Радиосенсибилизаторы - соединения, снижающие радиоустойчивость живых организмов. 2 страница

Изотопное обогащение урана по ²³⁵U – одна из наиболее технически сложных задач. Применяемые для этого высокие технологии доступны ограниченному числу стран: США, Канаде, Великобритании, Франции, Нидерландам, Германии, Японии и России. Эти же страны в основном и занимаются производством собственно ядерного топлива.

Невыгоревший остаток топлива в реакторе можно возвращать обратно в топливный цикл после его регенерации или переводить все в радиоактивные отходы. Аргументами в пользу второго пути служат сложность процесса регенерации и то, что при химическом отделении ядерного материала образуется гораздо большее количество радиоактивных отходов, чем без регенерации. К тому же ядерная энергетика в настоящее время (и в ближайшей перспективе) не испытывает недостатка в горючем, налицо даже некоторое его перепроизводство. Предполагается также, что в недалеком будущем в качестве топлива может быть использован накопленный в больших количествах плутоний из ядерных бомб и боеголовок. Исходя из этого, ряд стран (США, Канада, Швеция, Финляндия, Испания) отказались регенерации ОЯТ, т. е. АЭС в этих странах функционируют по незамкнутому топливному циклу. На замкнутый цикл ориентирована ядерная энергетика Великобритании, Франции, Японии, Индии и России. В этих странах имеются крупные радиохимические заводы по переработке ОЯТ. В то же время именно с деятельностью крупнейшего радиохимического завода в г. Селлафилд (Великобритания), многие годы практиковавшего сброс в океан низкоактивных отходов, связано ощутимое загрязнение некоторыми долгоживущими радионуклидами реакторного происхождения донных отложений в Атлантическом океане. В настоящее время в мире перерабатывается около 1/3 отработанного реакторного топлива, остальная часть остается пока на временном хранении.

В России переработка отработанного топлива ведется на двух крупных заводах: РТ-1 на комбинате «Маяк» в Челябинской области и РТ-2 под Красноярском. Нужно отметить, что на этих предприятиях перерабатывается пока только топливо из реакторов типа ВВЭР-440, т. е. меньше чем от половины работающих энергоблоков (20 из 46 реакторных блоков). Побочной продукцией регенерации являются радиоактивные изотопы, используемые в качестве изотопных индикаторов и источников излучения в научных исследованиях, медицине, промышленности, сельском хозяйстве и других отраслях.

Следует отметить, что практически на всех стадия ядерного топливного цикла добыча, обогащение руды, производство ядерного топлива, горение топлива в реакторе, утилизация, захоронение ОЯТ и других радиоактивных отходов, возможно возникновение ситуаций, приводящих к попаданию радионуклидов в окружающую среду.

Преимуществом ядерной энергетики является использование небольших объемов топлива по сравнению с другими видами энергетики, основанными на сжигании горючего. Так, количество энергии от 7 г урана, соответствует в топливном эквиваленте энергии 730 т угля, 570 кг нефти, 415 кг мазута, 600 л бензина, 5 ·10⁴ м³ природного газа. Поэтому атомные станции особенно эффективны в регионах, испытывающих трудности с доставкой горючих материалов. К преимуществам атомных электростанций являются их высокая «экологичность» по сравнению с другими видами электростанций. Загрязнение местности в непосредственной близости от АЭС (вследствие неизбежного и регулярного сброса некоторого количества радиоактивных элементов, в первую очередь летучих) – совершенно незначительно, оно меньше даже, чем от выпадения естественных радионуклидов при сжигании ископаемого топлива на тепловых электростанциях, особенно при сжигании угля, содержащего значительные количества естественных радионуклидов. В процессе нормальной работы атомной станции не происходит выброса «парниковых» газов, в первую очередь СО₂. Однако, преимущества атомных электростанций нивелируются очень высоким уровнем опасности для окружающей среды, для жизни и здоровья людей при возникновении нештатных, аварийных ситуаций, что является главным сдерживающим фактором быстрого развития атомной энергетики.

Устройство и принцип работы ядерного реактора

Активная зона реактора – это цилиндрический «котел» с вертикально расположенными каналами, в которые загружаются тепловыделяющие элементы (стержни) с ядерным топливом. Кроме того, в отдельные каналы могут вводиться специальные регулирующие стержни, в которых находятся вещества, перехватывающие избыточные нейтроны. В качестве поглотителей тепловых нейтронов используют кадмий гафний, бор (например, карбид бора В₄С, бористая сталь). В большинстве типов реакторов цепная реакция деления реализуется на медленных нейтронах; для замедления быстрых нейтронов используются углерод (графит), вода обычная, «легкая» (Н₂О), или тяжелая вода (D₂O). В качестве теплоносителя применяют газ, воду или расплавленный металл.

