САРАТОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

им. Н.Г. ЧЕРНЫШЕВСКОГО

 

 

 

 

 

 

 

 

В.Л. ЕМЕЛЬЯНЕНКО

 

 

РАДИАЦИОННО -  ОПАСНЫЕ ОБЪЕКТЫ

 

Учебное пособие

 

 

 

 

 

 

 

САРАТОВ

2000 г.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫЕ ОБЪЕКТЫ.

 

 

 

 

Учебное пособие является дополнительным материалом по курсу БЖД к теме «Радиационно-опасные объекты». Предназначено для преподавателей ведущих занятия по ОБЖ, БЖД в учебных заведениях, окажет существенную помощь для изучения материала работниками учебно-методических центров, курсов ГО и студентами всех специальностей и направлений.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Автор пособия:

Старший преподаватель СГУ

ЕМЕЛЬЯНЕНКО Виктор Леонидович.

 

 

 

 

УДК 355.58 (075.8)

ББК 68.9

        Я 73

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

ОГЛАВЛЕНИЕ

 

1. Радиационно-опасные объекты

1.1. Общее понятие о радиации     ……………………………………………1

1.1.1.         Естественная и искусственная радиоактивность……………………..2

1.1.2.         Закон радиоактивного распада………………………………………    3

1.1.3.         Ионизация………………………………………………………………..4

1.2.Единицы измерения ионизирующих излучений и радиоактивности…. 5

1.3.Высвобождение ядерной энергии …………………………………………7

1.4. Естественные источники ионизирующих излучений…………………….8

1.5. Другие источники радиации……………………………………………….9

2.Биологическое действие ионизирующих излучений

2.1.Особенности ионизирующего излучения при действии

на живой организм………………………………………………………………13

3.1. Радиационно-опасные объекты

         3.1.1.Характеристика радиационно-опасных     объектов…………………….16

            3.1.2.Общееустройство реакторов………………………………………………18

3.1.3.Основные опасности при авариях на РОО………………………………32

                3.1.4.Классификация  аварий на РОО………………………………………….35

3.1.5.Этапы развития аварий на АЭС…………………………………………..38

                3.1.6.Зонирование территории вокруг РОО……………………………………39

 4.Радиационная безопасность населения………………………………………39

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1. РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫЕ ОБЪЕКТЫ.

 

1.1. ОБЩИЕ ПОНЯТИЯ О РАДИАЦИИ.

 

Слово «радиация» глубоко проникло в сознание человечества. Оно воспринимается как образ новой, страшной угрозы здоровью и жизни  людей. Именно так оно обычно отображается в средствах массовой информации в сообщениях о миллионах пострадавших от радиации в результате аварий и испытаний ядерного оружия. Стало возможно объяснять любое свое заболевание, начиная от головной боли, последствиями облучения. Средства массовой информации сообщают, как об отдельных случаях, так и общем учащении вызванных малыми дозами радиации онкологических заболеваний, лейкозов, коллагенозов, нервных, иммунологических, ортопедических, сосудистых, эндокринных и любых других заболеваний. Это находит прямое отражение в законодательстве, деятельности советов по установлению причинной связи заболеваний с чернобыльской аварией, негативно влияет на все стороны жизни человека, общества в целом и государства.

Ожидание опасности радиации (радиофобия) изменяет восприятие  и планирование жизни людей. Более половины жителей  чистых от радиации районов Брянской области отмечают появление различных болей и заболеваний после аварии на ЧАЭС. Одни считают, что овощи на огороде  в результате облучения стали расти  хуже. Другие, наоборот, сообщают о необычно пышном росте сорняков.

Поражает в конце двадцатого века убожество познаний человека о природе, в которой  он живет, вызывает удивление дремучее невежество  о понятии радиации даже у людей с высшим образованием. Некоторые, услышав слово «радиация», готовы бежать куда угодно, только подальше. А ведь бежать не надо, незачем. Например, естественный радиационный фон существует везде и всюду, как кислород в воздухе.

Не надо бояться радиации, но и не следует ею пренебрегать. В малых дозах она безвредна и легко переносится человеческим организмом, в больших дозах бывает смертельно опасна. В то же время пора понять – с радиацией  не шутят, она мстит за это людям.

Мы едим, пьем, дышим, – все это сказывается на дозах, которые получаем от естественных источников. Например, хлебобулочные изделия имеют большую радиоактивность, чем молоко, сметана, масло, кефир, овощи и фрукты. Любимый цветной телевизор это источник рентгеновского излучения. Самым распространенным источником облучения являются часы со светящимся циферблатом. Они дают годовую дозу, в 4 раза превышающую ту, которая обусловлена утечками на АЭС.

Надо понять, что радиация везде и всюду окружает нас, мы зародились, живем в этой среде, и ничего здесь противоестественного нет. Только знание основ природы ионизирующих излучений, их влияние на человека и степень опасности  могут вылечить людей от радиофобии, болезни, к сожалению, еще так распространенной. Радиофобия – это болезнь нашего невежества. Исцеляется только знаниями.

В 1896 г. французский физик Анри Беккерель занимался люминесценцией. Он знал об открытии в 1895 г. Рентгеном Х-лучей, как их тогда называли. Знал он так же о свечении стекла рентгеновской трубки, имеющем люминесцентный характер. Беккерель решил проверить: не сопровождается ли всякая люминесценция рентгеновскими лучами. Случайно взял одну из солей урана, светящуюся желто-зеленым светом, завернул в черную бумагу, предварительно подержав, на солнце и положил в шкаф на фотопластинку. Проявив пластинку, увидел изображение куска соли урана. Но однажды бала случайно проявлена фотопластинка, на которой лежала не облученная солнцем урановая соль. Далее, поместив между солью и пластинкой металлический крестик, Беккерель получил его контуры на пластинке. Так были открыты новые лучи не являющиеся рентгеновскими. Они обладают большой проникающей способностью, не отражаются, не преломляются, проходят насквозь через различные вещества, интенсивность их не изменяется при  изменении температуры, освещения, давления: не менялась она и с течением времени.

Своим открытием Беккерель поделился с Пьером Кюри и Марией Кюри-Складовской. Однажды для публичной лекции он взял у супругов Кюри пробирку с радиоактивным препаратом и положил ее в жилетный карман. На следующий день обнаружил на теле покраснение кожи в виде пробирки. Беккерель рассказывает об этом Кюри, который ставит на себе опыт: в течение десяти часов носит привязанную к предплечью пробирку с радием. Через несколько дней у него развивается покраснение, перешедшее затем в тяжелейшую язву, от которой он страдал два месяца. Так впервые Человеком, опытным путем, было открыто биологическое действие радиоактивности. Супруги Кюри оба умерли от лучевой болезни.

В 1955 г. были обследованы записные книжки Марии Кюри. Они до сих пор излучают благодаря радиоактивному загрязнению, внесенному при их заполнении.  На одном из листков сохранился радиоактивный отпечаток пальца Пьера Кюри.

 

1.1.1.ЕСТЕСТВЕННАЯ И ИСКУСТВЕННАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ.

 

Радиоактивность- это способность некоторых химических элементов (урана, тория, радия, калифорния и др.) самопроизвольно распадаться и испускать невидимые излучения. Такие элементы называют радиоактивными.

 Радиоактивные вещества (РВ) распадаются со строго определённой скоростью, измеряемой периодом полураспада, т.е. временем, в течении которого распадается половина всех атомов. Радиоактивный распад не может быть остановлен или ускорен каким-либо способом.

  Пучок излучений в магнитном поле разделяется на три вида излучения.

  α-Излучение -поток положительно заряженных частиц представляющих собой ядро гелия ( два нейтрона и два протона), движущихся со скоростью около 20 000 км /с, т.е. в35 000 раз быстрее, чем современные самолёты.  Альфа-частица относится к тяжелым частицам: она в 7300 раз тяжелее электрона. В воздухе пробегает в среднем 3,6 см. В животных тканях её проникающая способность ещё меньше и измеряется микронами. Альфа- частицы входят в состав космических лучей у Земли (6%).

Альфа – распад представляет собой  самопроизвольное превращение ядер, сопровождающееся испусканием двух протонов и двух нейтронов, образующих ядро Не42.

В результате – распада заряд ядра уменьшается на 2, а массовое число на 4 единицы, например:  Кинетическая энергия вылетающей α– частицы определяется массами исходного и конечного ядер и α–частицы. Известно более 200 α– активных ядер, расположенных в основном в конце периодической системы, за Pb, которым заканчивается заполнение протонной ядерной оболочки  Z=82. Известно также около 20 α–радиоактивных изотопов редкоземельных элементов. Здесь α –распад наиболее характерен для ядер с числом нейтронов N=84, которые при испускании α–частиц превращаются в ядра с заполненной ядерной оболочкой (N=82). Время жизни α–активных ядер колеблются в широких пределах: от 3*10-7 сек (для Po212) до (2-5)*1015 лет (природные изотопы Ce142, 144, 176) Энергия наблюдаемого       α–распада лежит в пределах 4-9 Мэв (за исключением длиннопробежных α–частиц) для всех тяжелых ядер и 2-4.5 Мэв для редкоземельных элементов.

      β- Излучение -  поток заряженных отрицательно частиц  (электронов). Их скорость         (200 000-300 000 км/с) приближается к скорости света. Масса  бета- частиц равна 1/1840 массы водорода. Они в воздухе пробегают расстояние в 10 метров, а в воде и животных тканях около 1 см. Бета- частицы относятся к лёгким частицам.

      γ-Излучение - представляет собой коротковолновое электромагнитное излучение. По свойствам оно близко к рентгеновскому излучению, но обладает значительно большей скоростью и энергией, но распространяется со скоростью света. В спектре электромагнитных волн эти лучи занимают почти крайнее справа место. За ними следуют лишь космические лучи. Энергия гамма- лучей в среднем составляет около 1,3 Мэв (мегаэлектроновольт,- миллион электроновольт).Это очень большая энергия. Частота колебаний волн гамма лучей равна    10 20  раз/сек, то есть гамма лучи относятся к очень жёстким лучам, и проникающая способность их, поэтому велика. Через тело человека они проходят беспрепятственно. Физике известно, что всякое электромагнитное излучение испускается и поглощается в виде отдельных порций, называемых квантами. Гамма- кванты испускаются в ходе ядерных реакций и при распаде многих радиоактивных веществ.

      При некоторых ядерных реакциях возникает сильно проникающее излучение, не отклоняющееся электрическим и магнитным полями. Эти лучи проникают через слой свинца толщиной в несколько метров. Это излучение представляет собой поток частиц, заряженных нейтрально. Эти частицы названы нейтронами.

      Масса нейтрона равна массе протона. Нейтроны обладают различной скоростью, в среднем меньше скорости света. Быстрые нейтроны развивают энергию порядка 0,5 Мэв и выше, медленные - от долей до нескольких тысяч электроновольт. Нейтроны, являясь электрически нейтральными частицами, обладают, как и гамма лучи, большой проникающей способностью. Ослабление потока нейтронов в основном происходит за счет столкновения с ядрами других атомов и за счет захвата нейтронов ядрами атомов. Так при столкновении с легкими ядрами нейтроны в большей степени теряют свою энергию, но легкие водородосодержащие вещества такие как: вода, парафин, ткани тела человека, сырой бетон, почва, являются лучшими замедлителями и поглотителями нейтронов.

       В природе многие химические элементы выделяют излучения. Эти элементы называются радиоактивными элементами, а сам процесс получил название естественной радиоактивности. На процессы радиоактивного излучения не оказывают никакого действия ни огромные давления и температуры, ни магнитные и электрические поля. Радиоактивное излучение связано с превращением ядер элемента. Существует  два вида естественного  радиоактивного распада.

     Альфа- распад, при котором ядро испускает альфа- частицу. При этом виде распада всегда из одного ядра получается ядро другого элемента, у которого заряд меньше на две единицы, а масса меньше на четыре единицы. Так, например, распадается радий, превращаясь в радон:

 

Ra88226→ He24 + Rn86222

 

         Бета-распад, при котором из ядра вылетает бета-частица. Так как бета-частица может быть различно           заряженной, то бета-распад может быть или электронный, или позитронный.

         При электронном распаде образуется элемент с той же массой, но с зарядом, большим на единицу. Так торий превращается в протактиний:

 

Th 90233 →Pa 91233  + e-1  + γ - квант.

 

         При позитронном распаде радиоактивный элемент теряет положительную частицу и превращается в элемент с той же массой, но с зарядом меньшим на единицу. Так изотоп магния, превращается в натрий:

Mg1223→ Na1123 + e+1  + γ- квант.

            Гамма- кванты излучаются в том случае,  если в результате распада образуются возбуждённые ядра, которые, имея избыточную энергию, испускают её в виде гамма-  квантов.

      Направляя, пучок альфа- частиц на пластинку алюминия, впервые получили искусственный радиоактивный изотоп фосфора  Р1530  .

Al1327 + He24 → P1530+ n01

      Полученные таким образом изотопы  были названы искусственно радиоактивными, а их способность распадаться получила название искусственной радиоактивности. В настоящее время получено свыше 900 искусственных радиоактивных изотопов.

Они широко используются  в медицине и в биологии для изучения химических превращений в организме. Этот метод называется методом меченых атомов.

 

1.1.2. ЗАКОН РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА.

 

                              За одну секунду распадается всегда одна и та же доля  атомов данного радиоактивного вещества независимо от их общего количества.

      При всех видах радиоактивных превращений количество атомов радиоактивного вещества уменьшается. Закон уменьшения количества атомов является общим для всех видов радиоактивных превращений. Число распадов происходящих в одну секунду, называется активностью распада. Из закона радиоактивного распада следует, что активность распада данного вещества пропорциональна числу атомов, то есть возрастает с увеличением количества атомов данного вещества. Чем больше радиоактивность вещества, тем больше его распадается, то есть тем больше его активность. За единицу активности распада принято количество атомов, распадающихся за 1 сек. в 1 г. радия. Эту величину назвали Кюри.

      Так как за 1 сек всегда распадается  определённая доля радиоактивных атомов, то сначала уменьшение количества активных атомов будет более  значительным, а затем, по мере распада и уменьшения количества  атомов, за 1 сек, будет распадаться всё меньшее количество атомов. Время в течение, которого количество атомов и активность убывают в два раза, называется периодом полураспада данного радиоактивного вещества. Так, если за первый период распадается 50% вещества, то за второй - 25%, за третий - 12,5 % и т. д.

