Радиационная экология

1
Радиационная экология
(рабочий вариант учебного пособия)
СОДЕРЖАНИЕ (! Можно переходить по ссылке, нажимая Ctrl и нужный раздел)
Радиационная экология ......................................................................................... 1
(рабочий вариант учебного пособия) .................................................................... 1
Введение ................................................................................................................... 3
Ядерные превращения ............................................................................................ 4
Единицы измерения радиоактивности и доз облучений ..................................... 6
Виды и источники ионизирующего излучения .................................................... 9
Источники радиации ............................................................................................. 10
Космическое излучение ........................................................................................ 10
Облучение от радионуклидов
земного происхождения ....................................................................................... 11
Внутреннее облучение от радионуклидов
земного происхождения ....................................................................................... 12
Радиация от источников, созданных человеком ................................................ 13
Испытания ядерного оружия ............................................................................... 14
Атомная энергетика .............................................................................................. 15
Основные характеристики энергетики различных стран к началу 1988г. ...... 16
Данные о работающих и строящихся АЭС на конец 1994 года ....................... 17
Перспективы развития ядерной энергетики в мире. ......................................... 18
Поглощение ионизирующего излучения веществом. ....................................... 23
Действие излучения на биологические ткани .................................................... 29
Стохастические радиационные эффекты............................................................ 32
Предельно допустимые дозы облучения ............................................................ 34
Статья 9. Государственное нормирование в области обеспечения
радиационной безопасности ................................................................................ 35
ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ
РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ОСПОРБ-99) САНИТАРНЫЕ
ПРАВИЛА СП 2.6.1.799-99 .................................................................................. 36
ВЫПИСКА ИЗ НОРМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-99) ...... 38
Защита от ионизирующих излучений ................................................................ 39
3.5. Законодательные основы защиты населения от радиации (зонирование)42
СХЕМА ЯТЦ ......................................................................................................... 44
АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА РФ ........................................................................... 47
Устройство различных типов ядерных реакторов ............................................. 48
ВВЭР ....................................................................................................................... 49
РБМК ...................................................................................................................... 50
ТЕРМОЯДЕРНЫЙ ИСТОЧНИК ЭНЕРГИИ ..................................................... 51
Выписка из концепции ......................................................................................... 53
по обращению с отработавшим ядерным топливом.......................................... 53
Министерства Российской Федерации по атомной энергии ............................ 53
ИЗМЕРЕНИЕ РАДИАЦИИ .................................................................................. 60
2
Введение
РЭ изучает природу и источники радиоактивного излучения, воздействие
ионизирующих излучений на человека и ОС, принципы радиационного
нормирования и радиационного и дозиметрического контроля (активности и доз
энергии), способы защиты от излучений, законодательство в области радиационной
безопасности.
Планетарная модель строения атома (Рис. 1) была предложена в результате
открытия ядра атома Резерфордом:
в центре атома находится положительно заряженное ядро, занимающее ничтожную часть
пространства внутри атома. Весь положительный заряд и почти вся масса атома
сосредоточена в его ядре. Вокруг ядра по замкнутым орбитам вращаются электроны. Их
число равно заряду ядра.
Рис.1. Атом
а - электрон,
б - протон,
в - нейтрон
Ядро атома состоит из протонов и нейтронов (общее название нуклоны). Ядро
характеризуется тремя параметрами: А - массовое число, Z - заряд ядра, равный
числу протонов, и N - число нейтронов в ядре. Эти параметры связаны между
собой соотношением: A=Z+N. Число протонов в ядре равно порядковому номеру
элементов. Заряд ядра обычно пишут внизу слева от символа элемента, а массовое
число - вверху слева.
Явления, в ходе которых происходит перераспределение химических связей - разрыв
старых и образование новых, называются химическими реакциями.
Химическая реакция - это взаимодействие частиц (молекул, атомов) вещества или разных
веществ друг с другом, в результате которого одни вещества превращаются в другие. При
этом изменяется строение молекул исходных веществ и, как правило, состав. Но есть и
такие химические реакции, при которых состав вещества не меняется, например,
превращение графита в алмаз.
В химической реакции
происходит перераспределение
химических связей: старые рвутся, новые образуются
Рис. 3. Химические превращения
При химических реакциях строение атомов всегда остается неизменным. В этом главное
отличие химических процессов от ядерных, в ходе которых ядра атомов перестраиваются,
и один элемент может превратиться в другой, например: алюминий в натрий, хлор в серу
и т.д.
3
Ядерные превращения
Большинство атомов стабильно, это означает, что они неизменны. Но некоторые атомы
неустойчивы (ученые часто их называют радиоизотопами) они самопроизвольно
разрушаются и превращаются в другие. Существует три основных вида
самопроизвольных ядерных превращений.
Рис. 4. Компоненты радиоактивного излучения
Самопроизвольный распад ядра изображен на рис. 5.
Рис. 5. Схема деления ядра
Ядро можно рассматривать как маленькую каплю, внешняя поверхность которой
непрерывно изменяется. И может наступить момент, когда в капле - ядре возникает
сначала как бы перетяжка, а затем ядро делится на две части. Так, например, из
ядра урана-238 возникают два новых ядра элементов середины периодической
системы.
В процессе ядерных превращений происходит самопроизвольное испускание
атомами излучения.
Радиация (от латинского radiatio - излучение) характеризуется лучистой энергией.
Ионизирующим излучением (ИИ) называют потоки частиц и электромагнитных
квантов, образующихся при ядерных превращениях, т.е. в результате
радиоактивного распада.
Физическая природа ядерной энергии– Е= ΔМ*С2 (ф-ла Эйнштейна). Дефект масс
заключается в том, что точная атомная масса образующихся в процессе деления
(или термоядерного синтеза) частиц меньше исходной. Энергия распределяется
между продуктами ядерных реакций и излучениями.
Альфа-частицы представляют собой положительно заряженные ядра атомов
гелия. Эти частицы испускаются при радиоактивном распаде некоторых
элементов с большим атомным номером, в основном это трансурановые
элементы с атомными номерами более 92. Альфа-частицы
распространяются в средах прямолинейно со скоростью около 20 тыс. км/с,
создавая на своём пути ионизацию большой плотности. Альфа-частицы,
обладая большой массой, быстро теряют свою энергию и поэтому имеют
4
незначительный пробег: в воздухе - 20-110 мм, в биологических тканях - 30150 мм, в алюминии - 10-69 мм.
Бета-частицы - это поток электронов или позитронов, обладающий большей
проникающей и меньшей ионизирующей пособностью, чем альфа-частицы.
Они возникают в ядрах атомов при радиоактивном распаде и сразу же
излучаются оттуда со скоростью, близкой к скорости света. При средних
энергиях пробег бета-частиц в воздухе составляет несколько метров, в воде 1-2 см, в тканях человека - около 1 см, в металлах - 1 мм.
Нейтронное излучение - это поток нейтральных частиц. Эти частицы
вылетают из ядер атомов при некоторых ядерных реакциях, в частности, при
реакциях деления ядер урана и плутония. Вследствие того, что нейтроны не
имеют электрического заряда, нейтронное излучение обладает большой
проникающей способностью. В зависимости от кинетической энергии
нейтроны условно делятся на быстрые, сверхбыстрые, промежуточные,
медленные и тепловые. Нейтронное излучение возникает при работе
ускорителей заряженных частиц и реакторов, образующих мощные потоки
быстрых и тепловых нейтронов. Отличительной особенностью нейтронного
излучения является способность превращать атомы стабильных элементов в
их радиоактивные изотопы, что резко повышает опасность нейтронного
облучения
Рентгеновское излучение представляет собой электромагнитное излучение
высокой частоты и с короткой длиной волны, возникающее при
бомбардировке вещества потоком электронов (электроны большой энергии
преодолевают поле электронов и тормозятся в поле ядра). Важнейшим
свойством рентгеновского излучения является его большая проникающая
способность. Рентгеновские лучи могут возникать в рентгеновских трубках,
электронных микроскопах, мощных генераторах, выпрямительных лампах,
электронно-лучевых трубках и др.
Гамма-излучение относится к электромагнитному излучению и
представляет собой поток квантов энергии, распространяющихся со
скоростью света. Они обладают более короткими длинами волн, чем
рентгеновское излучение. Гамма-излучение свободно проходит через тело
человека и другие материалы без заметного ослабления и может создавать
вторичное и рассеянное излучение в средах, через которые проходит.
Интенсивность облучения гамма-лучами снижается обратно
пропорционально квадрату расстояния от точечного источника.
Таблица 1.
Энергия,
эВ
109
Характеристики электромагнитных излучений.
Ионизирующее излучение
Длина
Частота,
Источник излучения
волны, м
Гц
-16
10
1024
Тормозное излучение (возникает при
торможении электронов в поле ядра
при достаточно высоких энергиях
бета-излучения)
5
Гамма излучение ядер (возникает в
реакциях деления или
искусственных ядерных реакциях,
уносит избыток энергии,
образующейся от дефекта масс.
3
-10
18
10
10
10
Рентгеновское излучение
(образуется в результате торможения
быстро движущихся электронов в
веществе (тормозное излучение), а
также при нек-рых переходах
электронов в оболочках атомов
(характеристическое р-ое излучение)
Для сравнения приведены параметры неионизирующего излучения
Ультрафиолетовое излучение
101
10-8
1016
Видимый свет
10-1
10-6
1014
-3
-4
12
10
10
10
Инфракрасное излучение
-5
-2
10
10
10
10
Микроволновое излучение
-7
0
8
10
10
10
СВЧ
-9
2
6
10
10
10
Радиоволны ВЧ
-11
4
4
10
10
10
Радиоволны НЧ
105
10-12
1020
Единицы измерения радиоактивности и доз
облучений
Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс. Эффект
облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема
облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные
единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас
используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже в таблице 10 дан перечень
единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и
внесистемных единиц.
Таблица 10.
Основные радиологические величины и единицы
6
Величина
Наименование и обозначение
Соотношения между
единицы измерения
единицами
Внесистемные
Си
Активность
Кюри (Ки, Ci)
Беккерель (Бк, Bq) 1 Ки = 3.7*1010Бк
нуклида, А
1 Бк = 1 расп/с
1 Бк=2.7*10-11Ки
Экспозицион- Рентген (Р, R)
Кулон/кг
1 Р=2.58*10-4 Кл/кг
ная доза, X
(Кл/кг, C/kg)
1 Кл/кг=3.88*103 Р
Поглощенная
Рад (рад, rad)
Грей (Гр, Gy)
1 рад-10-2 Гр
доза, D
1 Гр=1 Дж/кг
Эквивалентная Бэр (бэр, rem)
Зиверт (Зв, Sv)
1 бэр=10-2 Зв
доза, Н
1 Зв=100 бэр
Интегральная
Рад-грамм (рад*г,
Грей- кг (Гр*кг,
1 рад*г=10-5 Гр*кг
доза излучения rad*g)
Gy*kg)
1 Гр*кг=105 рад*г
Для описания влияния ионизирующих излучений на вещество используются
следующие понятия и единицы измерения :
Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению числа
самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени
(dN) к величине этого интервала (dt) :
A = dN/dt
Единица активности в системе СИ - Беккерель (Бк).
Внесистемная единица - Кюри (Ки).
Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону
реакции первого порядка:
N(t) = N0 exp(-tln2 / T1/2) = N0 exp(-0.693t / T1/2)
где No - число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т1/2 -период
полураспада - время, в течение которого распадается половина
радиоактивных ядер.
Вещества, способные создавать ионизирующие излучения, различаются
активностью (А), т.е. числом радиоактивных превращений в единицу
времени. В системе СИ за единицу активности принято одно ядерное
превращение в секунду (распад/с). Эта единица получила название
беккерель (Бк). Внесистемной единицей измерения активности является
кюри (Ки), равная активности нуклида, в котором происходит 3,7 · 1010
актов распада в одну секунду, т.е.
1 Ки = 3,7·1010Бк.
Единице активности кюри соответствует активность 1 г радия (Rа-222).
Доза зависит от активности, но прямого пересчета активности источника в
поглощенную дозу нет. Для каждого радионуклида существуют
специальные коэффициенты пересчета (в НРБ-99).
Для характеристики ионизирующих излучений введено понятие дозы
облучения. Различают три дозы облучения: поглощённая, эквивалентная и
экспозиционная.
7
Степень, глубина и форма лучевых поражений, развивающихся среди
биологических объектов при воздействии на них ионизирующего
излучения, в первую очередь зависят от величины поглощённой энергии
излучения или поглощённой дозы (D). Когда, излучение пронизывает
вещество, то на него оказывает воздействие только та часть энергии частиц
излучения, которая при этом передается веществу, поглощается им.
Основной количественной характеристикой воздействия радиоактивного
излучения на объект является поглощенная доза излучения. Поглощенная
энергия может быть определена как разность энергии излучения на входе и
выходе из данного объема среды, суммированная с энергией, выделяемой и
освобождаемой в процессе взаимодействия частиц излучения с веществом,
заключенным в этом объеме. Поглощенная доза излучения - это отношение
поглощенной энергии излучения к массе вещества в рассматриваемом
объеме.
Поглощённая доза(D) - энергия, поглощённая единицей массы облучаемого
вещества. За единицу поглощённой дозы облучения принимается грей (Гр),
определяемый как джоуль на килограмм (Дж/кг). Соответственно
1 Гр = 1 Дж/кг.
В радиобиологии и радиационной гигиене широкое применение получила
внесистемная единица поглощённой дозы - рад. Рад - это такая поглощённая
доза, при которой количество поглощённой энергии в 1г любого вещества
составляет 100 эрг независимо от вида и энергии излучения. Соразмерность
грея и рада следующая:
1 Гр= 100 рад.
В связи с тем, что одинаковая поглощённая доза различных видов
ионизирующего излучения вызывает в единице массы биологической ткани
различное биологическое действие, введено понятие эквивалентной дозы
(Нэкв), которая определяется как произведение поглощённой дозы на
средний коэффициент качества действующих видов ионизирующих
излучений.
Коэффициент качества (Ккач) характеризует зависимость неблагоприятных
биологических последствий облучения человека от способности
ионизирующего излучения различного вида передавать энергию облучаемой
среде.
По существу, биологические эффекты, вызываемые любыми
ионизирующими излучениями, сравниваются с эффектом от рентгеновского
и гамма-излучения.
В качестве единицы измерения эквивалентной дозы в системе СИ принят
зиверт (Зв). Зиверт - эквивалентная доза любого вида ионизирующего
излучения, поглощённая 1 кг биологической ткани и приносящая такой же
биологический эффект (вред), как и поглощённая доза фотонного излучения
в 1 Гр. Существует также внесистемная единица эквивалентной дозы
ионизирующего излучения - бэр (биологический эквивалент рентгена). При
этом соразмерность следующая:
8
Hэкв = Dпогл ·Ккач
или
1 Зв = 1 Гр · Ккач;
1 Зв = 100 рад · Ккач = 100 бэр.
Таблица 3.3 - Значения Ккач для разных видов ионизирующего излучения