В зависимости от вида теплоносителя и замедлителя нейтронов основные типы реакторов делятся на водо-водяные (в России - ВВЭР), водо-графитовые (РБМК), газо-графитовые (ЭГП), тяжеловодные. Реакторы на быстрых нейтронах (типа БН) используются гораздо реже. В таблице 4.2 представлен перечень АЭС России и стран бывшего СССР с данными о типах действующих на них реакторов.

Почти вся энергия деления ²³⁵U (около 95% из приблизительно 200 МэВ) переходит в тепловую энергию в материале топлива, вызывая его сильный разогрев. Температура на выходе из активной зоны реактора достигает 300 -600 ºС. Отвод тепловой энергии от реактора и передача ее на парогенератор и турбину для генерирования электроэнергии осуществляется двумя или тремя изолированными контурами теплоносителя, что снижает вероятность утечки радио активных продуктов из активной зоны реактора. Энергетические реакторы первого поколения – РБМК, к сожалению, имеют лишь один контур циркулирования теплоносителя. К другим недостаткам большинства ныне действующих энергетических реакторов относится их сравнительно большая инерционность.

Целям предохранения реактора от нештатных ситуаций служат следующие защитные системы:

1) защитные барьеры – герметичные стальные или циркониевые оболочки ТВЭЛов и герметичный корпус реактора (иногда имеется и дополнительный – страховочный корпус);

2) система «биологической защиты», в которую входят графитовые, стальные и бетонные элементы конструкции для поглощения нейтронной радиации;

3) колпак над реактором, или «контейнмент», предохраняющие от воздействия извне (например, даже от прямого падения на станцию легкого самолета) и защищающий при взрыве изнутри. К сожалению, большинство российских реакторов не имеет контейн-мента;

4) системы автоматической аварийной остановки и охлаждении реактора.

Важнейшим условием дальнейшего развития ядерной энергетики является резкое уменьшение риска возникновения аварийны: ситуаций, а также минимизация последствий возможных аварий. Основное внимание в настоящее время уделяют улучшению конс- рукции реакторов, приданию им свойств «внутренней защищенности», а также совершенствованию систем защитной автоматики и повышению механической прочности конструкций. Имеются проекты сооружения подземных АЭС, размещенных на достаточной глубине под землей или в скальных выработках, что позволит свести к минимуму последствия возможных аварий. Для обеспечения большей надежности и меньшей инерционности разрабатываются реакторы, основанные на несколько иных принципах действия. Одними из таких реакторов, как полагают, могут стать «быстрые» реакторы, работающие не на медленных, а на быстрых нейтронах.

Таблица 4.2.

Действующие АЭС и типы используемых реакторов на территории России и сопредельных стран (бывшего СССР)

Названия АЭС	Местоположение	Тип реактора	Количество блоков
Курская	г. Курчатов, Курская обл.	РБМК- 1000
Ленинградская	г.Сосновый Бор, Ленинградская обл.	РБМК- 1000
Смоленская	г. Десногорск, Смоленская обл.	РБМК- 1000
Балаковская	г. Балаковск, Саратовская обл.	ВВЭР- 1000
Калининская	г. Удомля, Калининская обл.	ВВЭР- 1000
Ростовская	г. Волгодонск, Ростовская обл.	ВВЭР- 1000
Кольская	пос. Полярные Зори, Мурманская обл.	ВВЭР-440
Нововоронежская	г. Нововоронежск, Воронежская обл.	ВВЭР-440, ВВЭР- 1000
Билибинская	Чукотский АО	ЭГП-6
Белоярская	г. Зареченск Свердловская.обл.	БН-600
Запорожская	г. Энергодар, Украина	ВВЭР
Ровенская	г. Кузнецовск, Украина	ВВЭР
Ю. -Украинская	г. Южно-Украинск, Украина	ВВЭР
Хмельницкая	г. Нетешин, Украина	ВВЭР
Игналинская	п. Висагинас, Литва	РБМК- 1500
Армянская	г. Мецамор, Армения	ВВЭР-440

Их основное преимущество состоит в малой загрузке топливом, что сводит к минимуму риск неуправляемого разгона цепной реакции; однако пока этим реакторам присуща некоторая пожароопасность из-за использования в них расплавленного натрия в качестве теплоносителя. Реакторы на быстрых нейтронах отличаются значительно меньшими сбросами тепла в водоемы, выбросами летучих радиоактивных продуктов в атмосферу, с их помощью легче будет решать проблему утилизации наработанного оружейного плутония.

