Теплота взрыва горючих пылей

Горючее вещество	Теплота взрыва , МДж/кг
Антрацитовая пыль	32-36
Пыль древесная сосновая	15,4
Пыль древесная еловая	10,5
Пыль торфяная	16,8
Сажа печная	15,7-28,4
Пыль мучная	10,8

Считается, что взрыв пылевоздушной смеси возможен, если концентрация горючего вещества превышает его нижний концентрационный предел воспламенения, который для диаметра частиц менее 100 мкм находится по формуле:

, кг/м³, (1.25)

где – теплота взрыва пыли (табл. 1.13), кДж/кг.

Пример 4. В котельной, работающей на газовом топливе – пропане, в результате аварии на трубопроводе произошел выброс 100 кг газа в помещение котельной. Оценить обстановку с точки зрения взрывоопасности. Свободный объем помещения котельной 2000 м³. Полагаем: кПа, К, кг/м³; МДж/кг; .

Решение. 1. Определяем концентрацию пропана в атмосфере котельной:

кг/м³.

Нижний и верхний концентрационные пределы воспламенения для пропана (табл. 1.12): = 0,038 кг/м³, = 0,17 кг/м³, следовательно взрыв возможен, так как < < .

2. По формуле (1.24) рассчитываем давление в помещении при взрыве:

кПа.

Пример 5. На мебельном производстве в цехе обработки древесно-

стружечных плит и пиломатериалов в результате аварийной остановки системы вентиляции в воздухе скопилось 50 кг древесной сосновой пыли. Свободный объем цеха 800 м³. Оценить взрывоопасность в сложившейся обстановке. Полагаем: кПа, К, кг/м³, МДж/кг, .

Решение. 1. Находим нижний концентрационный предел воспламенения пыли с помощью (1.25):

кг/м³.

2. Определяем концентрацию древесной пыли в атмосфере цеха:

кг/м³.

Взрыв возможен, так как .

3. Рассчитываем давление при взрыве пылевоздушной смеси:

кПа.

1.5.3. Аварии на радиационно опасных объектах

Источники ионизирующих излучений и радиоактивные вещества широко используются в различных отраслях народного хозяйства, медицине, в научных исследованиях, но реальную радиационную опасность представляют предприятия ядерного топливного цикла (рис. 1.19), так как только на них накапливаются и хранятся радиоактивные вещества в больших количествах.

При авариях на радиационно опасных объектах (РОО) может происходить радиоактивное загрязнение обширных территорий. Проживание и хозяйственная деятельность населения на части такой территории становятся невозможными из-за высокого уровня облучения, мероприятия по защите населения требуют больших материальных затрат. При этом в целом наносится ущерб здоровью живущих людей, создается угроза здоровью будущих поколений.

В цепочке предприятий ядерного топливного цикла наиболее опасным звеном является эксплуатация ядерных реакторов на атомных электростанциях (АЭС) – рис. 1.19. На рисунке в относительных единицах приведены дозы облучения персонала предприятий на каждом этапе цикла. Ядерные реакторы на АЭС в техническом отношении представляют собой чрезвычайно сложные технические системы, в которых накапливается большое количество радиоактивных веществ (РВ) и которые работают при высоких температурах и давлениях. Реакторы, используемые в научных целях, имеют значительно меньшую мощность, чем тепловые реакторы на АЭС. Поэтому в дальнейшем будем рассматривать аварии на АЭС.

Особенностью чрезвычайных ситуаций, связанных с авариями на РОО является то, что радиация обнаруживается только с помощью приборов, а результат ее действия на человека может проявиться через значительное время.

Источники ионизирующих излучений

Источником ионизирующих излучений при авариях на АЭС являются радиоактивные вещества - продукты деления U-235 под действием медленных нейтронов: .

При делении ядер урана образуется свыше 150 видов осколков , наиболее вероятно появление неодинаковых – “тяжелых” и “легких” осколков, массы которых относятся как :3. На рис. 1.20 по вертикальной оси отложена вероятность появления осколков.

Осколки деления перегружены нейтронами, ядра переходят в стабильное состояние, претерпевая последовательно примерно 6 бета-распадов: , где - бета-частица; - антинейтри-

но.