Вид излучения
Рентгеновское и гамма-излучения
Электроны и позитроны, бета-излучение
Протоны
Нейтроны тепловые
Нейтроны быстрые
Альфа-частицы и тяжёлые ядра отдачи
Коэффициент качества (Ккач)
1
1
10
3
10
20
Для оценки эквивалентной дозы, полученной группой людей (персонал объекта
народного хозяйства, жители населённого пункта и т.п.), используется понятие
коллективная эквивалентная доза (S.) - это средняя для населения доза,
умноженная на численность населения (в человеко-зивертах). Коллективная доза
используется при расчете риска при облучении населения малыми дозами.
Понятие экспозиционная доза (X) служит для характеристики рентгеновского и
гамма-излучения и определяет меру ионизации воздуха под действием этих лучей.
Она равна дозе фотонного излучения, при котором в 1 кг атмосферною воздуха
возникают ионы, несущие заряд электричества в 1 кулон (Кл).
Соответственно
Dэксп = КЛ/КГ.
Внесистемной единицей экспозиционной дозы рентгеновского и гаммаизлучения является рентген (Р).
При этом соразмерность следующая:
1 Р = 2,58 · 10-4 Кл/кг
или
1 Кл/кг =3,88 · 103 Р.
ЭКСПОЗИЦИОННАЯ ДОЗА ЛЕГКО РЕГИСТРИРУЕТСЯ
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИМИ ПРИБОРАМИ И ДАЛЕЕ ПЕРЕВОДИТСЯ В ЕДИНИЦЫ
ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ (Зв).
Примерное соотношение:100 =1Зв
Виды и источники ионизирующего излучения
Ионизирующее излучение - обобщенное понятие. Общее для всех видов излучения,
отнесенных к ионизирующим является их внутриядерная природа, сходные механизмы
радиационно-химических превращений при поглощении в различных веществах, а также в
биологических тканях. Следует, однако, понимать, что отличия в поглощении различных
излучений на первой – физической стадии существенны, и именно первичные процессы
поглощения обуславливают интенсивность протекающих в дальнейшем процессов.
Радиоактивное излучение было открыто французским физиком Анри Беккерелем в 1896
году. До открытия и промышленного использования излучения жители Земли получали
9
дозу годового облучения только от естественных источников радиации (космических и
земных). По прошествии немногим более 100 лет к годовой дозе добавлялись дозы от
остаточных продуктов ядерных испытаний, медицинского обследования и лечения, от
работы ядерно-топливного цикла и др. искусственных источников.
Источники радиации
Различают естественные и искусственные источники радиации.
Облучение по критерию месторасположения источников излучения делится на
внешнее и внутреннее. Внешнее облучение обусловлено источниками, расположенными
вне тела человека (опасность внешнего облучения обусловлена проникающей
способностью и поэтому наиболее опасно из вне гамма-излучение) Источниками
внешнего облучения являются космическое излучение и наземные источники.
Источником внутреннего облучения являются радионуклиды, находящиеся в организме
человека, попадающие через воздух, пищу, поры. Опасность внутреннего облучения
обуславливается плотностью ионизации и поэтому наиболее опасно извне альфа
излучение.
Избежать облучения ионизирующим излучением невозможно. Жизнь на Земле возникла и
продолжает развиваться в условиях постоянного облучения.
Радиационный фон Земли складывается из трех компонентов :
1. космическое излучение; 0,35 мЗв в год – внешнее облучение, 0,015 мкЗв внутреннее
облучение от космичских источников.
2. излучение от рассеянных в земной коре, воздухе и других объектах внешней среды
природных радионуклидов; 0.3 мЗв – внешнее облучение, 1.35 мЗв/год – внутреннее
облучение.
Всего от естественных источников – около 2 мЗв в год.
3. излучение от искусственных (техногенных) радионуклидов. – 1- 3 мЗв в год.
Космическое излучение
Космическое излучение складывается из частиц, захваченных магнитным полем Земли,
галактического космического излучения и корпускулярного излучения Солнца. В его
состав входят в основном электроны, протоны и альфа-частицы. Это так называемое
первичное космическое излучение, взаимодействуя с атмосферой Земли, порождает
вторичное излучение.
За счет космического излучения большинство населения получает дозу внешнего
облучения, равную примерно 0,35 мЗв в год.
Космическому внешнему облучению подвергается вся поверхность Земли. Однако
облучение это неравномерно. Интенсивность космического излучения зависит от
солнечной активности, географического положения объекта и возрастает с высотой над
уровнем моря. Наиболее интенсивно оно на Северном и Южном полюсах, менее
интенсивно в экваториальных областях. Причина этого - магнитное поле Земли,
отклоняющее заряженные частицы космического излучения. Наибольший эффект
действия космического внешнего облучения связан с зависимостью космического
излучения от высоты.
Часть дозы от космического излучения образуется от внутреннего облучения
космогенными радионуклидами. В результате ядерных реакций, идущих в атмосфере (а
частично и в литосфере) под влиянием космических лучей, образуются радиоактивные
ядра - космогенные радионуклиды. Например:
10
n + 14N
3
H + 12C ,
p + 14N
n + 14C
В создание дозы наибольший вклад вносят 3H, 7Be, 14C и 22Na которые поступают
вместе с пищей в организм человека (табл.)
Таблица
Среднее годовое поступление космогенных радионуклидов в
организм человека.
Радионуклид
Поступление,Бк/год
3
250
50
20000
50
H
Ве
14
C
22
Na
7
Годовая
эффективная доза,
мкЗв
0.004
0.002
12
0.15
Взрослый человек потребляет с пищей 95 кг углерода в год при средней активности на
единицу массы углерода 230 Бк/кг. Суммарный вклад космогенных радионуклидов в
индивидуальную дозу при внутреннем облучении составляет около 15 мкЗв/год.
Облучение от радионуклидов
земного происхождения
Внешнее облучение. В настоящее время на Земле сохранилось 23 долгоживущих
радиоактивных элемента с периодами полураспада от 107 лет и выше. Физические
характеристики некоторых из них представлены в таблице 1.
Таблица 1.
Радиоактивные изотопы, изначально присутствующие на Земле.
Радионуклид
Уран-238
Торий-232
Калий-40
Ванадий-50
Рубидий-87
Индий-115
Лантан-138
Самарий-147
Лютеций-176
Весовое
содержание в
земной коре
3*10-6
8*10-6
3*10-16
4.5*10-7
8.4*10-5
1*10-7
1.6*10-8
1.2*10-6
3*10-8
Период
полураспада,
лет:
4.5*109
1.4*1010
1.3*109
5*1014
4.7*1010
6*1014
1.1*1011
1.2*1011
2.1*1010
Тип распада:
-распад
-распад, -распад
( - распад, -распад
-распад
-распад
-распад
-распад, -распад
-распад
-распад, -распад
В трех радиоактивных семействах: урана (238U), тория (232Th) и актиния (235АС) в
процессах радиоактивного распада постоянно образуется 40 радиоактивных изотопов.
Средняя эффективная эквивалентная доза внешнего облучения, которую человек
получает за год от земных источников, составляет около 0,3 мЗв.
Однако уровень земной радиации неодинаков в различных районах. Так, например, в
200 километрах к северу от Сан-Пауло (Бразилия) есть небольшая возвышенность, где
уровень радиации в 800 раз превосходит средний и достигает 260 мЗв в год. На юго-
11
западе Индии 70 000 человек живут на узкой прибрежной полосе, вдоль которой тянутся
пески, богатые торием. Эта группа лиц получает в среднем 3.8 мЗв в год на человека.
Как показали исследования, во Франции, ФРГ, Италии, Японии и США около 95%
населения живут в местах с дозой облучения от 0.3 до 0.6 мЗв в год. Около 3% получает в
среднем 1 мЗв в год и около 1.5% более 1.4 мЗв в год.
Если человек находится в помещении, доза внешнего облучения изменяется за счет
двух противоположно действующих факторов:
1) Экранирование внешнего излучения зданием.
2) Облучение за счет естественных радионуклидов, находящихся в материалах, из
которого построено здание.
В зависимости от концентрации изотопов 40К, 226Ra и 232Th в различных строительных
материалах мощность дозы в домах изменяется от 4 10-8 дО 12 10-8 Гр/ч. В среднем в
кирпичных, каменных и бетонных зданиях мощность дозы в 2-3 раза выше, чем в
деревянных.
Внутреннее облучение от радионуклидов
земного происхождения
В организме человека постоянно присутствуют радионуклиды земного происхождения,
поступающие через органы дыхания и пищеварения. Наибольший вклад в формирование
дозы внутреннего облучения вносят 40К, 87Rb, и нуклиды рядов распада 238U и 232Th.
Средняя доза внутреннего облучения за счет радионуклидов земного происхождения
составляет 1.35 мЗв/год. Наибольший вклад (около 3/4 годовой дозы) дают не имеющий
вкуса и запаха тяжелый газ радон и продукты его распада. Поступив в организм при
вдохе, он вызывает облучение слизистых тканей легких. Радон высвобождается из земной
коры повсеместно, но его концентрации в наружном воздухе существенно различается для
различных точек Земного шара. Однако большую часть дозы облучения от радона человек
получает, находясь в закрытом непроветриваемом помещении. В зонах с благоприятным
климатом концентра дня радона в закрытых помещениях в среднем примерно в 8 раз
выше, чем в наружном воздухе. Источниками радона являются также строительные
материалы. Так, например, большой удельной радиоактивностью обладают гранит и пемза
и ряд других материалов. Радон проникает в помещение из земли и через различные
трещины в межэтажных перекрытиях, через вентиляционные каналы и т.д. Источниками
поступления радона в жилые помещения являются также природный газ и вода
Среднегодовая эффективная эквивалентная доза внутреннего облучения
Радионуклид
Период полураспада
Среднегодовая эффективная
эквиваленетая доза мкЗв
К
87
Rb
210
Po
220
Rn
222
Rn
226
Ra
40
1.4 109 лет
4.8 1010 лет
160 сут
54с
3.8 сут
1600 лет
180
6
130
170 - 220
800 - 1000
13
Мощность излучения различных источников радона
Источник радона
Природный газ
Мощность излученияб кБк/сут
3
12
Вода
4
Наружный воздух
10
Стройматериалы и грунт под зданием 60
Доля домов, внутри которых концентрация радона и его ядерных продуктов равна от 103
до 104 Бк/см3, составляет от 0.01 до 0.1% в различных странах. Это означает, что
значительное число людей подвергаются заметному облучению из-за высокой
концентрации радона внутри домов, где они живут.
В качестве удобрений ежегодно используются несколько десятков млн. тонн фосфатов.
Большинство разрабатываемых в настоящее время фосфатных месторождений содержит
уран, присутствующий в довольно высокой концентрации. Содержащиеся в удобрениях
радиоизотопы проникают из почвы в пищевые продукты, приводят к повышению
радиоактивности молока и других продуктов питания.
Таким образом, эффективная доза от внутреннего облучения за счет естественных
источников (1.35 мЗв/год) в среднем примерно в два раза превышает дозу внешнего
облучения от них (0.65 мЗв/год).
Следовательно, суммарная доза внешнего и внутреннего облучения от всех
естественных источников радиации в среднем равна 2 мЗв/год. Для отдельных
контингентов населения она может быть выше. Причем максимальное превышение над
средним уровнем может достигать одного порядка.
Радиация от источников, созданных человеком
В результате деятельности человека во внешней среде появились искусственные
радионуклиды и источники излучения. В природную среду стали поступать в больших
количествах естественные радионуклиды, извлекаемые из недр Земли вместе с углем,
газом, нефтью, минеральными удобрениями, строительными материалами. Средняя доза
облучения от техногенных источников от всех возможных источников оценивается
около 3 мЗв в год. Наибольший вклад дают медицинские источники ионизационного
излучения.
Таблица
Среднегодовые дозы, получаемые от естественного радиационного
фона и различных искусственных источников излучения.
Источник излучения.
Природный радиационныйый фон
Стройматериалы
Атомная энергетика
Медицинские исследования
Ядерные испытания
Полеты в самолетах
Бытовые предметы
Телевизоры и мониторы ЭВМ
Общая доза
Доза, мЗв/год
2,00
1,40
0,002
1,40
0,025
0,005
0,04
0,001
5 мЗв/год
За последние несколько десятилетий человек создал несколько тысяч радионуклидов и
начал использовать их в научных исследованиях, в технике, медицинских целях и др. Это
приводит к увеличению дозы облучения, получаемой как отдельными людьми, так и
населением в целом. Иногда облучение за счет источников, созданных человеком,
13
оказывается в тысячи раз интенсивнее, чем от природных источников.
Испытания ядерного оружия
Радиологические последствия испытаний ядерного оружия определяются количеством
испытаний, суммарными энерговыделением и активностью осколков деления, видами
взрывов (воздушные, наземные, подводные, надводные, подземные) и геофизическими
факторами окружающей среды в период испытаний (район, метеообстановка, миграция
радионуклидов и др.). Испытания ядерного оружия, которые особенно интенсивно
проводились в период 1954-1958 и 1961-1962 гг. стали одной из основных причин
повышения радиационного фона Земли и, как следствие этого, глобального повышения
доз внешнего и внутреннего облучения населения.
В США, СССР, Франции, Великобритании и Китае в общей сложности проведено не
менее 2060 испытаний атомных и термоядерных зарядов в атмосфере, под водой и в
недрах Земли, из них непосредственно в атмосфере 501 испытание. Испытания в
атмосфере в СССР были завершены в 1962 г., подземные взрывы на Семипалатинском
полигоне - в 1989 г., на Северном полигоне - в 1990 г. По оценкам во второй половине 20го века за счет ядерных испытаний во внешнюю среду поступило 1.81 1021 Бк продуктов
ядерного деления (ПЯД), из них на долю атмосферных испытаний приходится 99.84 %.
Распространение радионуклидов приняло планетарные масштабы
Продукты ядерного деления (ПЯД) представляют собой сложную смесь более чем 200
радиоактивных изотопов 36 элементов (от цинка до гадолиния). Большую часть
активности составляют короткоживущие радионуклиды. Так, через 7, через 49 и через 343
суток после взрыва активность ПЯД снижается соответственно в 10, 100 и 1000 раз по
сравнению с активностью через час после взрыва. Выход наиболее биологически
значимых радионуклидов приведен в таблице. Кроме ПЯД радиоактивное загрязнение
обусловлено радионуклидами наведенной активности ( 3Н, 14С., 28Al, 24Nа, 56Mn, 59Fe, 60Cо
и др.) и неразделившейся частью урана и плутония. Особенно велика роль наведенной
(вторичной) активности при термоядерных взрывах.
При ядерных взрывах в атмосфере значительная часть осадков (при наземных взрывах
до 50%) выпадает вблизи района испытаний. Часть радиоактивных веществ задерживается
в нижней части атмосферы и под действием ветра перемещается на большие расстояния,
оставаясь примерно на одной и той же широте. Находясь в воздухе примерно месяц,
радиоактивные вещества во время этого перемещения постепенно выпадают на Землю.
Большая часть радионуклидов выбрасывается в стратосферу (на высоту 10-15 км), где
происходит их глобальное рассеивание и в значительной степени распад. Годовые дозы
облучения населения коррелируют с частотой испытаний. Так, в 1963 году коллективная
среднегодовая доза, связанная с ядерными испытаниями, составила 7% дозы облучения от
естественных источников. К 1966 году она снизилась до 2%, а к началу 80-ых годов
уменьшилась до 1%.
Основной вклад в дозу облучения при ядерных испытаниях следующие радионуклиды:
14
Т1/2 = 5730 лет
69% общей дозы;
137Сs
Т1/2 = 30 лет
14%;
95Zr
Т1/2 = 65 дней
5.3%;
90Sr
Т1/2 = 28 лет
3.2%;
C
14
106
Ru
Т1/2 = 373 дня
2.2%;
144
Ce
Т1/2 = 285 дней
1.4%;
H
Т1/2 = 12 лет
1.2%;
131I
Т1/2 = 8 дней
0.9%;
3
Таблица
Выход некоторых продуктов деления при ядерном взрыве.
Элемент
Заряд
38
38
40
Период
полураспада
50.5 сут
28.6 лет
64 сут
Выход на одно
деление,%
2.56
3.5
5.07
Активность на 1
Мт, (1015 Бк)
590
3.9
920
Стронций-89
Стронций-90
Цирконий-95
Рутений-103
Рутений-106
Иод-131
44
44
53
39.5 сут
368 сут
8 сут
5.2
2.44
2.90
1500
78
4200
Цезий-136
Цезий-137
Барий-140
Церий-141
Церий-144
Водород-3
55
55
56
58
58
1
13.2 сут
30.2 лет
12.8 сут
32.5 сут
284 сут
12.3 лет
0.036
5.57
5.18
4.58
4.69
0.01
32
5.9
4700
1600
190
2.6 10-2
Атомная энергетика
Источником облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры,
являются атомные электростанции. Преимущество атомной энергетики состоит в том, что
она требует существенно меньших количеств исходного сырья и земельных площадей,
чем тепловые станции (табл.24), не загрязняет атмосферу дымом и сажей. Опасность
состоит в возможности возникновения катастрофических аварий реактора, а также в
реально не решенной проблеме утилизации радиоактивных отходов и утечке в
окружающую среду небольшого количества радиоактивности.
Таблица24.
Расход природных ресурсов для производства 1 ГВт в год электроэнергии в угольном
и ядерном топливных циклах
Ресурс
Земля, га
Вода, млн. м3
Ядерный
топливный цикл
20-60
32
(50-200)*
(1500)**
Угольный
топливный
цикл
100-400
21
15
Материалы (без топлива),
тыс. т
Кислород, млн. т
16