Другой подход реализуется в «электроядерных», или подкритических, реакторах, в которых цепная реакция возможна только после дополнительной «подсветки» нейтронами извне с помощью ускорителя заряженных частиц. В варианте подкритического реактора, разрабатываемом Европейской организацией по ядерным исследованиям, в качестве топлива будет использоваться торий, который образует значительно меньше радиоактивных отходов. Разработка электроядерных установок ведется также во Франции, Японии, Южной Корее.

Сохраняется надежда на использование в будущем наиболее перспективного принципа высвобождения ядерной энергии – промышленного использования термоядерного синтеза (слияния ядер легких атомов – Н, Не, Li). Термоядерные установки могут обеспечить и главное условие безопасности – возможность быстрой (автоматической) остановки при любых возникших неполадках. Преимущество термоядерной энергетики заключается также в отсутствии радиоактивных отходов. Несколько международных проектов термоядерного реактора разрабатываются совместно Россией, США, Японией и другими странами.

В настоящее время на 10 атомных станциях России эксплуатируется 31 энергоблок с суммарной мощностью 23242 МВт, из них 15 реакторов с водой под давлением — 9 ВВЭР-1000, 6 — ВВЭР-440, 15 канальных кипящих реакторов — 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6, 1 реактор на быстрых нейтронах.

Лекция 8 РЭ

Аварии на ядерных объектах и основные очаги радиоактивных загрязнений на территории России

Радиоактивное загрязнение территории России и стран бывшего СССР началось в в конце 40-х годов 20 века. Правительством СССР 9 апреля 1945 года было принято Постановление № 817 о строительстве завода, конечным продуктом которого должна была стать атомная бомба. Место для промышленной площадки было выбрано на Южном Урале, в 70 км. севернее г.Челябинска, в районе городов Кыштым и Касли. Этот завод, впоследствии получивший название комбинат «Маяк», начал производить радиоизотопы в 1949 году.

Аварии на комбинате «Маяк».

С деятельностью этого комбината, производившего делящиеся радиоактивные изотопы для военных целей, связано множество инцидентов и аварий. Накапливавшиеся на радиохимическом производстве в больших объемах жидкие радиоактивные отходы было решено сбрасывать в близлежащую речную систему. Сброс в р. Теча низко- и среднеактивных отходов (с удельной активностью до 1 Ки/л) был особенно интенсивным в 1950–1951 гг. Всего с 1949 до 1956 г. в р. Теча было сброшено 76 млн м³ жидких РАО с активностью около 3 МКи.

Жители прибрежных сел подверглись как внешнему облучению (от водного зеркала и территории поймы реки, загрязненных цезием-137, рутением-106, стронцием-90, цирконием-95 и другими радионуклидами), так и внутреннему (поступление в организм радионуклидов с водой и продуктами питания. По некоторым данным, радиационному воздействию подверглись более 124 тыс. человек.

После 1951 г. основной сброс перевели на бессточное оз. Карачай, где было сосредоточено в сумме до 120 МКи активности (а также 10 МКи – в оз. Старое Болото и других водоемах поблизости). К настоящему времени озеро постепенно засыпают, а на р. Теча сооружено несколько плотин и обводных каналов для нераспространения загрязнения по речной системе Теча–Исеть–Тобол–Иртыш–Обь. В 1951 г. в результате необычайно мощного паводка произошло вторичное загрязнение более 400 км² пойменных земель. Наиболее загрязненные участки у р. Теча находятся в пределах Челябинской и Курганской областей (до 40 населенных пунктов; опасные дозы получили около 28 тыс. человек местного населения).

На комбинате «Маяк» 29 сентября 1957 года произошла крупная авария, впоследствии известная как «Кыштымская авария». Из-за отказа системы теплоотвода на одной из бетонных емкостей с высокоактивными жидкими РАО (около 250– 300 м³) произошел мощный взрыв с выбросом радиоактивного материала на высоту до 1–2 км. Дальнейшее смещение облака ветром в северо-восточном направлении привело к образованию Восточно-Уральского радиоактивного следа (ВУРС) протяженностью до 300–350 км и шириной 30–50 км. Облучению подверглись 272 тыс. человек в 217 населенных пунктах, около 6000 человек получила дозу свыше 1 Зв.

