Антропогенные источники ионизирующих излучений

За счет хозяйственной и социальной деятельности люди дополнительно получают облучения от антропогенных источников. В одних случаях отдельные категории населения, в других - значительная часть населения. В ряде случаев могут возникнуть чрезвычайные ситуации, вызванные выбросом радиоактивных веществ. В Республике Беларусь более 1000 объектов, на которых применяются радиоактивные вещества в значительных количествах (более 55 тысяч устройств и установок), которые приносят пользу людям. Назовем только некоторые источники:

- тепловые электростанции;

- склады минеральных (фосфорных) удобрений, имеющих повышенное содержание радионуклидов уранового и ториевого рядов;

- часы, компасы со светящимся циферблатом;

- телефонные диски, указатели входа-выхода;

- цветные телевизоры и дисплеи компьютеров;

- установки для снятия статического электричества;

- пожарные дымовые детекторы;

- краски, содержащие повышенное количество урана;

- рентгеновские установки для проверки пассажиров и их багажа в аэропортах;

- установки для контроля качества и структуры сплавов;

- установки для исследования смазочных материалов;

- установки для холодной стерилизации перевязочного материала и медицинского инструмента;

- рентгеновские аппараты и установки для диагностики заболеваний человека;

- радиоизотопные материалы для исследования в медицине;

- радиационная терапия для лечения онкологических заболеваний;

- установки для облучения автомобильных шин сцелью увеличения срока их пробега и др.

Кроме того, на отдельных объектах содержится значительное количество радиоактивных веществ, в том числе и в местах захоронения радиоактивных отходов, которые представляют опасность для большого числа людей в случае аварий и катастроф. Например, В Минской области таких объектов 2 - это Молодечненский центр стандартизации и метрологии, где суммарная активность источников цезия достигает 70 Ки, и Несвижский завод медпрепаратов, где суммарная активность источников кобальта равна 800 Ки. В Брестской области насчитывается 12 объектов, использующих в своей деятельности радиоактивные вещества, из них 9 сконцентрированы в городах Брест, Пинск, Барановичи; в Гродненской области - 8 объектов, их них 7 в Гродно и Лиде; В Гомельской области - 17 объектов, из них 14 - в Мозыре и Гомеле; В Витебской области - 12 объектов, из них 10 -в Витебске и Новополоцке; в Могилевской области - 14 объектов, из них 11 - в Могилеве и Бобруйске.

Ниже приведены в таблице 1.12. некоторые искусственные источники ионизирующих излучений, используемые в различных отраслях.

Кратко остановимся только на некоторых источниках радиации.

Уголь, который сжигается на тепловых электростанциях (ТЭС) и в котельных содержит значительное количество таких радионуклидов, как: калий-40, уран-238, торий-232 и продукты их распада, что составляет от 7 до 52 Бк/кг. При сгорании угля радионуклиды выбрасываются в атмосферу в количестве, которое зависит от степени очистки фильтрами.

Источники, используемые в медицинских исследованиях и терапии, стали одним из основных способов антропогенного облучения человека. Вот некоторые примеры: рентгенография зуба - 30 мЗв, рентгеноскопия желудка - до 300 мЗв, флюорография - до 0.37 МзВ. Это значительные дозы, полученные одноразово.

Радиоизотопы используются для исследования различных процессов, протекающих в организме человека. Радиоизотопы излучают, что позволяет не только обнаружить их с помощью счетчика импульсов человека (СИЧ), но и определить характер распределения введенного изотопа. Приведем примеры использования изотопов в медицине.

Оценка функции щитовидной железы выполняется с помощью радиоактивного йода, который в незначительных количествах вводится в организм человека, но накапливается в щитовидной железе. По ряду характеристик делается вывод о работе щитовидной железы.

Таблица 1.12.

Область применения и вид используемых закрытых источников ионизирующего излучения в различных областях

Область применения	Вид источника излучения
Медицина и биология	Ускорители заряженных частиц, рентгеновские и гамма-аппараты, гамма и бета-источники
Сельское хозяйство	Мощные гамма-установки, химические удобрения
Пищевая промышленность	Мощные гамма-установки, радиоизотопные приборы (уровнемеры)
Химическая и легкая промышленность	Мощные гамма-установки, радиоизотопные приборы (уровнемеры, толщиномеры, приборы для снятия статических зарядов
Металлургия	Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, аппараты для гамма-дефектоскопии, радиоизотопные приборы (уровнемеры)
Строительная индустрия	Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, аппараты для гамма-дефектоскопии
Геология	Нейтронные и гамма-источники, радиоизотопные приборы (уровнемеры)
Научные исследования	Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, мощные гамма-установки, нейтронные и бета-установки
Ядерная энергетика	Нейтронные источники