 

       Пример: период полураспада Калия 40 - 1млрд. лет; Радия 226 - 1590 лет; Урана 235 - 713 млн. лет; Урана 238 - 4,5 млрд. лет; Натрия 23 - 15 часов; Йода 131 - 8,1 дня; Стронция 89 - 53 дня; Стронция 90 - 28 лет; Цезия 137 - 33 года.

 

1.1.3. ИОНИЗАЦИЯ.

 

      Ионизирующие излучения, проходя через различные вещества, взаимодействуют с их атомами и молекулами. Такое взаимодействие приводит  возбуждению атомов и отрыву отдельных электронов из атомных оболочек. В результате атом, лишенный одного или нескольких электронов, превращается в положительно заряженный ион - происходит первичная ионизация. Выбитые при первичном взаимодействии электроны, обладающие энергией, сами взаимодействуют со встречными атомами и также создают новые ионы - происходит вторичная ионизация. Электроны, потерявшие в результате многократных столкновений свою энергию, остаются свободными или присоединяются, ( прилипают) в газах к нейтральному атому, образуя отрицательно заряженные ионы. Энергия излучения при прохождении через вещество расходуется в основном на ионизацию среды. Число пар ионов, создаваемых ионизирующим излучением в веществе на единице пути пробега, называется удельной ионизацией, а средняя энергия, затрачиваемая  ионизирующим излучением на образование одной пары ионов, - средней работой ионизации.

      По мере продвижения заряженная частица теряет свою энергию, а на некотором расстоянии от начала пути скорость её становится равной скорости теплового движения атомов и молекул среды. Расстояние, пройденное частицей от места образования до места потери  ею  избыточной энергии, называется длиной пробега.

       На каждую пару ионов возникает, кроме того, два-три возбуждённых атома или молекулы, в которых при столкновении происходит перемещение электронов на оболочках. В результате атом или молекула приобретают избыточную энергию, которая излучается или в виде фотонов видимого, ультрафиолетового света, или в виде рентгеновских лучей и гамма- квантов.

      Количество образовавшихся ионов и их пространственное расположение неодинаково для различных видов излучений. Это, прежде всего, зависит от проникающей способности излучений. Наибольшей проникающей способностью обладают гамма- лучи и быстрые нейтроны, затем бета- частицы и , наконец, альфа - частицы.

      При оценке биологического действия излучений на ткани организма необходимо учитывать плотность ионизации. Плотностью ионизации называется число пар ионов, образующихся на единицу пути ионизирующей частицы в тканях. Наибольшей плотностью ионизации обладают альфа- частицы и нейтроны, затем бета - частицы и на последнем месте гамма - лучи.

      Вывод: при изолированном внешнем облучении наибольшую опасность представляет поток быстрых нейтронов, так как они обладают и высокой плотностью ионизации, и большой проникающей способностью. При попадании радиоактивных веществ внутрь организма наибольшую опасность представляют, кроме нейтронов, и альфа-частицы, так как они обладают высокой плотностью ионизации.

 

1.2. ЕДИНИЦЫ ИЗМЕРЕНИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ                                           И РАДИОАКТИВНОСТИ.

 

      Для оценки радиационной опасности, которой подвергается человек вблизи источников ионизирующих излучений, существует большой набор дозиметрических приборов. Каждый из них служит для измерения вполне определённой физической величины  а измерить какую-либо величину - значит установить, сколько раз в ней содержится некоторая элементарная порция, называемая единицей физической величины Выбор такой единицы  произволен, и он закрепляется соответствующим международным соглашением.

      Основная физическая величина, которая характеризует радиоактивный источник, это число происходящих в нем распадов в единицу времени. Такая величина была названа активностью. Активность вещества, например, радиоактивного изотопа, определяется количеством атомов, распадающихся в единицу времени и, следовательно, число испускаемых веществом радиоактивных частиц прямо пропорционально его активности. В качестве единицы активности в Международной системе единиц СИ выбран беккерель ( Бк,). Активность в 1 Бк  соответствует одному распаду в секунду. Однако в практической дозиметрии и радиационной физике чаще используется другая единица - кюри (обозначается Ки, Ci). Кюри в 37 миллиардов раз больше одного беккереля (Ки = 3,7 1010 Бк.), то есть соответствует 37 миллиардам радиоактивных распадов в секунду. Именно такое количество  распадов происходит в одном грамме радия 226 - исторически первого вещества, в котором были изучены законы  радиоактивного распада.

      Под действием излучений, испускаемых радиоактивными изотопами, в облучаемом объекте, накапливаются различные нарушения. Принято считать, что изменения, происходящие в облучаемом веществе, полностью определяются поглощенной энергией радиоактивного излучения. Поглощенная энергия служит самой удобной физической величиной, характеризующей действие радиации на организмы. На 7 Международном конгрессе радиологов в 1953 году в Копенгагене, в период наиболее острого интереса к атомной науке и технике, энергию любого вида излучения, поглощенную в одном грамме вещества, было рекомендовано называть поглощенной дозой. В качестве поглощенной дозы был выбран рад ( rad, radiation absorbed dose),- поглощенная доза излучения. Один рад соответствует такой поглощенной дозе, при которой количество энергии, которая выделяется в одном грамме любого вещества, равно 100 эрг независимо от вида энергии ионизирующего излучения. Таким образом,

1 рад =100 эрг/г = 10-2 Дж/кг = 6,25 107 МэВ/г.

    для любого материала.

      Поглощенная доза, образуемая в веществе в единицу времени  называемая мощностью поглощенной дозы и измеряется в единицах рад/с, рад/мин, рад/ч и т.д.

       Рад, как и кюри, это так называемые внесистемные единицы, и с точки зрения ортодоксальных приверженцев системы СИ на их использование должен быть наложен суровый запрет и они правы. С 1 января 2000 г. в России в соответствии с  новыми Нормами радиационной безопасности  (НРБ-96)они исключены. Однако жизненная практика оказалась сильнее формальных предписаний, и незаконная единица поглощенной дозы - рад  используется гораздо чаще, чем единица системы СИ - грей ( Гр, Gy ). Соотношение между единицами поглощенной дозы таково:

 

1 ГР = 1 Дж/кг = 100 рад.

 

      Мощность поглощенной дозы измеряется в системе СИ в Гр/с, Гр/ч и т.д. Рад или Грей-единица чисто физической величины. Это энергетическая единица, никак не учитывающая биологические эффекты, которые производит проникающая радиация при взаимодействии с веществом. Однако то, что действительно интересует специалистов по дозиметрии и радиационной физики, - это изменения в организме, возникающее при облучении человека. Оказалось, что тяжесть всяческих нарушений сильно различается в зависимости от типа излучения. Знания поглощенной дозы совершенно недостаточно для оценки радиационной опасности. Измерить поглощенную дозу непосредственно в живой ткани чрезвычайно трудно, и даже если бы удалось проделать такие измерения, их ценность оказалась бы невелика. Отклик живого организма на облучение определяется не столько поглощенной дозой, сколько микроскопическим - то есть на уровне отдельных молекул - распределением энергии  по чувствительным структурам живых клеток. Поэтому возникла необходимость ввести такую измеримую величину, которая учитывала бы не только выделение энергии, но и биологические последствия облучения. Из соображений простоты и удобства  биологические эффекты, вызванные любыми ионизирующими агентами, принято сравнивать с воздействием на живой организм рентгеновского или гамма- излучения. Удобство в том, что для рентгеновского излучения заданные дозы и их мощность сравнительно просто получаются, хорошо воспроизводятся и надёжно измеряются. Все эти процедуры становятся заметно сложнее для других типов излучений. Чтобы можно было сравнивать  воздействие последних с биологическими эффектами от рентгеновского и гамма - излучения, вводится так называемая эквивалентная доза, (в НРБ-96 исключена) которая определяется как произведение поглощённой дозы на некоторый коэффициент зависящий от вида излучения, приблизительно равный единице для гамма- излучений и протонов высокой энергии  Q=1, для тепловых нейтронов Q = 3, для быстрых нейтронов Q = 10, при облучении альфа- частицами и тяжелыми ионами Q =20 , а это значит, что даже сравнительно малые поглощенные дозы могут вызвать серьёзные биологические последствия. Эквивалентная доза  измеряется в бэрах (бэр - биологический эквивалент рентгена ).  Иногда  употребляется так же наименование  (рем) от английской аббревиатуры rem - roentgen equivalent for man, эквивалент рентгена для человека. Для рентгеновского излучения один рад поглощенной дозы соответствует одному бэру.

      В принципе особой необходимости в специальной единице эквивалентной дозы нет,  она может измеряться в тех же единицах, что и поглощенная доза. В радиационной физике при расчете защиты от ядерных излучений стали использовать единицу эквивалентной дозы. В системе СИ она установлена совсем недавно и называется зиверт (Зв, Sv). Эквивалентная доза в 4-5 зиверт, примерно 400-500 бэр, полученная за короткое время, вызывает тяжелое лучевое поражение и может привести к смертельному исходу. Предельно допустимая доза (ПДД) для персонала, работающего с радиоактивными веществами, установлена в 5 бэр/год или примерно 100 мбэр/неделя.

      При этом имеется в виду облучение всего тела, как говорят, тотальное облучение. Для населения установлен предел дозы за год в десять раз меньший - 500 мбэр/год.

      Человеческие органы чувств, сформировавшиеся как инструмент выживания, совершенно не приспособлены к восприятию проникающей радиации, и в этом её существенное отличие, трагическая выделенность по сравнению с другими природными воздействиями. Ведь даже небольшие с точки зрения физики изменения светового потока, температуры воздуха или механического давления вызывают довольно бурную реакцию человеческого организма. По отношению к этим изменениям в окружающей среде природа с самого начала была поставлена в жесткие условия - жизнь обрывалась, если природные воздействия выходили за допустимые пределы. Острота восприятия помогает человеку ориентироваться в обстановке и принимать необходимые меры предосторожности. Зрение, которое на протяжении многих поколений служило почти единственным способом обнаружить врага, должно было действовать и в сумерках, и даже при свете звезд, когда световая энергия поступает лишь редкими порциями. Собрать и использовать каждый фотон, чтобы лучше увидеть надвигающуюся опасность, было делом жизни или смерти.

      Если зрение или обоняние по своей обнаружительной способности близки к физическим пределам (которые невозможно преодолеть никакими техническими ухищрениями), то при восприятии радиации человек находится почти на пределе тупости. Поэтому без специальных приборов мы не можем судить ни об уровне радиации, ни даже об её наличии или отсутствии,  следовательно, и о грозящей нам опасности. Ионизационный метод регистрации излучения стал исторически первым - он начал широко использоваться в 20- х годах. В связи с этим, были предприняты попытки установить такие единицы измерения радиации, которые позволили  бы связать ионизационный эффект с биологическим, а также с поглощением энергии излучения. В 1928 году в качестве такой единицы был принят Рентген  ( Р,R ).

      Введение новой единицы вызвало много споров. Прежде всего, возник вопрос: рентген - единица чего? Какой наблюдаемой физической величине она соответствует? Ответ давался по - разному, однозначного толкования рентгена не было. Вначале рентген рассматривался как количество излучения, характеризующее поглощенную из потока радиации энергию в единице массы воздуха. Такая интерпретация рентгена, не соответствовала его определению как меры ионизационного эффекта. Ведь поглощенная энергия и число образовавшихся пар ионов - разные физические величины, поэтому использовать рентген для оценки поглощенной энергии оказалось неудобным, а радиобиологов интересовала в первую очередь поглощенная в живой ткани энергия. Применение рентгена для этих целей было неудобно ещё и потому, что эта единица была  введена только для рентгеновского и гамма- излучений. Чтобы сравнивать эффекты, производимые в веществе электронами и нейтронами, приходилось вводить поправочные коэффициенты для каждого типа среды - воздуха, мышечной ткани, кости и т.д. Они назывались эквивалентами рентгена.  Прямое применение рентгена создавало в радиационной физике много неудобств.

      В современной дозиметрии рентген рассматривается как единица, определяющая ионизирующую способность рентгеновского и гамма- излучений в 1 см3 воздуха. Физическая величина, которой соответствует единица рентген, называется экспозиционной дозой рентгеновского и гамма- излучений. Экспозиционная доза определяется по ионизации воздуха - как отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных в воздушном объёме ионизирующим агентом, к массе воздуха в этом объёме. В системе СИ  единицей экспозиционной дозы     служит Кл/кг   (кулон, деленный на килограмм.).  Экспозиционная доза в 1 Кл/кг означает, что суммарный заряд всех ионов одного знака которые возникли под действием излучения в 1 кг воздуха, равен одному кулону. С точки зрения приверженцев системы СИ, рентген - устаревшая единица, Один рентген - это такая экспозиционная доза рентгеновского или гамма - излучения, при которой в 1 см3 атмосферного воздуха при температуре 00 С и давлении 760 мм ртутного столба возникают ионы, несущие положительный или отрицательный заряд в одну электростатическую единицу ( 1  CGSE ).

      Хотя однозначную связь между поглощенной дозой радиации и экспозиционной дозой, измеренной в рентгенах, можно установить лишь приближенно, практическое удобство единицы рентген бесспорно, так как ионизацию в воздухе можно легко измерить с помощью ионизационной камеры. По результатам таких измерений мы можем судить о поглощенной энергии в биологической ткани.

 

1.3. ВЫСВОБОЖДЕНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ.

 

      Природный уран состоит из трех изотопов: U238 (99,28 %), U235    ( 0,714%) и U234(0,006%). Если подвергать нейтронному обстрелу изотопы урана, то U235 распадается на два ядра  примерно одинаковой массы. В результате появляются два новых ядра химических элементов с атомным весом  около 115-120, например, бром и лантан, барий и криптон и др. такой процесс назвали делением ядер.

      При делении U235 выделяются 2-3 нейтрона. Они способны разделить соседние ядра U235 и вызвать появление в веществе самонарастающей с огромной скоростью цепной ядерной реакцией деления. Медленными (тепловыми) нейтронами делится лишь U235. Более тяжелый изотоп U238 поглощает тепловые нейтроны без деления. При поглощении одного протона он может превратиться в новый радиоактивный элемент, Pu239. Деление ядра U238 способны вызвать нейтроны с энергией 1  и более МэВ.

      Тепловыми нейтронами делятся ядра искусственных радиоактивных элементов  U233 и Pu239. Реакция деления этих элементов, как и реакция синтеза, используется для получения энергии в ядерных боеприпасах. Широкое применение реакция деления U235 нашла для получения электрической и тепловой энергии в ядерных энергетических установках.