Суммарная активность выброса радиоактивного материала в Кыштыме оценена в 20 МКи, из которых 18 МКи выпало непосредственно на промплощадке и 2 МКи – за пределами комбината, на территории Челябинской, Свердловской и Тюменской областей. Загрязнение земель отличалось очень высокой плотностью, достигавшей 150 000 Ки/км² по суммарной активности и 3000– 4000 Ки/км² по ⁹⁰Sr (другие долгоживущие нуклиды, включая ¹³⁷Cs, в подвергнутых технологической обработке отходах кыштымской аварии отсутствовали). Радиологически значимое загрязнение с плотностью более 0,1 Ки/км² по ⁹⁰Sr имело место на площади около 26 000 км², а сверхвысокое загрязнение с плотностью свыше 100 Ки/км² – на площади 280 км². Даже на 20-й день после аварии, уровень загрязнения в некоторых деревнях достигал 30 тыс. Ки/км² активности. В очаге поражения погибли сосновые леса на площади примерно 20 км².

На землях с загрязнением более 4 Ки/км² (по ⁹⁰Sr) была установлена санитарно-защитная зона (СЗЗ) со специальным ограничительным режимом; позднее там была образована Опытная научно-исследовательская станция (ОНИС) с радиоэкологическим заповедником площадью 167 км². Из сельскохозяйственного оборота было изъято 59 тыс. га земель; к 1997 г. возвращено в сельскохозяйственное или лесное пользование более 40 тыс. га. Ширина санитарно-охранной зоны ВУРСа сократилась к настоящему времени приблизительно до 8 км.

В 1967 году вследствие малоснежной зимы, произошло значительное понижение уровня воды в озере Карачай и, почти вдвое, сокращение площади его зеркала. Это привело к ветровому разносу высохшего радиоактивного ила до 50–75 км и вторичному загрязнению территории, частично наложившегося на старый след Кыштымской аварии.

Авария на Чернобыльской АЭС, 1986 г. Произошла ночью 26 апреля в результате неконтролируемого разгона цепной реакции деления урана, что привело к сильному разогреву и химическому взрыву реактора. Основными причинами аварии были нарушения правил эксплуатации, главным из которых следует признать выполненное инженерной службой станции принудительное отключение системы охлаждения. Сказались также особенности конструкции реактора и стержней управления, которые привели к переходу реактора в состояние избыточной реактивности и надкритичности. Температура в реакторе поднялась до 1600–1800 °С, и вслед за плавлением уранового топлива и образованием сильно перегретого водяного пара произошел мощный взрыв содержимого реактора. Первичный выброс составил ориентировочно 6–8 т ядерного горючего с накопившимися продуктами деления и другими побочными продуктами работы реактора. Основная масса радиоактивного материала поднялась при взрыве на высоту до 1,5–2 км, некоторая часть даже до 5-километровой высоты. Всего 1,5–2 % выброшенного радиоактивного материала осело в пределах 20 км от станции, остальное переместилось дальше. Последовавший за взрывом пожар (в течение 10 суток после взрыва выгорело около 25% массы графита в реакторе) и частая смена направления ветров привели к обширному загрязнению территории трех смежных республик бывшего СССР – Украины, Белоруссии и России на общей площади около 145 тыс. км² (с общей численностью населения 7,2 млн чел.). На территории России радиоактивному загрязнению более 4 тыс. населенных пунктов с общим числом жителей 2,86 млн. человек. Из зоны заражения эвакуировано около 135 000 человек, острое лучевое поражение отмечено у 204, получивших доз выше 1 Зв (35 человек получили смертельную дозу); около 25 тыс. ликвидаторов получили суммарную дозу более 0,5 Зв. Сразу же была закрыта для проживания 30-километровая зона вокруг ЧАЭС, где выпала около половины всех осадков по радиоактивности. Из хозяйственного пользования первоначально выведено 144 тыс. га сельскохозяйственных земель и 492 тыс. га лесных угодий; общая площадь радиоактивного загрязнения земель лесного фонда – около 1 млн га.