Другие примеры использования радиоизотопов в медицине:

- натрий-24 - позволяет определять скорость кровотока и проницаемости сосудов;

- калий-42 - индикатор биологических процессов;

- стронций-85 - используется в ампликаторах при лечении кожных и глазных болезней;

- технеций-99 - применяется для визуализации внутренних органов (изучение функционального состояния щитовидной железы, слюнных желез, сердца, крупных сосудов, скелета, опухолей головного мозга, для исследования печени, почек и др.). Полученная при этом доза примерно равна дозе от рентгеновского излучения при рентгеновских исследованиях;

- кобальт-60 - применяется в терапии и как индикатор;

- цезий-137 - применяется в терапии;

- углерод-14 - медикобиологические исследования;

- индий-111, 113 - используется для диагностики путем скенирования печени (при диагностике гепатита и церроза), полостей сердца, ангиография почек.

Поглощенная доза в облучаемом с целью терапии органе очень велика и, как правило, составляет 20 - 60 Гр за несколько сеансов. Индивидуальная доза на критический орган может составлять до нескольких Грей на одну процедуру. В Республике Беларусь средняя индивидуальная доза облучения населения от радиоизотопной диагностики составляет около 5миЗв/год.

Примечание. В Республике Беларусь имеется более 2000 рентгеновских установок для диагностики.

Наиболее опасными антропогенными источниками ионизирующих излучений являются атомные электростанции в результате аварий на них и возможные взрывы ядерных боеприпасов и радиологических боеприпасов.

На территории Республики Беларусь атомных электростанций (АЭС) и ядерного оружия нет, но названные источники расположены вблизи границ страны, и как показал опыт эксплуатации Чернобыльской АЭС, аварии на них или другие происшествия представляют большую радиационную угрозу для населения. Коротко познакомимся с этими источниками.

Атомная электростанция, как источник

радиационной опасности

Радиационная опасность на АЭС (при аварии на ней) определяется спецификой ее устройства, типом используемого топлива, его количества и особенностями эксплуатации.

Основным элементом АЭС является ядерный реактор. В нем в качестве горючего используется уран. Как известно природный уран представляет смесь урана-238 - 99,2%, урана-235 -0,71% и уран-234 - 0,006%.

Известно, что при облучении ядра атома урана нейтронами может быть три вида взаимодействия в зависимости от энергии нейтрона, типа ядерного вещества и его массы:

- нейтрон поглощается ядром атома и оно испускает гамма-квант;

- нейтрон проскакивает ядро без последствий;

- нейтрон вызывает распад ядра на два осколка с выбросом нес­кольких нейтронов (обычно 2 – 3), гамма-квантов, излучений других видов с общей энергией примерно 200 МэВ.

Интерес представляет только третий случай, когда энергию распада можно использовать в ядерном реакторе. Ядра ²³⁸U могут делиться только нейтронами (быстрыми нейтронами) с энергией более 1,1 МэВ, а ядра ²³⁵U могут делиться только тепловыми нейтронами. Очевидно, что в ядерном реакторе целесообразно в качестве ядерного горючего использовать ²³⁵U, так как технически получить тепловые нейтроны задача не сложная. Однако для обеспечения цепной реакции необходимо, чтобы масса ²³⁵U была достаточной. Для этого концентрацию ²³⁵U в природном уране повышают обычно до 2% - 6%, т.е. обогащают ²³⁸U.

Для нормальной работы реактора с одной стороны необходимо, чтобы цепная ядерная реакция поддерживалась, а с другой необходимо исключить возможность ядерного взрыва. Чтобы исключить ядерный взрыв, необходимо чтобы после каждого цикла деления оставался только один нейтрон из 2 - 3, который продолжал бы процесс деления. Остальные нейтроны должны быть или поглощены или уйти из активной зоны. Часть нейтронов поглощается ²³⁸U, превращаясь в ²³⁹Pu, а часть нейтронов может быть поглощена графитом, бором или другим веществом. Следует заметить, что при делении ядер ²³⁵U образуются нейтроны, энергия которых выше требуемой для поддержания цепной реакции деления. Поэтому принимаются меры по замедлению нейтронов. Таким образом, в качестве ядерного топлива используют ²³⁵U.