 

1.4. ЕСТЕСТВЕННЫЕ ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ.

 

      Все живые организмы на Земле постоянно подвергаются воздействию ионизирующих излучений, обусловленных естественным радиационным фоном. К естественным источникам излучений относятся космическое излучение и естественные радиоактивные вещества, распределенные на поверхности и в недрах Земли, в атмосфере, воде, растениях и организме всех существ, населяющих нашу планету.

      Космическое излучение представляет собой поток протонов (90%) и альфа- частиц (ядер атомов гелия, около 10%). Примерно 1% космического излучения составляют нейтроны, фотоны, электроны, а также ядра легких химических элементов, таких как литий, бериллий, бор, углерод, азот, кислород и др.

      Источниками образования космического излучения являются звёздные взрывы в Галактике и солнечные вспышки. Солнечное космическое излучение не приводит к заметному увеличению мощности дозы излучения на поверхности Земли. Это связано с наличием озонового слоя.

      Земными источниками излучений являются более 60 естественных радиоактивных веществ и радионуклидов, в том числе 32 урано-радиевого и ториевого рядов, около 12  радиоактивных долгоживущих  изотопов, не входящих в эти ряды (калий-40,рубидий-87, кальций - 48 и др.).

      Основной вклад в дозу внешнего облучения вносят гамма- излучающие нуклиды радиоактивных рядов - свинец-214, висмут-214, торий-228, актиний-228, а также     калий-40. При непосредственном измерении значения величины мощности дозы за счет естественного фона в большинстве районов земного шара колеблются в пределах от 4 до 12 мкР/ч. Годовая доза облучения людей в этих районах составляет 30-100 мбэр (0,03-0,1 бэр).

На нашей планете известны 5 географических районов , где естественный радиационный фон существенно увеличен - это Бразилия, Франция Индия, остров Ниуэ в Тихом океане и Египет.

      В ряде мест  Бразилии вдоль Атлантического побережья из-за повышенного содержания радиоактивных веществ в почве и скальных породах мощность дозы излучения достигает 60-65 мкР/ч, а доза облучения людей за год около 0,5 бэр (5 мЗв). Недалеко от города Посус-ди-Калдас, расположенного в 200 км от Сан-Паулу, есть небольшая возвышенность с уровнем радиации в 800 раз превосходящим средний и достигающего 250 мЗв в год. На морском курорте, расположенном в 600 км к востоку от этой возвышенности находится небольшой город Гуарапари с населением 12 000 человек и местом отдыха около  30 000 курортников. На отдельных участках его пляжей  зарегистрирован уровень радиации в 175 мЗв в год. Радиационный фон на улицах города от 8 до 15 мЗв в год. Сходная ситуация наблюдается в рыбацкой деревушке Меаипе, расположенной в 50 км к югу от Гуарапари. Оба населенных пункта стоят на песках  с большим содержанием тория.

      Примерно 1/6 часть населения Франции (7 млн. человек) получает дозу облучения 180-350 мбэр в год(3,5 мЗв), так как живёт в районах, где скальные породы представлены в основном гранитом.

      В индийских штатах Керала и Мадрас  около 70 000 человек живут на узкой прибрежной полосе длиной 55 км, по которой тянутся пески богатые торием. Обследования, охватившие 8513 человек из числа постоянно проживающих на этой территории, показали, что данная группа лиц получает в среднем 3,8 мЗв/год на человека. Из них более 500 человек получают свыше 8,7 мЗв/год. Около 60 получают годовую дозу, превышающую 17 мЗв, что в 50 раз больше средней годовой дозы внешнего  облучения от земных источников радиации.

      В Иране, в районе городка Рамсер, где бьют ключи, богатые радием, зарегистрированы случаи повышения уровня радиации до 400 мЗв/год.

      Эффективная средняя доза внешнего облучения, которую человек получает за год от земных источников естественной радиации, составляет примерно 350 мкЗв, т.е. чуть больше средней индивидуальной дозы облучения из-за радиационного фона, создаваемого космическими лучами на уровне моря. Люди, живущие на уровне моря, получают в среднем эффективную эквивалентную дозу около 300 мкЗв/год. Для живущих выше 4 000 м над уровнем моря эта величина уже 1700 мкЗв. На высоте 12 000 метров доза облучения за счет космических лучей увеличивается в 25 раз по сравнению с земной. Экипажи  и пассажиры самолетов при перелете на расстояние 2400 км получают дозу облучения 10 мкЗв (0,01 мЗв или 1 мбэр), при полете из Москвы в Хабаровск эта цифра уже составит 40-50 мкЗв. Здесь играет роль не только продолжительность, но и  высота полета.

      Внутреннее облучение населения от естественных источников на 2/3 происходит от попадания радиоактивных веществ в организм с пищей, водой и воздухом. В среднем человек получает около 100 мкЗв/год за счет калия-40, который усваивается организмом вместе с нерадиоактивным калием, необходимым для жизнедеятельности. Нуклиды свинца-210, полония-210 концентрируются в рыбе и моллюсках. Поэтому люди, потребляющие много рыбы и других даров моря, получают относительно высокие дозы внутреннего облучения. Совсем небольшая часть дозы приходится на радиоактивные изотопы типа углерода-14 и трития, которые образуются под действием космической радиации. Жители северных районов, питающиеся мясом северного оленя, тоже подвергаются более высокому облучению, потому что лишайник, основная пища этих животных, концентрирует в себе значительное количество изотопов полония и свинца. Дозы внутреннего облучения в этом случае от полония-210  в 35 раз превышают средне годовую. А в другом полушарии люди, живущие в Западной Австралии в местах с повышенной концентрацией урана, получают дозы облучения, в 75 раз превосходящие средний уровень, потому что едят мясо и требуху овец и кенгуру. Прежде чем попасть  в организм человека, радиоактивные вещества, проходят по сложным маршрутам в окружающей среде, и это приходится учитывать при оценке доз облучения, полученных от какого-либо источника.

      Наиболее весомым из всех естественных источников радиации является радон. Это невидимый, не имеющий ни вкуса, ни запаха тяжёлый инертный газ, единственный газообразный высокорадиоактивный химический элемент в 7,5 раз тяжелее воздуха.

      В природе радон встречается в двух основных видах: радон-222 и радон-220. Большая часть облучения происходит не от самого радона, а от дочерних продуктов распада.

      Радон высвобождается из земной коры повсеместно. Его концентрация в закрытых помещениях обычно в 8 раз выше, чем на улице. Лучшей защитой является хорошая вентиляция подвальных помещений и жилых комнат.

      Дерево, кирпич, бетон тоже выделяют небольшое количество этого газа, а вот гранит и пемза - значительно больше. Очень радиоактивны глинозёмы, в Швеции перестали их применять при производстве бетона.

      Другими источниками поступления радона в жилые помещения  являются вода и природный газ. Надо помнить, что при кипячении радон улетучивается, а в сырой воде его намного больше.  Основную опасность представляет его попадание в легкие с парами воды. Чаще всего это происходит в ванной при приеме горячего душа.

      Под землей радон смешивается с природным газом, который при сжигании в кухонных плитах, отопительных и других нагревательных приборах попадает в помещения. Концентрация его сильно увеличивается при отсутствии хороших вытяжных систем.

 

1.5. ДРУГИЕ ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ.

 

      Использование возможностей атома в интересах народного хозяйства  несет с собой дополнительные искусственные источники облучения. В большинстве случаев дозы невелики, но иногда техногенные источники оказываются во много тысяч раз  интенсивнее чем естественные. Основной вклад в дозу вносят медицинские процедуры и методы лечения, связанные с применением радиоактивности. Один из распространенных способов диагностики - рентгеновской аппарат. В развитых странах на 1000 жителей приходится от 300 до 900 обследований в год, не считая рентгенологических обследований зубов и массовой флюорографии. В любом случае пациент получает минимальную дозу  при обследовании.  Так, при рентгенографии зубов - 0,03 Зв (3 бэр), при рентгеноскопии желудка - столько же, при флюорографии - 3,7 мЗв (370 мбэр).

Радиация весьма многочисленна и разнообразна, однако можно выделить двенадцать её источников.

Первым источником является наша Земля. Эта радиация объясняется наличием в Земле радиоактивных элементов, концентрация которых в разных местах изменяется в широких пределах. Мощность поглощенной дозы земного излучения в среднем составляет 20 мрад/год над известняками  и 150 мрад/год над гранитами. Напомним, что рекомендуемая Международной комиссией по защите от радиации мощность дозы, обеспечивающая безопасность человека, не должна превышать 500 мбэр/год.

Второй источник радиации – это радиоактивные природные материалы, используемые человеком для строительства жилых и производственных помещений. В  среднем  мощность дозы внутри зданий на 18% больше, чем снаружи, а в некоторых случаях эта разница может достигать 50%. Внутри помещений человек проводит три четверти своей жизни. Человек, постоянно находящийся в помещении, построенном из гранита, может получить 240-400 мрад/год, из пемзового камня –300 мрад/год, из красного кирпича – 140-180 мрад/год, из бетона – 100-180 мрад/год, из известняка – 40 мрад/год, из алебастра – 30 мрад/год, из дерева – 30 мрад/год.

Учитывая это обстоятельство, некоторые страны стремятся регламентировать использование различных строительных материалов. Предлагается, например, строить здания так, чтобы внутри их мощность дозы не превышала 80-230 мрад/год. Большую опасность представляет радон, выделяемый при распаде урана и являющийся причиной рака легких. При хорошей изоляции здания и ограниченной вентиляции, связанных с требованиями экономии тепловой энергии, содержание радона в помещении может превысить допустимый уровень в десятки раз.

Особое значение имеет эта проблема в северных странах. В Швеции, например, тысячи зданий строятся из бетона с наполнителем из сланца с небольшим содержанием урана. Использование такого строительного материала является причиной 200-1000 случаев рака легких в год. Это большое число, если учесть, что в целом по стране фиксируется 2000 заболеваний раком легких в год.

Опасность представляют и некоторые промышленные отходы, используемые в строительстве. Например, гипс, получаемый в качестве побочного продукта в процессе производства фосфорной кислоты, имеет концентрацию радия в 10-1000 раз большую, чем природный гипс.

Третьим источником радиации является вода, получаемая из подземных скважин и содержащая радон и радий.

Четвертый  источник радиации – космос, откуда на Землю постоянно падает поток частиц высокой энергии. В ближайший космос выбрасываются продукты производимых на планете ядерных взрывов. Они  являются причиной дополнительной радиоактивности атмосферы и космоса. Так, в результате ядерного взрыва, произведенного 16 октября 1980 года в Юго-Восточной Азии, радиоактивность во Франции на уровне земной поверхности в последующие два месяца была в 4 раза выше обычной.

Значительное количество радиоактивных веществ выбрасывается в атмосферу ТЭЦ, работающими на каменном угле. За последние 80 лет содержание радия в ледниках, расположенных в 150 км от одного из крупных промышленных центров, увеличилась в 50 раз. Повышают радиоактивность и фосфорные удобрения, поскольку природные залежи фосфатов обычно содержат значительные количества изотопов урана.

Пятый источник радиоактивности населению малоизвестен, но не менее опасен. Это радиоактивные материалы, которые человек использует в повседневной деятельности. В состав красок для печати банковских чеков включают радиоактивный углерод, обеспечивающий легкую идентификацию подделанных документов. Изотопы применяются в некоторых автоматизированных системах распределения. Для получения красивой краски или желтой эмали на керамике  или драгоценностях применяется уран. Уран и торий используют при производстве стекла. Искусственные зубы из фарфора усиливаются ураном и церием. При этом  - излучение на прилегающие к зубам слизистые оболочки может достичь 66 бэр/год, тогда как годовая норма для всего организма не должна превышать 0.5 бэр. Экран телевизора излучает на человека 2-3 мрад/год.

Шестым источником радиоактивного излучения является производственное оборудование, имеющее радиоактивные изотопы или генераторы рентгеновского излучения. Это датчики толщины, уровня, вискозиметры и другие приборы гаммаграфии. В них обычно используется кобальт-60 или иридий-192.Промышленные источники имеют активность от нескольких до 300 Ки. Так, аппарат для гаммаграфии имеет источник из кобальта-60 на 300 Ки, при этом на расстоянии в 10 метров мощность эквивалентной дозы составляет 3.8 бэр/час. Когда аппарат работает, необходимо удалять всех людей из зоны радиусом 120 м, однако это правило часто не соблюдается, особенно на верфях, что приводит к тяжелым заболеваниям.

Число промышленных установок с источниками радиоактивного излучения всё время увеличивается. Сам источник представляет собой предмет, соизмеримый с монетой, так что его легко утерять, а это может привести к тяжелым последствиям.

В Мехико один ребенок нашел источник кобальта-60 на 5 Ки и спрятал его в ящик кухонного буфета. За 6 месяцев скончались 4 члена семьи. В 1978 г. в Алжире двое детей взяли для игры источник иридия-192 на 17 Ки, который их бабушка принесла домой. За время менее 2 месяцев облучилось 20 человек, из которых 7 человек тяжело. В 1979 г.  один рабочий поднял на верфи небольшой предмет, похожий на авторучку, сунул его в карман брюк и носил в течение 7 часов. На следующий день было обнаружено, что из аппарата для гаммаграфии, имеющего неисправное устройство  обеспечения безопасности, исчез источник излучения с активностью 100 Ки. Рабочий возвратил найденный им предмет, оказавшийся источником излучения, однако через некоторое время ему пришлось ампутировать обе ноги.

Седьмой источник радиоактивного излучения – транспортировка радиоактивных материалов. Транспортировка производится в условиях оптимальной безопасности, обеспечиваемой использованием регламентированной упаковки. Ассортимент перевозимых радиоактивных материалов очень широк. Он включает в себя радиоактивные изотопы, применяемые в медицине и являющиеся наиболее многочисленными, а также различные продукты, связанные с ядерной энергетикой, - обогащенный уран, гексафторид урана, свежее и отработавшее топливо, плутоний, отходы.

Способы транспортировки варьируются в зависимости от физической природы материала (твердый, жидкий, газообразный) и вида излучения (a,b,g,нейтронное). Радиоизотопы медицинского применения перевозятся в малых количествах, по многим адресам и срочно. Ядерное топливо перевозится в значительных количествах в очень тяжелой упаковке (примерно 100 т упаковки на 5 т топлива).