Образующиеся в результате бета-распада ядра находятся в возбужденном состоянии, переход их в основное состояние сопровождается испусканием гамма-излучения (называемого осколочным) с энергией до нескольких МэВ. Схема распада определяет энергию сопутствующего осколочного гамма-излучения.

Радиоактивный распад описывается законом:

, (1.26)

где - начальное количество ядер (при ); – постоянная распада; - период полураспада – время, за которое распадается половина начального количества ядер, .

Период полураспада различных ядер – продуктов деления урана составляет от долей секунды до сотен тысяч лет, например, криптон c; йод суток; цезий лет.

Схема распада и период полураспада являются характеристиками данного радиоактивного ядра. Радиоактивный источник характеризуется активностью. Это совокупная характеристика, учитывающая особенности ядра (через ) и количество ядер , т.е. их массу.

Активность источника – это число распадов ядер источника в единицу времени:

. (1.27)

Единица активности - беккерель (Бк): 1 Бк = 1 с^-1. Внесистемная единица кюри (Ки), 1 Ки = 3,7·10¹⁰ Бк.

Вследствие распада активность источника с течением времени уменьшается:

, (1.28)

где – начальная активность.

Для оценки загрязнения радиоактивными веществами единицы массы вещества, единицы объема или единицы поверхности используют соответственно величины: активность удельная , объемная , поверхностная :

, Бк/кг;

, Бк/м³; (1.29)

, Бк/м²,

где и – масса и объем вещества, в котором находятся радионуклиды активностью ; – площадь поверхности, загрязненной радионуклидами активностью .

Основные дозиметрические характеристики

При прохождении ионизирующего излучения (ИИ) через вещество часть энергии излучения передается веществу в процессах ионизации и возбуждение атомов и молекул, а также ядерных превращений.

Поглощенная доза излучения (доза излучения) - энергии излучения, переданная единице массы облучаемого вещества:

, (1.30)

где – энергия излучения, переданная массе вещества.

Единицей поглощенной дозы в СИ является грей (Гр). Внесистемная единица – рад, 1 Гр = 100 рад.

Поглощенная доза используется для оценки воздействия ионизирующих излучений на материалы, аппаратуру, живые организмы.

Экспозиционная доза фотонного излучения определяется для взаимодействия гамма- и рентгеновского излучения с воздухом, в настоящее время не рекомендована к использованию, но встречается в практической дозиметрии. Экспозиционная доза характеризует заряд одного знака, образующийся в единице массы воздуха при его ионизации:

, (1.31)

измеряется в Кл/кг, внесистемная единица – рентген (Р). Экспозиционной дозе в 1 Р соответствует поглощенная доза приблизительно в 1 рад.

Эквивалентная доза излучения используется для оценки биологического воздействия различных видов ИИ на человека и живые организмы при длительном облучении малыми дозами. Оказывается, что п

ри одинаковой поглощенной дозе различных ИИ (альфа-, бета-частицы, гамма-кванты, протоны, нейтроны) повреждение органов или тканей организма различно. Опаснее те виды излучений, при которых выше плотность ионизации атомов и молекул на единице длины пробега ИИ, т.е. альфа-частицы, протоны, нейтроны. Эквивалентная доза равна произведению поглощенной дозы рассматриваемого излучения в органе или

ткани на безразмерный взвешивающий коэффициент для данного вида излучения:

(1.32)

Взвешивающий коэффициент называют коэффициентом качества излучения. Измеряется эквивалентная доза в зивертах (Зв), внесистемная единица – бэр (биологический эквивалент рада), 1 Зв = 100 бэр.

Средние значения коэффициента качества излучения:

- для рентгеновского, гамма – и бета - излучений – = 1;

- для протонов с энергией МэВ и нейтронов с энергией 0,1 –

10 МэВ – = 10;

- для альфа-частиц с энергией МэВ - = 20.

Эффективная эквивалентная доза учитывает чувствительность органов и тканей организма человека к воздействию ИИ и используется при оценке риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела или отдельных органов. Она позволяет сравнивать риск облучения вне зависимости от того, облучается все тело равномерно или неравномерно.

Эффективная эквивалентная доза равна сумме произведений эквивалентных доз облучения отдельных органов на соответствующиебезразмерные взвешивающие коэффициенты их радиочувствительности :

. (1.33)

Единица измерения эффективной дозы - зиверт (Зв).

