Ядерная опасность. Семипалатинский полигон

Тормозное излучение высокой энергии (выше 1 Мэв) является электромагнитным колебанием, ионизирующее излучение, возникающее при изменении кинетической энергии заряженных частиц с непрерывным спектром.

Генерируется оно в ускорителях /линейный ускоритель или бетатрон/. Основным свойством их является способность проникать в плотные среды и вызывать процессы ионизации. Процесс ионизации лежит в основе биологического действия, относительная биологическая эффективность определяется плотностью ионизации в тканях.

ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР

После открытия нейтрона в 1932 г., а затем искусствен­ной радиоактивности в 1934 г. ученые увлеклись «совре­менной алхимией», т. е. созданием новых радиоактивных элементов под воздействием нейтронов.

Молодой еще в то время Ферми, стремясь получить новый неизвестный миру 93-й элемент, попытался облу­чить нейтронами уран—92-й элемент таблицы Менде­леева. Однако в результате захвата нейтронов ядрами урана образовался не один искусственно радиоактивный элемент, а по крайней мере целый десяток.

Природа задала человеку новую задачу. Можно считать, что с этого момента начался новый этап в развитии ядер­ной физики — возможность использования энергии, таив­шейся в недрах атома, стала реальностью.

Объяснение новому явлению дали Фредерик Жолио-Кюри и Лизе Мейтнер. Они показали, что в процессе облу­чения урана нейтронами происходит новый тип ядерной реакции — деление ядра урана на две примерно равные части (осколки). Энергия, выделяемая при этой реакции, составляет около 200 Мэв, т. е. в десятки раз больше, чем при обычных известных в то время ядерных реакциях.

Теория деления урана была разработана одновременно и независимо друг от друга советским ученым Френкелем и датским ученым Бором.

Особенность реакции деления урана состоит в том, что при каждом акте деления, помимо двух осколков, образу­ются два-три нейтрона, которые могут вызвать деление других ядер. При каждом из этих процессов освобождаются новые нейтроны, которые в свою очередь вызывают деление последующих ядер (рис). Таким образом один нейтрон может положить начало целой цепочке делений, при этом количество ядер, подвергшихся делению, лавинообразно нарастает, т. е. реакция деления урана развивается как цепная реакция. Например, доли секунды достаточно для того, чтобы разделились все ядра, содержащиеся в 1 кг урана (примерно 3 • 1024 ядер). Энергия, выделяющаяся при этом, равна энергии, освобождаемой при взрыве 20 000 т тротила или при сжигании 2,5 тыс. т каменного угля.

При делении ядер урана примерно 83% энергии преоб­разуется в кинетическую энергию осколков; 3% связано с энергией g-квантов, которые образуются мгновенно при делении, и 3% уносится образующимися при делении нейт­ронами. Остальные 11% энергии выделяются постепенно в виде энергии (b-частиц и g-квантов в процессе радиоактив­ного распада ядер изотопов (осколков), образующихся при делении.

Рис. Цепная реакция деления урана.

На пути практического использования цепной реакции деления урана важное значение имело открытие советских физиков Г. Н. Флёрова и К- А. Петржака, которые в 1940 г. показали, что существует новый вид радиоактивности — самопроизвольное (спонтанное) деление ядер изотопа U235 с периодом полураспада Т— ~1017 лет. Таким образом для использования цепной реакции деления не нужны сто­ронние нейтроны: они образуются в уране вследствие спон­танного деления.

Цепная реакция деления может осуществляться под действием как быстрых, так и медленных нейтронов только при бомбардировке ядер изотопа U235. Природный уран представляет собой в основном смесь изотопов U238 и U238, причем содержание U235 составляет всего 0,7%. Ос­тальное — это изотоп U238. Поэтому для осуществления на практике цепной реакции необходимо разделить эти изото­пы, что является задачей хотя и разрешимой, но весьма сложной. Это связано с тем, что U238 может делиться толь­ко под действием нейтронов с энергией большей, чем энер­гия нейтронов, образующихся при делении U235. Таким образом, нейтроны, образующие при делении U236 с энергией порядка 1 Мэв, в основном рассеиваются ядрами U238, кото­рых значительно больше; энергия нейтронов постепенно убы­вает до тех пор, пока они не достигнут энергий, соответст­вующих так называемой резонансной области (примерно 1— 10 эв). В этой области энергий резко возрастает вероятность захвата нейтронов ядрами U238 по сравнению с U235. Начавшаяся в природном уране цепная реакция деления быстро затухает, поскольку нейтроны в основном захваты­ваются ядрами U238, не успев вызвать дальнейшего деле­ния ядер U235.    ,

При захвате нейтронов ядрами U238 образуется изотоп U239, который в процессе b-распада превращается в новый 93-й элемент Np239. Период полураспада U239 равен 23 мин.