Наиболее высокие уровни загрязнения образовались в Киевской, Житомирской и Черниговской областях Украины, в Гомельской и Могилевской областях Белоруссии, в Брянской области РФ. В меньшей степени были загрязнены территории Тульской, Калужской и Орловской областей России. Загрязнения отмечены также в сопредельных государствах: Швеции, Финляндии, Норвегии, Германии, Польше, Румынии, Югославии и некоторых других стран.

Авария на Ленинградской АЭС (Сосновый Бор), 1992 г. Небольшой, в пределах допустимых норм, выброс радиоактивных продуктов через вентиляционную трубу произошел из-за неисправности системы охлаждения, что привело к перегреву и разрыву стен одного из каналов реактора.

Авария на комбинате Томск-7, 1993 т. Выброс радиоактивных аэрозолей в результате взрыва на технологическом аппарате радиохимического производства. Загрязнение ²³⁹Ри не превысил 0,02 Ки/км², протяженность следа - до 15–30 км.

В таблице 8.1. приведен перечень крупнейших радиационных аварий в мире, объемы радиоактивных выбросов и размеры площадей загрязнения территорий.

Таблица 8.1.

Характеристика наиболее крупных радиационных аварий имевших место на Земле

Место и дата аварии	Суммарная активность загрязнения, Ки	Основные радионуклиды	Площадь загрязнения, км^2
1.Россия, Челябинская область. Сбросы РАО в р. Теча, 1949-1956	3 ·10^6	^90Sr, ^137Cs
2. Россия, Челябинская область. Сбросы РАО в оз. Карачай, 1951-1956	120 ·10^6	^90Sr, ^137Cs	0,5
3. Россия, Челябинская область. Взрыв емкости с жидким РАО (Кыштымская авария), 1957	20·10^6	^144Се, ^95Zr, ^90Sr
4. Англия, г. Уиндскейл, пожар в реакторе по наработке плутония, 1957	25 ·10^3	^131I, ^137Cs
5. Россия, Челябинская область. Ветровой разнос обнажений оз. Карачай, 1967	6 ·10^5	^90Sr, ^137Cs
6. США, штат Пенсильвания, г. Три-Майл-Айленд, выброс топлива из активной зоны реактора АЭС, 1979		^131J	нет
6. Приморский край РФ, бухта Чажма, взрыв реактора АПЛ, 1985	7·10^6		~3
7. Украина, г. Чернобыль, взрыв реактора АЭС, 1986	5 ·10^7 9 • 10^7	^1311, ^137Cs, ^90Sr, ^239Рu	>130000>21000^5
8. Томская область, г. Северск (Томск-7), авария на Сибирском химическом комбинате, 1993		^235U, ^239Pu	30-35

Как видно из таблицы, в результате этих аварий в окружающую среду было выброшено жидких и твердых радиоактивных материалов с суммарной активностью около 170 МКи.

Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) разработана шкала ядерных событий (табл. 4.4), в соответствии с которой все происшествия на АЭС или других ядерных объектах подразделяются с точки зрения тяжести последствий на 8 уровней. Высший, 7-й уровень приписывают крупной аварии с катастрофическими последствиями (Чернобыльская катастрофа), 6-й и 5-й уровни – серьезным авариям и авариям с риском для окружающей среды. Такими были Кыштымская авария на комбинате «Маяк» и аварии на реакторах в Уиндскейле и Три-Майл-Айленде. Уровнем ниже 4-го определяют инциденты и аномалии, не имеющие радиационных последствий, и нулевым уровнем – отклонения, не имеющие значимости с точки зрения безопасности.

По данным концерна «Росэнергоатом», нарушения, влияющие на безопасность работы АЭС в России, в последние годы отсутствуют (табл.5).

Таблица 8.2. Международная шкала ядерных событий или аварий (МАГАТЭ, 1990)

Уровень	Определение	Примеры аварий и пояснения
	Крупная авария	Чернобыль, 1986
	Серьезная авария	Кыштым, 1957
	Авария с риском для окружающей среды	Уиндскейл, 1957; Три-Майл-Айленд, 1979
	Авария в пределах АЭС	Ленинградская АЭС, 1992
	Серьезный инцидент	Серьезное происшествие без радиационных последствий для населения вне АЭС
	Инцидент	Происшествие средней тяжести
	Аномалия	Незначительное происшествие
	Отклонение	Не имеет значимости с точки зрения безопасности

Динамика нарушений в работе АЭС России в 1992-2006 гг. Сделать в виде графика

Год	Важные для безопасности	Прочие	Всего	Комментарии
				С 1998 года введены новые правила учета нарушений