Взвешивающие коэффициенты радиочувствительности отдельных органов и тканей тела человека:

- половые железы …………….0,25;

- молочная железа ……………0,15;

- красный костный мозг ……..0,12;

- легкие ………………………..0,12;

- щитовидная железа …………0,03;

- кость (поверхность) …………0,03;

- остальные органы (ткани)......0,3.

Введенные выше три дозы: поглощенная, эквивалентная и эффективная описывают индивидуальное воздействие ИИ на человека. Для оценки ущерба от действия малых доз облучения на большие группы людей (сотни тысяч человек) служит эффективная коллективная доза.

Эффективная коллективная доза – это мераколлективного риска

возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз облучения человек:

. (1.34)

Эффективная коллективная доза измеряется в человеко-зивертах (чел.-Зв) с указанием количества облученных.

Скорость набора дозы облучения характеризуется мощностью дозы (поглощенной, экспозиционной):

. (1.35)

Мощность поглощенной (экспозиционной) дозы используется для оценки степени загрязнения местности или поверхности объектов радиоактивными веществами – это уровень радиации, измеряется на высоте м от поверхности земли (загрязнение местности) или на расстоянии 1,5-2 см от поверхности объекта (загрязнение объектов). Уровень радиации, обусловленный естественными источниками (радиоактивные вещества в земной коре и космическое излучение) не превышает 40 мкР/час, в Санкт-Петербурге 10-20 мкР/час.

Действие ионизирующих излучений на человека

Ионизирующие излучения взаимодействуют с биологической тканью так же, как с любой средой, т. е. производят ионизацию и возбуждение атомов и молекул. Это - первичные физико-химические процессы, следствием их являются изменения, возникающие в клетках. Далее процессы подчиняются уже биологическим законам жизни и гибели клеток.

У человека около 75 % массы тела приходится на воду, поэтому в зависимости от вида первичных процессов действие ИИ подразделяют на прямое и косвенное.

Прямое воздействие ИИ - взаимодействие ИИ с молекулами белка, приводящее к расщеплению молекул, разрыву наименее прочных связей, отрыву радикалов, образованию новых связей. В целом при этом происходит видоизменение молекул и более сложных структур, составленных из них.

Косвенное воздействие ИИ обусловлено поглощением излучения водой. При этом сначала происходит радиолиз молекул воды с образованием высокоактивных в химическом отношении свободных радикалов , а затем - перекисных соединений: , , и др., которые вступа-

ют в окислительные реакции в основном с молекулами белков. Это приводит к видоизменению их, образованию вредных токсических продуктов и нарушению обмена веществ.

Изменения на клеточном уровне, гибель клеток в результате как прямого, так и косвенного воздействия приводят к таким нарушениям в тканях, в межорганных процессах, которые вызывают негативные последствия для всего организма вплоть до его гибели при интенсивном облучении.

Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обновляющихся тканей некоторых органов: костный мозг, половые железы, селезенка и др.

Биологическое действие ионизирующих излучений зависит от ряда факторов, основными из которых являются:

- величина дозы и мощности дозы;

- продолжительность облучения;

- характер облучения (внешнее или внутреннее).

Доза облучения – основной параметр, от которого зависят последствия воздействия ИИ; тяжесть лучевого поражения увеличивается с ростом дозы. Характеристика эффектов облучения будет приведена ниже, отметим лишь, что для больших и малых доз они существенно отличаются.

Продолжительность облучения как для больших, так и для малых доз влияет на последствия воздействия ИИ. Это обусловлено тем, что при любом нарушающем воздействии в организме человека протекают восстанавливающие процессы. Поэтому все эффекты выражены тем слабее, чем больше время, в течение которого была получена одна и та же доза или, как говорят, чем более дробно она получена. В зависимости от продолжительности облучения различают однократное, многократное и хроническое облучения.

Однократным называется облучение, если его продолжительность не превышает четырех суток. За это время действие восстановительных механизмов в организме еще не успевает проявиться и эффект воздействия одной и той же дозы будет одинаковым, независимо от того, получена она в течение секунды, минуты, часа или дробно в течение четырех суток.

