що відбуваються в дейтерієво високотемпературній плазмі. Завдання полягає, однак, не тільки у створенні умов, необхідних для інтенсивного виділення енергії в термоядерних процесах, але головним чином у підтримці цих умов. Для здійснення самопідтримуваної термоядерної реакції потрібно, щоб швидкість виділення енергії в системі, де відбувається реакція, була не менше, ніж швидкість відводу енергії від системи.
Розрахунки показують, що для забезпечення самопідтримуваної керованої термоядерної реакції необхідно довести температуру дейтерієво плазми до декількох сотень мільйонів градусів. При температурах порядку 10 ⁸ градусів термоядерні реакції володіють помітною інтенсивністю і супроводжуються виділенням великої енергії. Так, при температурі порядку 10 ⁸ градусів потужність, що виділяється в одиниці об'єму плазми при з'єднанні дейтерієва ядер, становить приблизно 3 кВт! М ^3, у той час як при температурі ~ 10 ⁶ градусів вона дорівнює всього лише 10 ^-17 вт / м ^3.
Основною причиною втрат енергії високотемпературної плазмою є її величезна теплопровідність, швидко зростаюча (пропорційно Т '/ «) при розглянутих високих температурах. Відведення енергії з плазми може відбуватися завдяки дифузії гарячих частинок з області, де відбувається реакція, на стінки апарату, в якому знаходиться плазма. Якщо плазму не теплоізолювати від контакту з будь-якими оточуючими речовинами, то її не можна нагріти навіть до кількох сотень тисяч градусів, так як вся енергія, що виділяється в результаті реакцій синтезу, буде йти на стінки. Іншими словами, необхідно утримати плазму в заданому обсязі, не допускаючи її розширення.
Ідея ефективної магнітної термоізоляції плазми стосовно до проблеми керованого термоядерного синтезу була запропонована в СРСР А. Д. Сахаровим та І. Є. Таммом в 1950 р. Якщо пропустити через плазму у формі стовпа уздовж його осі сильний електричний струм, то магнітне поле цього струму, що має форму, звичайну для прямолінійного провідника, створює електродинамічні сили, які будуть прагнути стиснути плазмовий стовп. Таким чином стовп плазми виявиться відірваним від стінок і стягнутим в плазмовий шнур (§ 12.8). Очевидно, що стиснення плазми може відбуватися до тих пір, поки тиск, викликаний електродинамічними силами, не врівноважиться газокінетіческім тиском частинок самої плазми. На рис шнур 2 ізольований від стінок 1 магнітним полем Н. Електричний струм /, пропущений через газ, виконує декілька функцій:
а) у початковій стадії створює плазму завдяки інтенсивній іонізації;
б) стягує плазму в шнур;
в) за рахунок виділення джоулева тепла і стиснення нагріває плазму до високої температури.

У початкових дослідах, що проводилися в СРСР Л. А. Арцимовичем і його співробітниками, в дейтерії, що знаходиться під тиском в 0,01-0,1 мм рт. ст., за допомогою батареї конденсаторів великої ємності створювався потужний імпульсний розряд. Максимальна сила струму в момент розрядного імпульсу сягала 10 ⁵ -10 ^е а при тривалості наростання струму від нуля до максимуму 5-10 мксек. Виникла плазма спочатку швидко стягувалася в шнур до осі розрядної трубки. Наприкінці стискування температура шнура досягала 10 ^е градусів і навіть декількох мільйонів градусів.
Однак втримати плазмовий шнур у такому стані не вдається: відбуваються швидкі радіальні його коливання - він то розширюється, то знову стискається. Внаслідок нестабільності, нестійкості плазми в плазмовому шнурі виникають деформації, які змінюють геометричну форму шнура. Результатом цього є порушення термоізоляції, інтенсивна взаємодія плазми зі стінками, що приводить до забруднення дейтерію речовиною стінок і до швидкого охолодження плазми. Все це відбувається за час в кілька мікросекунд, порівнянне з часом розрядного імпульсу. До моменту, коли досягнуто максимуму струму, температура плазми вже знижується в порівнянні з тією, яка у неї була в момент закінчення першого стиснення в шнур.