Изотоп Np239 также является неустойчивым; в процессе b-распада (Т = 2, 3 дня) он превращается в элемент с атом­ным номером 94, названный плутонием:

Плутоний также радиоактивен: в процессе a-распада он превращается в изотоп U 23592. Период полураспада плу­тония равен 24 000 лет.

Плутоний интересен в том отношении, что в нем под действием нейтронов, так же как и в U235, может происхо­дить цепная реакция деления. Таким образом, плутоний, наряду с U235, является ядерным горючим, которое слу­жит для получения атомной энергии.

Ядра урана или плутония, захватив нейтроны, могут разделиться различными способами (до 30—40). Массовые числа образующихся продуктов деления имеют значения от 72 до 158. Например, при делении образуются изотопы стронция, бария, лантана, цезия, иода, циркония, ниобия, аргона, ксенона и других элементов. Наиболее вероятно деление ядра на осколки с массовыми числами 95 и 139.

Большинство образующихся продуктов деления явля­ются нестабильными и в результате одного, а иногда и трех последовательных р -распадов превращаются в стабиль­ный изотоп. У некоторых продуктов деления этот распад сопровождается g-излучением. Периоды полураспада раз­личных продуктов деления изменяются в очень широких пределах: от долей секунды до многих тысяч лет.

РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ

В учреждениях, где проводятся работы с радиоактивными вещест­вами или источниками ионизирующих излучений, должен осуществлять­ся радиационный дозиметрический контроль. В зависимости от объема и характера работ контроль проводится либо штатной службой радиа­ционной безопасности (в каждой смене), либо специально выделенным лицом.

Радиационный контроль должен быть организован так, чтобы в по­мещениях, где ведутся работы на стационарных установках с источниками с керма-эквивалентом более 2000 нГр*м/с (1 г-экв. Ra) на ускорителях заряженных частиц, с нейтронными источниками с выходом более 109 нейтр./с, с делящимися материалами, а также на ядерных реакторах и критических сборках, были установлены дозиметрические приборы с автоматическими звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами. При необходимости предусматривается сигнализация трех уровней: нормального, предварительного, аварийного.

При проведении оперативного дозиметрического контроля, согласно НРБ—76/87, следует руководствоваться допустимыми и контрольными уровнями. Объем контроля устанавливается в зависимости от до­зы b-, g-, n- и других излучений; содержанием газов и аэрозолей в воз­духе и радионуклидов в твердых и жидких отходах; выбросом радио­нуклидов в атмосферу; уровнем загрязнения радионуклидами поверхностей, кожных покровов и одежды, объектов внешней среды, транс­портных средств; индивидуальной дозой внешнего и внутреннего облу­чения. Результаты всех видов радиационного контроля должны храниться в течение 50 лет.

Персонал, работающий с делящимися веществами, на ядерных реакторах и критических сборках, а также в условиях непредвиденного аварийного облучения, должен быть обеспечен индивидуальными аварийными дозиметрами.

Персонал, для которого условия труда таковы, что доза не может превышать 1/3 ППД, не обязательно обеспечивать индивидуальными дозиметрами, позволяющими контролировать квартальную, годовую и дневную дозы внешнего облучения. Для этой группы осуществляется контроль мощности дозы внешнего излучения и объемной активности радионуклидов в воздухе рабочей зоны. Оценка облучения проводится по этим данным.

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИИ, ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ И КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СБОРОК)

Санитарные правила разработаны в развитие и дополнение к нор­мам радиационной безопасности и отражают специфику обеспечения радиационной безопасности соответствующих объектов и установок.

При проектировании, строительстве и вводе в эксплуатацию указан­ных объектов и установок следует руководствоваться также санитарны­ми нормами проектирования промышленных предприятий (СН 245—71).