Например, упаковка типа В предназначена для сохранения радиоактивных материалов в очень тяжелых условиях. При испытаниях её сбрасывают с высоты 9 м на недеформируемую поверхность. Это испытание эквивалентно удару упаковки, двигающейся со скоростью 90 км/час, о бетонную стену. Второе испытание  - выдержка контейнера для радиоактивного материала в течение 0.5 часа в огне при температуре более 800оС.

Упаковка должна учитывать характер деления перевозимого материала, чтобы не допустить образования критической массы и создания условий для цепной реакции.

Перевозка радиоактивных материалов осуществляется автомобильным, железнодорожным, морским и воздушным транспортом.

Для перевозки менее опасных материалов используется упаковка типа А, которая при серьезных авариях может быть разрушена. В такой упаковке чаще всего транспортируются изотопы медицинского применения. Число таких перевозок составляет 94% от общего числа перевозок радиоактивных материалов. Но опасность их транспортировки намного ниже опасности транспортировки других материалов, используемых в промышленности. Так, перевозка плутония в 10 тыс. раз менее опасна перевозки хлора.

Восьмой источник опасности – предприятия по переработке радиоактивных материалов. Имеются сведения, которые вызывают сомнения в безопасности предприятий по переработке радиоактивных материалов.

Например, комплекс Виндскейл(Англия) включает в себя несколько реакторов, центр переработки ядерного топлива, складские помещения. Строительство комплекса началось еще в 1947 г. За 30 лет функционирования на предприятии произошло более 300 серьезных инцидентов, из которых можно отметить следующее. В 1974 г. обнаружено радиоактивное заражение стоянки автомобилей. В 1975 г. выявлено заражение радиоактивным кобальтом и цезием реки Кальдер, текущей через Виндскейл. В 1976 г. обнаружена значительная течь в шахте В 38, где хранились твердые радиоактивные отходы. В 1978 г. обнаружена течь в сооружении В 701, где хранились жидкие отходы. Течь оставалась незамеченной 7 лет.           В 1979 г.  произошел пожар в цехе В 204, перерабатывающем горючие окислы. В 1981 г. произошла утечка радиоактивного йода из цеха В 205, перерабатывающего ядерное топливо для графито – газовых реакторов. В 1983 г. было обнаружено, что с 1952 по 1983 гг. в море вместе с отходами было выброшено 250 кг плутония.

В небольшой деревне, расположенной в 2.5 км от Виндскейла, заболеваемость лейкемией детей в возрасте до 10 лет в 10 раз выше, чем средняя по стране,. Количество заболеваний раком молодёжи в возрасте до 18 лет в 4 раза больше, чем в целом по Англии. Немного дальше от Виндскейла, в округе Миллон заболеваемость раком молодежи в возрасте до 25 лет в 2.5 раза выше, чем в других округах страны.

Девятым источником радиации являются атомные электростанции. На АЭС, кроме твердых отходов, имеются также жидкие (зараженные воды из контуров охлаждения реакторов) и газообразные (аргон-41, содержащемся в углекислом газе, используемом для охлаждения). Эффект от их действия в целом оценить очень трудно. Однако, к примеру, в 1972 г. на расстоянии в 500 м от АЭС Шинон (Франция) мощностью 680 МВт эквивалентная доза облучения с учетом только газообразных отходов составляла 3.6 мбэр/год.

Десятый источник радиации – радиоактивные отходы, получающиеся при различных процессах переработки и использования ядерных материалов.

Радиоактивные отходы характеризуются большим разнообразием вследствие различного уровня их радиоактивности, физических и химических свойств, а также времени жизни. Различают отходы с малым и большим временем жизни. Отходы с малым временем  содержат в основном радиоактивные элементы с периодом полураспада менее 30 лет. Эти отходы получаются в основном на работающих АЭС. Частично на заводах топливного цикла, в научно – исследовательских лабораториях. Они представляют собой  около 95% всех радиоактивных отходов по объему и только 1% по общей радиоактивности.

Отходы с большим временем жизни получаются в основном на заводах топливного цикла. Среди этих отходов различают отходы, называемые «альфа» (по названию основного вида излучения), и «остеклованные» отходы, получаемые при переработке отработавшего на АЭС ядерного топлива.

Отходы с большим временем жизни, сравнимым с продолжительностью геологической эпохи, хранятся в устойчивых геологических формациях на глубинах в насколько сотен метров от поверхности земли.

Для радиоактивных отходов с коротким и средним временем жизни в настоящее время разработаны все необходимые технологические процессы, обеспечивающее их безопасное хранение. Что касается отходов с большим временем жизни, то для оптимизации процессов их хранения необходимо провести множество экспериментов в подземных лабораториях, расположенных в соответствующих слоях земли.

Одиннадцатый источник радиоактивного излучения - это медицинские установки. Несмотря на обычность их использования в повседневной практике, опасность облучения от них намного больше, чем от всех рассмотренных выше источников и достигает иногда десятков бэр. Некоторые специалисты считают, что число заболеваний раком груди, выявленные с помощью рентгенографии, сравнимо с числом этих же заболеваний, вызванных процессом рентгенографии груди.

Приведенные выше данные свидетельствуют о том, что в повседневной жизни на человека постоянно действует радиация. За год человек получает из космоса в среднем 30 мбэр на уровне океана, 60 мбэр на высоте 2000 м и 200 мбэр в Тибете. За время полета на самолете на большую дальность человек получает дозу в 3-5 мбэр. Известняковый грунт дает человеку за год в среднем 30 мбэр, другие осадочные породы – 50 мбэр, гранит –100-150 мбэр. Во многих местах земного шара человек получает за год более 1000 мбэр. В пределах территории атомной станции человек получает дополнительно за год 1-5 мбэр, а в нескольких километрах от неё  доза приближается к нулю. Рентгеноскопия дает человеку в среднем       100 мбэр, а телевизор – несколько мбэр в год. Несмотря на это жизнь и деятельность человечества продолжается без заметных осложнений для здоровья.

 

2.   БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ.

 

2.1.ОСОБЕННОСТИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
ПРИ ДЕЙСТВИИ НА ЖИВОЙ ОРГАНИЗМ.

При изучении действия излучения на организм были определены следующие особенности:

1. Высокая эффективность поглощенной энергии. Малые количества поглощенной энергии излучения   могут вызвать глубокие биологические изменения в организме.

 2.Наличие скрытого, или инкубационного, периода проявления действия ионизирующего излучения. Этот период часто называют периодом мнимого благополучия. Продолжительность его сокращается при облучении в больших дозах.

3.     Действие от малых доз может суммироваться или накапливаться. Этот эффект называется кумуляцией.

4.     Излучение воздействует не только на данный живой организм, но и на его потомство. Это так называемый генетический эффект.

5.   Различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению. При ежедневном воздействии дозы 0.02-0.05 Р уже наступают изменения в крови.

6.     Не каждый организм в целом одинаково реагирует на облучение.

7.   Облучение зависит от частоты. Одноразовое облучение в большой дозе вызывает более глубокие последствия, чем фракционированное.

Энергия, излучаемая РВ, поглощается окружающей средой. В результате воздействия ионизирующего излучения на организм человека в тканях происходят сложные физические, химические и биохимические процессы.

Поглощенная энергия от ионизирующих излучений различных видов вызывает ионизацию атомов и молекул веществ, в результате чего молекулы и клетки ткани разрушаются.  Ионизация является одним из основных звеньев в биологическом  действии излучения.

Известно, что 2/3 общего состава ткани человека составляют вода и углерод; вода под действием излучения расщепляется на водород H и гидроксильную группу OH, которые либо непосредственно, либо через цепь вторичных превращений образуют продукты с высокой химической активностью: гидратный окисел HO2 и перекись водорода H2O2. Эти соединения взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая ее.

В результате воздействия ионизирующего излучения нарушается нормальное течение биохимических процессов  и обмен вещества в организме. В зависимости от величины поглощенной дозы излучения и от индивидуальных особенностей организма вызванные изменения  могут быть обратимыми или необратимыми. При небольших дозах  пораженная ткань восстанавливает  свою функциональную деятельность. Большие дозы при длительном воздействии могут вызвать необратимое поражение отдельных органов или всего организма.

Любой вид ионизирующих излучений вызывает биологические изменения в организме как при внешнем облучении (источник находиться вне организма), так и при внутреннем облучении (РВ попадают внутрь организма, например пероральным или ингаляционным путем).

Рассмотрим действие ионизирующего излучения, когда источник облучения находится вне организма.

Биологический эффект ионизирующего излучения зависит от суммарной дозы и времени воздействия излучения, от вида излучения, размеров излучаемой поверхности и индивидуальных особенностей организма

При однократном облучении всего тела человека возможны биологические нарушения в зависимости от суммарной поглощенной дозы излучения.

При облучении дозами, в 100-1000 раз превышающими смертельную дозу, человек может погибнуть во время облучения.

Поглощенная доза облучения, вызывающая поражение отдельных частей тела, а затем смерть, превышает смертельную поглощенную дозу облучения всего тела. Смертельные поглощенные дозы для отдельных частей тела следующие: голова-2000, нижняя часть живота-3000, верхняя часть живота-5000, грудная клетка-10 000, конечности-20 000 рад.

Степень чувствительности различных тканей к облучению неодинакова. Если рассматривать ткани органов в порядке уменьшения их чувствительности к действию излучения, то получим следующую последовательность: лимфатическая ткань, лимфатические узлы, селезенка, зобная железа, костный мозг, зародышевые клетки. Большая чувствительность кроветворных органов к радиации лежит в основе определения характера лучевой болезни. При однократном облучении всего тела человека поглощенной дозой 50 рад через день после облучения может резко сократиться число лимфоцитов , продолжительность жизни которых и без того незначительна - менее одного дня. Уменьшится также и количество эритроцитов (красных кровяных телец) по истечении двух недель после облучения (продолжительность жизни эритроцитов примерно 100 суток). У здорового человека насчитывается порядка 1014 красных кровяных телец при ежедневном воспроизводстве 1012, у больного лучевой болезнью такое соотношение нарушается.

Важным фактором при воздействии ионизирующего излучения на организм является время облучения. С увеличением мощности дозы поражающее действие излучения возрастает. Чем более дробно излучение по времени, тем меньше его поражающее действие.

Степень поражения организма зависит от размера облучаемой поверхности. С уменьшением облучаемой поверхности уменьшается и биологический эффект. Так, при облучении фотонами поглощенной дозой 450 рад участка тела площадью 6 см2 заметного поражения организма не наблюдалось, а при облучении такой же дозой всего тела было 50% смертельных случаев.

Индивидуальные особенности организма человека проявляются лишь при небольших поглощенных дозах. Чем моложе человек, тем выше его чувствительность к облучению, особенно высока она у детей. Взрослый человек  в возрасте 25 лет и старше наиболее устойчив к облучению.

При попадании РВ внутрь организма поражающее действие оказывают в основном α – источники, а затем β– и γ -источники. Альфа - частицы, имеющие небольшую плотность ионизации, разрушают слизистую оболочку, которая является слабой защитой внутренних органов по сравнению с наружным кожным покровом.

РВ могут попасть внутрь организма при вдыхании воздуха, зараженного радиоактивными элементами, с зараженной пищей или водой и, наконец, через кожу, а также при заражении открытых ран.

Попадание твердых частиц в дыхательные органы зависит от степени дисперсности частиц. Из проводившихся над животными опытов установлено, что частицы пыли размером менее 0.1 мкм ведут себя так же, как и молекулы газа, т. е. при вдохе они попадают вместе с воздухом в легкие, а при выдохе вместе  с воздухом удаляются. В легких может оставаться только самая незначительная часть твердых частиц. Крупные частицы размером более 5 мкм почти все задерживаются носовой полостью.

Основные особенности биологического действия ионизирующих излучений следующее:

1.   Действие ионизирующих излучений на организм не ощутимы человеком. У людей отсутствует орган чувств, который воспринимал бы ионизирующее излучение. Поэтому человек может проглотить, вдохнуть радиоактивное вещество без всяких первичных ощущений. Дозиметрические приборы являются как бы дополнительным органом чувств, предназначенным для восприятия ионизирующего излучения.

2.   Видимые поражения кожного покрова, недомогание, характерные для лучевого заболевания, появляются не сразу, а спустя некоторое время.

3.   Суммирование доз происходит скрыто. Если в организм человека систематически будут попадать РВ, то со временем дозы суммируются, что неизбежно приводит к лучевым заболеваниям.

Действие ионизирующего излучения на любое вещество, в том числе и на живую ткань, сопровождается образованием ионов и возбужденных атомов.

Процесс образования ионов длится всего около 10-13 с, после чего наступают физико-химические изменения ткани.

Большой интерес представляет решение вопроса о том, возникают ли физико-химические изменения в живой ткани (например, в белках) в результате ионизации молекул этого вещества. Последующие физико-химические изменения происходят сначала в среде, в которой находятся белковые вещества, а уже продукты разложения раствора (воды) действуют на белки, вызывая соответствующие изменения в них.

Вероятность попадания ионизированной частицы в молекулу воды в 104 раз больше, чем в молекулу белка, так как в отдельных тканях организма содержится до 80% воды.

До недавнего времени преобладала теория, утверждавшая, что излучение действует непосредственно на белковое вещество клетки, на так называемую мишень. Мишенью называется вычисленный из сопоставления дозы облучения и биологического эффекта чувствительный объем, действие на который ведет к его поражению.

Но теория мишени оказалась неудовлетворительной для объяснения биологического действия излучения на сложные соединения, на которые влияют не только доза излучения, но и физиологическое состояние объекта, изменение температуры и водной среды и т.д. Поэтому имеется мнение, что излучение действует косвенным путем, через продукты разложения воды. Рассмотрим процесс радиолиза воды.

Под действием излучения  в воде образуется положительно заряженный ион воды (Н2О):

Н2О à Н2О++е –

Освободившийся электрон может соединяться с другой молекулой воды, которая приобретает в этом случае отрицательный заряд:

Н2О + е –àН2О - + Н/.

Расположение положительного иона воды можно записать так:

Н2О+ Н/ + ОН/.

Водород (Н/) и гидроксильная группа ОН/, обладая большой химической активностью, взаимодействуют с биологическими веществами и вызывают их изменение. При наличии кислорода в воде могут образовываться радикалы НО2 и перекись водорода Н2О2, которые также являются сильными окислителями.