12
—
8
*- При содержании урана в руде менее 0.1%.
**- При прямоточном охлаждении.
К концу 1984 г. в 26 странах работало 345 ядерных реакторов, вырабатывающих
электроэнергию. Их мощность составляла 220 ГВт или 13% суммарной мощности всех
источников электроэнергии. К 1994 году в мире работало 432 атомных реактора, их
суммарная мощность составила 340 ГВт.
Структура энергетики различных стран на 1988 и 1994 годы дана таблицах 25 и 26.
Таблица 25.
Основные
характеристики
энергетики
различных
стран к началу 1988г.
Страна
Потребление первичных
источников энергии
Потребление
электроэнергии
Структура топливно
энергетического баланса
Общее
На душу
На
На душу
На
Уголь Нефть Газ Гидроэнер- Атомная
млн.т населения единицу населения единицу
гетика
энергетика
условного т.у.т/чел. валового МВт*час валового
топлива,
продукта,
/чел.
продукта,
(т.у.т)
10-3
КВт*час/$
т.у.т/$
США
2641.86
10.8
0.63
11.2
0.65
24.5 41.2 23.4
4.2
6.7
Япония
539.70
4.4
0.37
5.7
0.48
18.1 55.2 9.6
4.9
12.2
Франция 280.86
5.0
0.54
6.1
0.66
8.9
43.7 12.6
7.5
27,2
ФРГ
380.57
6.2
0.59
6.8
0.65
27.4 43.0 16.7
2.0
10.9
Китай
1000.14
0.94
23.4
0.43
10.7
79.0 14.9 1.8
4.3
-
Страны 288.14
Африки
0.48
0.71
?
?
34.3 41.8 15.5
7.9
0.5
7.3
0.96
5.9
0.78
26.2 31.2 36.0
3.8
2.8
СССР
2063,42
Таблица 26.
Данные о работающих и строящихся АЭС на конец
1994 года
Страна
Аргентина
Эксплуатируется
Строится
Кол-во
блоков
АЭС
Электри - Кол-во
ческая
блоков
мощность АЭС
МВт
Доля АЭС в
выработке
Электри электроэнэргии
ческая
%
мощность
МВт
2
935
692
1
13.8
16
Бельгия
Болгария
Бразилия
Великобритания
Венгрия
Германия
Индия
Иран
Испания
Казахстан
Канада
Китай
Корея Южная
Литва
Мексика
Нидерланды
Пакистан
Россия
Румыния
Словакия
Словения
США
Тайвань
Украина
Финляндия
Франция
Чехия
Швейцария
Швеция
Южная Африка
Япония
7
6
1
34
4
21
9
9
1
22
8
10
2
2
2
1
29
4
1
109
6
15
4
56
4
5
12
2
49
5527
3538
626
11720
1729
22657
1493
7105
70
15755
2100
8170
2370
1308
504
125
19843
1632
632
98784
4980
12679
2310
58493
1648
2985
10002
1842
38875
1
1
.
5
2
.
1
4
5
4
1
б
4
2
5
1245
1188
1010
2146
.
300
3375
3250
1552
1165
5700
5810
1824
4799
55.8
45.6
0.01
25.8
43.7
29.3
1.4
35.0
0.6
19.1
1.5
35.5
76.4
3.2
4.9
1.0
11.4
49.0
38.0
22.0
31.7
34.2
29.5
75.3
28.2
36.8
51.1
5.7
30.7
Прогнозируемые перспективы развития ядерной энергетики мире показаны в таблице 27.
Таблица 27
Перспективы развития ядерной энергетики в мире.
Показатели
Прогнозируемый годовой объем
производства электроэнергии, ГВт
1980 г.
2000г.
2100г.
80
1 000
10 000
17
Годовая коллективная
эффективная доза, чел-Зв
Население Земли, млрд.чел.
500
10000
200 000
4
10
10
Годовая доза на человека, мЗв
0.1
1
20
0.005
0.05
1
Процент от среднего облучения за
счет естественных источников
Производство электроэнергии на АЭС является одним из звеньев ядерного топливного
цикла, производственная и дозовая структура которого показана в таблице 28.
Таблица 28.
Ядерный топливный цикл.
Основные этапы
Оценки ожидаемой коллективной
эффективной эквивалентной дозы
(чел-Зв) на 1ГВт электроэнергии
Добыча топлива
Обогащение
Изготовление ТВЭЛов *
Реакторы
Регенерация
Захоронение отходов
Персонал
0.9
0.1
1
10
10
?
Население
0.5
0.04
0.0002
4
1
?
* ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент.
В процессе работы ядерных реакторов в них накапливается огромное количество
продуктов ядерного деления и трансурановых элементов (таблица 29).
Таблица 29.
Значения удельной активности (Бк/т урана) основных продуктов деления в ТВЭЛах,
извлеченных из реактора ВВЭР после трехлетней эксплуатации.
Элемент
Время выдержки
85Кг
89Sr
0
5.78*1014
4.04*1016
1 сут
120 сут
1 год
3 года
14
14
14
5.78*10 5.66*10 5.42*10 4.7*1014
3.98*1016 5.78*1015 2.7*1014 1.2*1010
90 Sr
95 Sr
3.51*1015
7.29*1016
3.51*1015 3.48*1015 3.43*1015 3.26*1015 2.75*1015
7.21*1016 1.99*1016 1.4*1015 5.14*1011
95Nb
7.23*1016
7.23*1016 3.57*1016 3.03*1015 1.14*1012
103Rb
7.08*1016
6.95*1016 8.55*1015 1.14*1014 2.97*108
106Rb
131I
2.37*1016
4.49*1016
2.37*1016 1.89*1016 1.19*1016 3.02*1015 2.46*1013
4.19*1016 1.5*1012 1.01* 103
134Cs
7.50*1015
7.50*1015 6.71*1015 5.36*1015 2.73*1015 2.6*1014
10 лет
3.03*1014
18
137Сs
140Bа
4.69*1015
7.93*1016
4.69*1015 4.65*1015 4.58*1015 4.38*1015 3.73*1015
7.51*1016 1.19*1014 2.03*108
140Lа
8.19*1016
8.05*1016 1.37*1014 2.34*108
141Се
7.36*1016
7.25*1016 5.73*1015 3.08*1013 5.33*106
143Pr
6.77*1016
6.70*1016 1.65*1014 6.11*108
144Cе
147Pm
5.44*1016
7.05*1015
5.44*1016 4.06*1016 2.24*1016 3.77*1015 7.43*1012
7.05*1015 6.78*1015 5.68*1015 3.35*1014
В условиях нормальной эксплуатации АЭС выбросы радионуклидов во внешнюю среду
незначительны и состоят в основном из радионуклидов йода и инертных радиоактивных
газов (Хе, Сг), периоды полураспада которых (за исключением изотопа 85Кг) в основном
не превышают нескольких суток. Эти нуклиды образуются в процессе деления урана и
могут просачиваться через микротрещины в оболочках твэлов (тепловыделяющие
элементы, содержащие внутри себя уран). Так, в течении 1992 года максимальные
среднесуточные радиоактивные выбросы на АЭС России в процентах от допустимой
нормы составили (ИРГ - инертные радиоактивные газы):
1. На АЭС с ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор):
- йода от 0.02 до 54%,
- ИРГ от О.15 до 10%.
2. На АЭС с РБМК (реактор большой мощности канальный):
- йода от 0.02 до 24%,
- ИРГ от 0.02 до 55%.
Среднесуточный допустимый выброс равен :
- по йоду 0.01 Ки/сут • 1000 МВт,
- по ИРГ 500 Ки/сут • 1000 МВт.
90% всей дозы облучения, возможной в результате выброса на атомной станции и
обусловленной короткоживущими изотопами (йод, ИРГ), население получает в течение
года после выброса, 98% - в течение 5 лет. Почти вся доза приходится на людей, живущих
вблизи АЭС. Дозы облучения обычно значительно ниже установленных пределов для
отдельных лиц из населения (0.5 бэр/год).
Долгоживущие продукты выброса (137Сз, 90Ce,85Кг и др.) распространяются по всему
земному шару. Оценка ожидаемой коллективной эквивалентной дозы от облучения
такими изотопами составляет 670 чел-Зв на каждый ГигаВатт вырабатываемой
электроэнергии.
Приведенные выше оценки получены в предположении, что ядерные реакторы
работают нормально. Вклады различных источников облучения в этом случае приведены
на рисунке 8. Количество радиоактивных веществ, поступивших в окружающую среду
при аварии, существенно больше. Известно, что за период с 1971 по 1984 гг. в 14 странах
мира произошла 151 авария на АЭС.
26 апреля 1986 г. на Чернобыльской атомной электростанции произошла авария с
разрушением активной зоны реактора, что привело к выбросу части накопившихся в
активной зоне радиоактивных продуктов в атмосферу.
На рис. 9 показана схема загрязнения территории в районе Чернобыльской АЭС. В
качестве условной границы загрязненной территории принята изолиния мощности дозы излучекия 0.05 мР/год на 10 июня 1986г.
В таблицах 28 и 29 приведены ежесуточные выбросы радиоактивных веществ в
атмосферу из аварийного блока (без радиоактивных инертных газов) и оценка
радионуклидного состава выброса.
19
Рис.8 Вклады различных источников радиации
Таблица 28.
Ежесуточный выброс радиоактивных веществ в атмосферу из аварийного блока
Чернобыльской АЭС (без радиоактивных благородных газов).
Дата
26.04
27.04
28.04
29.04
30.04
01.05
02.05
03.05
04.05
05.05
06.05
09.05
23.05
Время после аварии (в
сутках)
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
14
28
Суточный выброс,
Мки*
12
4.0
3.4
2.6
2.0
2.0
4.0
5.0
7.0
8.0
0.1
0.01
20 10-6
* значения пересчитаны на 6 мая 1986 года с учетом радиоактивного распада. В момент
выброса 26 апреля 1986 г.активность составила 20-22 МКи
Таблица. 29.
Оценка радионуклидного состава выброса из аварийного блока
Чернобыльской АЭС.
Элемент*
Период
полураспада
Активность выброса, МКи
Доля активности,
выброшенная из
20
133
Xе
85m
Kr
85
Kг
131
I
132
Tе
134
Cs
137
Cs
99
Mо
95
Zr
103
Ru
106
Ru
140
Bа
141
Се
144
Cе
89
Sr
90
Sr
238
Pu
239
Pu
240
Pu
241
Pu
242
Pu
242
Cm
239
Nр
26.04.86
06.05..85**
5.2 сут
5
45
:реактора. к 6 мая
86 г.,%
ВОЗМОЖНО < 100
4.4 ч 10.15
10.76 лет
8.05 сут
78.2 ч
2.05 лет
30 лет
66.7ч
65.5 сут
39.5 сут
368 сут
12.8 сут
32.5 сут
284 сут
52.7 сут
27.7 сут
86.4 лет
24390 лет
6580 лет
13.2 лет
3.79*105 лет
162.5 сут
2.35 сут
0,15
4.5
4
0.15
0.3
0.45
0.45
0.6
0.2
0.5
0.4
0.45
0.25
0.015
0.4
10-4
2*10-4
0.02
3 10-7
3*10-3
2.7
0.9
7.3
1.3
0.5
1.0
3.0
3.8
3.2
1.6
4.3
2.8
2.4
2.2
0.22
8*10-4
7 *10-4
10-3
0.14
2*10-6
2.1*10-2
1.2
20
15
10
13
2.3
3.2
2.9
2.9
5.6
2.3
2.8
4.0
4.0
3.0
3.0
3.0
3.0
3.0
3.0
3.2
* Приведены данные об активности основных радионуклидов,
определяемых при радиометрическом анализе.
** Суммарный выброс к 6 мая 1986г.
21
22
Поглощение ионизирующего излучения веществом.
Ионизирующее излучение, образующееся в процессе ядерных превращений,
распространяется в веществе окружающей среды и взаимодействует с его атомами.
Выяснение характера и особенностей этого взаимодействия имеет важное значение для
предупреждения или снижения вредного влияния ИИ на организм человека, а также для
оценки его последствий.
При взаимодействии со средой ИИ передают ей свою энергию, однако для каждого
вида излучений этот процесс и его последствия, в том числе радиобиологические
эффекты, имеют выраженную специфику. Основное отличие возникает в процессе
передачи энергии на первой физической стадии, которая длится порядка 10-14 сек. .
Корпускулярное непосредственно ионизирующее излучение (поток положительно
или отрицательно заряженных частиц – альфа частицы, протоны, электроны)
взаимодействует главным образом с электронами оболочек атомов среды и в очень
малой мере - с электрическим полем ядер атомов, поскольку диаметр всего атома (с
электронными оболочками) примерно в 105 раз больше, чем диаметр ядра, а различие в их
объемах составляет соответственно 1015 раз. В процессе взаимодействия энергия частиц
излучения постепенно расходуется в основном на ионизацию и возбуждение атомов
среды и, в конечном счете, полностью передается среде. После этого частица
завершает пробег и прекращает свое существование. Выбиваемый при электрон покидает
молекулу с энергией, достаточной для нескольких ионизаций. Эти электроны называют
вторичными электронами. Вторичные электроны растрачивают свою энергию на
протяжении нескольких молекулярных диаметров и поглощаются молекулами вещества,
образуя ионы со знаком минус. Таким образом. вокруг места первичной ионизации
образуется нечто вроде грозди ионов, содержащей 1-3 пары ионов и соответствующее
число возбужденных атомов (отношение возбужденных атомов к количеству
ионизированных примерно 3:1), которые при возвращении в стабильное состояние могут
изучать избыток энергии в виде флуоресцентного излучения (световых квантов). Число
таких гроздей зависит от массы и энергии частицы и от плотности среды. При пересчете
на 1 мкм пути в биологических тканях это число составляет для быстрых электронов
несколько единиц, для протонов – несколько сотен, для альфа – частиц – несколько тысяч.
Для характеристики плотности ионизации обычно используют величину ЛПИ (линейная
плотность ионизации, ЛПЭ (линейная потеря энергии).
Таблица Поглощение разных видов энергии на 1 мкм биологической ткани.
Вид
Энергия излучений,
Число пар ионов
ЛПЭ,эв
излучения
млн. эВ
Гамма лучи
0,85 (l-0,015 А)
11
360
Рентгеновские 0,01 (1,28 А)
150
4800
Нейтроны
8
1000
32500
(бысрые)
Электроны
2
9
275
Дейтроны
1
166
5400
А-частицы
5
4000
140000
ЛПИ связана с длиной пробега частицы до полной потери энергии. Длина пробега
частицы, имеющая важное значение для оценки радиобиологического эффекта, зависит
от ее энергии, массы и величины заряда, а также от характера облучаемой среды. С
энергией частицы пробег связан прямой зависимостью, с массой и величиной
заряда - обратной. Отсюда следует, что пробег α-частицы с энергией 4 МэВ будет
23
меньше, чем α-частицы, имеющей энергию 9 МэВ, в одной и той же среде. Рассмотрим
теперь в этом плане α-частицу и отрицательную частицу (электрон) с одинаковыми
величинами энергии. Поскольку масса электрона в несколько тысяч раз меньше массы
альфа-частицы, скорость электрона будет значительно больше. (Так, если скорость
альфа-частиц достигает 20 тыс. км/с, то скорость полета бетта-частицы близка к
скорости света и составляет 200-270 тыс. км/с). Чем меньше скорость частицы, тем
больше вероятность ее взаимодействия с атомами среды, следовательно, больше потери
энергии на единице пути пробега, а значит и меньше пробег. Кроме того, заряд электрона
по абсолютной величине вдвое меньше заряда альфа-частицы. Вследствие этого
вероятность взаимодействия электрона с атомами среды в один и тот же момент времени
и соответственно количество образуемых ионов на единице пробега будет меньше, чем у
альфа-частицы. Прохождение электронов и позитронов через вещество отличается от
прохождения тяжелых заряженных частиц. Главная причина - малые массы покоя
электрона и позитрона. Это приводит к относительно большому изменению импульса
при каждом столкновении, что вызывает заметное изменение направления движения
электрона или позитрона и как результат – рассеянное электромагнитное радиационное
излучение. Ионизационные потери электронов преобладают в области относительно
небольших энергий. С ростом энергии электрона при торможении его в поле ядра
возникает тормозное излучение и растут радиационные потери (требуется защита и от
электронов и от рентгеновского излучения).
Повреждающее действие излучений на биологическую ткань находится в прямой
зависимости от удельной ионизации - числа пар ионов, образующихся на единице пути
пробега частицы. Этот показатель связан с линейной передачей энергии (ЛПЭ) величиной энергии, теряемой заряженной частицей на единицу длины пробега.
Что касается характера облучаемой среды, то пробег заряженных частиц в среде будет
тем меньше, чем больше в ней концентрация электронов. Более высокой концентрацией
электронов обладают атомы тяжелых элементов, и это обстоятельство учитывается при
выборе материалов для защиты от непосредственно ионизирующего (корпускулярного)
излучения.
Корпускулярное косвенно ионизирующее излучение (поток нейтронов)
взаимодействует ввиду отсутствия заряда только с ядрами облучаемой среды при
непосредственном контакте с ними. Результатом взаимодействия, сопровождающегося
передачей энергии среде и ослаблением нейтронного потока, является образование
непосредственно и косвенно ионизирующего излучения с уменьшенными по сравнению
с исходными величинами энергии. Полного поглощения нейтронов (в отличие от
заряженных частиц) в среде не происходит, нейтронный поток ослабляется по
экспоненциальному закону.
Основными типами взаимодействия нейтронов с облучаемой средой являются упругое и
неупругое рассеяние, радиационный захват и реакции деления ядер. В результате
действие нейтронов обуславливается вторичным излучением, которое может быть
как корпускулярным, так и фотонным. Рассмотрим подробнее эти процессы.
Упругое рассеяние заключается в том, что нейтрон, обладающий определенным
запасом энергии, при столкновении с ядром атома передает ему часть энергии, а сам
изменяет направление своего движения. Суммарная энергия нейтрона и ядра до и после
взаимодействия не изменяется, причем, чем больше масса неподвижного ядра по
сравнению с массой движущегося нейтрона, тем меньшая доля энергии будет ему
передана при столкновении. При равных массах сталкивающихся объектов (например, с
24
ядром водорода) движущееся тело (в данном случае нейтрон) будет терять в среднем
половину своей энергии. Ядро атома, получившее дополнительную энергию ("ядро
отдачи"), производит ионизацию. В процессе упругого рассеяния энергия нейтрона
последовательно уменьшается и достигает значения, равного примерно 0,025 эВ, что
соответствует энергии теплового движения атомов и молекул среды. В связи с этим
такие нейтроны называются тепловыми. В последующем происходит реакция
радиационного захвата - поглощение теплового нейтрона ядром одного из атомов среды
с выделением избытка энергии в виде гамма-излучения и образованием изотопа
исходного нуклида, как правило, радиоактивного.
Неупругое рассеяние происходит путем поглощения нейтрона ядром, но с
последующей ядерной реакцией того или иного типа с выделением альфа-частицы или
протона и образованием ядра нового нуклида. После поглощения нейтрона ядром
возможна также реакция с выделением нейтрона меньшей энергии, гамма-излучения и
образованием ядра исходного нуклида.
Вероятность того или иного типа взаимодействия зависит от энергии нейтронов и
характера ядер атомов облучаемой среды. По уровню энергии нейтроны условно могут
быть разделены на:

медленные: холодные, тепловые и надтепловые (с энергией от 0,025 до нескольких
эВ);

резонансные (до 500 эВ);

промежуточные (0,5 эВ - 0,5 МэВ);

быстрые (быстрые, очень быстрые и сверхбыстрые) с энергией от 0,5 до 300 МэВ и
более.
Разной энергии соответствует и разная скорость полета, которая у медленных (тепловых)
нейтронов составляет около 2200 м/с, тогда как скорость нейтронов с энергией в 1 МэВ
достигает 14000 км/с.
Для нейтронов с энергией от 200 кэВ до 20 МэВ доминирующим является упругое
рассеяние, эффективность которого в отношении потери энергии нейтронами находится
в обратной зависимости от массы ядер атомов облучаемой среды. Так, при каждом акте
упругого рассеяния на ядрах водорода нейтрон теряет в среднем 50% энергии, на ядрах
углерода (более тяжелого нуклида) - от 14 до 17%.
Для того чтобы быстрый нейтрон с энергией в 1 МэВ стал тепловым (медленным) с Еn =
0,025 эВ, необходимо, чтобы в течение 10-6с произошло его столкновение с 25 ядрами
водорода, 100 ядрами углерода или с 2100 ядрами урана. В связи с этим в качестве
замедлителей быстрых нейтронов используют материалы, содержащие преимущественно
легкие элементы (водород, бор, углерод и другие). Чаще всего в качестве таких
материалов применяют воду, пластмассы, парафин.
Для нейтронов с энергией 0,5 эВ - 200 кэВ, наиболее характерно неупругое рассеяние,
происходящее, как правило, на ядрах атомов элементов середины и конца
Периодической системы Д.И.Менделеева.
Тепловые нейтроны с энергией до 0,5 эВ подвергаются главным образом радиационному
захвату, причем ядра атомов ряда химических элементов отличаются избирательно
высокой способностью поглощать тепловые нейтроны (бор, бериллий, кадмий, европий
25
и некоторые другие), что используется в построении биологической защиты и системах
управления ядерным реактором.
Фотонное ионизирующее излучение (гамма, рентгеновское), проходя через среду,
взаимодействует преимущественно с электронными оболочками. В незначительной мере
имеет место также взаимодействие с электрическим полем и нуклонами ядер. В
результате этих процессов энергия фотонного излучения убывает по экспоненциальному
закону, преобразуясь в кинетическую энергию электронов, которые и производят
ионизацию в облучаемой среде.
Энергия гамма-квантов различных гамма-излучателей колеблется от 0,01 (мягкие гаммалучи) до 3 МэВ (жесткие) и редко достигает величины 5-6 МэВ. Гамма-источники
практически не бывают моноэнергетическими. Однако "набор" различных величин
энергии для каждого источника постоянен и образует дискретный спектр излучения.
Так как гамма-излучение равномерно и прямолинейно распространяется во все стороны,
то акты первичной ионизации встречных атомов реализуются в случае столкновения
кванта с одним из орбитальных электронов и поэтому возможны значительно реже, чем,
например, при облучении альфа-частицами. Электрон, выбитый квантом при ионизации,
в свою очередь уже ионизирует другие встречные атомы, и такая вторичная ионизация
по частоте значительно превосходит первичную. В зависимости от атомного номера
облучаемого вещества и от величины энергии гамма-квантов их взаимодействие с
атомами вещества происходит по-разному.
Мягкое гамма-излучение с энергией до 0,05 МэВ преимущественно вызывает
фотоэффект, излучение с энергией от 0,05 до 1 МэВ - комптоновский эффект, а жесткое
(более 1,02 МэВ) - образование пар электрон-позитрон.
Фотоэффект (фотоэлектрическое поглощение) заключается в полном поглощении
энергии гамма-кванта каким-либо орбитальным электроном (чаще всего электроном Кслоя). Часть энергии кванта при этом затрачивается на преодоление энергии связи
электрона с ядром, а остаток ее сообщается выбиваемому электрону ("электрон отдачи"),
который покидает оболочку атома и на своем пути ионизирует атомы и молекулы
вещества. На освободившееся место в орбите К-слоя перескакивает электрон L-слоя,
причем разность энергии высвечивается квантом рентгеновского излучения. На L-слой
перескакивает электрон М-слоя и т.д. Вероятность фотоэффекта возрастает с
увеличением атомного номера элемента примерно пропорционально Z4. С увеличением
же энергии фотонного излучения вероятность фотоэффекта быстро падает.
Томмпсоновское рассеивание называется упругим рассеиванием гамма-излучения. Т.е.
квант меняет направление распространения без изменения энергии. Наблюдается в тех
же областях энергий, что и фотоэффект.
Комптоновский эффект (комптоновское или некогеррентное рассеяние) возникает
тогда, когда гамма-квант выбивает с внешней оболочки атома орбитальный электрон,
передавая ему часть своей энергии, а сам продолжает движение в несколько ином
направлении (рассеивается под некоторым углом). После нескольких актов
комптоновского рассеяния при уменьшении энергии кванта до 0,05 МэВ происходит его
фотоэлектрическое поглощение. Выбитые с орбит электроны производят вторичную
ионизацию других атомов.
Вероятность рассеяния возрастает пропорционально концентрации электронов в
веществе, которая постоянна у легких (за исключением водорода) и средних элементов и
несколько снижается у тяжелых.
26
Образование пар (электрон-позитронных) происходит при пролете гамма-кванта вблизи
ядра атома. Под воздействием электрического поля ядра он превращается в пару частиц:
электрон и позитрон. Последний, встретившись с любым свободным или орбитальным
электроном, немедленно с ним аннигилирует, "уничтожается" с образованием двух
гамма-квантов меньших энергий, которые в дальнейшем претерпевают комптоновское
превращение или фотоэлектрическое поглощение.
Образование пар может происходить только в том случае, когда энергия фотона больше
суммы энергий, взаимосвязанных с массой покоя электрона и позитрона, равных по
0,511 МэВ, т.е. при энергии фотона больше 1,02 МэВ. Вероятность образования пар
растет с увеличением энергии фотона и атомного номера элемента-поглотителя
пропорционально Z2.
Вероятность попадания гамма-кванта в орбитальный электрон атома поглотителя
невелика и, следовательно, плотность первичной и вторичной ионизации, вызываемой
гамма-квантами, очень мала См. таблицу ЛПИ, ЛПЭ. Поскольку уменьшение энергии
гамма-излучения в веществе на единицу пути относительно невелико, то оно обладает
сильной проникающей способностью.
Ослабление гамма-излучения тем сильнее, чем меньше энергия квантов и больше объем,
плотность и порядковый номер поглотителя и, следовательно, количество орбитальных
электронов. Поэтому при выборе материалов для защиты учитывают, что ослабление
гамма-излучения наиболее эффективно происходит в веществах, содержащих тяжелые
элементы, поскольку они имеют большое количество электронов на оболочках.
Эффективность различных защитных материалов оценивают через слой половинного
ослабления гамма-излучения, который, в частности, для гамма-квантов с энергией 2,5
МэВ в воздухе составляет 200 м, в свинце - 1,8 см, в бетоне - 10 см, а в дереве - 25 см.
Материалы для защиты от излучения выбираются с учетом вида излучения и
особенностей его взаимодействия с облучаемой средой Толщина экрана определяется
проникающей способностью излучения.
1. Альфа-излучение. Так, для защиты от большинства альфа-частиц достаточно
воздушной прослойки в 9-10 см. Полностью защищает от них кожу одежда, обувь,
резиновые перчатки.
2. Бета-излучение. Пробег Бета -частиц в облучаемой среде зависит от их энергии, а
также от вещества среды. При энергии до 3 МэВ, что соответствует максимуму энергии
Бета -частиц, испускаемых наиболее распространенными радионуклидами,
необходимая толщина защитного экрана из воды составляет 1,5, алюминия - 0,69,
железа - 0,25 см. Если Бета -излучение достигает большой интенсивности, то
появляется достаточно мощное тормозное рентгеновское излучение, от которого
требуется защита в виде тяжелых материалов (как для гамма- излучения).
При определении толщины экранов от Бета -излучения и рентгеновских лучей
необходимо учитывать спектральный состав излучения, мощность источника, а также
расстояние, на котором находится персонал, и время пребывания его в сфере
воздействия излучения.
3. Гамма-излучение. Лучшими материалами для защиты от гамма- и рентгеновского
излучения являются элементы с большим порядковым номером: ртуть, свинец, уран.
Но в связи с большой стоимостью таких материалов, наряду с ними широко
используется железо, просвинцованное стекло, бетон, баритобетон, вода и другие, а
также их комбинации. Толщина таких экранов значительно возрастает по сравнению со
27
свинцом и ураном. Бетон, железобетон, кирпич в качестве защитных экранов
используются чаще тогда, когда они являются одновременно и строительными
конструкциями. Там, где в техническом отношении толщина экрана не имеет особого
значения, используется такой дешевый защитный материал как вода.
3. Нейтроны. Сложный процесс взаимодействия нейтронов с веществом требует и
более сложной защиты. Защита от быстрых нейтронов оказывается весьма
затруднительной, поскольку их поглощение материалами происходит плохо.
Значительно лучше поглощаются тепловые, медленные и резонансные нейтроны. В
связи с этим защита от нейтронов строится послойно. Первый слой, где происходит
замедление быстрых нейтронов, состоит из элементов с малой атомной массой
(водородсодержащие вещества): вода, парафин, полиэтилен, бетон, гидриды металлов и
др. Второй слой предназначен для поглощения тепловых нейтронов и содержит
элементы с широким сечением захвата нейтронов: бор, кадмий, гафний, европий и
другие (часто для поглощения замедленных нейтронов требуется слой кадмия в
десятые доли миллиметра). Наконец, для ослабления гамма-излучения,
сопровождающего процесс поглощения нейтронов, предусматривается третий слой,
состоящий из тяжелых металлов или эквивалентных им материалов.
"Защита экранами" является часто предпочтительным, а иногда и единственно
возможным способом, например при перевозке радионуклидов различными видами
транспорта, когда трудно или невозможно использовать какой-либо иной способ
защиты, кроме экранов. Для закрытых радионуклидных источников и устройств,
генерирующих ИИ (рентгенаппараты, ускорители), система защиты состоит из местной
и стационарной. Сам источник размещается в защитном кожухе (местная защита) с
окном для пропускания излучения только в нужном направлении. Элементами местной
защиты являются также диафрагма, ограничивающая и формирующая поле облучения,
и тубус, ограждающий от рассеянного излучения, которое возникает по краям
выходного окна и в диафрагме. В радионуклидных закрытых источниках (с
постоянным излучением) защитный кожух должен обеспечивать ослабление излучения
до допустимых уровней и в период хранения источника. Стационарная защита
обеспечивается стенами, перекрытиями, дверью или лабиринтным входом и
смотровым окном.
Таблица 16.1 Мощность эквивалентной дозы, используемая при
проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения (ОСП-72/87)
Проектная
Категория
Продолжительность Назначение помещений и
мощность
облучаемых
облучения, ч/год
территории
дозы,
лиц
мбэр/ч
Помещения постоянного
1700
1,4
пребывания персонала.
А
Помещения, в которых персонал
850
пребывает не более половины
2,9
рабочего времени
Помещения учреждения и
территория санитарно-защитной
2000
0,12
Б
зоны, где находятся лица,
относящиеся к категории Б
28
880
Любые помещения (в том числе
жилые) и территория в пределах
зоны наблюдения
0,03
В тех случаях, когда по условиям работы создать эффективную стационарную и (или)
местную защиту не представляется возможным, для обеспечения безопасности
персонала используют защиту расстоянием (с применением манипуляторов, длинных
захватов, держателей, выносных пультов управления) и временем (с ограничением
времени работы).
Действие излучения на биологические ткани
Физическая стадия поглощения излучения (передачи энергии) происходит очень
быстро (за 10-14сек.). Далее начинаются превращения, вызванные поглощенной
энергией.
Воздействие ионизирующего излучения на ткани организма
Первичные физико-химические изменения. Свободные электроны, и
ионизированные атомы и возбужденные атомы в течение следующих 10-9
сек. участвуют в сложной цепи реакций, в результате которых образуются
новые молекулы, включая и такие чрезвычайно реакционноспособные, как
"свободные радикалы".
Химические изменения. В течение следующих 10-6 секунды
образовавшиеся свободные радикалы реагируют до образования
устойчивых соединений как друг с другом, так и с другими молекулами и
через цепочку реакций, которые могут идти по разным механизмам и могут
вызвать химическую модификацию важных в биологическом отношении
молекул, необходимых для нормального функционирования клетки.
Биологические эффекты. Биологические изменения могут произойти как
через несколько секунд, так и через десятилетия после облучения и явиться
причиной гибели клеток, или такие изменения в них могут привести к раку.
Различают прямое и косвенное действие радиации.
Прямое действие радиации это действие непосредственно на молекулы
органических молекул. В результате образуются высокоактивные радикалы,
несвойственные живым организмам, что в дальнейшем приводит к нарушению
биохимических процессов. Например, при действии на аминокислоты происходит в
основном дезаминирование (отрыв аминогруппы) с образованием аммиака и
формальдегида и разрывы пептидных связей. При воздействии на белки (в том числе и
ферменты) происходит их денатурация (потеря структуры). При воздействии на липиды,
углеводы и другие органические молекулы, также нарушается их обычная структура и
образуются различные свободные радикалы. При этом в клетке наблюдаются нарушения
физико-химических процессов, изменяется вязкость и др. физические характеристики
биологических растворов, что сопровождается изменением структуры поверхности
клетки и проницаемости мембран. По теории предполагается, что не вся клетка
чувствительна к облучению. В каждой клетке имеется чувствительный участок «мишень», которая воспринимает действие ионизирующего излучения. Установлено, что
особо чувствительны к действию радиации хромосомы ядер и цитоплазма.
Непрямое действие ионизирующего излучения объясняется механизмом
радиолиза воды. Как известно, вода составляет около 80% массы всех органов и тканей
человеческого организма. При ионизации воды образуются радикалы, обладающие как
29
окислительными, так и восстановительными свойствами. Наибольшее значение из них
имеют атомарный водород (Н), гидроксид(НО2), перекись водорода (Н202).
Например, свободные окисляющие радикалы вступают в реакцию с ферментами,
содержащими сульфгидрильные группы (SH), которые превращаются в неактивные
дисульфидные соединения (S==S). В результате этих реакций и превращений нарушается
каталитическая активность важных ферментных систем, регулирующих все
биохимические процессы в организме. Количество ДНК и РНК в ядрах клеток резко
снижается, нарушается процесс их обновления. Изменения биохимизма ядер при этом
морфологически выражаются в виде различных нарушений структуры хромосом, а
следовательно, и всей генетической системы.
В результате нарушения обменных процессы, в организме накапливаются чуждые
для организма вещества, такие, как гистаминоподобные, токсические аминокислоты. Все
это усиливает биологическое действие ионизирующего излучения и способствует
интоксикации организма.
В формировании биологического эффекта определенное значение имеет тот факт,
что ионизирующие излучения оказывают специфическое - повреждающее действие на
радиочувствительные ткани и органы (стволовые клетки кроветворной ткани, эпителий
яичек, тонкого кишечника и кожи) и неспецифическое - раздражающее действие на
нейроэндокринную и нервную системы. Доказано, что нервная система обладает высокой
функциональной чувствительностью к радиации даже в малых дозах.
Для снижения действия радиации используются два вида терапии:
a. Общее укрепление организма (витамины, микроэлементы).
b. Препараты связывающие свободные радикалы в устойчивые комплексы и
выводящие их из организма.
Действие больших и малых доз
Считается, что радиация в любых дозах очень опасна. Ее влияние на живой организм
может носить как и позитивный характер: использование в медицине, так и негативный:
лучевая болезнь. Результаты экспериментального облучения показывают, что наиболее
чувствительны к действию радиации млекопитающие, за ними следуют птицы, рыбы,
пресмыкающиеся и насекомые. Чувствительность растений к излучению варьируется в
самых широких пределах, частично совпадая с показателями для животных. Менее всего
чувствительны к высоким дозам радиации мхи, лишайники, водоросли и микроорганизмы,
в частности бактерии и вирусы. Сравнительная чувствительность организмов
представлена на рисунке (по материалам отчета Научного комитета ООН по действию
атомной радиации, 1996 г.). Облучение может вызвать нарушения обмена веществ,
инфекционные осложнения, лейкоз и злокачественные опухоли, лучевое бесплодие,
30
лучевую катаракту, лучевой ожог, лучевую болезнь.
Детерминированные радиационные эффекты
Детерминированные (нестохастические) радиационные эффекты называют также
пороговыми, поскольку они возникают при облучении в дозах, превышающих
определенный, конкретный для соответствующего эффекта порог и развиваются у
каждого человека, подвергшегося такому радиационному воздействию. К ним относятся
ближайшие соматические эффекты, возникающие непосредственно после облучения
(спустя часы, недели, месяцы): лучевая реакция, острая и хроническая лучевая болезнь
разной степени тяжести, лучевые ожоги.
Кроме того, выделяют отдаленные (соматические) последствия в виде нарушений
здоровья, развивающихся спустя годы и даже десятилетия, в частности радиационную
катаракту, расстройство функции воспроизводства, склеротические и дистрофические
изменения разных тканей и другие. Характер и тяжесть детерминированного эффекта
вплоть до летального исхода прямо зависят от величины дозы облучения.
Определенное значение имеют, кроме того, индивидуальные особенности и исходное
состояние организма человека, подвергшегося радиационному воздействию, а также
условия облучения: режим сообщения дозы (однократное или протяженное во времени),
размещение источника ИИ относительно тела человека (внешнее, внутреннее или
сочетанное облучение), масштабы облучения (общее или локальное, равномерное или
неравномерное) и пр. Принято считать, что детерминированные эффекты возникают
при облучении в дозах более 0,5-1,0 Гр.
31
Пороговые дозы возникновения различных нестохастических эффектов для разных
органов и тканей в наиболее обобщенном виде представлены в публикации 26 МКРЗ и в
докладе Научного комитета по действию атомной радиации (НКДАР ООН) 1982 года.
Установленный предел эквивалентной для предотвращения детерминировааных
эффектов составляет 0,15 Зв для хрусталика и 0,5 Зв для всех остальных органов.
Острые лучевые поражения возникают после однократного или повторных (в течение