Многократным называется облучение в течение промежутка времени более четырех суток. В этом случае становится заметным результат протекания восстановительных процессов, которые частично ликвидируют последствия воздействия ИИ. Так, при небольших дозах со временем компенсируется до 90 % последствий набранной однократной дозы - это обратимая часть поражения. Оставшиеся 10 % (в различных случаях это мо-

жет быть 10 – 40 %) представляют необратимые поражения. Этим объясняется то, что допустимые дозы многократного облучения выше, чем аналогичные для однократного облучения при одном и том же биологическом эффекте.

Хроническим называется облучение малыми дозами в течение длительного времени - до десятков лет. При хроническом облучении обычно определяют (рассчитывают) годовую дозу.

Характер облучения - внешнее или внутреннее - связан с расположением источника ИИ - радиоактивных веществ - вне или внутри организма человека.

Облучение называется внешним, если РВ находятся вне организма. Внешнее облучение обусловлено в основном излучениями, имеющими большую проникающую способность - гамма- и нейтронным излучениями, в меньшей степени - бета-излучением. Альфа-излучение полностью, а бета-излучение в значительной степени задерживаются воздухом, одеждой и поверхностным слоем кожи, поэтому особой опасности не представляют. Исключение составляет воздействие бета-частиц на глаза.

Внешнее облучение может быть общим - когда облучению подвергается все тело человека, и локальным (местным) - когда облучается только часть тела, например, руки.

Эффект внешнего облучения зависит от величины эффективной дозы, мощности дозы, а также от того, какая часть тела человека подверглась облучению.

Внутреннее облучение происходит при попадании радиоактивных веществ внутрь организма. Обычно рассматриваются три пути поступления радионуклидов в организм человека: через органы дыхания (ингаляционный), желудочно-кишечный тракт и кожу. Этими путями радионуклиды сначала попадают в кровь, а затем током крови разносятся по всему телу.

Наиболее опасным является вдыхание загрязненного радиоактивными веществами воздуха. Это обусловлено, во-первых, большим объемом воздуха, проходящего через легкие (порядка 100 м³ в сутки) и, во-вторых, высокой степенью оседания мелких частиц аэрозоля в легких. При диаметре частиц более 1 мкм в легких задерживается около 20 % вдыхаемого аэрозоля, при размере частиц менее 1 мкм эта доля возрастает до 90 %. При употреблении загрязненной радиоактивными веществами воды и пищи в организме задерживается 4-10 % массы радионуклидов. Через неповрежденную кожу в организм попадает и задерживается в 200 – 300 раз меньше РВ, чем через желудочно-кишечный тракт.

Внутреннее облучение продолжается до тех пор, пока находящиеся

внутри организма РВ не распадутся или не будут выведены из него. Скорость первого процесса характеризуется периодом полураспада. Скорость биологического выведения радионуклидов из организма зависит от химических свойств соединений, содержащих радионуклиды и свойств тех тканей организма, в которых они фиксируются. Она оценивается периодом полувыведения биологическим - временем, в течение которого из организма выводится половина находящегося в нем радиоактивного вещества. Совместное действие обоих факторов (радиоактивный распад и биологическое выведение), способствующих снижению содержания РВ в организме, оценивается с помощью эффективного периода полувыведения :

. (1.36)

При одних и тех же количествах радионуклидов внутреннее облучение значительно опаснее внешнего. Это обусловлено следующими причинами.

Во-первых, резко увеличивается время облучения тканей организма. При внутреннем облучении это – время нахождения РВ в организме (недели-месяцы-годы в зависимости от вида радионуклида). При внешнем облучении – это время пребывания человека в зоне загрязнения, которое при вахтовом методе работы составляет часы или сутки.

Во-вторых, находясь внутри биологической ткани, радионуклид облучает в телесном угле , при внешнем облучении человека этот телесный угол очень мал.

В третьих, при внутреннем облучении радионуклиды находятся в непосредственном контакте с биологической тканью внутренних органов, в которой полностью поглощается энергия альфа- и бета-излучений. При внешнем облучении эти виды ИИ задерживаются воздухом, одеждой, роговым слоем кожи.

И наконец, в четвертых, избирательное накопление радионуклидов в отдельных органах приводит к более сильному локальному облучению этих органов.