Состав и виды радиоактивных выпадений

При ядерных взрывах и авариях на ядерных реакторах (или других подобных объектах), радионуклиды образуются в результате цепной реакции осколочного деления тяжелых ядер – ²³⁵U или ²³⁹Ри. В результате этой реакции может образоваться до 200 изотопов более чем 70 химических элементов (атомов). Образующиеся радиоизотопы представляют собой первичные и вторичные продукты деления ядер, продукты нейтронной активации. Атомная масса этих элементов в диапазоне 85–100 и 130–150 Да.. Значительная их часть – короткоживущие, быстро распадающиеся изотопы. Так, уже спустя 7 ч после ядерного взрыв общая активность снижается в 10 раз по сравнению с той, которая была через час после взрыва, и снижается далее в 100 и 1000 раз соответственно через 2 и 14 суток. В долгосрочной перспективе остаются только два долгоживущих радионуклида, ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr, с периодами полураспада около 30 лет.

При ядерных взрывах, помимо продуктов осколочного деления, образуется некоторое количество продуктов нейтронной активации почвенного материала (при наземных взрывах) или воздуха (при взрывах атмосферных). В последнем случае это долгоживущие нуклиды ¹⁴С и ³Н, содержание которых в период наиболее интенсивных испытаний ядерного оружия в атмосфере заметно возросло. Что касается наведенной активности в почвах и грунтах, то сохраняется она не слишком продолжительное время из-за коротких периодов полураспада образующихся нуклидов.

При авариях на ядерных реакторах или в технологических аппаратах по переработке материалов, полученных в реакторах, радиоизотопный состав выбросов зависит от такового в реакторе на момент аварии. Например, В Кыштымской аварии, взорвавшаяся емкость содержала частично переработанные жидкие отходы, из которых ¹³⁷Cs был отделен, и главным долгоживущим нуклидом на территории ВУРСа оказался ⁹⁰Sr. Чернобыльская авария привела к выбросу примерно 3–4 % загрузки реактора с полным набором всех наработанных в нем продуктов. Состав выброса существенным образом зависел от формы и подвижности радиоактивных продуктов. Инертные радиоактивные газы (ИРГ) – в основном различные изотопы криптона и ксенона – вышли из разрушенного реактора почти полностью, их суммарная активность составила около 50 МКи. Однако из-за быстрого распада и рассеяния ИРГ в воздухе они практически не сказались на загрязнении почвенно-растительного покрова в зоне аварии. Изотопы летучих элементов (иода, цезия, теллура) легче выделялись из реакторного топлива, чем тугоплавкие нуклиды (⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁴¹,¹⁴⁴Се). По различным оценкам, из общего количества радиоактивного элемента, находившегося в реакторе на момент чернобыльской аварии, высвободилось от 30 до 60 % иода, от 15 до 40 % цезия и около 10 % теллура, тогда как тугоплавких элементов – всего от 0,5 до 2 %. В таблице 3 представлен радионуклидный состав выброса реактора при Чернобыльской аварии, суммарная активность которых, в основном, обуславливает формирование загрязняющего фона. Как видно, эти изотопы представлены группой осколочного деления ядер и тяжелыми изотопами трансуранового ряда.

К продуктам ядерного реактора относятся и трансурановые элементы (актиноиды), которые образуются при захвата нейтронов ядрами ²³⁸U b ²³⁹Pu, т. е. в результате ( n, γ, ) -реакций и последующих цепочек α, и β-распадов.

²³⁸U → ²³⁹U → ²³⁹Np → ²³⁹Pu → ²³⁵U → ²³⁵U

²³⁹Pu → ²⁴⁰Pu → ²⁴¹Pu → ²⁴¹Am → ²³⁷Np

Как видно, в результате этих реакций, к двум относительно долгоживущим изотопам (⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs), обуславливающим долговременное радиоактивное загрязнение, добавляется ²³⁹Pu, с периодом полураспада 24110 лет. Другие долгоживущие актиноиды, включая америций и кюрий, могут накапливаться со временем из промежуточных продуктов. Так, максимальное накопление ²⁴¹Аm и ²⁴¹Ри проиcходит через 40–50 лет после аварийного выброса. К примеру, продолжительный сброс в океан жидких отходов радиохимических производств на севере Европы (главным образом в Великобритании) уже привел заметному загрязнению трансурановыми нуклидами некоторых частей Атлантического океана.

Дата добавления: 2014-11-08