В странах СНГ на АЭС используют ядерные реакторы двух

типов: канального типа - реактор большой мощности канальный (РБМК) и водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР-440, ВВЭР-1000).

В реакторе канального типа вода внутри реактора нагревается до температуры близкой к температуре кипения при давлении в активной зоне реактора и далее поступает в паросепаратор, где происходит разделение пара и воды. (Давление питательной воды в паросепараторе, паступающей из системы подогревателей, ниже, чем давление воды поступающей из реактора.) Пар из паросепаратора направляется в турбину, в которой происходит преобразование энергии пара в механическую (врвщательную) энергию, за счет которой вращается вал турбины, на котором находится электрический генератор. Пар отработанный в турбине поступает в конденсатор, где происходит его полная конденсация, и затем через систему подогревателей поступает в паросепаратор, где смешивается с нагретой водой поступающей из реактора. Вода из паросепаратора подается снова в ативную зону реактора.

В водо-водяном реакторе имеется два контура. В первом контуре вода под высоким давлением (максимальное давление воды в первом контуре, в основном, определяется прочностными свойствами корпуса реактора), нагревается в активной зоне реактора, но в пар не превращается. Теплая вода поступает в парогенератор, где она через стенки трубок парогенератора отдает тепло воде второго контура (турбинного контура) переводя ее (воду) в пар, который затем подается на турбину, приводя ее во вращательное движение. Давление воды во втором контуре должно быть ниже чем в первом, которое определяется температурой воды, поступающей из реактора в парогенератор.

Каждый из названных типов реакторов имеет свои достоинства и свои недостатки. Водо-водяные реакторы более надежные, но дорогостоящие.

Рассмотрим подробней принцип работы реактора типа РБМК, который установлен на ЧАЭС (рис.1.19.). Канальные реакторы не имеют трудоемкого в изготовлении прочного корпуса, сложного и дорогостоящего парогенератора, позволяют производить перегрузку топлива без остановки реактора и использовать менее обогащенное ядерное топливо, но менее надежны в эксплуатации. В частности, в канальных реакторах наблюдается положительная реактивность при нарушении циркуляции теплоносителя (воды) через активную зону. Это требует более высокой квалификации обслуживающего персонала и предосторожности при эксплуатации реактора.

В канальных реакторах значительное количество тепловой энергии аккумулируется в графитовой кладке и металлоконструкциях, что замедляет спад тепловой мощности реактора после срабатывания аварийной защиты. Наличие большого парового объема в контуре охлаждения существенно замедляет темп падения давления теплоносителя при аварийном разрыве трубопровода.

РБМК представляет собой цилиндр высотой 7м и диаметром 14м. Размещается он в бетонной шахте размером 21х21м и высотой 25м. В качестве замедлителей нейтронов используется графитовая кладка цилиндрической формы. В ней имеются вертикальные отверстия, в которые устанавливаются технологические каналы. В каждом канале размещается кассета с двумя тепловыделяющими сборками, в каждой из которых по 18 тепловых элементов.

Теплоносителем служит обессоленная вода, которая поднимается снизу вверх к каждому технологическому каналу. Омывая тепловыделяющие элементы вода нагревается до температуры близкой к температуре кипения при давлении воды в активной зоне и падается в паросепаратор, где пар отделяется от воды, очищается от радиоактивных продуктов и подается на турбину. Конденсат отработанного пара в турбине через систему подагревателей подается в сепаратор, смешивается с водой поступающей из реатора и снова возвращается в активную зону реактор.

Как видно из схемы (рис.1.19.) в состав активной зоны реактора включены также поглощающие управляющие графитовые стержни. Если стержни опущены в активную зону полностью, то реактор "заглушен", цепная реакция прекращается. Чтобы реактор начал работать стержни надо поднимать. Чтобы исключить случайный перегрев активной зоны существует система автоматики, которая позволяет регулировать тепловой режим.

Особенностью ядерного реактора является то, что в него загружается большое количество ядерного горючего (190 тонн).

В процессе работы ядерного реактора распадающиеся радиоактивные вещества остаются в ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕМ ЭЛЕМЕНТЕ. Как видно из рис.1.20. из осколков ядерного деления больше всего образуется изотопов с номерами от 80 до 105 (первый пик) и от 130 до 150 (второй пик). Среди них большинство с коротким периодом полураспада, но есть и относительно долгоживущие (стронций-90, цезий-137 и некоторые другие).

При взрыве ядерного устройства распределение осколков деления соответствует приведенному на рис.1.20., но их распределение другое.