Наличие промежуточного этапа в биологическом действии ионизирующего излучения (образование продуктов разложения воды) не означает, что это действие не может быть вызвано  и прямой ионизацией биологически важных веществ, например белков, ферментов и др. Очевидно, отношение прямого и косвенного действий ионизирующего излучения будет меняться в зависимости от конкретных условий облучения, в частности от поглощенной дозы и содержания воды в облучаемом объекте. Оно может быть однократным, фиксированным и хроническим.

Фракционированное (дробное) облучение приводит к менее тяжелым последствиям, чем однократное в той же суммарной дозе, так как в интервалах между облучениями многие повреждения восстанавливаются благодаря работе репаративных систем организма.

Хроническое облучение (длительное, малыми дозами) может привести к развитию хронической лучевой болезни, снижению устойчивости организма к вредным воздействиям и отдаленным последствиям облучения.

Степень поражения организма зависит от размеров облучаемой поверхности. С ее сокращением уменьшается и биологический эффект. Так при облучении фотонами в     дозе   4-5 Зв участка тела площадью 6 см2 заметного поражения организма не наблюдается, а при облучении в такой же дозе всего тела – 50% пострадавших погибает.

Последствия облучения организма существенно зависят от вида ионизирующего излучения.

Основной эффект  действия радиации на организм, как было сказано ранее, это ионизация молекул и атомов, определяющая все последующие нарушения . Различная плотность ионизации разных видов излучения определяет их разную биологическую эффективность, т.е. степень тяжести поражений разными видами ионизирующих излучений при одной и той же поглощенной дозе различна. Поэтому для целей радиационной защиты введена эквивалентная доза, учитывающая биологическую эффективность излучения. Она равна величине поглощенной дозы, умноженной на коэффициент, характеризующий данный тип излучения.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3. РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫЕ ОБЪЕКТЫ.

 

3.1.. ХАРАКТЕРИСТИКА РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ ОБЪЕКТОВ.

 

В настоящее время практически в любой отрасли  народного хозяйства и науки во все более возрастающих масштабах используются радиоактивные вещества и источники ионизирующих излучений. Особенно высокими темпами развивается ядерная энергетика. Атомная наука и техника таят в себе огромные возможности, но вместе с тем и большую опасность для людей и окружающей среды.

Ядерные материалы приходится возить, хранить, перерабатывать, что создает дополнительный риск радиоактивного загрязнения окружающей среды, поражения людей, животных и растительного мира.

Радиационно-опасный объект (РОО) – предприятие, на котором при авариях могут произойти массовые радиационные поражения.

Среди техногенных источников ЧС наибольшую опасность по тяжести поражения, масштабам и долговременности действия поражающих факторов представляют радиационные катастрофы. В обычных условиях радиационная обстановка в стране определяется, во-первых, природной радиоактивностью, включая космические излучения; во-вторых, радиоактивным фоном обусловленным проведенными с 1945 по 1989  г. не менее 1820  испытаниями ядерного оружия; в-третьих, наличием территорий, загрязненных радиоактивными веществами вследствие произошедших в предыдущие годы аварий на предприятиях атомной промышленности и энергетики; в-четвертых, эксплуатацией ядерно- и радиационно - опасных объектов.

Количество отработанного ядерного топлива в РФ составляет более 10 000 тонн. Объемы его постоянно растут, а мощности по переработке остаются прежними, в итоге на АЭС отработанного топлива хранится в среднем в 1,5-2 раза больше, чем в активных зонах, а на Белоярской, Билибинской, Ленинградской и Курской АЭС – в 3 раза.

Схожее положение с радиоактивными отходам. Основные источники их образования – добыча, обогащение урановой руды и производство тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), эксплуатация АЭС, регенерация отработавшего топлива, использование радиоизотопов. Общий объем таких отходов достиг 500 млн кубических метров.

Во всем мире стремительно растут энергозатраты. Производство электроэнергии удваивается за 10-15 лет. Мировые запасы нефти и газа могут быть исчерпаны за 50-80 лет. Запасы твердых топлив также не безграничны. После нефтяного кризиса 60-х годов, когда цена на нефть подскочила в 15 раз, начался интенсивный поиск альтернативных источников энергии. Но пока использование энергии ветра, волн и солнца дает неутешительные результаты.

Сегодня потребление первичных энергоресурсов на душу населения составляет в РФ 6,7 тонн условного топлива в год. Для сравнения: в Западной Европе – 5, в США – 11 тонн.

Основная часть производства электроэнергии приходится на тепловые электростанции (ТЭС) – 60%, для чего расходуется 211 млн. тонн условного топлива, или 41% потребляемого в России газа, 14% нефти, 37% угля. Специфика экономики России такова, что основные энергоресурсы расположены в восточных регионах страны, а около 70% всего электропроизводства и потребления осуществляется в европейской части, и на доставку энергоносителей в эти районы расходуется около 20% всего добываемого топлива.

Более 75% энергии на нашей планете получается в результате переработки ископаемых топлив, при этом в атмосферу выбрасывается 21 млрд. тонн двуокиси углерода, что грозит глобальной экологической катастрофой.

Топливо-энергетический комплекс, обладает большой инертностью. Сброс производства при прекращении инвестиций происходит в течении 2-3 лет, а восстановление прежнего объема, при дополнительных вложениях, достигается лишь через 8-15 лет

Единственный путь, который может отвести угрозу энергетического кризиса в настоящее время, это использование энергии атомного ядра.

ТЭС, вырабатывая энергию, сжигает уголь, остается шлак и зола. Много золы. Экибастузская ГРЭС-1, например, за один  год только в воздух выбрасывает 1 млн. 281 тыс. тонн золы, 177 тыс. тонн сернистого ангидрида, 48 тыс. тонн окислов азота. Леса, луга, вода, почва вокруг оказались загрязненными на площади 5 тыс. квадратных километров. Трава хрустит на зубах. Она как рашпиль стачивает зубы у коров и овец за 2-3 года. Подсчитано, что работа подобной ГРЭС наносит ущерб природе на такую же сумму, сколько стоит топливо, а иногда и больше. 70 млн. тонн пыли и ядовитых газов выбрасывается ежегодно в небо страны тепловыми электростанциями.

АЭС в этом отношении чисты: ни золы, ни газов. Да, выработка тепла на АЭС сопровождается выделением опасных радиоактивных веществ, ионизирующих излучений, есть проблемы захоронения отходов топлива. Но станция будет безопасна, если в любом случае, при любой аварии радиоактивность не выйдет за пределы защитных сооружений. Атомная энергия единственно реальная замена ископаемому топливу.

В СССР на начало 1989 г.   в эксплуатации находилось 15 станций с 49 работающими ядерными реакторами. В США в это же время было 137 реакторов а в настоящее время около 150.В РФ сейчас  9 станций с 29 работающими ядерными реакторами, из них: 16 РБМК и 13 ВВЭР. Они вырабатывают 10-12% электроэнергии, ГЭС- 20%, остальную тепловые станции.

АЭС  расположены:

1.   Балаковская ( г. Балаково Саратовской обл.).

2.   Белоярская (пос. Заречный Свердловской обл.).

3.   Билибинская (пос. Билибино Магаданской обл.).

4.   Калининская  ( г. Удомля Тверской обл.).

5.   Кольская ( г.Полярные зори Мурманской олбл.).

6.   Курская (г. Курчатов Курской обл.).

7.   Нововоронежская (г. Нововоронеж Ворнежской обл.).

8.   Смоленская (г. Десногорск Смоленской обл.).

9.   Ленинградская ( г. Сосновый Бор Ленинградской обл.).

В РФ также имеются 9 атомных судов с 15 реакторами. В ВМФ и Минтрансе РФ всего около 250 судов с ядерными энергетическими установками. В пунктах отстоя в ожидании утилизации находятся 183 атомных  подводных лодок , причем, 120 из них с более 200 ядерными реакторами стоят с не выгруженным ядерным топливом. ( Данные по состоянию на момент гибели АПЛ «КУРСК» осень 2000 года). Кроме того, 70% АПЛ стратегического назначения нуждаются в ремонте,50% технически и морально устарели, будут выведены из строя к 2005 году. Из оставшихся 75% будут потеряны из-за окончания гарантийного срока корабельных комплексов.

К РОО относятся и 30 НИИ со 113 исследовательскими ядерными установками. 50  таких реакторов находятся в Московской области, а 9 из них непосредственно в Москве.

Предприятий ядерно-топливного цикла 12, в т.ч. 3 из них с радиохимическим производством.

16 региональных спецкомбинатов «Радон» по переработке, транспортировке и захоронению отходов. Пункты захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) специальных комбинатов «Радон» расположены рядом с городами Москва, Санкт-Петербург, Волгоград, Нижний Новгород, Грозный, Иркутск, Казань, Самара, Мурманск, Новосибирск, Ростов-на-Дону, Саратов, Екатеринбург, Благовещенск республики Башкортостан, Челябинск и Хабаровск.

Согласно данным Информационной системы МАГАТЕ по энергетическим реакторам в 30 странах мира эксплуатируется 432 АЭС общей мощностью примерно 340 ГВт. На них производится около 17% электроэнергии от общемирового уровня.

 

3.1.2.             ОБЩЕЕ УСТРОЙСТВО РЕАКТОРОВ.

Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина. Существуют как одноконтурные АЭС, так и двух – трех -контурные (это зависит от типа ядерного реактора).  Для преобразования различных видов энергии в электрическую - электростанции можно условно разделить на следующие виды:

           ·Тепловые электростанции - они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою энергию на турбину, вырабатывающую электрический ток. К этому виду относятся угольные, газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных, некоторые виды солнечных.

·       Гидроэлектростанции - преобразовывают энергию движущейся воды в электричество, передавая ее непосредственно на турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции.

·       Электростанции, непосредственно вырабатывающие электричество - солнечные на фотоэлементах, ветряные.

Принципиальная схема тепловой электростанции представлена на рис.1. Стоит иметь в виду, что в ее конструкции может быть предусмотрено несколько контуров - теплоноситель от тепловыделяющего реактора может не идти сразу на турбину, а отдать свое тепло в теплообменнике теплоносителю следующего контура, который уже может поступать на турбину, а может дальше передавать свою энергию следующему контуру. Также в любой электростанции предусмотрена система охлаждения отработавшего теплоносителя, чтобы довести температуру теплоносителя до необходимого для повторного цикла значения. Если поблизости от электростанции есть населенный пункт, то это достигается путем использования тепла отработавшего теплоносителя для нагрева воды для отопления домов или горячего водоснабжения, а если нет, то излишнее тепло отработавшего теплоносителя просто сбрасывается в атмосферу в градирнях (их можно видеть на рисунке обложки: из себя они представляют широкие конусообразные трубы). Конденсатором отработавшего пара на неатомных электростанциях чаще всего служат именно градирни.

Циркуляционный насос
 

Турбина
 

Трубопровод
 

Трубопровод
 

Теплообменник
 

Электрогенератор
 

Реактор с активной зоной
 

Корпус
 

Рис. 1

 Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина.    Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов.  

Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

·       Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

·       В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

·       В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

·       В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

·       Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

·       Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

·       В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

·       Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

·       Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горно-обогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

·       Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

·       Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

·       При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

·       Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя. О различных типах ядерных реакторов, реализующих эти три возможности разными способами, будет говориться дальше.

Реакторы применяются для различных целей. Это АЭС, АЭСТ - атомные станции теплоснабжения, в роли энергетических установок для космических аппаратов, кораблей и подводных лодок. Используются реакторы и для производства топлива для АЭС, опреснение воды для потребления населением.

Принцип работы урановых реакторов состоит в следующем. Урановые стержни, изготовленные из природного, чистого  или обогащенного урана, загружаются в специальное сооружение. Вес стержней определяется содержанием в них урана-235. Суммарный вес всех загружаемых стержней, соединенных в блок, должен быть таков, чтобы при заданном среднем содержании урана-235 создавалась критическая масса, необходимая для поддержания цепной -реакции. Чем беднее природная урановая смесь ураном-235, тем большая масса стержней должна загружаться в урановый реактор, тем больший внутренний объем, он будет иметь.

Объем первого введенного в эксплуатацию реактора был чрезмерно велик. В него загружалось около 20 тонн природного урана в виде стержней, а в качестве замедлителя использовалось около 650 тонн графита.

Создание большого рабочего объема первых реакторов обусловливалось малым содержанием в естественной смеси урана-235 и значительными потерями нейтронов. Позднее были освоены реакторы с отражателями, которые возвращали в реактор уходящие из него нейтроны. Объем реактора был уменьшен также за счет введения более эффективного, чем графит, замедлителя (тяжелой воды) и использования предварительно обогащенной смеси урана. Подобные реакторы имеют рабочий объем, определяемый весом урана в 3 тонны и весом тяжелой воды в 5 тонн. В настоящее время еще применяются реакторы, в которых уран-235 находится в растворенном состоянии в замедлителе. Такие реакторы наиболее компактны. В них находится такое количество урана-235(2%), которое превышает его обычное содержание в природном уране ( около 0,7%). Реактор с обогащенной урановой смесью может работать при наличии критической массы урана, равной всего лишь нескольким килограммам.  В зависимости от типа и конструкции различают три вида реакторов:

1. Воспроизводящие (преобразователи, регенеративные), работающие на естественном уране или тории и производящие   искусственное ядерное горючее взамен расходуемого урана-235. Для энергетических целей в этом случае может использоваться тепло, получаемое в процессе развития цепной реакции.

 2.Энергетические реакторы, работающие на достаточно чистых   или обогащенных     расщепляющихся материалах. Предназначены в основном для производства энергии.

 3.Реакторы-размножители, работающие на чистом или обогащенном уране и производящие не только энергию, но и искусственное ядерное горючее в заметно больших количествах, чем расходуется при их работе.

В настоящее время реакторы - размножители приобретают всё большее значение, так как они позволяют по мере работы реактора получать расщепляющиеся материалы во всё умножающихся количествах.

На АЭС применяют четыре основных типа реакторов. Это: газо-графитные, реакторы большой мощности канальные (РБМК), водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) и реакторы на быстрых нейтронах (реакторы-размножители).

 

Характеристики реакторов.

 

Характеристика

 
Реакторы

 

 

ВВЭР-440

ВВЭР - 1000

РБМК -1000

РБМК1500
Электр. мощность

440 МВт

1000 МВт

1000 МВт

1500 МВт

Тепловая КПД,%

32

33

30.4

31.3

Загрузка урана,т

42

66

192

189

Обогащение ураном 235,%

4.4

4.4

1.8

1.8

 

 

 

Параметры сравнения

ВВЭР

РБМК

Реактор на тяжелой воде

Тепловыделитель

4.5%-й обогащенный уран

2.8%-й обогащенный уран

2-3%-й обогащенный уран

Замедлитель и его свойства

Легкая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева.