Опасность внутреннего облучения от поступления в организм того или иного нуклида, проявляющаяся в скорости поражения жизненно важных органов, определяется рядом факторов.

Во-первых, доля нуклида, попавшего в ткани и органы, может меняться в широких пределах – от 0,01 до 100 % от его поступления в организм.

Во-вторых, биологические периоды полувыведения нуклидов из критических органов и тканей составляют от десятков суток ()

до практически бесконечности – полное усвоение (). Важно соотношение периодов полураспада и биологического полувыведения. Малый период полураспада в сочетании с большим периодом полувыведения обусловливает высокую скорость поражающего действия нуклида.

В целом, опаснее альфа-активные нуклиды, имеющие малый период полураспада, большой период полувыведения, в значительной степени задерживающиеся в критически важных органах. В качестве такого примера можно привести альфа-активный нуклид , для которого суток, суток. Накопление нуклида от поступления в организм: 0,13 – в почках, 0,22 – в печени, 0,07 – в селезенке, 0,08 – в костях. Через один месяц после однократного поступления в кровь 1 мкКи нуклида доза облучения почек и селезенки составляет около 150 мЗв . Для дозы 15 Зв необходимо поступление нуклида активностью 3,7·10⁶ Бк – т. е. всего 2,2·10^-8 г чистого полония.

Как при внешнем, так и при внутреннем облучении конечный эффект воздействия ИИ зависит прежде всего от величины дозы облучения и по этому критерию радиобиологические эффекты четко подразделяются на стохастические (вероятностные) - соматико-стохастические и генетические и нестохастические (детерминированные) – соматические (рис. 1.21).

Соматические (телесные) эффекты проявляются непосредственно в облученном организме в течение промежутка времени от нескольких минут до одного-двух месяцев после облучения при воздействии относительно больших доз на все тело или отдельные органы. К ним относят лучевую болезнь, лучевой ожог, нарушение иммунитета, кроветворения, катаракту глаза и т.п. Эти эффекты проявляются тем быстрее и сильнее, чем больше величины дозы и мощности дозы и для их возникновения существует дозовый “порог”, т. е. при дозах ниже определенного значения они никак не проявляются.

Значения некоторых дозовых “порогов”: первичная лучевая реакция (тошнота, рвота) – 1,5 Зв, острая лучевая болезнь – 1 Зв, кратковременная стерилизация (потеря воспроизводства потомства) – 1 Зв, эритема (ожог кожи) – 4 Зв, эпиляция – 5 Зв.

Наблюдения за персоналом и населением, подвергавшимся воздействию повышенных доз облучения показали, что длительное облучение взрослого практически здорового человека при дозах до 50 мЗв в год не вызывает вредных соматических изменений.

Годовая доза облучения от естественного фона 0,7-2 мЗв.

Свойственная людям индивидуальная изменчивость проявляется в их чувствительности к облучению. На рис. 1.22 представлена зависимость вы-

живаемости при лучевой болезни после однократного облучения. Из этих данных видно, что различия индивидуальной чувствительности весьма велики: при дозе облучения 2-4 Зв погибает до 20% облученных, остальные выживают. Такой же S-образный вид с пороговым значением дозы имеет зависимость доза-эффект и для других соматических последствий. Во всех случаях наблюдается снижение остроты последствий действия ИИ при

многократном и хроническом облучении по сравнению с однократным при одинаковых дозах.

Соматико-стохастические – это отдаленные соматические (наблюдаются у облученного) эффекты, проявляющиеся только через несколько месяцев или лет после облучения. При остром однократном облучении наиболее типичными отдаленными последствиями являются стойкие изменения кожи и увеличение частоты катаракт. В области малых доз (менее 1 Зв однократно и 0,05-0,1 Зв в год) наблюдается только один отдаленный эффект – увеличение частоты злокачественных образований. Эти эффекты являются вероятностными: с увеличением дозы возрастает не тяжесть поражения, а лишь вероятность его появления, т.е. риск. Сам эффект – появление опухоли – всегда один и тот же. Зависимость доза-эффект для стохастических последствий – прямо пропорциональная и беспороговая (рис. 1.23).

Отсутствие “порога” дозы означает, что не существует абсолютно безвредного облучения, снижение дозы ведет только к уменьшению риска, но полностью его не устраняет.