В замкнутом пространстве тепловыделяющего элемента непрерывно образующиеся короткоживущие изотопы одновременно и распадаются. В то же время изотопы с большим периодом полураспада накапливаются. И чем дольше "выгорает" ядерное топливо, тем в большей степени радиоактивная смесь обогащается долгоживущими радиоизотопами. Среди множества радиоактивных осколков в активной зоне образуются разнообразные изотопы йода. Особую опасность представляет утечка в окружающую среду йода-131 с периодом полураспада 8,05 суток. В начальный период аварии именно йод-131 определяет радиобиологическую обстановку на пораженной территории.

Другой изотоп йода распадается с образованием радиоактивного ксенона:

йод-135 (6,7 часа) ксенон-135 (9,13 часа) цезий-135

Так в реакторе происходит накопление радиоактивных благородных газов, которые при аварии первыми попадают в окружающую среду. Ксенон-135 сильно поглощает нейтроны. Активную зону рассчитывают таким образом, чтобы поглощение ксеноном компенсировалось избытком нейтронов в цепном процессе.

Но если реактор остановлен, из-за распада йода-135 ксенон продолжает накапливаться и его может оказаться так много, что снова запустить реактор затруднительно (нужно ждать 2 - 3 дня пока основная масса ксенона распадется).

Как уже ранее упоминалось уран-238 поглощая быстрые нейтроны образует долгоживущий плутоний-239 по схеме:

Уран-238 + нейтрон (б) уран-239 (23 мин) нептуний-239 (2 суток)

Плутоний-239(24000 лет),

Поэтому при авариях на АЭС выбрасывается из активной зоны и большое количество плутония-239.

		Рис. 1.19. Принцип действия реактора РМБК

Другой изотоп йода распадается с образованием радиоактивного

Ядерные боеприпасы, как источники радиационной опасности

Особую радиационную опасность представляют различные виды ядерного оружия при их применении или при несанкционированных взрывах. К этому оружию относят: атомные, термоядерные, нейтронные боеприпасы и радиологическое оружие.

Принцип действия ядерных боеприпасов основан на использовании внутриядерной энергии, выделяющейся при цепных реакциях деления тяжелых ядер некоторых изотопов урана и плутония или при термоядерных реакциях синтеза легких ядер - дейтерия и трития в более тяжелые.

При рассмотрении реакции деления тяжелых ядер урана отмечалось, что для развития цепной реакции деления должна быть критическая масса, чтобы коэффициент развития реакции был больше 1. Для достижения критической массы применяют различные способы, в частности можно увеличить плотность ядерного вещества (боеприпасы имплозивного типа, рис.1.21.), достичь критической массы за счет мгновенного соединения двух докритических масс (рис.1.22.), создают необходимую геометрическую форму заряда, устанавливают отражатели нейтронов и др. В результате цепная реакция деления носит взрывной характер.

		Рис.1.22. Ядерный боеприпас "пушечного" типа: 1 - заряд ядерного взрывчатого вещес- тва; 2 - источник нейтронов; 3 - корпус; 4 - детонатор; 5 - отражатель нейтронов; 6 - заряд обычного взрывчатого вещества

При взрыве такого боеприпаса выделяется мощность примерно 20 000 тонн тротила, а в цепную реакцию вступает только около 1 кг ядерного взрывчатого вещества (урана-235 или плутония-239), а остальная часть ядерного взрывчатого вещества вступить в реакцию не успевает и рассеивается в окружающем пространстве энергией взрыва.

Мощность зарядов, в которых используются реакции деления тяжелых ядер ограничена и не превышает 100000 тонн. Поэтому для получения боеприпасов большей мощности используют реакции синтеза легких ядер дейтерия или трития. Реакция синтеза происходит по следующей формуле

Д + Т ⁴₂Не + n + Е = 17,6 МэВ

Такая реакция возможна только при температуре в десятки и сотни миллионов градусов. Такая температура необходима лишь для начала синтеза, а затем он поддерживается за счет собственной энергии. Такую температуру можно получить только при взрыве ядерного боеприпаса, который фактически становится детонатором взрыва и используется в термоядерном боеприпасе. Оценка энергетического эффекта термоядерной реакции показывает, что при синтезе 1 кг гелия выделяется в 5 раз больше энергии, чем при делении 1 кг урана-235А главное можно изготовить термоядерный боеприпас любой мощности.