Графит. Хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев.

Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве.

Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя

Тесное расположение тепловыделяющих элементов, необходимость повышенного обогащения урана

Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР

Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР

Теплоноситель

Легкая вода в обоих контурах. Одновременно является замедлителем.

Легкая вода. Замедляющий эффект незначителен.

Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая вода одновременно является замедлителем.

Регулирование

Раствор борной кислоты в теплоносителе. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.

Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.

Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.

Перегрузки топлива

1 раз в 4-6 месяцев, с полной остановкой реактора и вскрытием его корпуса. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения.

В процессе работы, с помощью специальной перегрузочной машины, позволяющей перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения.

Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора.

Наружный отражатель

Наружный металлический корпус.

Графитовая кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности

Наружный металлический корпус.

 

Реакторы первого типа (газо-графитные) это наше прошлое. В настоящее время они практически все остановлены по возрасту.

ВВЭР и РБМК относятся к реакторам на медленных (тепловых)  нейтронах.

 

 

ВВЭР

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия р-еактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рис.2.

 

 

 

 

 

Электрогенератор
 

Циркуляционный насос
 

Трубопровод
 

Конденсатор отрабо-танного пара
 

Теплообменник
 

Корпус реактора
 

Турбина
 

Реактор с активной зоной
 

Рис.2

 

Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник, (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так, что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране - 1000 мегаватт (Мвт).

Строение активной зоны реактора ВВЭР показано на рис.3. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой.

Топливная кассета
 

Вода
 

ТВЭЛы
 

ТВЭЛы
 

Вода - замедлитель
 

Поглотитель
 

  Рис.3

 

 

В водо-водяном реакторе активная зона заключена в огромный, диаметром 4 и высотой 15 метров, стальной корпус с толстыми стенами и массивной крышкой. Внутри корпуса давление достигает 160 атмосфер. Теплоносителем, отбирающим тепло в зоне реакции, служит вода, которую прокачивают насосами. Реактор двухконтурный. Эта же вода служит и замедлителем нейтронов. В парогенераторе она нагревается и превращает в пар воду второго контура. Превращение вода первого контура - пар второго происходит из-за разности давлений в этих контурах. Пар поступает в турбину и вращает её. И первый, и второй контур замкнутые.

Раз в полгода выгоревшее ядерное горючее заменяется на свежее, для чего реактор останавливают и охлаждают. По этой схеме работают Нововоронежская, Кольская, Балаковская и  некоторые другие АЭС.

РБМК

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего, в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рис.4.

Циркуляционный

насос
 

Трубопровод
 

Трубопровод
 

Турбина
 

Конденсатор отра-ботанного пара
 

Электрогенератор
 

Реактор
 

Трубопровод
 

Перегрузочная машина
 

Рис.4

В РБМК замедлителем служит графит, а теплоносителем обычная вода. Пар для турбины получается непосредственно в реакторе и туда же возвращается после использования в турбине. Реактор одноконтурный. Топливо в реакторе можно заменять постепенно, не останавливая и не расхолаживая его.

Последняя буква аббревиатуры РБМК указывает на важную особенность конструкции. Теплоноситель в активной зоне РБМК движется по отдельным каналам, проложенным в толще замедлителя, а не в  массивном едином корпусе, как в ВВЭРе. Это позволяет делать реактор достаточно большим и мощным: активная зона РБМК-1000 имеет вид вертикального цилиндра диаметром 11.8 метра и высотой 7 метров. Весь этот объем заполнен кладкой из графитовых блоков размерами 25х25х60 см3 общей массой 1850 тонн. В центре каждого блока сделано цилиндрическое отверстие, сквозь которое и проходит канал с водой-теплоносителем. На периферии активной зоны расположен слой отражателя толщиной около метра – те же графитовые блоки, но без каналов и отверстий.

Графитовая кладка окружена  стальным цилиндрическим  баком с водой, играющим роль биологической защиты. Графит опирается на плиту из металлоконструкций, а сверху закрыт другой подобной плитой, на которую для защиты от излучения положен дополнительный настил.

В 1661-м канале с теплоносителем размещены кассеты с ядерным топливом – таблетками спеченной двуокиси урана диаметром чуть больше сантиметра и высотой 1,5 см, содержание  U235  в которых несколько выше естественного – 2%. Две сотни таких таблеток собираются в колонну и загружаются в ТВЭЛ – пустотелый цилиндр из циркония с примесью 1%  ниобия длиной около 3,5 м и диаметром 13.6 мм. В свою очередь, 36 ТВЭЛов собираются в кассету, которая и вставляется в канал. Общая масса урана в реакторе – 190 тонн. В других 211 каналах перемещаются стержни – поглотители.

Вода в системе охлаждения циркулирует под давлением 70 атмосфер. При столь высоком давлении температура её кипения – 284оС. Она подается в каналы снизу главными циркуляционными насосами. Проходя через активную зону, вода нагревается и вскипает. Образовавшаяся смесь из 14% пара и 86% воды отводится через верхнюю часть канала и поступает в четыре барабана-сепаратора. Эти устройства представляют собой огромные горизонтальные цилиндры, длиной – 30 м, диаметром – 2.6 м из высококачественной стали . Здесь под давлением силы тяжести вода стекает вниз, а пар, по паропроводам подается на 2 турбины. Расширяясь и остывая после прохождения через турбины, пар конденсируется в воду с температурой 165оС. Эта вода, которую называют питательной, насосами снова подается в барабаны-сепараторы, где смешивается с горячей водой из реактора, охлаждает её до 270оС и поступает вместе с ней на вход насосов. Таков замкнутый контур, по которому циркулирует теплоноситель. Каналы со стержнями-поглотителями охлаждаются водой независимого контура.

Помимо описанных устройств, в состав энергоблока входят система управления и защиты, регулирующая мощность цепной реакции, системы обеспечения безопасности – в частности, система аварийного охлаждения реактора (САОР), предотвращающая плавление оболочек ТВЭЛов и попадание радиоактивных частиц в воду, - и многие другие.

Первая в мире Обнинская АЭС была этого типа. По той же схеме построены Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская станции большой мощности.

 

 


ВЭР и РБМК: сравнительные характеристики.

Проводя сравнение различных типов ядерных реакторов, стоит остановиться на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах этих аппаратов: ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор) и РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный). Наиболее принципиальные различия: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК - канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности - его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

Коэффициенты реактивности реакторов ВВЭР и РБМК.

Коэффициенты реактивности

ВВЭР

РБМК

Паровой(при наличии пара в активной зоне)

-при появлении в активной зоне пара реактор глохнет

+(при появлении в активной зоне пара реактор разгоняется)

Температуры теплоносителя

 -при повышении температуры теплоносителя реактор глохнет

+(при повышении температуры теплоносителя реактор разгоняется)

Плотности теплоносителя

 -при повышении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении температуры)реактор глохнет)

+(при снижении плотности теплоносителя,(в частности, при повышении его температуры) реактор разгоняется.

Пояснение:

·       В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

·       В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция, и он разгоняется., что, в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.

Следовательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих гремучий взрывчатый газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК как нигде важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать в случае разгона, гася подъем температуры и вскипание теплоносителя. Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточно эффективными подобными системами, практически сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в нарушение всех инструкций и запретов были полностью отключены системы аварийной защиты), но о подобной возможности следует помнить.

Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.

После Чернобыльской аварии 1986 года к проблемам безопасности эксплуатации АЭС и, в особенности с реакторами типа РБМК приковано внимание учёных, инженеров, общественности. В России основным типом реактора для станций 70-х годов стал канальный, в Японии, например – корпусной. Время последнего пока не прошло.

Особенно после Чернобыля стали активно рассуждать о новых типах реакторов, «изначально безопасных». Но будут совершенствоваться и находящиеся в эксплуатации ныне действующие.

Тип РБМК, установленный на Чернобыльской АЭС, вызвал реакцию недоверия. Тип ВВЭР в этом отношении более благополучен: авария на станции Тримайл-айленд (1979г США), где частично расплавилась активная зона реактора, радиоактивность не вышла за пределы корпуса. Безаварийная эксплуатация Японских АЭС в течение десятков лет говорит  о надёжности и конструкции и системы обслуживания.

 

Реактор на тяжелой воде.

В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР.

 

Трубопроводы
 

Трубопроводы
 

  РЕАКТОР

Замедлитель и теплоноситель тяжелая вода
 

Насос
 

Трубопроводы
 

Теплообменник
 

Конденсатор
 

Электрогенератор
 

Турбина
 

Насос
 

                                                                                                                     Рис. 5

 

В качестве теплоносителя первого контура может использоваться замедлитель - тяжелая вода, хотя имеются реакторы, где теплоноситель - легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены. Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР.

Реактор с шаровой засыпкой.

В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет собой графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

Газовый насос
 

Теплообменник
 

Газопровод
 

РЕАКТОР

С шаровой

засыпкой
 

                                                                                                                                Рис.6

 

Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может в принципе. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.

Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке.

В настоящее время существует еще одно направление способное обеспечить человечество теплом и светом на ближайшее тысячелетие. Имеются в виду реакторы на быстрых нейтронах или реакторы - размножители.

В реакторах такого типа, ни в первом, ни во втором контурах нет высокого давления. Теплоносителем служит жидкий натрий. Он циркулирует в первом контуре, нагревается сам и передает тепло натрию второго контура, а тот в свою очередь нагревает воду  в паровом контуре, превращая её в пар. Теплообменники изолированы от реактора.

 

 

Реактор на быстрых нейтронах.

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Третий  контур

вода
 

Трубопровод
 

Уран - 238
 

Насос
 

Турбина
 

Тепло

обменник
 

Тепло

обменник
 

Второй  контур

натрий
 

Первый контур

натрий
 

Активная зона: тепловыдели

тель плутоний, теплоноситель – расплав натрия
 
                                                                                                                               Рис.7

 

Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делиться от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293). Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Плутоний используется также в военных целях.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

Одна из таких перспективных станций построена в районе Шираки на побережье Японского моря, в курортной зоне в 400 километрах к западу от Токио. Ей дали название МОНЗЮ которое в переводе символизирует ум человеческий.

Корпус реактора изготовлен из нержавеющей стали, диаметр 7.1 м, высота 17.8 м. Тепловая мощность реактора 714 МВт. Топливом служит смесь окисла плутония и урана. В активной зоне 19 регулирующих стержней, 198 топливных блоков, в каждом по 169 топливных стержней (ТВЭЛов) диаметром 6.5 мм. Они окружены радиальными топливо воспроизводящими  блоками (172 шт.)  и блоками нейтронных экранов (316 шт.).

Весь реактор собран как матрешка, только разобрать его уже невозможно. Корпус помещен в защитный кожух на случай, если при аварии разольётся натрий. Стальные конструкции камеры реактора – обечайки и стеновые блоки – в качестве защиты заполнены бетоном. Первичные натриевые системы охлаждения вместе с корпусом реактора окружены противоаварийной оболочкой с ребрами жесткости – её внутренний диаметр 49.5 м, а высота – 79.4 м. Эллипсоидное дно этой громады покоится на сплошной бетонной подушке высотой 13.5 метра. Оболочка окружена полутораметровым кольцевым зазором, а далее следует толстый слой 1-1.8 м армированного бетона. Купол оболочки также защищен слоем армированного бетона толщиной 0.5 метра.

Вслед за противоаварийно й оболочкой устроен еще один защитный корпус – вспомогательный – размером 100 на 115 метров, удовлетворяющий требованиям противо - сейсмического строительства. Чем не саркофаг?

Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

 

 3.1.3. ОСНОВНЫЕ ОПАСНОСТИ ПРИ АВАРИЯХ НА РОО.

Факторы опасности ядерных реакторов достаточно многочисленны. Перечислим лишь некоторые из них.

·       Возможность аварии с  разгоном реактора. При этом вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности.                                                                                                  Аварии с разгоном реактора можно предотвратить, применив специальные технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала.

·       Радиоактивные выбросы в окружающую среду. Их количество и характер зависит от конструкции реактора и качества его сборки и эксплуатации. У РБМК они наибольшие, у реактора с шаровой засыпкой наименьшие. Очистные сооружения могут уменьшить их.

Впрочем, у атомной станции, работающей в нормальном режиме, эти выбросы меньше, чем, скажем, у угольной станции, так как в угле тоже содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят в атмосферу.

·       Необходимость захоронения отработавшего реактора.

На сегодняшний день эта проблема не решена, хотя есть много разработок в этой области.

·       Радиоактивное облучение персонала.

Можно предотвратить или уменьшить применением соответствующих мер радиационной безопасности в процессе эксплуатации атомной станции.

Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может.

 

Начиная с 50-х годов, развитые страны продолжают наращивать свой производственный ядерный потенциал. АЭС все увереннее выступают в качестве важного источника энергии в странах Запада, США, Канады, Японии и др. Так доля АЭС в общем объеме вырабатываемой электроэнергии составляет: в США –14%, Франции- 70%, Японии-20%, Германии-30%, Великобритании-17%, Канаде - более 13%, Болгарии- около 30% и Швеции 100%. Ускоренными темпами развивается ядерная энергетика в Южной Корее, Индии, Аргентине, Пакистане, Тайване, ЮАР.

Параллельно с этим ростом идет увеличение аварий на РОО. Так, с 1957 года по настоящее время в ряде западных стран и США было зафиксировано около 200 происшествий только на АЭС, в том числе более 30 крупных аварий многие из которых сопровождались выбросами радиоактивных продуктов распада в окружающую среду. Только за 1971 – 1985 гг. в 14 странах на АЭС произошла 151 авария различной сложности. Кроме того, имеются данные о более чем 20 инцидентах с ядерным оружием в США  и Великобритании за последние 40 лет. Хотя тяжелых  радиационных последствий данные инциденты не имели.

В соответствии с экспертной оценкой инцидентов с ядерным оружием в США и Великобритании с 1950 по 1998 г.г. произошло 9 аварий, которые могли привести к возникновению ядерной войны, 77 аварий, которые привели или могли привести к разрушениям и гибели людей, к заражению местности токсичными и радиоактивными веществами, 100 аварий с носителями, на которых находилось или могло находиться ядерное оружие.

В 1996 году на АЭС РФ зарегистрировано 87 нарушений в т.ч. 22 с отключением энергоблоков, 28 случаев приведшим к снижению мощности.