нескольких суток) воздействий ИИ в массивных дозах.
При однократном облучении всего тела в дозе до 0,25 Гр (25 рад) каких-либо изменений
в организме не наблюдается, однако хромосомный анализ может указать на повышение
частоты аберрантных клеток костного мозга.
При дозе 0,25-0,50 Гр (25-50 рад) внешние признаки лучевого поражения обычно
отсутствуют, однако могут наблюдаться быстро проходящие изменения крови.
Облучение в дозе 0,5-1,0 Гр (50-100 рад) приводит к лучевой реакции с
кратковременным снижением числа тромбоцитов и лейкоцитов на 4-6-й неделе и
появлению астенического синдрома без существенной потери работоспособности.
Более высокие дозы ИИ (выше 1 ГР) вызывают острую лучевую болезнь (табл. 1). Форму
острой лучевой болезни определяют величина дозы излучения, ведущие
патогенетические процессы и соответствующие клинические проявления.
Таблица 1. Ожидаемые последствия острого воздействия ИИ на организм
Доза излучения, Форма острой
Гр (рад)
лучевой болезни
0,5 - 1 (50-100)
1 - 2 (100-200)
2 - 4 (200-400)
4 - 6 (400-600)
6 - 10 (600-1000)
10-50 (1-5 тыс.)
50-80 (5-8тыс.)
80-100 (8-10 тыс.)
Лучевая реакция
Костномозговая
Костномозговая
Костномозговая
Костномозговая
Желудочно-кишечная
Токсемическая
Церебральная
Степень
тяжести
%
Сроки
смертельных смертельных
исходов
исходов
Легкая
Средня
20
Тяжелая
50
Крайне-тяжелая 100
100
100
100
до 1,5 мес
до 1 мес
до 2 нед
до 1,5 нед
до 1 нед
Первые часы
Стохастические радиационные эффекты.
Отдаленные эффекты воздействия радиации на человека обычно делятся на две категории:
1) Соматические (телесные) - возникающие в организме человека, который подвергался
облучению.
2) Генетические - связанные с повреждением генетического аппарата и проявляющиеся
в следующем или последующих поколениях: это дети, внуки и более отдаленные потомки
человека, подвергшегося облучению.
Выявление возможных соматических и генетических последствий действия
радиации особенно актуально при облучении малыми дозами (единицы, десятки
мЗв).
Полученные статистические данные об эффетах облучения малыми дозами послужили
основанием для выделения другой разновидности биологических эффектов ИИ -
32
стохастических (вероятностных) беспороговых эффектов излучения. Помимо
злокачественных опухолей различных органов и тканей, к ним относятся лейкозы, а
также уродства у плода и мутагенные (генетические) дефекты. Подобные эффекты
делятся на соматико-стохастические (радиационный канцерогенез, лейкозы, нарушения
органогенеза у плода) и генетические эффекты (т.е. безвредные для данного человека, но
опасные для его потомства). Генетические эффекты возникают в том случае, если
поврежденный ген соединится с геном, имеющим такое же повреждение. Вероятность
появления генетических радиационных эффектов растет с увеличением дозы излучения,
числа лиц всей популяции, подвергающихся облучению, и количества браков между
облученными людьми. Однако представления о возможности развития наследственных
болезней от радиационного воздействия базируются главным образом на результатах
радиобиологических экспериментов с использованием животных. В натурных
наблюдениях за большими контингентами людей, подвергшихся повышенному
облучению, прямых доказательств они не получили
Сложность решения этой задачи обусловлена тем, что до настоящего времени мировая
наука не располагает точной и исчерпывающей информацией о биологических эффектах
малых доз ИИ. Абсолютной истиной является лишь невозможность появления
детерминированных пороговых эффектов вследствие воздействия излучения в
малых дозах.
Недостаточность прямых данных, позволяющих оценить в интересах гигиенического
нормирования ИИ риск стохастических эффектов излучения в области малых доз,
вызвала необходимость условно распространить на нее закономерности развития таких
эффектов при высоких уровнях радиационного воздействия. Таким образом, в основе
гигиенического нормирования ИИ лежит концепция линейного беспорогового
воздействия радиации, в соответствии с которой любые малые дозы облучения, в том
числе и обусловленные естественным радиационным фоном, не являются безопасными,
и, следовательно, необходимо учитывать беспороговые, или стохастические,
радиационные эффекты, которые они вызывают.
Соответствующие коэффициенты линейной связи между дозой об
лучения и различными стохастическими эффектами устанавливают
на основе известных данных о случаях смерти в результате возникновения
злокачественных опухолей и генетических дефектов в первых
двух поколениях потомства облученных лиц при больших дозах.
Благодаря этой концепции появилась возможность, линейно экстраполируя к нулю
выход стохастических эффектов излучения от того уровня, при котором они достоверно
определяются, рассчитать вероятность их появления для области малых доз. Если
известна доза облучения, то индивидуальная вероятность смерти в соответствии с
концепцией R=r*H.
Коэффициенты риска установлены при выявлении смертельного канцерогенеза
вызванного облучением больших доз (порядка 1 Зв) контрольных групп (наблюдения за
населением в зоне ядерных ипытаний или аварийных выбросов) установлены
следующие:
Орган, ткань
Красный костный мозг
Костная ткань
Легкие
Молочная железа
Щитовидная железа
Риск, Зв-1
2•10-4
5•10-4
2•10-4
2,5•10-4
5•10-4
33
Остальные органы*
ВСЕГО
5•10-4
1,25•10-2
Данные по генетическим последствиям облучения весьма неопределенны.
Ионизирующее излучение может порождать жизнеспособные клетки, которые будут
передавать то или иное изменение из поколения в поколение. Однако анализ этот
затруднен, так как примерно 10% всех новорожденных имеют те или иные генетические
дефекты и трудно выделить случаи, обусловленные действием радиации. Средний
индивидуальный риск смерти в результате генетических деффектов при малых дозах
установлен в эксперименах на животных и очень относителен. Его принимают 0, 45 *10 -2
Исследования в области действия малых доз до сих пор продолжаются.
Итого, общий индивидуальный риск заболевания со смертельным исходом — 1,65* 10-2
В результате выработаны нормы радиационной безопасности (НРБ-99), отражающие
действительную роль ионизирующих излучений с точки зрения их вреда для здоровья
человека. При этом необходимо помнить, что норматив всегда является результатом
компромиса между риском и выгодой.
Предельно допустимые дозы облучения
Федеральный закон
"О санитарно - эпидемиологическом благополучии
населения" N 52-ФЗ от 30.03.99
"...Государственные санитарно - эпидемиологические правила и нормативы нормативные правовые акты, устанавливающие санитарно - эпидемиологические
требования (в том числе критерии безопасности и (или) безвредности факторов среды
обитания для человека, гигиенические и иные нормативы), несоблюдение которых создает
угрозу жизни или здоровью человека, а также угрозу возникновения и распространения
заболеваний..." (Статья 1).
"Критерии безопасности и (или) безвредности условий работ с источниками физических
факторов воздействия на человека, в том числе предельно допустимые уровни
воздействия, устанавливаются санитарными правилами" (Статья 27).
"Соблюдение санитарных правил является обязательным для граждан, индивидуальных
предпринимателей и юридических лиц" (Статья 39).
"За нарушение санитарного законодательства устанавливается дисциплинарная,
административная и уголовная ответственность" (Статья 55).
Федеральный закон
"О радиационной безопасности населения"
N 3-ФЗ от 09.01.96
"Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и
будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего
излучения" (Статья 1).
34
"Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства,
проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную
безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по
предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего
излучения выше установленных норм, правил и нормативов" (Статья 22).
1.2. Правила являются обязательными для исполнения на территории Российской
Федерации всеми юридическими лицами, независимо от их подчиненности и формы
собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также
для администрации субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан
Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на
территории Российской Федерации.
1.3. Правила распространяются на все организации, проектирующие, добывающие,
производящие, хранящие, использующие, транспортирующие, перерабатывающие и
захоранивающие радиоактивные вещества и другие источники излучения, организации,
осуществляющие монтаж, ремонт и наладку приборов, установок и аппаратов, действие
которых основано на использовании ионизирующего излучения, и устройств,
генерирующих ионизирующее излучение, а также организации, от деятельности которых
зависит уровень облучения людей природными источниками излучения, и организации,
выполняющие работы на территории, загрязненной радиоактивными веществами.
1.4. Правила являются обязательными при проектировании, строительстве, эксплуатации,
реконструкции, перепрофилировании и выводе из эксплуатации радиационных объектов.
1.5. Настоящими правилами должны руководствоваться в своей работе органы
исполнительной власти, уполномоченные осуществлять государственный надзор и
контроль в области обеспечения радиационной безопасности (далее - органы надзора за
радиационной безопасностью), специальные службы, осуществляющие контроль за
безопасностью.
1.6. Нормативные правовые акты в области обеспечения радиационной безопасности,
принимаемые федеральными органами исполнительной власти, органами исполнительной
власти субъектов Российской Федерации, органами местного самоуправления, решения
юридических лиц по указанным вопросам, государственные стандарты, строительные
нормы и правила, правила охраны труда, ветеринарные правила не должны противоречить
положениям настоящих правил.
Статья 9. Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Устанавливаются следующие основные гигиенические нормативы (допустимые пределы
доз) облучения на территории Российской Федерации в результате использования
источников ионизирующего излучения:
- для населения средняя годовая эффективная доза равна 0,001 зиверта или эффективная
доза за период жизни (70 лет) - 0,07 зиверта; в отдельные годы допустимы большие
значения эффективной дозы при условии, что средняя годовая эффективная доза,
исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 0,001 зиверта;
- для работников средняя годовая эффективная доза равна 0,02 зиверта или эффективная
доза за период трудовой деятельности (50 лет) - 1 зиверту; допустимо облучение в
годовой эффективной дозе до 0,05 зиверта при условии, что средняя годовая
эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 0,02
35
зиверта.
ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА
ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ (ОСПОРБ-99) САНИТАРНЫЕ
ПРАВИЛА СП 2.6.1.799-99
4. Общие положения
4.1. Основные принципы обеспечения радиационной
безопасности
Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды
считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной
безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной
защиты, установленные Федеральным законом "О радиационной безопасности населения"
N 3-ФЗ от 09.01.96 (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст.
141), НРБ-99 и действующими санитарными правилами.
Контроль за реализацией основных принципов должен осуществляться путем проверки
выполнения следующих требований:
4.1.1. Принцип обоснования должен применяться на стадии принятия решения
уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и
радиационных объектов, выдаче лицензий и утверждении нормативно - технической
документации на использование источников излучения, а также при изменении условий
их эксплуатации (Приложение 1).
В условиях радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам
излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. При этом в качестве
величины пользы следует оценивать предотвращенную данным мероприятием дозу.
Однако мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками
излучения, должны проводиться в обязательном порядке.
4.1.2. Принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком и
достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных НРБ-99), так и
коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов
(Приложение 1).
В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие
уровни вмешательства, принцип оптимизации должен применяться к защитному
мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с
вмешательством.
4.1.3. Принцип нормирования, требующий непревышения установленных Федеральным
законом "О радиационной безопасности населения" и НРБ-99 индивидуальных пределов
доз и других нормативов радиационной безопасности, должен соблюдаться всеми
организациями и лицами, от которых зависит уровень облучения людей.
4.1.4. Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения,
регламентированными НРБ-99, вводится система дополнительных производных
36
нормативов от пределов доз в виде допустимых значений: мощности дозы, годового
поступления радионуклидов в организм и других показателей.
Поскольку производные нормативы при техногенном облучении рассчитаны для
однофакторного воздействия и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, то их
использование должно быть основано на условии непревышения единицы суммой
отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.
4.1.5. Для предупреждения использования установленного для населения предела дозы
только на один техногенный источник излучения или на ограниченное их количество
должны применяться квоты на основные техногенные источники облучения.
По отношению к облучению население делится на 3 категории.
Категория А облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица,
которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками
ионизирующих излучений.
Категория Б облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не
работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям
проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию
ионизирующих излучений.
Категория В облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или
области.
Для категории А вводятся предельно допустимые дозы (ПДД) - наибольшие значения
индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное
облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных
изменений, обнаруживаемых современными методами. Для категории Б определяется
предел дозы (ПД).
В НРБ-99 устанавливается три группы критических органов:
1 группа - все тело, гонады и красный костный мозг.
2 группа - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка,
желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением
тех, которые относятся к 1 и 3 группам.
3 группа - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.
Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице .
Таблица 1.
Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (мЗв/год).
Категории
лиц
Группы критических органов
1
Категория А, предельно допустимая доза 50
(ПДД)
2
150
3
300
Категория Б, предел дозы(ПД)
5
15
30
Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют
производные нормативы (допустимые уровни - ДУ мощности, активности и т.д.) и
контрольные уровни.
ДУ рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая
доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме
проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе.
37
Контрольные уровни (КУ) должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие
можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.
Для категории А (персонала) установлены:
- предельно допустимое годовое поступление ПДП радионуклида через органы
дыхания;
- допустимое содержание радионуклида в критическом органе ДСА;
- допустимая мощность дозы излучения ДМДА;
- допустимая плотность потока частиц ДППА;
- допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида в воздухе рабочей
зоны ДКА;
- допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей
ДЗА .
Для категории Б (ограниченной части населения) установлены:
- предел годового поступления ПГП радионуклида через органы дыхания или
пищеварения;
- допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида ДКБ в атмосферном
воздухе и воде;
- допустимая мощность дозы ДМДБ;
- допустимая плотность потока частиц ДППБ;
- допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей ДЗБ .
Численные значения допустимых уровней для категорий А и Б в полном объеме
содержатся в "Нормах радиационной безопасности" (НРБ-99).
ВЫПИСКА ИЗ НОРМ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-99)
1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99 (далее - Нормы) применяются для
обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего
излучения искусственного или природного происхождения.
1.3. Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения
на человека:
- в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;
- в результате радиационной аварии;
- от природных источников излучения;
- при медицинском облучении.
Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого
вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки
радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для
обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.
1.1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
- персонал (группы А и Б);
- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной
деятельности (В).
Основные пределы доз
Нормируемые
Пределы доз
величины*
население
персонал (группа А)**
Эффективная доза
20 мЗв в год в среднем за
1 мЗв в год в среднем за
любые последовательные любые последовательные
5 лет, но не более 50 мЗв в 5 лет, но не более 5 мЗв в
38
год
150 мЗв
год
15 мЗв
Эквивалентная доза за
год в хрусталике
глаза***
500 мЗв
50 мЗв
коже****
кистях и стопах
500 мЗв
50 мЗв
Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала
группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А.
ОСНОВНЫЕ ПРЕДЕЛЫ ДОЗ ЯВЛЯЮТСЯ БАЗОВЫМИ И ВСЕ ОСТАЛЬНЫЕ
УРОВЕНИ (ИХ ОЧЕНЬ МНОГО, НАПРИМЕР, ДОПУСТИМОЙ ОБЪЕМНОЙ (Бк/куб .м)
ИЛИ УДЕЛЬНОЙ АКТИВНОСТИ (Бк/кг) ДЛЯ ОТДЕЛЬНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ,
УСТАНАВЛИВАЮТСЯ ИСХОДЯ ИЗ НИХ. ПРЕДПОЛАГАЕТСЯ, ЧТО
УСТАНОВЛЕННЫЕ ПРЕДЕЛЫ ОБЕСПЕЧАТ ОСНОВНЫЕ ПРЕДЕЛЫ ДОЗ. ТАКИМ
ОБРАЗОМ, ВСЕ ПРЕДЕЛЬНЫЕ УРОВНИ УСТАНАВЛИВАЮТСЯ ИСХОДЯ ИЗ
ОБЕСПЕЧЕНИЯ ОСНОВНЫХ ДОЗОВЫХ ПРЕДЕЛОВ. КРОМЕ ОСНОВНЫХ
ДОЗОВЫХ ПРЕДЕЛОВ И ДОПУСТИМЫХ УРОВНЕЙ УСТАНАВЛИВАЮТСЯ
КОНТРОЛЬНЫЕ УРОВНИ ДЛЯ КАЖДОГО РАДИАЦИОННОГО ОБЪЕКТА ДЛЯ
ОБЕСПЕЧЕНИЯ ДОСТИГНУТОГО УРОВНЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ.
Выше контрольных уровней начинает срабатывать сигнализация и т.п.
Защита от ионизирующих излучений
Ниже предлагаются рекомендации общего характера по защите от
ионизирующего излучения разного типа.
От альфа-лучей можно защититься путём:

увеличения расстояния до ИИИ, т.к. альфа-частицы имеют
небольшой пробег;

использования спецодежды и спецобуви, т.к. проникающая
способность альфа-частиц невысока;

исключения попадания источников альфа-частиц с пищей, водой,
воздухом и через слизистые оболочки, т.е. применение противогазов,
масок, очков и т.п.
В качестве защиты от бета-излучения используют:

ограждения (экраны), с учётом того, что лист алюминия толщиной
несколько миллиметров полностью поглощает поток бета-частиц;

методы и способы, исключающие попадание источников бетаизлучения внутрь организма.
Защиту от рентгеновского излучения и гамма-излучения необходимо
организовывать с учётом того, что эти виды излучения отличаются большой
проникающей способностью. Наиболее эффективны следующие
мероприятия (как правило, используемые в комплексе):

увеличение расстояния до источника излучения;

сокращение времени пребывания в опасной зоне;

экранирование источника излучения материалами с большой
плотностью (свинец, железо, бетон и др.);
39

использование защитных сооружений (противорадиационных
укрытий, подвалов и т.п.) для населения;

использование индивидуальных средств защиты органов дыхания,
кожных покровов и слизистых оболочек;

дозиметрический контроль внешней среды и продуктов питания.
При использовании различного рода защитных сооружений следует
учитывать, что мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения
снижается в соответствии с величиной коэффициента ослабления (Косл).
Для населения страны, в случае объявления радиационной опасности
существуют следующие рекомендации.

УКРЫТЬСЯ В ЖИЛЫХ ДОМАХ. Важно знать, что стены
деревянного дома ослабляют ионизирующее излучение в 2 раза, а
кирпичного - в 10 раз. Погреба и подвалы домов ослабляют дозу
излучения от 7 до 100 и более раз .

ПРИНЯТЬ МЕРЫ ЗАЩИТЫ ОТ ПРОНИКНОВЕНИЯ В КВАРТИРУ
(ДОМ) РАДИАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ С ВОЗДУХОМ:
закрыть форточки, уплотнить рамы и дверные проёмы.

СДЕЛАТЬ ЗАПАС ПИТЬЕВОЙ ВОДЫ: набрать воду в закрытые
ёмкости, подготовить простейшие средства санитарного назначения
(например, мыльные растворы для обработки рук), перекрыть краны.