На рис. 46.6 представлені дві прості деформації плазмового шнура - його місцеве звуження і вигин. Для здійснення керованих термоядерних реакцій необхідно з'ясувати умови, при яких високотемпературна плазма, поміщена в магнітному полі належної конфігурації, може зберігати стійкість. Вирішення цього питання, поряд з пошуками шляхів підвищення температури плазми до необхідної для самопідтримуваної реакції синтезу, є головним напрямком, в якому розвиваються дослідження з керованим термоядерним реакцій.
Проблема стійкості плазми зажадала насамперед ретельного вивчення деформацій, які можуть виникнути в плазмовому шнурі. Не вдаючись в деталі, зазначимо, що у разі деформації, зображеної на рис. 46.6, і, в області звуження (перетяжки) плазми зростає напруженість магнітного поля, а разом з нею зростають і електродинамічні сили, що стягують шнур у цій галузі. Тим часом тиск самої плазми у всіх її перетинах однаково і плазма може вільно перетікати вздовж стовпа. Отже, в місці звуження зросле Електродинамічне тиск не буде врівноважуватися тиском плазми, і звуження буде тривати аж до розриву шнура в області початкового звуження. Аналогічно можна показати, що виникла в плазмовому шнурі деформація згину буде розвиватися і призведе до подальшого згинанню шнура.
В даний час детально вивчені можливі види нестійкості плазми. Для стабілізації плазми застосовуються різні варіанти використання додаткових зовнішніх магнітних полів, не пов'язаних зі струмом, що проходить через плазму.
Серйозним успіхом на шляху створення керованих термоядерних реакцій є проведення у 1964 р. в Сибірському відділенні Академії наук СРСР під керівництвом Г. І. Будкера плазми з контрольованою температурою в 100 млн. градусів. Це досягнуто за допомогою стиснення плазми та її нагрівання ударними хвилями, що виникають в плазмі в результаті дуже швидкого наростання магнітного поля. Виявилося, що це нагрівання може бути здійснено за час, менший часу розвитку нестійкостей плазми. При цьому за допомогою спеціальних розрядників за десяті частки мікросекунди підводилася потужність порядку 200 млн. кет. У плазмі з щільністю 10 ¹³ -10 ¹⁴ м ^"3 здійснена термоядерна реакція. Аналогічні результати отримані Є. К. Завойський про співробітниками в Інституті атомної енергії ім. І. В. Курчатова.
Найважливішим завданням тепер є підвищення часу існування стійкого режиму плазми та її щільності. Незважаючи на те, що складних невирішених завдань, пов'язаних зі створенням практично реалізованих термоядерних реакцій, ще дуже багато, наполегливі зусилля вчених наближають вирішення цієї гігантської завдання - отримання практично невичерпного джерела енергії.

I.8. Біологічна дія випромінювання

Ядерне випромінювання робить сильний вражаюча дія на всі живі організми. Характер цієї дії залежить від поглиненої дози випромінювання та його виду. Про дозі випромінювання можна судити по енергії випромінювання і його іонізуючої здатності.
Дозою поглиненого випромінювання називають величину, рівну відношенню енергії випромінювання, поглинутої опромінюваним тілом, до його маси:

За одиницю дози поглинутого випромінювання прийнятий грей (Гр): 1 Гр = 1 Дж / 1 кг.
Експозиційної дозою випромінювання називають величину, рівну відношенню сумарного заряду іонів одного знака, утворених випромінюванням в деякому об'ємі повітря, до маси повітря в цьому обсязі:

За одиницю експозиційної дози випромінювання прийнята інтенсивність такого випромінювання, яке виробляє у 1 кг сухого повітря таке число іонів, сумарний заряд яких складає 1 Кл кожного знака:
1 Еді = 1 Кл / кг.
На практиці частіше використовується позасистемна одиниця - рентген та її частинні одиниці:
1 Р = 2,58 • 10-4 Кл / кг.
При опроміненні живих організмів, зокрема людини, вражаюча дія випромінювання при одній і тій же поглиненої дози залежить від виду випромінювання. Тому прийнято порівнювати біологічну дію всіх видів випромінювання з біологічною дією рентгенівського і у-випромінювання.
Коефіцієнт, що показує у скільки разів вражаюча дія даного виду випромінювання вище, ніж рентгенівського, при однаковій дозі поглиненого випромінювання, називають відносною біологічної ефективністю (Кобе) або коефіцієнтом якості випромінювання.
Значення Кобе для основних типів випромінювання

Вид випромінювання	Кобе
Рентгенівське і у-випромінювання Електрони Теплові нейтрони Швидкі нейтрони Протони а-частинки	1 1 3 10 10 10

Тому для оцінки дії випромінювання на живі організми введена спеціальна величина - еквівалентна доза.
Еквівалентною дозою поглиненого випромінювання називають величину, рівну добутку поглиненої дози на коефіцієнт біологічної ефективності:

За одиницю еквівалентної дози прийнятий зіверт (Зв).
Зіверт відповідає поглиненої дозі 1 грей при коефіцієнті відносної біологічної ефективності, що дорівнює одиниці.
На практиці для вимірювання еквівалентної дози поглинутого випромінювання часто використовують внесистемную одиницю бер (біологічний еквівалент рентгена):
1 Зв = 100 бер.
Людина безперервно піддається дії радіоактивного випромінювання. Джерелом цього випромінювання є: космічні тіла; надра Землі, що містять радіоактивні речовини; будівлі, в яких ми живемо (у граніті, у цеглі і залізобетоні є радіоактивні речовини); рентгенівські апарати; телевізійні приймачі; навіть у нашому тілі міститься приблизно 0,01 г радіоактивного калію ^ К, який розпадається зі швидкістю 4000 поділів в секунду.


Основне аерозольне забруднення повітря техногенними радіонуклідами обумовлено Cs-137 і Sr-90.
Атмосферні випадіння.
Відбір проб радіоактивних випадань на території Свфдтговекей області проводилися за допомогою марлевих планшетів з ^ уточной експозицією. Середньодобова сумарна бета - активності атмосферних випадінь по свердловської області (0,7 Бк / м ² * доб) менше рівня випадінь 1997р. по території Росії (1,5 Бк / м ² * добу).
У той же час в окремі дні на території Свердловської області відзначалися підвищені концентрації бета "активних нуклідів в атмосферних випаданнях:
У 1997р. спостерігалися випадки високого забруднення:
6-7 лютого сумарна бета - активність МС Сарапулка перевищила фонові значення в 15 »б раз; 15-16 грудня на МС Єкатеринбург в 11,4 рази; 16-17 грудня на МС Єкатеринбург в 13,4.
У всіх випадках випадіння носили короткочасний характер і відзначалися не більше доби. Радіо ізотопний аналіз проб з високими рівнями не показав наявності в них радіонуклідів штучного походження.
Радіоактивне забруднення природного середовища в районах розташування радіаційну - небезпечних об'єктів.
БАЕС
БАЕС розташована на території Свердловської області, в 40 км на схід від міста Єкатеринбурга на східному березі водосховища, створеного на річці Пишма. Стічні води БАЕС відводяться в Вільхівське болото, пов'язане з річкою Пишма. ^З
У 100 км зоні проводилися спостереження за атмосферними випадіннями за допомогою горизонтальних планшетів з добовою експозицією в наступних населених пунктах: Артемівський (67), Нев'янськ (100), Богданович (45), Ревда (84), Верхнє Дуброво (18), Сисерть (48 ), Єкатеринбург (40), Білоярської (8), Витік (40), Новоуральськ (83), Зарічний (3), Липівське (75). У дужках вказано відстань по прямій від БАЕС в кілометрах.
У населеному пункті Верхнє Дуброво, розташованому в 12 км від БАЕС, проводяться щоденні спостереження за радіаційним забрудненням повітря за допомогою ВФУ
Порівняльний аналіз даних по 100 км зоні з даними по 30 км - зоні, а також з даними по всій Свердловської області показує, що істотних відмінностей в випаданнях сумарної бета - активності на зазначених територіях немає, за останні 7 років у 30 і 100 - км зонах БАЕС намітилася тенденція до стабілізації середньорічних значень сумарної бета "активних добових випадінь.
У рамках радіаційного моніторингу регулярно контролюється радіоактивне забруднення вод Білоярського водосховища, р. Пишма і Вільхівка в 30 - км зоні БАЕС. У Пишми надходять радіоактивні відходи з Ольховського болота через невелику річку Вільхівка. Контрольний водозабір на річці Пишма розташований на відстані 4 км від впадання р.. Вільхівка і в 11 км нижче села Білоярське.