Генетические эффекты воздействия радиации на человека проявляются только в последующих поколениях. Они носят стохастический характер и представляют собой те или иные повреждения на генном уровне, аналогично наследственным повреждениям. Описано около 1500 их разновидностей. От тяжелых наследственных генетических заболеваний страдает примерно до 3 % населения земного шара, поэтому возникают большие трудности в определении причины генных повреждений: результат ли это действия радиации, врожденные ли повреждения, или причина какая-то иная. В этом случае облучение может вызвать возрастание частоты генетических нарушений по сравнению с естественной.

Генетические эффекты так же, как и соматико-стохастические мало зависят от мощности дозы и определяются суммарной накопленной дозой. Эти эффекты учитываются при оценке ущерба в результате действия малых доз облучения на большие группы людей (сотни тысяч человек), определяются они эффективной коллективной дозой. Выявление эффекта у отдельного индивидуума практически невозможно.

Приближенно диапазону доз облучения можно сопоставить следующие последствия.

Доза 0-0,05 Зв – соматические и генетические эффекты отсутствуют (частота появления стохастических эффектов – соматических и генетических – ниже естественной).

Доза 0,05 – 0,5 Зв – незначительно выраженные соматические эффекты, стохастические – на уровне естественных.

Доза 0,5 – 1,5 Зв – выраженные соматические эффекты, легкая степень лучевой болезни, частота соматико-стохастических и генетических эффектов заметно превышает естественную.

Доза 1,5 – 3,0 Зв – выраженная лучевая болезнь, в конце диапазона высокая вероятность смертельного исхода.

Радиоактивное загрязнение при аварии на АЭС

В настоящее время на АЭС находятся в эксплуатации два типа реакторов на тепловых нейтронах: РБМК-1000 – реактор большой мощности канальный (1000 – электрическая мощность в мегаваттах) и ВВЭР-1000 (440) – водо-водяной энергетический реактор.

Схемы ядерных энергетических установок типов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 и некоторые технические данные приведены на рис. 1.24, 1.25. Конструкция реакторов на быстрых нейтронах такова, что тепловой взрыв на них невозможен, поэтому они как потенциальные источники радиационной опасности не рассматриваются. С точки зрения обеспечения безопасности при эксплуатации более совершенными являются двухконтурные реакторы типа ВВЭР.

Основную радиационную опасность при эксплуатации ядерных реакторов представляют осколки деления ядер урана. В ядерном реакторе цепная реакция деления и накопление радиоактивных осколков идет в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Выделяющееся при реакции тепло отводится теплоносителем (водой), но его наведенная активность значительно меньше активности осколков. При нормальной работе ядерного реактора температура стенок ТВЭЛа составляет около 800 ºС (внутри ТВЭЛа - до 2500 ºС), вода на выходе из реактора нагревается до 285-320 ºС, частично превращаясь в пар давлением 7-16 МПа в зависимости от типа ядерного реактора.

Значительный выход РВ из ТВЭЛов возможен при сильном повреждении их оболочки и расплавлении ядерного топлива. Перегрев топлива происходит лишь в том случае, если интенсивность тепловыделения в ТВЭЛе превышает скорость отвода тепла. Такой тепловой дисбаланс в активной

зоне может возникнуть при авариях с потерей теплоносителя первого контура из-за его разгерметизации или разрушения, или при внезапном росте энерговыделения в ТВЭЛах.

Необходимо отметить, что при любых авариях в реакторе принципиально невозможен взрыв типа взрыва ядерного боеприпаса, поскольку компактно находится в ТВЭЛах в количествах, значительно меньших, чем его критическая масса. Выброс радиоактивных продуктов при аварии на АЭС может произойти только в результате теплового взрыва.

Хотя при делении ядер урана образуется много видов радиоактивных осколков, в случае аварии наиболее опасны те, на которые приходится значительная доля общей активности выброса, которые легко могут попасть в организм (с воздухом, водой и пищей) и в течение длительного времени будут оставаться в нем. Характеристики нескольких наиболее опасных нуклидов приведены в табл. 1.14 – измерения проведены для выброса Чернобыльской АЭС.

Таблица 1.14

Дата добавления: 2014-11-18