Под ядерной (радиационной) аварией понимают потерю управления цепной реакцией в реакторе либо образование критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении тепловыделяющих сборок, или повреждению ТВЭЛов, приведшую к потенциально опасному облучению людей  сверх допустимых пределов. Иногда используется понятие ядерно-опасного режима, который представляет собой отклонения от пределов и условий безопасности эксплуатации реакторной установки, не приводящие к ядерной аварии. Ядерно-опасный режим можно рассматривать как режим, создающий аварийную ситуацию.

 Главной опасностью аварий на РОО был и будет выброс в окружающую природную среду РВ, сопровождающийся тяжелыми последствиями. Радиационная авария присуща не только АЭС, но и всем предприятиям ядерного топливного цикла, а также предприятиям, использующим радиоактивные вещества. К таким предприятиям можно отнести предприятия, добывающие урановую или ториевую руду; заводы по переработке руды; обогатительные заводы, заводы по изготовлению ядерного топлива; хранилища РВ и многие другие. Радиационные аварии на РОО могут возникнуть в процессе испытаний, хранения, транспортировки ядерного оружия.

Основным поражающим фактором при авариях на реакторах АЭС это радиоактивные загрязнения местности и источником загрязнения является атомный реактор как мощный источник накопленных радиоактивных веществ. 

 Рассмотрим образование поражающих факторов и их воздействие при аварии на АЭС.

1.   Световое излучение и явление проникающей радиации может оказать воздействие, в основном, на работающую смену персонала.

2.   Радиоактивное заражение местности в результате выбросов продуктов распада в атмосферу во всех случаях будет значительным и на больших площадях.

3.   Ударная волна (сейсмическая) образуется только при ядерном взрыве реактора, при тепловом взрыве ее действие на окружающую среду незначительно.

Разберем особенности радиоактивного заражения местности при авариях на АЭС, учитывая в первую очередь опыт аварии на ЧАЭС. Источником радиоактивного заражения выбросов в атмосферу из аварийного реактора явились продукты цепной реакции. В выбросах было обнаружено 23 основных радионуклида.

В первые минуты после взрыва и образования радиоактивного облака наибольшую угрозу для здоровья людей представляли изотопы так называемых благородных газов (ксеноны), но они быстро рассеиваются в атмосфере, теряя свою активность. Таким образом, радиоактивное заражение не образуется.

В последующем воздействуют на людей коротко живущие радиоактивные компоненты, такие как Йод -131(8 суток).

Затем воздействуют на организм долгоживущие изотопы, Цезий-137 и Стронций-90 (до 30 лет).

На фоне тугоплавкости большинство радионуклидов,  такие как теллур, йод, цезий обладают высокой летучестью. Вот почему аварийные выбросы реакторов всегда обогащены этими радионуклидами, из которых йод и цезий имеют наиболее важное воздействие на организм человека и животный мир. Состав аварийного выброса продуктов деления реактора существенно отличается от состава продуктов ядерного взрыва. При ядерном взрыве преобладают радионуклиды с коротким периодом полураспада. Поэтому на следе радиоактивного облака происходит быстрый спад мощности дозы излучения. При авариях на АЭС характерно радиоактивное загрязнение атмосферы и местности легколетучими радионуклидами (Йод-131, Цезий-137 и Стронций-90), а, во-вторых, Цезий-137 и Стронций-90 обладают длительными периодами полураспада. Поэтому такого резкого уменьшения мощности дозы, как это имеет место на следе ядерного взрыва, не наблюдается.

И еще одна особенность. При ядерном взрыве и образовании следа для людей главную опасность представляет внешнее облучение (90-95% от общей дозы). При аварии на АЭС с выбросом активного материала картина иная. Значительная часть продуктов деления ядерного топлива находится в парообразном и аэрозольном состоянии. Вот почему доза внешнего облучения здесь составляет 15%, а внутреннего – 85%.

Загрязнение местности от Чернобыльской катастрофы происходило в ближайшей зоне 80 км в течение 4-5 суток, а в дальней зоне примерно 15 дней. Наиболее сложная и опасная радиационная обстановка сложилась в 30-км зоне от АЭС, в Припяти и Чернобыле. Из-за этого оттуда было эвакуировано все население. К началу 1990 г. во многих районах мощность дозы уменьшилась  и приблизилась к фоновым значениям 12-18 мкР/ч. Припять и на сегодня представляет опасность для жизни.

 Специалисты выделяют следующие потенциальные последствия радиационных аварий:

1.   немедленные смертельные случаи и травмы среди работников предприятия и населения;

2.   латентные смертельные случаи заболевания настоящих и будущих поколений, в том числе изменения в соматических клетках, приводящие к возникновению онкологических заболеваний, генетические мутации, оказывающие влияние на будущие поколения, влияние на зародыш и плод вследствие облучения матери в период беременности;

3.   материальный ущерб и радиоактивное загрязнение земли и экосистем;

4.   ущерб для общества, связанный с боязнью относительно потенциальной возможности использования ядерного топлива для создания ядерного оружия.

К последствиям  серьезных радиационных аварий относится и наличие косвенного риска для здоровья и жизни людей. Косвенный риск возникает при непосредственном осуществлении мер безопасности, эвакуации при аварии. Например: эвакуационные мероприятия, вызванные радиационной аварией, обусловливают возникновение множества косвенных рисков: смертельные случаи вследствие дорожно-транспортных происшествий, увеличение числа сердечных приступов у эвакуируемого населения, психические травмы, вызванные стрессовой ситуацией во время эвакуации, и т.п.

 

 

3.1.4. КЛАССИФИКАЦИЯ АВАРИЙ НА РОО.

 

Классификация производится с целью заблаговременной разработки мер, реализация которых в случае аварии должна уменьшить вероятные последствия и содействовать успешной ее ликвидации.

Классификация возможных аварий на РОО производится по двум признакам: во-первых, по типовым нарушениям нормальной эксплуатации и, во-вторых, по характеру последствий для персонала, населения и окружающей среды.

При анализе аварий их принято характеризовать цепочкой: исходное событие – пути протекания – последствия.

Аварии, связанные с нарушениями нормальной эксплуатации, подразделяются на проектные, проектные с наибольшими последствиями и запроектные.

Анализ различного рода отклонений в эксплуатации РОО, а так же аварийных ситуаций показывает, что возможны аварии двух типов.

Первый тип – гипотетический  не вызывает загрязнения ).

Второй тип – с полным разрушением реактора (хранилища), которое может сопровождаться цепной реакцией, т.е. ядерным взрывом малой мощности или тепловыми взрывами, вызванными интенсивным паро и газообразованием.

Причиной ядерной аварии может быть образование критической массы при перегрузке, транспортировке, хранении ТВЭЛов, нарушении режимов хранения отработанных ядерных отходов.

Радиационная авария – происшествие, приведшее к выходу (выбросу) радиоактивных продуктов и ионизирующих излучений за предусмотренные проектом пределы (границы) РОО в количествах, превышающих установленные нормы безопасности.

Радиационные аварии  на РОО подразделяются на три типа:

Локальная – нарушение в работе РОО, при котором не произошел выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы оборудования, технологических систем, зданий и сооружений в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации предприятия значения.

Местная – нарушение в работе РОО, при котором произошел выход радиоактивных продуктов в пределах санитарно – защитной зоны и количествах, превышающих установленные нормы для данного предприятия.

Общая – нарушение в работе РОО, при котором произошел  выход радиоактивных продуктов за границу санитарно – защитной зоны и количествах, приводящих к радиоактивному загрязнению прилегающей территории и возможному облучению проживающего на ней населения выше установленных норм.

Отечественная классификация, согласно которой в порядке возрастания серьезности последствий все аварии на РОО  разделены на девять классов. Первые восемь классов охватывают аварии с широким диапазоном возможных последствий – от незначительных нарушений в работе до серьезных поломок в оборудовании. Такие аварии относятся к проектным, они рассматриваются при проектировании РОО а также в окончательных выводах по анализу безопасности эксплуатации объекта. В целом под обеспечением радиационной безопасности понимается проведение комплекса организационных и социальных мероприятий направленных на исключение или максимальное снижение опасности вредного воздействия ионизирующих излучений на организм человека и уменьшение радиоактивного загрязнения окружающей среды до безопасных уровней.

Аварии, отнесенные к девятому классу, являются запроектными и в процессе проектирования не рассматриваются, из-за малой вероятности их возникновения. Эти аварии относятся также к гипотетическим или тяжелым. Подобные аварии возникают при повреждении или разрушении активной зоны реактора или хранилища отходов ядерного топлива и возможны при возникновении не предусмотренного в проекте аварийного исходного события.

С точки зрения медицинских последствий, контингента облучаемых лиц и вида лучевого воздействия на организм человека радиационные аварии разделяются на пять основных групп: малые, средние, большие, крупные и катастрофические.

К малым радиационным авариям относятся инциденты не связанные с серьезными медицинскими последствиями и характеризуются только экономическими потерями. При этом возможно облучение лиц различной категории. Дозы лучевого воздействия не должны превышать установленных НРБ-96 санитарных норм. Для четырех групп радиационных аварий , возможны медицинские последствия – острые и хронические лучевые поражения, неблагоприятные стохастические последствия, вторую и третью группы объединяют производственные радиационные аварии, т.е. инциденты связанные с персоналом; четвертая и пятая группы – коммуникальные аварии и происшествия, при которых страдает население. Для радиационных аварий второй группы характерно только внешнее, а для третьей группы – внешнее и внутреннее облучение персонала.

Для больших аварий используются дополнительные подразделения по критерию распространенности связанные с радиоактивным загрязнением:

1.   персонала и рабочих мест;

2.   производственного помещения;

3.   здания;

4.   территории;

5.   санитарно-защитной зоны.

Четвертая группа радиационных аварий (крупные аварии) объединяет инциденты, при которых возможно чисто внешнее, совместное внешнее и внутреннее облучение небольшого числа лиц.

В пятую группу (катастрофические аварии) относятся радиационные аварии, при которых наблюдается совместное внешнее и внутреннее облучение больших контингентов населения, проживающего в одном или нескольких регионах.

Кроме всевозможных классификаций радиационных аварий на РОО по видам существует специальная шкала происшествий на АЭС разработанная под эгидой МАГАТЭ в 1989 г., введена в действие в России с сентября 1990 г. Изначально она задумывалась для информации об аварийных  ЧС на АЭС.

 

 

Шкала происшествий на АЭС.

INES

(Международная шкала событий на АЭС)

7 ступень -  глобальная авария, сопровождающаяся большим выбросом РВ в окружающую среду, радиологически эквивалентным от тысячи до десятков тысяч терабеккерелей радиоактивного йода-131, нанесен значительный ущерб здоровью людей и окружающей среде.

                                                                       Пример: Чернобыль.

6 ступень – тяжелая авария, по внешним последствиям характеризующаяся значительным выбросом РВ радиологически эквивалентным от десятков до сотен терабеккерелей радиоактивного йода-131 в ограниченной зоне с необходимостью введения в действие противоаварийных мероприятий.

              Пример: Авария в Уиндскейл (Великобритания) в 1957 г.

5 ступень - значительный выброс продуктов деления в окружающую среду эквивалентен величинам от нескольких единиц до десятков теребеккерелей радиоактивного йода131. Возможна частичная эвакуация, необходима местная йодная профилактика.

                                 Пример: США, 1979 г. АЭС Три-Майл-Айленд.

4 ступень – авария в пределах АЭС – частичное разрушение активной зоны как механическое, так и тепловое (плавлением). Обслуживающий персонал может получить острое отравление порядка 2 зиверта (200 рад,бэр). Возможный выброс в окружающую среду вызывает облучение отдельных лиц из населения в пределах нескольких милизивертов.

     Защитных мер не требуется, но должен осуществляться контроль продуктов питания.

                                 Пример: Франция, АЭС Сен-Лоран в 1980 г.

3 ступень – серьезное происшествие из-за отказа оборудования или ошибок эксплуатации. В окружающую среду выброшены радиоактивные продукты, возможная доза облучения отдельных людей не превышает нескольких милизивертов. Внутри АЭС обслуживающий персонал может быть переоблучен дозами порядка 50 милизивертов.

                       Пример: Авария на АЭС Вандельос, Испания 1989 г.

2 и 1 ступени – функциональные отключения и отказы в управлении, не вызывающие непосредственного влияния на безопасность АЭС, а тем более на окружающую среду.

0 и ниже – аварии и происшествия технического характера, не связанные с атомной установкой и ее работой.

Говоря о различных видах радиационных аварий, следует коротко остановиться на рассмотрении аварий с ядерным оружием и их последствиях.

Аварии с ядерным оружием по степени их опасности можно разбить на четыре категории.

Первая категория – случайный или несанкционированный взрыв или возможность ядерного взрыва боеприпаса, которые могут привести к военному конфликту или ядерной войне.

Вторая категория:

а). Случайный или несанкционированный взрыв ядерного боеприпаса, который не может привести к военному конфликту или ядерной войне.

б). Взрыв обычного ВВ, входящего в состав ядерного боеприпаса или горение ядерного боеприпаса.

в). Захват, кража или потеря ядерного боеприпаса либо его компонентов, включая сбрасывания с самолета.

Третья категория:

а). Авария с носителями, на которых находятся ядерные боеприпасы.

б). Авария с носителями, на которых могут находиться ядерные боеприпасы.

Четвертая категория – аварии с ядерным оружием, которые не охватываются первыми тремя группами.

В общем случае последствия аварий с ядерным оружием по степени опасности подразделяются на три группы.

К первой группе относятся последствия, возникающие в результате повреждения или разрушения ядерного боеприпаса. В этом случае может возникнуть заражение местности токсичными нерадиоактивными веществами, такими, как бериллий, литий, свинец.

Разрушение или повреждение ядерного боеприпаса может привести к взрыву высоко имплозивных ВВ входящих в состав ядерного боеприпаса. В этом случае радиус зон поражения ударной волной может достигать нескольких сотен метров. Взрыв обычного ВВ будет способствовать заражению местности радиоактивными и токсическими веществами в результате разрушения ядерного боеприпаса. В зависимости от типа ядерного боеприпаса, окружающая местность может быть заражена радиоактивными различными изотопами:    Уран-239, Уран-238,Плутоний-239, Торий-232, дейтерий, тритий и др.