Потужність експозиційної дози гамма - випромінювання в 30 км зоні БАЕС протягом останніх років коливалася від 8 до 13 мкР / год із середнім значенням 10 мкР / год і знаходиться в межах для фону Уральського регіону. Середньорічна потужність експозиційної дози гама - випромінювання в 100 - км зоні БАЕС і 1997 р. становила 11 мкР / ч.
Динаміка сумарної бета - активних атмосферних випаді! в зоні БАЕС
Місто Новоуральськ.
Пост УрУГМС діє в ньому із серпня 1992 р. Проводилися спостереження за атмосферними випадіннями п & міццю горизонтальних планшетів з добовою експозіздіей і вимірюванням ПЕД гамма-випромінювання 3 рази на добу.
За сумарної бета - активності середньодобової випадіння не перевищує середніх значень по Росії. В окремі дні максимальні значення випадіння перевищує регіональний рівень до 3 разів. Результати вимірювань випадінь Cs -137 і Sr -90 по зоні спостережень не стабільні.
Середньорічна ПЕД гамма - випромінювання в 1998 т. склала 13 мкР / год, що знаходиться у межах фону по Уральському регіону
Місто Лісовий.
Пост УрУГМС діє в ньому, як і в Новоуральське "з серпня 1993 року, Дані, отримані на цій посаді спостережень в цілому близькі до даних для Новоуральська,
За сумарної бета - активності середньодобові випадіння не перевищують середні значення по Росії. В окремі дні максимальні значення випадінь перевищували регіональний рівень до 3 разів. Результати вимірювань випадінь Cs -137 і Sr -90 по зоні спостережень не стабільні.
Середньорічна ПЕД випромінювання в 1998 р. склала 12 мкР / год, що знаходиться в пределйх по Уральському регіону,
ВУРС
Радіаційна обстановка на території ВУРС визначається як залишковими явищами радіоактивного забруднення 1957 і 1967 років, так і процесами загальними для Уралу.
У 1949году на півночі Челябінській області був здійснений пуск першого в країні промислового комплексу з вироблення плутонію і переробки відпрацьованого радіоактивного матеріалу, на базі якого згодом було створено виробниче об'єднання "Маяк".
Створення ядерної промисловості виробництво в період активної гонки озброєння в складних внутрішніх і міжнародних умовах. Все це відсунуло на другий план питання охорони навколишнього середовища, здоров'я працюючого персоналу і населення. У результаті його сорокарічної діяльності в Уральському регіоні склалася складна екологічна ситуація.
У 1949 - 1952 роках здійснювався скидання радіоактивних відходів у р. Течу є частиною річкової системи Ісеть - Тобол - Іртиш - Об. Всього в річку було скинуто близько 2,7 млн. Кюрі радіоактивності. Максимального забруднення зазнала заплава р. Течі.
У 1957 році в силу конструктивних недоліків ємностей для зберігання рідких високорадіоактивних відходів стався вибух однієї з них. Вибухом в повітря було викинуто понад 20 млн. Кюрі радіоактивних речовин, з яких 2 млн. кюрі були розсіяні вітром в північно-східному напрямку, зумовивши радіаційне забруднення північної частини Челябінської області та південній частині Свердловської області. Названа згодом Східно-Уральським радіоактивним слідом (ВУРС), ця забруднена частина території при щільності забруднення до 2 кюрі / км * км по стронцію - 90, склала 1 тис. км * км, на якій проживало 300 тис. осіб.
Згодом осадження радіонуклідів із хмари відбулося радіоактивне забруднення всіх об'єктів навколишнього середовища. У зону зараження потрапило 42 населених пункти, На щастя радіоактивний шлейф ліг захід Каменська - Уральського, лише краєм захопивши Ленінський селище, Жителів сіл Тигіш, Четиркіно, Євсюкова довелося відселити, будова спалити і захоронити. Були знищені піонерські табори на річці Кам'янці. Спалено сіно. Знищений худобу. У 12 господарствах сільгоспугіддя тимчасово були вилучені з обігу. Проводилася дезактивація земель методом переорювання на глибину 50 см. Остаточно режим обмеження було знято 1.12,80.