ПРОВЕСТИ ЭКСТРЕННУЮ ЙОДНУЮ ПРОФИЛАКТИКУ (как
можно раньше, но только после специального оповещения!). Йодная
профилактика заключается в приёме препаратов стабильного йода:
йодистого калия или водно-спиртового раствора йода. При этом
достигается 100%-ная степень защиты от накопления радиоактивного
йода в щитовидной железе.
Водно-спиртовой раствор йода следует принимать после еды 3 раза в
день в течение 7 суток:
- детям до 2 лет - по 1-2 капли 5%-ной настойки на 100
мл молока или питательной смеси;
- детям старше 2 лет и взрослым - по 3-5 капель на
стакан молока или воды.
Наносить на поверхность кистей рук настойку йода в виде сетки 1
раз в день в течение 7 суток.
Таблица 3.6
- Средние значения коэффициента ослабления дозы радиации
Наименование укрытий и транспортных средств или условия
расположения (действия) войск (населения)
Открытое расположение на местности
Заражённые траншеи, канавы, окопы, щели
Вновь отрытые траншеи, канавы, окопы, щели
Перекрытые траншеи, канавы, окопы и т.п.
ТРАНСПОРТНЫЕ СРЕДСТВА
Железнодорожные платформы
Автомобили, автобусы и крытые вагоны
Косл
1
3
20
50
1,5
2
40
Пассажирские вагоны
Бронетранспортёры
Танки
ПРОМЫШЛЕННЫЕ И АДМИНИСТРАТИВНЫЕ ЗДАНИЯ
Производственные одноэтажные здания (цехи)
Производственные и административные трёхэтажные здания
ЖИЛЫЕ КАМЕННЫЕ ДОМА
Одноэтажные (подвал)
Двухэтажные (подвал)
Трёхэтажные (подвал)
Пятиэтажные (подвал)
ЖИЛЫЕ ДЕРЕВЯННЫЕ ДОМА
Одноэтажные (подвал)
Двухэтажные (подвал)
В СРЕДНЕМ ДЛЯ НАСЕЛЕНИЯ
Городского
Сельского
3
4
10
7
6
10/40
15/100
20/400
27/40
2/7
8/12
8
4
Начать готовиться к возможной эвакуации
Подготовить документы и деньги, предметы, первой необходимости,
упаковать лекарства, минимум белья и одежды. Собрать запас
консервированных продуктов. Все вещи следует упаковать в
полиэтиленовые мешки.
Постараться выполнить следующие правила:

принимать консервированные продукты;

не пить воду из открытых источников;

избегать длительных передвижений по загрязненной территории,
особенно по пыльной дороге или траве, не ходить в лес, не купаться;

входя в помещение с улицы, снимать обувь и верхнюю одежду.
В случае передвижения по открытой местности используйте
подручные средства защиты:

органов дыхания: прикрыть рот и нос смоченными водой марлевой
повязкой, носовым платком, полотенцем или любой частью одежды;

кожи и волосяного покрова: прикрыть любыми предметами одежды,
головными уборами, косынками, накидками, перчатками.
3.5. Законодательные основы защиты населения от
радиации (зонирование)
В Российской Федерации принят ряд законодательных актов (федеральные
законы, указы Президента России и постановления Правительства России),
направленных на социальную защиту граждан, подвергшихся воздействию
радиации, вследствие катастроф, аварий и испытаний ядерного оружия. Так,
например, 18 июня 1992 г. принят Федеральный Закон "О социальной
защите граждан, подвергшихся воздействию радиации, вследствие
катастрофы на Чернобыльской АЭС".
41
Позднее подобные законы были приняты в отношении граждан,
подвергшихся радиационному воздействию, вследствие ядерных испытаний
на Семипалатинском полигоне; граждан, подвергшихся воздействию
радиации, вследствие аварии в 1957 г. на производственном объединении
"Маяк" и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча и некоторых других
категорий граждан России.
Кроме социальных льгот и компенсаций данные законодательные акты дают
определение радиоактивного загрязнения территорий и регламентируют
необходимые мероприятия в отношении граждан, проживающих или
проживавших на них (табл. 3.7).
Таблица 3.7
- Законодательные мероприятия Российской Федерации,
связанные с радиоактивным загрязнением территорий
Уровни (плотность)
Режим загрязненной радиоактивного
территории
заражения(сверх естественного
фона)
Мероприятия
Зона отчуждения
30-километровая зона
вокруг ЧАЭС. Запрещено
постоянное проживание
Зона отселения
Зона проживания с
правом отселения
Зона проживания с
предоставлением
социальных льгот
Различный в различных точках
Плотность загрязнения почвы
Производится отселение
цезием-137 свыше 15 Ки/км2или
населения, для
стронцием-90 свыше 3 Ки/км2 или
оставшихся
плутонием-239 свыше 0,1 Ки/км
обеспечивается
2
или риск получить эквивалентную
медицинский контроль
дозу за год более 5,0 мЗв (0,5 бэр)
Плотность загрязнения почвы
Обеспечивается
цезием-137 от 5 до 15 Ки/км2 или
медицинский контроль и
риск получить годовую
проводятся защитные
эквивалентную дозу более 1 мЗв
мероприятия.
(0,1 бэр)
Плотность загрязнения почвы
Обеспечивается
цезием-137 от 1 до 5 Ки/км2 при
медицинский контроль.
среднегодовой эквивалентной дозе Обеспечение более
облучения не более 1 мЗв
высокого уровня жизни.
Меры защиты
Меры радиационной защиты персонала и населения регламентируются нормами
радиационной безопасности (НРБ-99) и основными санитарными правилами (ОСП-72-87).
Меры защиты направлены на:
- предотвращение возникновения детерминированных эффектов путем ограничения
облучения дозой ниже порога возникновения этих эффектов (нормирование годовой
дозы);
- принятие обоснованных мер по снижению вероятности индуцирования отдаленных
стохастических последствий (онкологических и генетических) с учетом экономических и
социальных факторов.
Целью мер защиты является обеспечение высоких показателей здоровья населения,
которые включают: продолжительность жизни, интегральные по времени характеристики
физической и умственной работоспособности, самочувствие и функцию воспроизводства.
42
Меры защиты включают:
- снижение облучения населения от всех основных источников излучения;
- ограничение вредного действия на население нерадиационных факторов физической
и химической природы;
- повышение резистентности и антиканцерогенной защищенности жителей;
- медицинскую защиту населения;
- повышение уровня радиационно-гигиенических знаний населения, психологическую
помощь населению, помощь в преодолении преувеличенного восприятия опасности
радиации;
- формирование здорового образа жизни населения;
- повышение социальной, экономической и правовой защищенности населения.
В случаях аварийных ситуаций принимаются дополнительные меры защиты,
обеспечивающие снижение дозы облучения населения загрязненной территории и
включающие:
- отселение жителей (временное или постоянное);
- отчуждение загрязненной территории или ограничение проживания и
функционирования населения на этой территории;
- дезактивацию территории, строений и других объектов;
- систему мер в цикле сельскохозяйственного производства по снижению содержания
радионуклидов в местной растительной и животной пищевой продукции;
- нормирование, радиационный контроль и выбраковку сельскохозяйственных и
природных пищевых продуктов с последующей переработкой их в радиационно чистые
продукты, а также снабжение населения радиационно чистыми пищевыми продуктами;
- внедрение в практику специальных правил поведения жителей и ведения ими
приусадебного хозяйства.
Дополнительные меры также включают оптимизацию медицинского обслуживания
населения и снижение доз облучения от других источников, в частности за счет
ограничения поступления радона в жилые и производственные помещения.
43
СХЕМА ЯТЦ
Основные проблемы ЯТЦ (ядерно-топливного цикла связаны с образованием
опасных радиоактивных отходов) и риском радиационного загрязнения окружающей
среды в случае аварийного выброса отходов.
Риск аварийной ситуации снижается за счет специальной системы защиты.
Особенно важна дополонительная аварийная защита для реакторов РБМК, которые
удобнее в эксплуатации, но в случае отклонения параметров в системе могут начать
разгоняться. Избыточное тепло может привести к механическим взрывам и
рсплавлению активной зоны реактора. (в реакторе ВВЭР ядерная реакция затухает
при повышении температуры или давления). Ядерного взрыва в активной зоне
произойти не может так как недостаточны концентрации урана-235.
Под радиоактивными отходами принято понимать непригодные к использованию
в настоящее время и в будущем твердые и жидкие вещества, содержащие
радионуклиды с концентрацией, превышающей допустимый уровень.
Радиоактивные отходы, образующиеся на предприятиях ЯТЦ, имеют естественные
и искусственные радионуклиды. Состав первых радионуклидов определяется
продуктами распада уранового ряда, вторых — продуктами деления урана и
активацией ряда стабильных элементов.
При добыче и обогащении урановой руды образуются следующие отходы: твердые
— пустая порода, отходы потребления (отработавшее оборудование, лом и т. п.); жидкие
— шахтные и дренажные воды: пылегазообразные — вентиляционные выбросы из
подземных разработок. Твердые отходы добычи и обогащения руд (отвальные породы
и т. п.) являются источниками загрязнения окружающей среды, так как из них под
дёйствием атмосферных осадков вымываются уран, радий, полоний и другие
радиоактивные вещества. Эти отходы удаляют в выработанные шахты и карьеры.
Шахтные воды используются для производственных нужд при добыче и переработке
руд.
44
Источником радиоактивного загрязнения окружающей среды могут быть
«хвостохранилища» гидрометаллургических заводов по получению уранового
концентрата (урана-235 необходимой концентрации). Для предотвращения такого
загрязнения «хвостохранилище» после прекращения эксплуатации покрывается
слоем земли около 6 м, в результате такой защиты интенсивность выделения радона в
атмосферу снижается до фонового значения.
Наибольшую опасность для человека и окружающей среды представляют
радиоактивные отходы (высокая удельная активность), образующиеся в активной зоне
реактора при эксплуатации АЭС. Основная часть радионуклидов— 99,9 % среди всего
ЯТЦ — генерируется в твэлах (тепловыделяющие сборки) ядерных реакторов в виде
продуктов деления ядер урана и продуктов активации примесей, содержащихся в
теплоносителе первого контура. При нормальной работе АЭС только небольшая часть
радионуклидов проникает в окружающую среду с газообразными и жидкими отходами.
После выгрузки из реактора (работает несколько лет, пересавляется на разные
участки активной зоны для заданного распределения цепной ядерной реакции).
После выгрузки ТВЭЛ выдерживается в специальных емкостях в специальных
бассейнах на территории АЭС для снижения уровня радиации за счет
быстрораспадающихся изотопов (йод 131 и т.д.). Далее отработанное топливо
поступает на радиохимические заводы. На радиохимических заводах из
отработавших твэлов отделяют уран и плутоний от других продуктов деления. Для
этого твэлы механически разрезаются и обрабатываются азотной кислотой.
Образовавшиеся нитраты уранила и плутония экстрагируют трибутилфосфатом, а затем
раздельно их извлекают. Далее твердые отходы подлежат захоронению.
Жидкие радиоактивные отходы (пульпы, кубовые остатки, отработанные
ионообменные смолы и другие адсорбенты) переводятся в твердую фазу
остекловыванием. Для этого они временно собираются в накопительные емкости. В
дальнейшем эти отходы подлежат концентрированию следующими способами:
выпариванием, осаждением, фильтрацией, кальцинацией и т. п. с последующим
отверждением (включение в битумы, бетоны, стекло, синтетические материалы) и
захоронением в могильники.
Пример: Метод кальцинации состоит в том, что жидкие отходы высокой удельной
активности вначале выпаривают, а затем нагревают до 500—700 °С в спецаппаратах.
При этом образуется смесь окислов металлов в малом объеме Образовавшийся
кальцинат химически неустойчив, поэтому его связывают со стеклом, керамикой или
керметом.
Источниками твердых отходов на АЭС являются также детали технологического
оборудования реактора, инструменты, вышедшие из строя и имеющие наведенную
активность или загрязненные долгоживущими радионуклидами. К твердым отходам
относятся загрязненные радиоактивными веществами спецодежда, спецобувь, мусор, а
также жидкие отходы, переведенные в твердое состояние. Несжимаемые материалы и
предметы захоранивают в специально построенных могильниках. Отходы,
поддающиеся сжиганию, сжигают в замкнутых объемах, чтобы не загрязнять
атмосферного воздуха радиоактивными аэрозолями, образовавшуюся золу собирают в
контейнеры и отправляют в могильники.
Обращение со всеми перечисленными отходами зависит от удельной бетаактивности и мощности гамма излучения (см. таблицу) и подразделяется на три
группы.
45
Отходы I группы опасны при попадании внутрь организма человека,
II группы — представляют опасность как источник внешнего облучения,
III группы — опасны как источник внешнего облучения, имеющий высокую
удельную активность, требующий, кроме мощной радиационной защиты, охлаждения в
течение длительного времени.
Захоронение твердых и отвержденных радиоактивных отходов должно быть
организовано в специальных хранилищах. Твердые отходы I и II группы помещаются в
бетонные хранилища. III группа захоранивается в подземные гидроизоляционные
емкости, выполненные из нержавеющей стали и окруженные бетонной оболочкой. Для
контроля утечек вокруг могильника сооружают скважины. Для органических отходов
выделяются отдельные отсеки, снабженные вытяжной вентиляцией и системой
пожаротушения. Все работы, связанные с захоронением твердых радиоактивных
отходов, должны быть механизированы. При заполнении могильников отходами они
должны быть перекрыты бетонными плитами с последующим асфальтированием
поверхности. Мощность эквивалентной дозы от поверхности бетонных плит на
расстоянии 1 м не должна превышать 2,8-10-2 мЗв/ч. Для контроля могильника на
расстоянии 5—10 м сооружаются наблюдательные скважины.
В некоторых странах рассматривается возможность использования следующих
методов удаления высокоактивных радиоактивных отходов: захоронение на
морском дне или под ним; континентальных стабильных геологических формациях,
во льдах Антарктики или Гренландии, выброс отходов в космос; облучение
долгоживущих трансурановых элементов в реакторе.
При захоронении на морском дне или под ним предлагается выбирать
глубоководные впадины, удаленные от континента. При этом контейнеры
предполагается изготовлять двух типов: из нержавеющей стали и бетона или из
свинца и меди (титана).
Многие геологические формации — глинистые, скалистые породы, соляные породы—могут
быть использованы для надежного захоронения высокоактивных отходов. Чтобы
обеспечить коррозийную стойкость герметичных контейнеров их рекомендуют
изготавливать из свинца и титана. Соляные породы имеют высокую
гидронепроницаемость, отсутствия трещин, , целостности пластов соли, а также небольшую
трудоемкость в сооружении стволов, туннелей и полостей. Что касается предложения о
захоронении отходов в Антарктики, то Международная конвенция об охране Антарктиды
запретила захоронение радиоактивных отходов на этом континенте. Удаление отходов за
пределы земной атмосферы невозможно из-за высокой стоимости выведения груза.
Решение проблемы радиационно безопасного захоронения высокоактивных отходов
затрудняет присутствие в них трансурановых элементов (Рu, Аm, Сm), имеющих
большие периоды полураспада и высокую радиотоксичность. Это требует надежной
защиты от них и их изоляции на сроки порядка 104 лет и более. Радионуклиды Аm, Сm
трудно выделить из отходов как из-за их сложных химических соединений с другими
элементами, так и из-за отсутствия разделительных реагентов. Примесь Рu в отходах после
его экстрагирования составляет около 0,5 %.
46
Для удаления актиноидов из радиоактивных отходов можно использовать метод
облучения долгоживущих трансурановых элементов (ядерная трансмутация или
«пережог» альфа-активных радионуклидов) в реакторе. При этом методе указанные
радионуклиды превращаются в короткоживущие продукты деления. Для
«пережигания» актиноидов наиболее эффективны реакторы на быстрых
нейтронах, но особо перспективными будут термоядерные реакторы.
АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА РФ
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, 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.
В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов:
быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся
элементов.
47
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 горнообогатительных 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.
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.
Как уже указывалось, тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых
нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. Также в реакторе
имеется система управления им (на рисунке не показана), которая состоит из набора
стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой
активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из
соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты
или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в
опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга,
поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях
активной зоны.
Устройство различных типов ядерных реакторов
В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР
(Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности
Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром,
реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции,
отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут
заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего
СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной
Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в
Америке.
48
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 реактора 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 рисунке.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
49
(Мвт). Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает
радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы прокачивают воду через
реактор и теплообменник 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
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 рисОсновные технические
характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора - вертикальный цилиндр
диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см.рис.5). По периферии активной зоны, а
также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка
толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных
колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого
блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для
размещения технологических каналов и стержней СУЗ.
Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства
технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно
сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных
тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18
стержневых твэлов - трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм,
заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали
из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно
фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных
каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из
поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от
теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.
Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют
заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская,
Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.
50
ТЕРМОЯДЕРНЫЙ ИСТОЧНИК ЭНЕРГИИ
На Солнце термоядерные реакции происходят при температуре в 15 миллионов градусов и
давлении в 100000 атмосфер.
Рис. ТОКАМАК
Воссоздать такие условия на Земле невозможно, поэтому созданные руками человека
реакторы должны работать при более низком давлении и при температуре около 100 млн.
градусов. Лучший способ удержать сверхгорячую плазму - заключить ее в магнитное
поле. До последнего времени это достигалось лишь в больших экспериментальных
реакторах.
ТОКАМАК — это один из вариантов устройства, способного формировать
долгоживущую горячую плазму высокой плотности. При достижении определенных
параметров плазмы в ней начинается термоядерная реакция синтеза ядер гелия из
исходного сырья — изотопов водорода (дейтерия и трития). При этом в токамак-реакторе
должно вырабатываться существенно больше энергии, чем затрачивается на
формирование плазмы. Впервые схема магнитного термоядерного реактора была
предложена в 1950 году Андреем Дмитриевичем Сахаровым и Игорем Евгеньевичем
Таммом. Токамак представляет по сути полый бублик (тор), на который намотан
проводник, образующий магнитное поле. Основное магнитное поле в камере-ловушке,
содержащей горячую плазму, создается тороидальными магнитными катушками.
Существенную роль в удержании плазмы играет плазменный ток, который протекает
вдоль кругового плазменного шнура и создает полоидальное магнитное поле. Ток в
плазме поддерживается вихревым электрическим полем, создаваемым первичной
обмоткой индуктора. При этом плазменный виток играет роль вторичной обмотки.
Cхема токамак-реактора ITER.
Ее высота — более 25 метров, вес — 45 000 тонн, внутренний объем — 2 000 м3. На
разрезе видна тороидальная камера, в которой будет происходить термоядерная реакция.
51
Необходимый для запуска термоядерной реакции тритий сегодня вырабатывается на
атомных электростанциях путем облучения изотопа литий-6, но при промышленном
применении термоядерных реакторов они сами будут производить тритий, поскольку при
слиянии дейтерия и трития выделяется нейтрон, необходимый для превращения лития в
тритий и гелий.
ПОДГОТОВКА ТОПЛИВА (Li6 + n = He4 + T) Проще всего получать нужный для
термоядерной реакции тритий прямо на термоядерной электростанции, облучая изотоп
лития с атомной массой 6 нейтронами, образующимися при слиянии трития и дейтерия.
При данной реакции к тому же выделяется еще 4,8 МэВ энергии (т.е. 0,8•10-12 Дж на один
акт деления).
ОСНОВНАЯ РЕАКЦИЯ (D + T = He4 + n) В результате столкновения ядер дейтерия и
трития образуются ядро гелия и нейтрон, а также выделяется 17,6 МэВ энергии (т.е.
2,8•10-12 Дж на один акт столкновения). Данная термоядерная реакция для своего
осуществления требует значительно меньших температур и плотностей плазмы, чем
традиционное для звезд слияние двух ядер дейтерия в гелий, да и энергии при таком акте
выделяется в 5 раз больше, чем в солнечном. В итоге преобразование исходного сырья
лития-6 и дейтерия в гелий происходит при суммарном выделении 22,4 МэВ тепловой
энергии (т.е. 3,6•10-12 Дж).
Выписка из концепции
по обращению с отработавшим ядерным топливом
Министерства Российской Федерации по атомной
энергии
Популярное изложение
Минатом России – 2003 год
1. Общая терминология
АЭС - атомная электрическая станция
ОЯТ - отработавшее ядерное топливо
БВ - бассейн выдержки ОЯТ
ЗЯТЦ - замкнутый ЯТЦ
РАО - радиоактивные отходы
РБ - радиационная безопасность
ХОЯТ, ХОТ - хранилище ОЯТ
ЯБ - ядерная безопасность
ЯТЦ - ядерный топливный цикл
ЯЭУ - ядерная энергетическая установка
2. Атомные реакторы
52
АМБ - реактор канального типа на тепловых нейтронах
БН - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор
ИР - исследовательский реактор
КС - критический стенд
ПКС - подкритический стенд
РБМК - реактор большой мощности канальный
ЭГП - энергетический графитовый прямоточный реактор
3. Атомный флот
АЛ - атомный ледокол
АПЛ - атомная подводная лодка
НК - надводный корабль с ЯЭУ
4. Оборудование и элементы установок
МБК - металлобетонный контейнер
МОКС-топливо – смешанное многокомпонентное уран - плутониевое топливо
ОТВС - облученная тепловыделяющая сборка
ПЭЛ - поглощающий элемент
ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент
ТК - транспортный контейнер
ТУК - транспортный упаковочный комплект
4. Предприятия
ГХК - Горно-химический комбинат (г. Железногорск Красноярского края)
РТ-1 - радиохимический завод (ПО «Маяк», г. Озерск Челябинской области)
РТ-2 - радиохимический завод на ГХК
Введение
Минатомом России подготовлена «Концепция по обращению с
отработавшим ядерным топливом Министерства Российской Федерации
по атомной энергии» (далее по тексту – Концепция), формулирующая
экологически безопасную стратегию отечественной атомной отрасли в
области заключительной стадии ядерного топливного цикла на
ближайшие
десятилетия до 2030 года.
Концепция основывается на ключевом и важнейшем положении, одобренной
Правительством Российской Федерации «Стратегии развития атомной энергетики
России в первой половине XXI века»:
«Стратегическим направлением развития атомной энергетики Российской
Федерации является замыкание ядерного топливного цикла, в результате
которого должны
обеспечиваться более полное использование природного
ядерного сырья, а также
искусственных делящихся материалов,
образующихся при работе ядерных реакторов (плутония и других трансурановых
элементов) и минимизация образования РАО от
переработки ОЯТ.
53
Ключевым звеном при реализации указанной стратегии является обращение с
ОЯТ».
Более полное использование сырьевых ресурсов или ресурсосбережение, в
настоящее время является одним из краеугольных камней промышленной политики во
всех развитых странах, основой современной экономической и энергетической
философии. Ресурсы
вторичного сырья в ядерной энергетике как нигде велики, – в
топливе ядерных реакторов после однократного использования сохраняется примерно
95% начального энергетического потенциала, что соответствует более чем миллиону
тонн органического топлива на одну тонну ядерного. Разумеется, непосредственно
умножать эту цифру на цену нефти
совершенно бессмысленно, поскольку
обращение с ядерными материалами в энергетике гораздо сложнее и дороже, чем
использование органического топлива. Тем не менее, данный потенциал в настоящее
время практически не используется, в некоторых странах его
использование даже
не планируется.
В сферу действия Концепции входят перерабатываемое (кондиционное и
дефектное) и неперерабатываемое (с отложенным решением о переработке) ОЯТ
энергетических, транспортных, исследовательских реакторов, критических и
подкритических стендов, наземных стендов-прототипов судовых и космических
ядерных энергетических установок, продукты переработки ОЯТ, отработавшие
поглощающие элементы (ПЭЛ) в составе облученных тепловыделяющих сборок, а
также радиоактивные отходы, образующиеся при обращении с ОЯТ.
ОЯТ - это ядерное топливо, извлеченное из реактора после облучения и
признанное непригодным для дальнейшего использования в реакторе данного
типа.
ОЯТ имеет форму тепловыделяющих сборок (ТВС), представляющих собой
пучки тепловыделяющих элементов (твэлов), собранных в прочную
конструкцию. Сам твэл – металлическая трубка, первоначально наполненная
химическим соединением делящегося элемента (в настоящее время в
подавляющем большинстве случаев это оксид урана) с возможными добавками
различного назначения (топливная композиция). Физической формой топливной
композиции является, чаще всего, керамическая таблетка. В процессе
нейтронного облучения в самой топливной композиции и в конструкционных
элементах ТВС происходит изменение и усложнение химического состава в
результате ядерных превращений одних элементов в другие. Поэтому в массе
ОЯТ в разных количествах содержатся практически все элементы таблицы
Менделеева, при этом многие из образовавшихся ядер, радиоактивны.
Таким образом, ОЯТ является весьма ценным вторичным сырьем для
получения компонентов ядерного топлива и целого ряда радиоактивных
изотопов, используемых в медицине, сельском хозяйстве, промышленности.
Вместе с тем – ОЯТ является и потенциально опасным продуктом
деятельности ядерной энергетики: именно в нем сосредоточено до 98% общей
радиоактивности материалов, вовлеченных в сферу человеческой деятельности.
Переработка ОЯТ с целью извлечения полезных компонентов для их
последующего использования является высокой технологией, освоенной в
промышленном масштабе только лишь в нескольких ведущих ядерных державах,
в число которых входит и Россия.
Типы ОЯТ весьма разнообразны, их сотни – топливо энергетических
реакторов, промышленных реакторов по наработке оружейного плутония,
транспортных (судовых) и исследовательских реакторов разного назначения.
ОЯТ может различаться также по степени выгорания, времени хранения,
техническому состоянию. Именно поэтому вопрос о способах обращения с ОЯТ и,
в первую очередь, об экологической и экономической целесообразности, методах и
54
сроках его переработки в каждом конкретном случае должен решаться с полным
учетом всех его характеристик.
Общий объем ОЯТ накопленного в мире и в нашей стране весьма
значителен.
В мире к началу 2002года накоплено 270 тыс. тонн ОЯТ. Ожидаемое
количество ОЯТ в России на АЭС и в хранилищах радиохимических заводов в
2002 году составит около 16 тыс. тонн, а его суммарная радиоактивность –
порядка 6 млрд. Кюри. И этот объем неуклонно растет: в России прирост
составляет около 850 тонн ежегодно, в мире 11-12 тыс. тонн. Наиболее
распространенным в настоящее время типом ядерно-энергетических установок
являются реакторы на тепловых нейтронах с двухконтурным водяным
охлаждением, которые в России сокращенно называются ВВЭР, а за рубежом
PWR. Свежее ядерное топливо, загружаемое в эти реакторы, содержит уран,
обогащенный изотопом 235 до концентрации примерно 5% (в природном уране
0.71%). Обогащение – процесс трудоемкий и не дешевый. Поэтому любой уран с
обогащением выше природного и стоит гораздо дороже природного. Если
рыночная цена естественной смеси изотопов сейчас равна примерно тридцати
долларам за килограмм окиси, то топливный уран ВВЭР стоит порядка тысячи
долларов за килограмм.
Разумеется, основной сложностью технологии переработки ОЯТ является
необходимость постоянно оперировать с большими массами радиоактивных
материалов, что после Чернобыля вызывает понятную реакцию.
Важнейшим преимуществом ядерной энергетики является огромная
концентрация энергии в топливе – примерно в два миллиона раз выше, чем в
органическом. Поэтому ничтожны по меркам огневой энергетики как объемы
самого топлива – трейлер вместо сотни эшелонов – так и конечных отходов его
переработки.
Самыми проблемными являются изотопы, период полураспада которых
сравним с продолжительностью человеческой жизни. В значительных
количествах в ОЯТ присутствуют два таких изотопа – стронций-90 и цезий-137.
Их содержание в ОЯТ составляет примерно три-четыре килограмма на тонну.
Цезий и стронций необходимо выделять при любом сценарии переработки.
Частично они используются и будут использоваться в медицине и
промышленности для компактных источников излучения и энергии, но основная
масса подлежит окончательной изоляции от окружающей среды, обязательно
после длительного контролируемого хранения. Ни малейшей технической
проблемы оно не представляет. И полный объем этой компоненты отходов,
скажем, для двадцати тысяч тонн ОЯТ, т.е. для семидесяти тонн стронция и
цезия, составит всего несколько десятков кубометров. Их можно включить в
разработанные сейчас минералоподобные матрицы, похожие по свойствам на
природный гранит, и обеспечивающие практически полную экологическую
безопасность и, тем самым, фактически забыть о них.
Программой работ по обращению с ОЯТ энергетических, транспортных и
исследовательских ядерных установок, рассчитанной на подготовку реализации
замкнутого топливного цикла в России предусматривается:
 увеличение емкости действующего хранилища ОЯТ реакторов
типа ВВЭР-1000 на ГХК до 9000 тонн;
 строительство сухого хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и
РБМК-1000 на ГХК емкостью 33000 тонн;
 завершение строительства хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-1000
на ПО "Маяк" и создание дополнительных транспортных средств;
55