ПРАВИЛА ДЛЯ АС (СП АС-88), ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ (СП ИР-89) И КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СП КС-88)

Санитарные правила для АС (СП АС-88) и исследовательских ядерных реакторов содержат несколько разделов: общие положения, основные требования к техническим средствам и организационным ме­роприятиям обеспечения радиационной безопасности, защите персонала, населения и охране окружающей среды; требования к выбору площадки размещения реакторов на местности и генеральному плану; радиацион­ному контролю, планировке и отделке производственных помещений; требования к организации работ, организации технологического процесса и к оборудованию, отдельным операциям при эксплуатации и выпол­нении ремонтных работ; требования к предупреждению радиационных аварий и проведению работ по ликвидации их последствий; требования в общеобменной и технологической вентиляции, очистке и удалению га­зообразных и жидких отходов, системам водоснабжения и канализации; требования к санитарно-бытовым помещениям, мерам индивидуальной защиты, правилам личной гигиены и организации медицинского обслу­живания; требования к персоналу и мерам повышения степени надеж­ности оперативного персонала, участвующего в эксплуатации; мероприя­тия по снятию реактора с эксплуатации; требования по транспортиро­ванию отработавшего ядерного топлива. Эти правила не распространя­ются на транспортные ядерные энергетические установки и реакторные установки специального назначения.

«Санитарные требования к проектированию и эксплуатации систем централизованного теплоснабжения от атомных станций» (СТ ТАС-84) являются дополнением к СП АС-88. В них изложены требования, кото­рые обусловлены спецификой атомного источника тепла к системе теп­лоснабжения: к системам централизованного теплоснабжения, присо­единяемым к системе отпуска тепла от АС; к системам безопасности отпуска тепла от АС; к оборудованию системы отпуска тепла от АС; к организации и объему радиационного и санитарного контроля.

Критический стенд—комплекс, включающий ядерную критическую сборку и оборудование, необходимое для проведения экспериментов, управления критсборкой и радиационной безопасности и позволяющий осуществлять управляемую реакцию деления ядер в заданных усло­виях.

В санитарных правилах СП КС—88 отражены дополнительные спе­цифические требования для критстендов. Они должны размещаться в специальном здании вне или внутри городской застройки. Каждая критсборка—в изолированном помещении (бокс, каньон), обеспечива­ющем локализацию и выдержку радиоактивных газов и аэрозолей в случае аварии с максимальными радиационными последствиями.

Ядерный реактор, как и критическая сборка, представляет собой устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция де­ления тяжелых ядер (уран, плутоний, торий).

Процесс деления ядерного топлива в реакторе сопровождается ис­пусканием нейтронного излучения с образованием радиоактивных продуктов деления, а также радионуклидов активации нейтронами.

Реакторы классифицируются по типу активной зоны (гетерогенные, гомогенные), по режиму работы (стационарный, импульсный), по энер­гии нейтронов, используемых для деления топлива (реактор на тепло­вых, быстрых или промежуточных нейтронах), по виду замедлителя и теплоносителя (графитовые, тяжеловодные, водо-водяные, жидкометаллические, газовые, органические и др.), по режиму теплосъема (во­да под давлением или кипящая вода).

Основными видами радиационного воздействия на персонал в ус­ловиях нормальной работы и остановки реактора являются внешние b-, g- и нейтронные излучения (в основном g-излучение) и внутреннее облучение в результате поступления радиоактивных аэрозолей (глав­ным образом в период ремонтных работ). Как правило, на остановлен­ном реакторе нейтронное излучение отсутствует, за исключением реак­торов, имеющих в активной зоне бериллиевый отражатель [образуются быстрые фотонейтроны по реакции (g, n)].

Характерной особенностью энергетических реакторов для АЭС яв­ляется напряженный тепловой и гидравлический режим активной зоны, что может постепенно приводить к разгерметизации металлических оболочек небольшой доли твэлов, в которых заключено ядерное топли­во, и к выходу части продуктов деления в теплоноситель из ставших негерметичными твэлов Газообразные и летучие продукты деления (криптон, ксенон, иод, цезий и др.) вследствие небольших неорганизо­ванных протечек этого теплоносителя из контура теплосъема попадают в технологические помещения реактора, а затем удаляются в атмосфе­ру. Для АЭС вероятно незначительное загрязнение продуктами деления помещений и оборудования, а также окружающей среды.

Исследовательские реакторы, как правило, оборудованы экспери­ментальными каналами, проходящими через активную зону, для облу­чения в них различных образцов. Они имеют горизонтальные или вертикальные пучки выведенных нейтронов, содержат экспериментальные радиоактивные петли, в которых могут производиться испытания отдельных твэлов, или радиационные контуры для активации . теплоносителя с последующим использованием его в качестве высокоактивного облучателя и т. д. На исследовательских реакторах внешнее облучение более вероятно, нежели внутреннее. 