Щільність забруднення радіонуклідами (по стронцію - 90) у межах ВУРС 1957 2 кі / км * км була визнана граничної для безпечного проживання населення.
ПЕД - випромінювання (у розрахунку 1 кі на км * км) на відкритих місцях склала 150мкР/час.
Кордон щільності забруднення 0,1 кі / км * км визначена зі значною похибкою. Період напіврозпаду більшості ізотопів, що випали у вигляді осаду в межах ВУРС становив від декількох діб до 3 років (цезій -144, празеодим - 144, цирконій - 95, ніобій - 95, рутеній - 106 та ін)
Найбільшу небезпеку таїв стронцій - 90 період напіврозпаду, якого становить 29 років. Стронцій потрапляє в організм з їжею, накопичується в кістках і служить джерелом внутрішнього опромінення, набагато більш небезпечного, ніж зовнішнє опромінення.
Радіаційна обстановка по території ВУРС визначається залишковим радіоактивним забрудненням по Sr - 90В 1995 р. становила 0,2 - 1,6 кі / км Середньодобові випадіння сумарної бета - активності на території ВУРС за період спостережень в 1997 р. не перевищували середньодобових значень середньої сумарної бета "активності по Росії.
Проб, що перевищують фонові значення в 10 і більше разів не зареєстровано. На території ВУРС проводився радіоізотопний аналіз на наявність радіонуклідів штучного походження. Було відзначено, що середньомісячні випадіння Сг -137 і Sr -90 перевищували регіональні в 2-4 рази. Проведення регулярних спостережень за ПЕД показали, що вона дорівнює 12мкР / год і знаходиться в межах фонових значень для Уралу.
У 1997 р. були продовжені роботи по складанню Державної карта! радіоактивного забруднення Sr-90 території ВУРС Свердловської області. Попередні результати проведених досліджень показали, що на значній частині Кам'янського району навіть через 40 років після аварії продовжує спостерігатися помітне радіоактивне забруднення території. У районі населених пунктів Кодінка, Рибніковское, Щербакове, Богатенкова середнє сучасне забруднення території по Sr -90 становить 1,6-2,0 Кі / км ^2. У західній частині м. Каменськ - Уральський забруднення території ло Sr-90 становить близько 1,0 Кі / км ² Середньозважене за чисельністю населення забруднення території Кам'янського району складає близько 0,64 КД / км ²
Поточне забруднення зони ВУРС Богдановицького і Камьдшловского районів за Sr-90 лежить в межах 0,2-0,3 кі / км ^2.
Отримані результати з сучасного забруднення території Свердловської області Sr-90 дозволили уточнити первинну щільність забруднення на 1957 рік, необхідну для дозових навантажень на населення регіону. Багаторічні спостереження, проведені Обласним центром держсанепіднагляду показує, що вміст радіонуклідів в сільськогосподарській діяльної продукції, виробленої на території ВУРС Свердловської області, хоча і вище фонових значень в 2-4 рази, але істотно нижче досягаються значень для продуктів харчування.
Радіаційна обстановка, обумовлена ​​впливом природних радіонуклідів.
На території Свердловської області радіаційний фон обумовлений геологічними особливостями регіону і визначається вмістом природних радіонуклідів (U-238, ТЬ-232, К-40) у грунтах, гірських породах. На території області зосереджено понад 1000 локальних скупчень уранової, торієвої, ураноторіевой мінералізацією,; 3SQ 'вододжерел з підвищеною концентрацією природних радіонуклідів.
Велика частина території області лежить у межах радононебезпе зон, ПЕД становить 6-12 мкР / ч. Для Мурзинського - Камишевской зони при середньому тлі 9 мкР / год в межах Адуевского гранітного масиву ПЕД досягає значень 18-20 мкР / ч.