реконструкция действующего завода РТ-1 на ПО «Маяк» с целью
предотвращения радиоактивных отходов низкой и средней
активности в Теченский каскад и оз. Карачай и организация
переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 со строительством
хранилища энергетического плутония и подземной лаборатории
для проведения исследований по безопасности захоронения
отходов высокой активности от переработки ОЯТ;
строительство завода РТ-2 на ГХК с производством реакторного
топлива из продуктов регенерации, а также комплекса по
подземной изоляции отходов высокой активности.
10 июля 2001 г. Президент России В.В.Путин подписал пакет законов,
позволяющих России расширить выход на международный рынок хранения и
переработки ОЯТ на основе прочной законодательной базы, сформированной с
учетом требований безопасности, нераспространения и экологии.
Принят Федеральный закон РФ «О специальных экологических программах
реабилитации радиационно-загрязненных участков территории» и внесены
дополнения в Федеральные законы РФ «Об охране окружающей природной
среды» и «Об использовании атомной энергии», а также вступил в силу Указ
Президента РФ «О специальной комиссии по вопросам ввоза на территорию
Российской Федерации облученных тепловыделяющих сборок зарубежного
производства».
Ввоз в Россию облученного ядерного топлива зарубежных АЭС будет
регламентироваться специально разработанным порядком ввоза ОТВС
(облученных тепловыделяющих сборок) зарубежных ядерных реакторов,
отвечающий действующему законодательству и утверждаемый специальным
Постановлением Правительства Российской Федерации.
В соответствии с принятыми законами и утвержденным Порядком будет
реализован следующий финансово и технически «прозрачный» сценарий
типового комплексного проекта по ввозу в Российскую Федерацию облученных
тепловыделяющих сборок зарубежных ядерных реакторов на временное
технологическое хранение и (или) переработку:
Между Правительством Российской Федерации и правительством страныпоставщика ОТВС заключается международный договор, регламентирующий
базовые условия сотрудничества, права и обязательства сторон в области
обращения с ОТВС.
В развитие договора специально уполномоченной правительством
внешнеторговой организацией и иностранным контрагентом (энергокомпания
или АЭС) готовится внешнеторговый контракт на реализацию услуг в области
обращения с ОТВС. Исходя из условий контракта, организации,
осуществляющие обращение с ОТВС разрабатывают техническую документацию,
регламентирующую все этапы обращения с зафиксированным в проекте
контракта количеством облученных тепловыделяющих сборок.
Одновременно Правительство Российской Федерации по согласованию с
органами государственной власти субъектов Российской Федерации определяет
соответствующую специальную экологическую программу, включающую
перечень конкретных мероприятий, связанных с реабилитацией радиационнозагрязненных участков территорий, которые будут осуществлены за счет средств,
полученных в результате выполнения контракта.
Приложение 1.
ОЯТ российских реакторов
56
ОЯТ реакторов ВВЭР-440
В России действуют 6 блоков реакторов ВВЭР-440 с годовым образованием ОЯТ
87 тонн. Для них по урану реализован замкнутый ЯТЦ: после выдержки в
приреакторных бассейнах в течение 3-5 лет ОЯТ ВВЭР-440 вывозится на переработку
на завод РТ-1.
Количество ОТВС, хранящихся на блоках, не превышает 20-25% от емкости
бассейнов выдержки. В случае закрытия действующего радиохимического
производства и прекращения приема ОЯТ, хранилища ОЯТ на АЭС будут полностью
заполнены, а реакторы ВВЭР-440 через 4-5 года придется остановить. 21 блок ВВЭР440 эксплуатируется в европейских странах. В последнее время ограничено
поступление ОЯТ ВВЭР-440 из этих стран.
ОЯТ реакторов ВВЭР-1000
На 8 энергоблоках реакторов ВВЭР-1000 в России ежегодно образуется 190 тонн
ОЯТ. За рубежом действуют 13 блоков ВВЭР-1000, ряд АЭС находится в стадии
проектирования и строительства.
ВВЭР-1000 в настоящее время – самый успешный экспортный проект реактора в
мире.
Для реакторов ВВЭР-1000 ЯТЦ в настоящее время не является замкнутым: ОЯТ
после выдержки в течение 3-5 лет вывозится с АЭС в централизованное хранилище на
ГХК (Железногорск под Красноярском), в настоящее время оно заполнено на 45%.
Решение вопроса переработки ОЯТ принято в направлении модернизации завода РТ-1
и создания завода РТ-2.
В настоящее время на АЭС России находится 1660 ОТВС ВВЭР-1000 общей
активностью 0,6 млрд. кюри; заполнение бассейнов выдержки составляет ~ 40%
емкости.
ОЯТ реакторов РБМК
Ежегодно на 11 российских реакторах РБМК-1000 образуется 550 тонн ОЯТ (что
соответствует 5000 ОТВС). Для реакторов РБМК реализуется открытый ЯТЦ: ОЯТ
хранится на АЭС в водной среде в приреакторных бассейнах выдержки и отдельно
стоящих ХОЯТ; переработка ОЯТ не производится. В настоящее время запланирован
переход с мокрого на сухое (до 50 лет) хранение ОЯТ с учетом его категорирования.
Вместимость существующих хранилищ обеспечит работу блоков в течение 5 лет.
Ныне на площадках АЭС хранится более 9000 тонн ОЯТ общей активностью 3,5 млрд.
кюри. В настоящее время ОЯТ РБМК с АЭС не вывозится. Вывоз будет осуществлен
после создания на АЭС узлов резки на два пучка ОТВС РБМК. После 2005г.
запланирован прием топлива на сухое хранение на ГХК.
ОЯТ реактора БН-600 Белоярской АЭС
В реакторе БН-600 ежегодно образуется 6,2 тонны ОЯТ, которое после выдержки
направляется на переработку на завод РТ-1, – для ОЯТ данного типа реализован
замкнутый цикл по урану. В настоящее время в бассейнах выдержки хранится 66 тонн
ОЯТ
ОЯТ реакторов АМБ Белоярской АЭС и ЭГП-6 Билибинской АЭС
Два реактора АМБ остановлены в 1989 г. ОЯТ выгружено из реакторов и в
настоящее время хранится в чехлах в сухих пеналах (190 тонн ОЯТ в 5000 ОТВС) и в
мокром хранилище ПО «Маяк» (76 тонн ОЯТ, 2200 ОТВС).
В качестве основного варианта принято решение о выгрузке всего ОЯТ АМБ из
бассейнов выдержки и его дальнейшем сухом хранении, в связи с чем необходима
57
разработка технологии перевода ОЯТ в безопасное состояние с обеспечением вывоза в
ХОЯТ для долговременного хранения.
4 реактора ЭГП-6, согласно проекту, должны быть окончательно остановлены в
2004 г. (если не будет реализован вариант продления их эксплуатации, который сейчас
обсуждается). Общая масса ОЯТ составляет 164 тонны (4600 ОТВС), негерметичных и
дефектных ОТВС нет. Из имеющихся трех бассейнов два уже заполнены и переведены
на сухое хранение топлива. Рассматривается возможность и целесообразность вывоза
ОЯТ ЭГП в федеральное хранилище.
ОЯТ реакторов АПЛ, АЛ, НК, стендов-прототипов судовых и космических
ЯЭУ
На начало 2002г. накоплено около 70 т ОЯТ транспортных ЯЭУ (с учетом
дефектных сборок). Суммарная активность накопленного ОЯТ оценивается величиной
0,2 млрд. кюри. Из состава ВМФ выведено значительное число АПЛ, большая часть из
которых находится на плаву с невыгруженными из реактора активными зонами. С 2002
г. ежегодная выгрузка ОЯТ из эксплуатируемых и выведенных из эксплуатации
транспортных установок составит 15-20 тонн в год. Объем ОЯТ реакторов АЛ и НК
составляет до 3% от количества ОЯТ АПЛ.
ОЯТ транспортных ЯЭУ направляется на ПО «Маяк» для радиохимической
переработки. Дефектное топливо также планируется перерабатывать с
предварительным размещением в пеналах. Имеется ОЯТ с топливной композицией UZr и U-Be, которое в настоящее время не подлежит приему на РТ-1 из-за отсутствия
технологической линии по его переработке. В ближайшей перспективе (до 2007г.)
необходимо принять решение о переработке ОЯТ с указанными композициями при
реконструкции завода РТ-1. В России действуют 2 стенда-прототипа судовых ЯЭУ.
ОЯТ стендов-прототипов хранится в БВ в количестве нескольких тонн. В России
действовали 3 стенда-прототипа космических ЯЭУ; ОЯТ в количестве 500 кг хранится
в сухих хранилищах стендов. Необходимо в ближайшей перспективе решить вопрос
переработки этого типа ОЯТ.
ОЯТ исследовательских реакторов (ИР)
В России имеется 33 ИР, из которых действуют 18, на реконструкции 2,
остальные выведены из эксплуатации; кроме того, существует несколько десятков
критических и подкритических сборок. В последние годы ОЯТ как накапливалось во
временных хранилищах исследовательских центров, так и перерабатывалось.
Вследствие большого разнообразия конструкций ТВЭЛ и ОТВС, различий
топливных композиций и конструкционных материалов, для ОЯТ каждого ИР, КС и
ПКС в срок до 2005 г. должно быть принято решение о выборе технологии
переработки, долговременного хранения или захоронения.
Отработанные ПЭЛ в составе ОТВС
Отработанные ПЭЛ, входящие в состав ОТВС, хранятся, транспортируются и
перерабатываются вместе с ОТВС того же реактора.
ПЭЛ, входящие в состав ОТВС реакторов ВВЭР-1000, подлежат переработке
отдельно от ОТВС.
58
МИРОВАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
В таблице представлены данные из информационной системы МАГАТЭ о действующих и
строящихся в мире
ядерных реакторах на 31 декабря 2008 года
Страна
Действующие
Строящиеся
число блоков
установленная
мощность,
МВт
число блоков
установленная
мощность,
МВт
Аргентина
2
935
1
692
Армения
1
376
—
59
—
Бельгия
7
5 824
—
—
Болгария
2
1 906
2
1 906
Бразилия
2
1 795
—
—
Великобритания
19
10 222
—
—
Венгрия
4
60
1 829
—
—
Германия
17
20 430
—
—
Индия
17
3 782
6
2 910
Иран
—
—
1
915
Испания
8
7 450
—
—
61
Канада
18
12 610
—
—
Китай
11
8 438
11
9 120
Южная Корея
20
17 451
5
5 180
Литва
1
1 185
—
—
Мексика
2
1 330
62
—
—
Нидерланды
1
482
—
—
Пакистан
2
425
1
300
Россия
31
21 743
8
5 809
Румыния
2
1 305
—
—
Словакия
63
4
1 626
—
—
Словения
1
666
—
—
США
104
100 582
1
1 165
Украина
15
13 107
2
1 900
Финляндия
4
2 696
1
64
1 600
Франция
59
63 260
1
1 600
Чехия
6
3 619
—
—
Швейцария
5
3 220
—
—
Швеция
10
9 034
—
—
ЮАР
2
65
1 800
—
—
Япония
55
47 587
2
2 191
ИТОГО *1)
438
371 636
44
37 888
1) 1) В сумму входят следующие данные по Тайваню: 6 действующих блоков мощностью 4 92
МВт(э) плюс 2 строящихся блока мощностью 2600 МВт(э).
Объявленные планы строительства новых блоков
Страна
Планируется
количество
мощность, МВт
Бразилия
1
1300
Болгария
2
2200
КНР
66
9
10000
Иран
1
—
Япония
11
—
Южная Корея
2
2600
Литва
1
1600
Румыния
2
1490
Россия
5
5000
Швейцария
3
3500
Словакия
2
880
ЮАР
1
—
Украина
2
—
США
15
16600
Всего
57
45170
67
68
Безопасность реакторов
В настоящее время имеются обширные статистические данные о безопасности ядерных
установок. Цифры - очень убедительный и беспристрастный судья. Вот уже пять десятилетий
ядерные технологии используется в 32 странах, а некоторые действующие сегодня реакторы
были построены сорок лет тому назад. В течение более чем 9500 реакторо-лет эксплуатации
ядерных установок в мире зафиксирована лишь одна серьезная авария – на Чернобыльском
реакторе РБМК. Только эта, "самая тяжелая" авария (см. таблицу 8), привела к большим
человеческим жертвам и серьезным экологическим последствиям. Анализ причин аварии
выявил конструктивный недостаток графитовых стержней – замедлителей, который ныне
устранен во всех действующих реакторах РБМК. Этот недостаток конструкции сам по себе не
привел бы к аварии, если бы не были нарушены правила эксплуатации реактора. Строгое
соблюдение регламента работы АЭС и выполнение всех технических стандартов полностью
гарантирует от аварии, исключая случаи вроде падения метеорита. Но от этого никто не
застрахован.
Большинство сценариев развития аварийных ситуаций рассматривает, прежде всего, потерю
охлаждения реактора. Это может приводить к расплавлению топлива в активной зоне ядерног
реактора и выбросу в окружающую среду продуктов деления. Поэтому обязательным
является наличие резервных систем охлаждения реактора. В случае, если и они не
срабатывают должным образом, в конструкции реакторов предусматривается система
защитных барьеров, предотвращающих радиоактивное загрязнение среды. Как стало очевидно
в 1986 году после аварии на Чернобыльской АЭС, не все из реакторов, разработанных ранее в
СССР, имели такую "глубоко эшелонированную" защиту. После аварии нормы безопасности
были ужесточены и сегодня приблизительно одну четвертую часть стоимости реакторов
составляют затраты на обеспечение систем безопасности, гарантирующих защиту персонала
населения от последствий различных нештатных ситуаций. В таблице 8 показана
международная шкала ядерных инцидентов.
Таблица
Международная шкала ядерных аварий
Степень и описание
Последствия вне площадки АЭС
Последствия на площадке АЭС
Примеры
7.Тяжелая авария
Сильный выброс: тяжелые последствия для здоровья населения и для окружающей среды
69
Максимальны; тяжелые повреждения активной зоны и физических барьеров
Чернобыль, СССР, 1986
6.Серьезная авария
Значительный выброс: требуется полномасштабное выполнение плановых мероприятий по
восстановлению
Тяжелые повреждения активной зоны и физических барьеров
5.Авария с рисками для окружающей среды
Ограниченный выброс: требуется частичное выполнение плановых мероприятий по
восстановлению
Тяжелые повреждения активной зоны и физических барьеров
Windscale, Великобритания, 1957 (военный реактор);
Три-Майл Айленд, США, 1979
4.Авария без значительных рисков для окружающей среды
Минимальный выброс: облучение населения в пределах допустимого предела
Серьезные повреждения активной зоны и физических барьеров; облучение персонала с
летальным исходом
Saint-Laurent, Франция, 1980;
Tokai-mura, Япония, 1999
3.Серьезный инцидент
Пренебрежимо малый выброс: облучение населения ниже допустимого предела
Серьезное распространение радиоактивности; облучение персонала с серьезными
последствиями
Vandellos, Испания, 1989 (пожар, никакого радиоактивного загрязнения)
2. Инцидент
70
Ноль
Ноль
1.Аномальная ситуация
Ноль
Ноль
0.Событие с отклонением ниже шкалы
Ноль
Ноль
История развития атомной энергетики знает несколько аварийных ситуаций, происшедших на
ядерных объектах. Кроме единственной - Чернобыльской катастрофы, оцененной в 7 баллов п
международной шкале, тревожными оказались пятибалльные аварии в Виндскэйле
(Велиобритания) в 1957 году и в Три-Майл Алэнд (США) в 1979 году.
В таких авариях главная опасность для здоровья исходит от продуктов деления, таких как йод
131 и цезий-137. Они биологически активны, и при попадании в организм вместе с пищей
задерживаются в нем.
Йод-131 имеет период полураспада 8 дней и опасен в течение первого месяца после аварии.
Именно йод-131 вызывает раковые образования щитовидной железы.
Цезий-137 имеет период полураспада 30 лет, и поэтому потенциально опасен в качестве
примеси в травах на пастбищах и в зерновых культурах.
Также опасен и сильно радиоактивный изотоп цезия-134, который имеет период полураспада
приблизительно два года.
В то время как опасное воздействие йода-131 может быть уменьшено специальными мерами
(эвакуацией населения с загрязненных территорий на несколько недель, йодная профилактика
радиоактивный цезий может препятствовать производству продовольствия на загрязненных
землях в течение долгого времени.
Другие радиоактивные вещества, присутствующие в активной зоне реактора, образуются не в
таких больших количествах и не являются биологически активными (теллур-132,
трансурановые элементы).
Промышленный ядерный реактор ни при каких обстоятельствах не может взорваться
71
подобно ядерной бомбе. Тщательный многолетний анализ возможных аварий на АЭС
показывает, что строгое соблюдение регламента работы АЭС и выполнение всех технически
стандартов полностью гарантирует от аварии. Сегодня приблизительно одну четвертую
часть стоимости реакторов составляют затраты на обеспечение систем безопасности,
гарантирующих персонал и население от последствий различных нештатных ситуаций.
Общая статистика аварий на электростанциях
Традиционно профессиональные риски любой деятельности оцениваются на основе коэффициентов смертности при
различных инцидентах. Однако когда это касается ядерной энергетики, акцент смещается на анализ менее очевидных и
более отдаленных последствий воздействия излучения, вызывающих раковые заболевания. О профессиональных
заболеваниях шахтеров при этом почти всегда забывают. В этом разделе мы коснемся только статистики самих аварий в
различных областях энергетики.
Сравним статистику инцидентов на ядерных реакторах с аналогичными данными для электростанций на органическом
топливе. Некоторые данные систематизированы в Таблицах 9 и 10 и с очевидностью показывают, что ядерная энергетика
является более надежным и безопасным способом производства электроэнергии. Это резко расходится с обыденным мнение
о страшной опасности, исходящей от АЭС. Поэтому проанализируем данные таблиц подробнее.
Основная причина неблагоприятных данных для угольной энергетики состоит в том, что для обеспечения работы даже
одной электростанции необходимо добыть, обработать и транспортировать огромное количество угля. Вспомним еще раз,
что у угля удельная теплота сгорания равна 3 х 107 Дж/кг, а у урана - 8,2 х 1013 Дж/кг. Если разделить второе число на перво
получится 2,7 х 102, или 2 700 000. Именно во столько раз больше угля, чем урана, нужно добыть, переработать, доставить и
сжечь для получения одинакового энергетического выхода. Другими словами – две тысячи семьсот тонн вместо одного
килограмма. Наивно думать, что технологический риск угольной энергетики может быть настолько мал, чтобы при этом
считать ее безопасной по сравнению с ядерной энергетикой. Об этом говорит здравый смысл, и подтверждают
статистические данные.
72
ИЗМЕРЕНИЕ РАДИАЦИИ
Если количество поглощенной энергии гамма - или рентгеновского
излучений рассматривать не для вещества, а для воздуха, то вводится
понятие ионизации воздуха.
Причем, для воздуха была введена специальная единица, которая
связывала заряд ионов каждого знака в 1 см3 сухого воздуха, возникающих в
процессе его ионизации гамма-излучением, с "количеством" этого гаммаизлучения.
Экспозиционная доза
Для воздуха "количество" излучения, вызывающего ионизацию, было
названо экспозиционной дозой.
Внесистемная распространенная единица измерения экспозиционной дозы
- рентген (Р).
Единица измерения экспозиционной дозы в системе СИ- кулон на
килограмм (Кл/кг).
1Р=2,58 * 10-4Кл/кг
1 Кл/кг - экспозиционная доза рентгеновского или гамма-излучения, при
которой сопряженная корпускулярная эмиссия создает в 1 кг сухого
атмосферного воздуха ионы, несущие заряд в 1 Кл электричества каждого
знака.
Для обеспечения прогноза радиоактивных воздействий введено понятие
мощность дозы. Это чрезвычайно важное понятие применяется и для
экспозиционной, и для поглощенной, и для эквивалентной доз. В каждом
случае, соответствующая мощность дозы равна дозе, получаемой тем или
иным веществом за единицу времени (за секунду или, в бытовых условиях
чаще, за час). Мощность эквивалентной дозы принято обозначать МЭД. Зная
эту величину, можно наперёд вычислить ожидаемое значение получаемой
дозы за любой, наперед заданный, период времени, умножив МЭД на это
время.
Например, дозиметрический прибор показал мощность эквивалентной
дозы на ступеньках из гранита - 0,8 мкЗв/час (Р=0,8 мкЗв/час). Если человек
посидит на этих ступеньках, например, 5 часов, то он получит радиационное
облучение дозы
0,8 мкЗв/час * 5 часов = 4 мкЗв (400 мкбэр),
что в 25-50 раз выше дозы от естественной солнечной радиации.
Измерение мощности дозы
Измерители мощности дозы, к которым относятся и все без исключения
бытовые "дозиметры", по установившейся традиции тоже (как и накопители
дозы) принято называть дозиметрами. Это допускается действующими в
настоящее время стандартами. Дозиметр - это прибор для измерения дозы
ионизирующего излучения (это прибор, улавливающий радиацию). Дозиметр
показывает дозу, полученную за определённый отрезок времени. Устроен он
довольно просто; вакуумная трубка, внутри которой находится две пластины
73
и небольшое количество газа. Радиация при попадании в трубку начинает
взаимодействовать с молекулами газа, возникают положительные и
отрицательные ионы, которые начинают двигаться к пластинам, т.е. через
трубку проходит электрический ток. Измеряя электрический ток, можно
узнать количество радиации, попавшей в трубку.
Так как во всех средствах массовой информации сложилась традиция
сообщать сведения о радиационной обстановке в единицах - микрорентген в
час (мкР/час), а для здоровья человека фактически имеют значения,
выраженные в микрозивертах в час (мкЗв/час), дозиметрические приборы на
практике тоже проградуированы в мкЗв/час.
Вышеописанные методы измерения доз и мощностей доз относятся к
группе дозиметрических замеров. На практике часто возникает
необходимость измерения не результатов облучения (полученных доз) и не
процесса облучения (мощностей доз), а исходных данных о количестве
радиоактивных веществ, содержащихся в том или ином контролируемом
объекте и вызывающих, как следствие, те ионизирующие потоки, которые
фиксируются измерительными приборами. Это содержание радиоактивных
элементов приятно определять по параметру, именуемому активностью.
Активность радиоактивного вещества
Активность радиоактивного вещества - это количество атомных ядер,
распадающихся за одну секунду, или число актов распада в секунду
(скорость радиоактивного распада). Единица измерения активности беккерель (Бк).
Данное количество радиоактивных атомов имеет активность 1Бк, если в
секунду распадается одно ядро. Каждый акт распада связан с эмиссией
ионизирующего излучения.
1 Бк=1 расп/сек.
В течение многих лет применяли старую единицу активности Кюри (Ки),
названную так в честь Пьера и Марии Кюри - ученых, первыми
выделившими чистый радий. Исторически сложилось так, что указанная
единица была введена применительно к радию, один грамм которого и
обладал активностью 1 Ки. Когда начали использовать эту единицу по
отношению ко всем остальным радиоактивным элементом, 1 Ки стал
выражать количество вещества, в котором за 1 секунду происходит распад 37
млрд. атомов:
1 Ки=3,7*10E10 расп/сек = 3,7*10E10 Бк
Все замеры, связанные с определением активности, называются
радиометрическими.
Удельная активность
Еще более представительным показателем радиационной опасности контролируемого
материала, является удельная активность. Этот параметр используется в качестве
основного критерия загрязненности пищевых продуктов, воды, почвы, стройматериалов,
сырья и продукции промышленных предприятий.
Массовая удельная активность - это отношение числа актов распада в секунду к
единице массы (1 кг) радиоактивного вещества. Единица измерения - 1Бк/кг (или Ки/кг).
74
Объёмная удельная активность - это отношение числа актов распада в секунду к
единице объёма радиоактивного вещества. Единица измерения - 1Бк/л или 1Бк/м3 (или
Ки/л, Ки/м3)
Измерители радиоактивности (радиометры) делятся на радиометры загрязнения
поверхностей и радиометры загрязнения воздуха. Радиометры загрязнения поверхностей
обычно называют измерителями радиоактивности (радиометрами). Стационарные
приборы, такие как радиометры поверхностного загрязнения кожных покровов и одежды,
располагаются на границе загрязненной контролируемой территории. В случае аварии
могут быть установлены временные зоны контроля загрязнения, при выезде из которых
весь персонал, транспорт и оборудование проверяются на радиоактивное загрязнение.
Портативные приборы мониторинга радиоактивного загрязнения используются для
контроля поверхностного загрязнения, явившегося следствием утечки радиоактивности из
твердого или жидкого источника, распространения радиоактивности при перемещении
открытого источника, попадания радиоактивного материала в воздух. Эти приборы также
используются для мониторинга загрязнения поверхности кожи и одежды людей,
инструментальных средств, полов, стен, машин и т.д.
Важным является выбор радиометров радиоактивного загрязнения поверхностей,
наиболее соответствующих виду и энергии измеряемого излучения (альфа-, бета- или
гамма-). Регистрация альфа-излучения осуществляется сцинтилляционным детектором с
сернистым цинком. Фотоэлектронный умножитель преобразует световые вспышки
сцинтиллятора в электрические импульсы, которые поступают на измерительный пульт,
где стрелка прибора непосредственно показывает результат измерения в импульсах в
секунду (имп/сек) или импульсах в минуту (имп/мин). В качестве детекторов могут также
использоваться кремниевые полупроводниковые детекторы и тонкостенные счетчики
Гейгера-Мюллера. Поскольку альфа-частицы имеют небольшую длину пробега в воздухе,
измерения загрязнения альфа-частицами важно проводить вблизи поверхности без
непосредственного контакта с ней (для избежания загрязнения прибора) и
предотвращения повреждения тонкостенного окна детектора. Представляет сложность
мониторинг альфа-загрязнения влажной поверхности, вследствие экранирования
излучения водой. Если поверхность не является гладкой и абсорбирующей, как, например,
поверхность машины или стола, результаты непосредственного мониторинга альфаизлучения могут явиться лишь индикатором наличия альфа-активности и могут ее грубо
недооценивать.
Наиболее общепринятые виды приборов мониторинга бета- и гамма-излучения
используют в качестве детектора счетчик Гейгера-Мюллера. Такие детекторы обычно
являются прочными и дают хорошее усиление сигнала, однако не позволяют отличить
гамма-излучения различных энергий. Для мониторинга загрязнения бета- и гаммаизлучателями также используют синтилляционные детекторы с фосфатным стеклом и
твердыми кристаллами (например, NаI). Для измерения бета- и гамма-излучения низких
энергий необходимы детекторы с тонкостенными окнами. Для замедления бета-частиц
высоких энергий могут понадобиться более прочные приборы с окнами большей
толщины. Такие приборы имеют обычно насадку или заслонку на конце, которая в
открытом состоянии позволяет измерять бета- и гамма-излучения, а в закрытом - только
гамма-излучение. Некоторые приборы имеют в комплекте сменные блоки детектирования.
Важно правильно отрегулировать напряжение и градуировку для каждого блока.
Радиометры могут иметь цифровую или аналоговую шкалы. Замечания, сделанные ранее
относительно цифровых и аналоговых шкал дозиметров, применимы и в данном разделе.
Существенным дополнением к комплекту радиометра является звуковой индикатор,
который позволяет оператору концентрировать внимание на определении
местоположения источника, а не следить постоянно за показаниями шкалы. Показания
шкалы оцениваются в сочетании со звуковым индикатором. Можно использовать
наушники, которые дадут возможность оператору четко слышать звуковой индикатор при
75
работе в условиях окружающего шума или для создания тишины, что позволит избежать
ненужного беспокойства. Важно, чтобы выбранный радиометр поверхностного
загрязнения был калиброван соответствующим образом на определение радионуклидов в
геометрии образца, отражающей условия проведения измерений.
Также в наличии имеются радиометры, позволяющие определить поверхностное
загрязнение только гамма-излучателями, использующие в качестве детекторов
сцинтилляционные счетчики, пропорциональные счетчики, ионизационные камеры и
счетчики Гейгера-Мюллера. При выборе наиболее подходящего прибора для проведения
полевых измерений в условиях аварийной ситуации наибольшее внимание следует
уделить прочности прибора, использованию имеющихся в наличии батарей, которые
могут быть легко заменены в полевых условиях, и простоте использования прибора.