Ко второй группе относятся последствия инцидентов, при которых может произойти ядерный взрыв. При взрыве ядерного боеприпаса мощностью 150 Кт радиус поражения людей световым излучением, мгновенная смерть, будет составлять около 5 км, а 1 Мт – около 13 км.

Большую опасность для людей представляет радиоактивное заражение местности продуктами ядерного взрыва, которые представляют собой до 300 радиоактивных изотопов более чем 35 различных химических элементов таблицы Менделеева.  Даже через несколько часов после взрыва, люди находящиеся на расстоянии нескольких сотен километров по пути следования радиоактивного облака, могут получить летальные дозы облучения.

Исследование причин возникновения тяжелых аварий, последовательности развития событий, от исходного до конечного состояния, дает возможность сделать выводы относительно некоторых общих тенденций.

 

На АЭС основными причинами радиационных аварий с различной степенью расплавления активной зоны реактора являются следующие:

1.недостатки конструкции;

2.недостатки в техническом обслуживании, включая перегрузку топлива или испытаний;

3.вина оператора;

4.остановка реактора;

5.низкое качество разработки, изготовления и эксплуатации объекта или технической системы;

6.высокая степень износа оборудования;

7.низкий уровень финансирования.

Эксперты считают, что все произошедшие в России аварии и катастрофы с РОО можно было предотвратить.

 

 

 

3.1.5. ЭТАПЫ РАЗВИТИЯ АВАРИИ НА АЭС.

 

Под нормальной эксплуатацией АЭС понимается все ее состояние в соответствии с принятой в проекте технологией производства энергии, включая работу на заданных уровнях мощности, процессы пуска и остановки, техническое обслуживание, ремонты, перегрузку ядерного топлива.

Причинами проектных аварий на АЭС являются исходные события, связанные с нарушением барьеров безопасности, предусмотренные проектом каждого реактора. Именно в расчете на эти исходные события и строится система безопасности АЭС.

Первый тип аварии – нарушение первого барьера безопасности, а проще – нарушение герметичности оболочек ТВЭЛов из-за кризиса теплообмена или механических повреждений. Кризис теплообмена – это нарушение температурного режима (перегрева) ТВЭЛов.

Второй тип – нарушение первого и второго барьеров безопасности. При попадании радиоактивных продуктов в теплоноситель вследствие нарушения первого барьера дальнейшее их распространение останавливается вторым, который образует корпус реактора.

Третий тип – нарушение всех трех барьеров безопасности. При нарушенных первом и втором теплоноситель с продуктами деления удерживается от выхода в окружающую среду третьим барьером – защитной оболочкой реактора. Под ней понимается совокупность всех конструкций, систем и устройств, которые должны с высокой степенью надежности обеспечить локализацию выбросов.

В тяжелых случаях нарушения контроля и управления цепной ядерной реакцией может произойти тепловой взрыв когда в следствие быстрого неуправляемого развития реакции резко нарастает мощность и накопление энергии, приводящей к разрушению реактора со взрывом.

Таким образом с точки зрения радиационных последствий можно выделить четыре вида аварий связанных с разрушением активной зоны реактора АЭС:

1.   потеря теплоносителя, сопровождающаяся отказом активных систем аварийного охлаждения;

2.   потеря источников энергоснабжения (нормального  и аварийного);

3.   аварийные переходные процессы без остановки реактора;

4.   выделение радиоактивности.

 

Аварии на АЭС подразделяются на четыре фазы.

Начальная фаза – характеризуется наличием  угрозы выброса радиоактивных веществ в окружающую среду. Меры защиты: оповещение об угрозе; обеспечение препаратами стабильного йода; приведение в готовность защитных сооружений; подготовка к организованной эвакуации.

Ранняя фаза – фаза острого облучения. Имеется выброс радиоактивных веществ в окружающую среду. Меры защиты: оповещение; эвакуация; ограничение питания.

Промежуточная фаза – дополнительных поступлений радиоактивных веществ в окружающую среду нет. Радиационная обстановка сформировалась полностью. Экстренные меры  радиационной защиты: эвакуация; отселение; ограничение на сельскохозяйственную деятельность; ограничение рыбного производства; завоз воды и продуктов.

Последняя фаза – возвращение к нормальной деятельности.

 

3.7.6. ЗОНИРОВАНИЕ ТЕРРИТОРИИ ВОКРУГ РОО.

 

Для лучшей защиты персонала и населения производится заблаговременное зонирование территории вокруг РОО. Устанавливаются следующие три зоны:

Зона экстренных мер защиты – это территория, на которой доза облучения всего тела за время формирования радиоактивного следа или доза внутреннего облучения отдельных органов может превысить верхний предел, установленный для эвакуации;

Зона предупредительных мероприятий – это территория, на которой доза облучения всего тела за время формирования радиоактивного следа или доза облучения внутренних органов может превысить верхний предел, установленный для укрытия и йодной профилактики;

Зона ограничений – это территория, на которой доза облучения всего тела или отдельных его органов за год может превысить нижний предел для потребления пищевых продуктов. Зона вводится по решению государственных органов.

Для защиты работающего на АЭС персонала и населения в мирное время территория вокруг АЭС  тоже зонируется.

Вокруг АЭС создается санитарная зона  = 3 км., которая подразделяется на 3 зоны:

1.   Зона строгого режима с предельно допустимой дозой (ПДД) = 5 бэр/год. В ней предусматривается постоянный радиационный контроль в местах работ людей, повседневный радиационный контроль объектов и территории.

2.   Зона режима радиационной безопасности с ПДД = 0.5 бэр/год в которой проводится повседневное радиометрическое обследование людей, транспорта и путей их движения после проведения работ .

3.   Санитарно – защитная зона. В ней предусматривается систематическое измерение уровней ионизирующих излучений и радиоактивного заражения.

Кроме того, устанавливается зона наблюдения  = 30 км., в которой проводится контроль за радиоактивностью объектов и внешней среды с установленной периодичностью.

 

4. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ НАСЕЛЕНИЯ.

 

5 декабря 1995 г. Государственной Думой принят Федеральный закон « О радиационной безопасности населения», который устанавливает государственное нормирование в сфере обеспечения радиационной безопасности. Статья 9 определяет пределы дозовых нагрузок для населения и персонала, причем более жесткие, чем ранее действующие. Эти нормы введены в действие с 1 января 2000 года.

Устанавливаются следующие основные гигиенические  нормативы (допустимые пределы доз) облучения на территории России:

Для населения средняя годовая эффективная доза равна 0.001 зиверта ( 1мЗв) или эффективная доза за период жизни (70 лет) – 0.07 зиверта (70 мЗв);

Для работников РОО средняя годовая эффективная доза равна 0.02 зиверта (20 мЗв) или эффективная доза за период трудовой деятельности  (50 лет) – 1 зиверту (1 000 мЗв). Допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 0.05 зиверта, но при условии, что она, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 0.02 зиверта.

Регламентируемые значения основных пределов доз облучения не включают в себя дозы, создаваемые естественным и искусственным радиационным фоном, а также дозы, получаемые гражданами при проведении медицинских рентгенорадиологических процедур и лечения.

В случае радиационных аварий допускается облучение, превышающее установленные нормы, в течение определенного промежутка времени и в пределах, определенных для таких  чрезвычайных ситуаций.

Примерно до 50% от общего облучения, которое получает человек в повседневной жизни, ему дает радиоактивный радон. Именно поэтому в ст. 15 сказано: «Облучение населения и работников, обусловленное радоном, продуктами его распада, а также другими долгоживущими природными радионуклидами, в жилых и производственных помещениях не должны превышать установленные нормативы».

Поэтому теперь, в целях обеспечения защиты населения, необходимо: тщательно подбирать участки для строительства зданий и сооружений, учитывая уровни выделения радона из почвы; проводить проектирование и строительство так, чтобы не допустить поступление этого газа в помещения вместе с воздухом; контролировать уровень             содержания радона в помещениях в процессе их эксплуатации.

И еще одно требование, которого раньше никогда не было. Звучит оно довольно жестко: «Запрещается использовать строительные материалы и изделия, не отвечающие требованиям к обеспечению радиационной безопасности».

Вот почему на предприятиях, выпускающих кирпич, керамзит, облицовочную плитку, железобетонные изделия, должен производиться тщательный радиационный контроль как поступающего сырья, так и готовой продукции.

Обращено внимание и на медицинские рентгенорадиологические процедуры. Например, по требованию гражданина ему предоставляется полная информация об ожидаемой или  получаемой им дозе облучения и о возможных последствиях в результате таких процедур или исследований. Человек имеет право отказаться от них, за исключением профилактических исследований, проводимых для выявления заболеваний, опасных в эпидемиологическом отношении.

Если на ликвидацию Чернобыльской катастрофы люди ехали как в обычную командировку, да еще в массовом количестве, то теперь такой самостоятельности положен конец. С атомом, да еще радиоактивным, шутить нельзя. Поэтому в ст. 21 сказано: «Облучение граждан, привлекающихся к ликвидации последствий радиационных аварий, не должно превышать более чем в 10 раз среднегодовое значение основных гигиенических нормативов облучения для работников». И такое допускается только один раз в жизни при добровольном согласии.

На основании этого закона были разработаны и постановлением Госкомсанэпиднадзора РФ от 19 апреля 1996 г. №7 введены в действие новые Нормы радиационной безопасности – НРБ-96. Эти нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

-       облучения персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения (ИИИ);

-       облучение населения и персонала в условиях радиационной аварии;

-       облучение работников промышленных предприятий и населения всеми природными ИИИ;

-       медицинское облучение населения.

По сравнению с НРБ-76/87 исключены такие термины и определения, как «коэффициент качества излучения», «экспозиционная доза», внесистемные единицы измерения доз (рентген, бэр и их производные), внесистемная единица кюри. Однако на практике все еще приходится пользоваться и старыми, привычными единицами измерения.

В новых Нормах радиационной безопасности изменена классификация облучаемых лиц, в соответствии, с которой приняты две категории:

-       персонал – лица, работающие с техногенными источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия ( группа Б);

-       население – не занятое в сферах производства и обслуживания.

 

Дозовые пределы за год, мЗв.

 

Нормируемая величина

Персонал

Остальное население

Группа А

Группа Б

Эффективная доза

50

12.5

5

 

При проектировании зданий следует предусматривать, чтобы объемная активность изотопов радона и торона не превышала 100 Бк/м3, а в эксплуатируемых помещениях радона должно быть не более 200 Бк/м3. Мощность дозы гамма-излучения при этом не может превышать мощность на открытой местности более чем на 0.3 мкЗв/ч (30 мкР/ч). Если объемную активность изотопов радона снизить до 400 Бк/м3 и мощность дозы гамма-излучения менее чем 0.6 мкЗв/ч не удается, то жильцов из этих зданий отселяют.

Территории, где эффективная доза превышает 1 мЗв в год, подразделяются на четыре зоны:

-       радиационного контроля – от 1 до 5 мЗв ( 100 –500 мбэр);

-       ограниченного проживания населения – от 5 до 20 мЗв (0.5-2 бэр);

-       добровольного отселения –от 20 до 50 мЗв (2-5 бэр);

-       отселения- более 50 мЗв ( более 5 бэр).

НРБ-96 разработаны с учетом Международных норм безопасности для защиты от ионизирующих излучений, отражают современное состояние и подходы в интересах обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия и радиационной безопасности населения.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ:

 

1.                Белоусова И.М. Естественная радиоактивность. М. Медгиз, 1960 г.

2.                Булдаков Л.А. и др. Методические указания для разработки мероприятий по защите населения в случае аварии ядерного реактора атомной станции. 1989 г.

3.                Ганев И.Х. Физика и расчет реактора. Учебное пособие для ВУЗов. М,1992,Энергоатомиздат.

4.                1990 г.

5.                Жабо В.В. охрана окружающей среды на ТЭС и АЭС. М., Энергоатомиздат, 1992 г.

6.                Максимов М.Т. Ожагов Г.О. Радиоактивные загрязнения и их измерения. 1989 г.

7.                Матвеев Л.В. Рудик А.П. Почти все о ядерном реакторе. М, 1990, Энергоатомиздат.

8.        Глобальные выпадения продуктов ядерного взрыва как фактор облучения человека. М. 1980 г.

9.        Библиографический справочник по ядерным испытаниям зарубежных стран.(1945-1988 гг.) Минобороны. 1989 г.

10.     Шатарин Г. Чернобыльская трагедия. Воробьев А. Чернобыльская катастрофа 5 лет спустя. Новый мир. 9-91-164.

11.     Чернобыльская катастрофа: 11 лет спустя. РФ 15-97.

12.     Безопасность энергетических ядерных установок. М. 1987 гэ

13.     Возняк В.Я. Экономические подходы к ликвидации последствий радиационных катастроф. Вестник МГУ сер. 6 Экономика №№ 1-2-95 г.

14.     Гражданская защита 6-97-58 Пожары на АЭС (статистика).

15.     ГЗ 4-98-13 Чернобыль (обзор).

16.     Радиация. Дозы, эффекты, риск. М., Мир. 1988 г.

17.     Катастрофы и человек. (Чернобыль, Нефтегорск, АПЛ «Комсомолец», иллюстрированные таблицы.

18.     Козлов В.В. В поисках альтернативы. М. Знания, 1982 г. ( о нетрадиционных источниках энергии).

19.     Кузин А.М. Природный радиоактивный фон и его значение для биосферы Земли. М., Наука 1991 г.

20.     Трифонов Д.И. Радиоактивность вчера, сегодня, завтра.

21.     Ландау-Тылкина С.П. Радиация и жизнь. М. Атомиздат, 1974 г.

22.     Тутошина Л.М. Петрова И.Д. Радиация и человек. М. Знание. 1987 г.

23.     Москалев Ю.И. Отдаленные последствия ионизирующего излучения..

24.     Белоусова И.М. Естественная радиоактивность .М. Медгиз. 1960 г.

25.     Гусев Н.Г. Гамма – излучение радиоактивных изотопов и продуктов деления. М. Физмат, 1958 г.

26.     Дубровин В.И. Радиация. «Советский красный крест» 8-1971.

27.     Лебединский А.В. Влияние ионизирующей радиации на организм. М. Знание. 1957 г.

28.     Судаков А.К. Защита от радиоактивных осадков. М. Атомиздат. 1969 г.

29.     Гусев Н.Г. О предельно допустимых уровнях ионизирующих излучений. М. Медгиз. 1961 г.

30.Чернобыльская катастрофа: причины и последствия (экспертное заключение). под редакцией Нестеренко В.Б. 1992 г.