Безопасность АЭС и исследовательских реакторов обеспечивается за счет применения системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиационных веществ за эти барьеры в обслуживаемые помещения и в окружающую среду и системы технических организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности для защиты персонала и населения.

Система барьеров включает топливную матрицу, оболочки твэлов, границу контура теплоносителя, охлаждающего активную зону, герме­тичные помещения и локализующие системы безопасности для улавливания и удержания радиоактивных веществ (фильтры, барботеры, спринклерные установки и т п.).

В систему технических и организационных мер обеспечения безопас­ности АЭС и исследовательских реакторов включается:

выбор площадки для размещения;

установление санитарно-защитной зоны вокруг реакторной установ­ки с учетом требований НРБ—76/87, ОСП—72/87, СПАС—88;

разработку качественного проекта на основе консервативного под­хода с развитым свойством самозащищенности реакторной установки и применением систем безопасности;

обеспечение требуемого качества элементов всех технологических систем и выполняемых работ;

эксплуатация в соответствии с нормативно-технической документа­цией по обоснованному технологическому регламенту и эксплуатацион­ным инструкциям;

поддержание в исправном состоянии важных для безопасности си­стем путем проведения профилактических мер и замены выработавшего ресурс оборудования;

своевременное диагностирование дефектов и обнаружение отклоне­ний от нормальной работы и принятие мер по их устранению;

предотвращение с помощью автоматизированных и/или автомати­ческих технических средств перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий в запроектные и гипотетические аварии;     

ослабление последствий аварий, которые не удалось предотвратить, д путем локализации выделяющихся радиоактивных веществ;

подготовка и четкое осуществление при необходимости планов аварийных мероприятий на площадке и за ее пределами; подбор и необходимый уровень подготовки эксплуатационного пер­сонала для действия в нормальных и аварийных условиях, формирова­ние культуры безопасности.

При нормальной эксплуатации все барьеры и средства их защиты должны находиться в работоспособном состоянии. При повреждении любого из барьеров или средств его защиты выше установленных пре­делов, согласно условиям безопасной эксплуатации, реактор должен быть остановлен.

Радиационное воздействие на персонал ядерных критических стен­дов невелико при соблюдении санитарных правил проектирования и эксплуатации критических стендов (СП КС—88) и положения по ядерной безопасности (ПБЯ 02—90). Однако оно существенно возрас­тает при активационных измерениях и особенно при авариях — само­произвольных цепных реакциях (СЦР).

Критическая сборка отличается от реактора низкой мощностью (не более 100 Вт), достаточной лишь для уверенной работы системы управ­ления и защиты при проведении физических экспериментов, а также гибкостью конструкции, позволяющей легко менять, как правило, ди­станционно, но иногда вручную геометрию и состав активной зоны, уровень замедлителя и отражателя. В остальном критическая сборка — полномасштабный прототип ядерного реактора (по размеру и составу активной зоны), но не имеющий фундаментальной биологической за­щиты и системы принудительного охлаждения активной зоны.

Поскольку часть операций по перестройке активной зоны проводят вблизи критической сборки, часто без достаточного уровня водной за­шиты (вода является и замедлителем), на критических сборках веро­ятно внезапное аварийное облучение персонала, если в момент пере­стройки произойдет СЦР

ВИДЫ РАДИАЦИИ

Основную часть облучения население земного шара получает от естественных источников радиации. Боль­шинство из них таковы, что избежать облучения от них совершенно невозмож­но. На протяжении всей истории сущест­вования Земли разные виды излучения падают на поверхность Земли из космоса и поступают от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Человек подвергается облучению двумя способа­ми. Радиоактивные вещества могут на­ходиться вне организма и облучать его снаружи; в этом случае говорят о внеш­нем облучении. Или же они могут ока­заться в воздухе, которым дышит чело­век, в пище или в воде и попасть внутрь организма. Такой способ облучения на­зывают внутренним.

Облучению от естественных источни­ков радиации подвергается любой житель Земли, однако одни из них получают большие дозы, чем другие. Это зависит, в частности, от того, где они живут. Уровень радиации в некоторых местах земного шара, там, где залегают особен­но радиоактивные породы, оказывается значительно выше среднего, а в других местах - соответственно ниже. Доза об­лучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строитель­ных материалов, использование газа для приготовления пищи, открытых угольных жаровен, герметизация помещений и даже полеты на самолетах - все это увеличивает уровень облучения за счет естест­венных источников радиации.

Страницы: 1, 2, 3, 4, 5