На практике в качестве термоядерного горючего используют дейтерид лития. В результате его облучения нейтронами образуется тритий, который вступает в реакцию с дейтерием и при этом выделяется основное количество энергии. Реакция происходит по схеме:

⁶₃Li + n T + ⁴₂Hе + Е = 4,8 МэВ

Применение дейтерида лития позволяет избавиться от дорогостоящего радиоактивного трития. Принципиальная схема термоядерного боеприпаса (водородной бомбы) приведена на рис. 1.23.

Рис.1.23. Схема устройства термоядерного боеприпаса типа "деление – синтез"

1 - ядерный детонатор (заряд деления); 2 - заряд для реакции синтеза (дейтерид лития);

3 - корпус

Примечание. Если корпус вопородной бомбы изготовить из урана-238, то быстрые нейтроны, которые образуются в термоядерном боеприпасе при взрыве способны вызвать деление и урана-238. В результате выполняются три фазы: "деление – синтез – деление" и мощность такого боеприпаса еще больше возрастает.

Поражающими факторами ядерного оружия являются ударная волна, световое излучение, электромагнитный импульс, проникающая радиация и радиоактивное заражение местности. Первые три поражающих фактора рассматривались в первой части учебного пособия.

Проникающая радиация представляет собой поток нейтронов и гамма лучей в момент взрыва. Они обладают значительной проникающей способностью и распространяются в воздушном пространстве во все стороны на расстояние до 2,5 – 3 км. Время их действия исчисляются секундами. Нейтроны, облучая поверхность земли вызывают наведенную радиоактивность, которая на несколько часов становится дополнительным источником облучения людей и биологического мира. Облучение нейтронами представляет особую опасность для жизни и здоровья человека. Учитывая особую поражающую способность нейтронного излучения, созданы специальные нейтронные боеприпасы, основным поражающим действием которых является проникающая радиация.

Нейтронный боеприпас представляет собой малогабаритный термоядерный заряд мощностью не более 10000 тонн тротила, у которого основная доля энергии выделяется за счет реакций синтеза ядер дейтерия и трития, а количество энергии, получаемой в результате деления тяжелых ядер в детонаторе, минимально, но достаточно для начала реакции синтеза. Нейтронная составляющая такого малого по мощности ядерного взрыва в 5 - 10 раз больше, чем заряда деления той же мощности. Нейтроны обладают способностью проникать даже через броню танков и поражать людей. Время действия нейтронов несколько секунд. Схема устройства нейтронного боеприпаса показана на рис.1.24.

Рис.1.24. Схема устройства нейтронного боеприпаса "пушечного типа"

1 - корпус боеприпаса с системой удержания плазмы в зоне реакции; 2 - смесь дейтерия и трития; 3 - отражатель нейтронов; 4 - заряд плутония-239; 5 - источники нейтронов; 6 - заряд обычного взрывчатого вещества; 7 - детонатор

Кроме проникающей радиации при ядерном взрыве происходит и радиоактивное заражение местности. Источниками радиоактивного заражения являются:

- осколки деления атомов ядерного горючего;

- наведенная радиоактивность;

- неразделившаяся часть яднрного горючего.

Осколки деления ядер урана или плутония - это от 200 до 300 изотопов 36 химических элементов, периоды полураспада которых составляют от долей секунды и до многих десятков и сотен лет.

Наведенная радиоактивность возникает в грунте под воздействием нейтронов проникающей радиации.

Неразделившаяся часть ядерного горючего представляет собой атомы урана-233,235,238 и плутония-239.

Радиоактивное заражение местности возникает после выпадения с облака взрыва осколков деления на поверхность. Основной вклад в радиоактивное заражение местности вносят осколки деления ядерного горючего и наведенная радиоактивность. Неразделившаяся часть ядерного горючего выпадает в основном в районе взрыва.

Таким образом, при взрыве ядерного боеприпаса уровень радиоактивного заражения местности, особенно в районе взрыва, очень большой, но быстро спадает по закону Вэя-Вигнера. При аварии на АЭС степень радиоактивного заражения будет меньше, но спад радиации происходит крайне медленно.

Вопросы для самоконтроля:

1. Дайте краткую характеристику космогенных радионуклидов

2. Радон, степень его опасности для здоровья человека

3. Калий-40, степень его опасности для здоровья человека

4. Примеры использования радионуклидов в народном хозяйстве

5. Принцип работы ядерного реактора и АЭС

6. Принцип действия ядерного боеприпаса имплозивного типа

7. Принцип действия ядерного боеприпаса "пушечного" типа

8. Принцип действия нейтронного боеприпаса

Глава 2. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Дата добавления: 2014-01-03