Місто	ПЕД гамма-ізлучйшя ^
Єкатеринбург	8-20мкР / год
Нижній Тагіл	6-9мкР / год
Каменськ - Уральський	6-20мкР / год
Первоуральськ	5-7мкР / год
Ревда	3-5 мкР / год

Протягом року кожна людина в середньому отримує дозу близько 400-500 мбер, яка розподіляється наступним чином:
1. космічне і земне випромінювання приблизно 150 мбер
2. випромінювання, отримане при рентгеноскопії близько 140 мбер
3. випромінювання, отримане при перегляді телевізіоннь1х передач, окояо 100 мбер
4. інші види близько 80 мбер.
Це середні дози поглинається випромінювання на рік. Але така доза нс робить якого-небудь відхилення на здоров'я. Справа в тому, що людина як біологічний об'єкт сформувався в умовах безперервного опромінення і наш організм звик до таких доз. За даними міжнародної комісії з радіологічного захисту, небезпечними є дози, що перевищують 35 бер в
Специфікою формування доз опромінення населення Свердловської області від природних джерел радіації є високий внесок Кл -232 (торону). Середньорічна ЕДО від торону 1 мЗв більш ніж на порядок перевищує середньосвітову (0,07 мЗв / рік).
У цілому доза опромінення населення Свердловської області від техногенного радіаційного фону становить 70% сумарної дози від усіх джерел іонізуючого опромінення (8500 чол * ЗВ - колективна доза, 1,8 мЗв - середня річна ефективна доза на одного жителя).
Під природним опроміненням розуміється внутрішнє опромінення від природних радіонуклідів містяться в організмі людини »зовнішнє опромінення за рахунок космічного випромінювання і випромінювання природних нуклідів на відкритій місцевості та в житло людини, внутрішнє опромінення за рахунок інгаляцій дочірніх продуктів розпаду радону і торону.
Дози внутрішнього опромінення від містяться в організмі людини радіонуклідів (в першу чергу (К-40 і РЬ-210) практично однакові для всіх людей і складають у сумі 0,32 мЗв / рік). Дози зовнішнього гамма-опромінення населення складається з доз випромінювання, отриманих на відритої місцевості. При цьому домінує опромінення в оселях, також в інших приміщеннях, де населення проводить Максимальний час.
Попередні дані з обстеження житлового фонду та громадських будівель в Свердловській області показали, що ПЕД гамма-випромінювання становить 10,1-16,7 мкР / ч. Ці результати потребують подальшого уточнення, але в цілому можуть бути прийняті для первісної оцінки. За даними УрУЕМС, потужність дози гама - випромінювання на відкритій місцевості в Свердловській області становить 7-13 мкР / год, із середнім значенням близько 10 мкР / ч. Використовуючи значення 8000ч/год для оцінки часу перебування приміщенні і 760 год / рік для часу перебування в приміщенні, можна отримати, що сумарна річна ефективна доза опромінення складе. 0,77 мЗв / рік.
Найбільш складно оцінювати опромінення населення від інгаляційного надходження дочірніх продуктів розпаду радону і торону (Rn-222 йТп-220).
Цей вид радіаційного впливу в істотній мірі залежить від геологічних особливостей територій житлової забудови типу будов, режиму утримання будинків, типу використовуваних будівельних матеріалів і т.
З урахуванням цих факторів слідом за прийняттям Федеральної Цільової програми зниження рівнів опромінення населення про природних джерел іонізуючого випромінювання (програма «Радон»), прийнята в січні 1996 року. У ході її реалізації вперше з'явилася можливість повної оцінки структури індивідуальних та колективних доз опромінення населення Свердловської області.
Роботи в рамках обласної програми «Радон" проводилися обласним і територіальними центрами держсанепіднагляду »Інституту промислової екології УРОРАН, ДГП« Зеленогорськ геологія ». Уральським державним технічним університетом та ін Фінансування робіт здійснювалося з обласного екологічного фонду. У ряді випадків, для територій з підвищеним рівнем радононебезпе проводилися роботи за фінансової підтримки місцевої адміністрації в 1996 -1998 роках НПЕ УРОРАН проводилася робота з обстеження помешкань на вміст радону в Артемівському районі. Аналогічно, в 1997 р. УГТУ спільно з СФНІКІЕТ проводили обстеження дитячих та медичних установ Білоярського району-
У результаті проведених робіт з'явилося можливість оцінки середньорічних значень в еквіваленті рівновагою об'ємної активності (ЕРОА) радону і торону в житлових будинках і дитячих,. і Медичних установах ряду районів Свердловської області.
• Дані за середньорічними ЕРОА ізотопного радону в оселях Свердловської області.

Місто, район	Житла міського типу			житла сільського типу
	ЕРОА радону Бк / м 3	ЕРОА торону Бк / м 3	еф. Доза мЗв / рік	ЕРОА радону Бк / м 3	ЕРОА торону Бк / м 3 -	еф. Доза мЗв / рік
Артемівський район	59	6,7	3,8	92	5,8	5.1
Кам'янський район	16	3	1,3	54	4	3,1
Невьянский район	34	1,5	1,7	56	1,9	2,8
Режевського район				74	2,6	3,7
Сисертськит район	32	1,5	1,7	27	1,6:	1,5
Талицкий район	30	1,9	1,7	54	2,1	2,7
місто Єкатеринбург	20	1,7	1.2	23	1,6	1,3
місто Первоуральськ	11	0,5	0,6	12	1,4	0,8

Дані за середньорічною ЕРОА ізотопів радону в дитячих установах Свердловської області.

Місто, район	ЕРОА радону Бк / м 3	ЕРОА торону Бк / м 3
Артемівський район	39	7,7
Білоярське район	51	1,2
Кам'янський район,	23	1
Невьянский район	37	1,4
Режеіской район	59	2,8
Місто Кушва	15	0,9
Грод Нижній Тагіл	24

Попередні результати виконання програми «Радон» дозволили зробити висновок, що обумовлений НРБ -96 гігієнічний норматив середньорічної об'ємної активності ізотопів радону, рівний 200 Бк / м може бути. Перевищено для сільських осель в 3,5%; для міських жител -0,65% ; для дитячих установ в 0,75% випадків.