Ядерная опасность. Семипалатинский полигон
ДЕЛЕНИЕ
ЯДЕР
После
открытия нейтрона в 1932 г., а затем искусственной радиоактивности в 1934 г.
ученые увлеклись «современной алхимией», т. е. созданием новых радиоактивных
элементов под воздействием нейтронов.
Молодой
еще в то время Ферми, стремясь получить новый неизвестный миру 93-й элемент,
попытался облучить нейтронами уран—92-й элемент таблицы Менделеева. Однако в
результате захвата нейтронов ядрами урана образовался не один искусственно радиоактивный
элемент, а по крайней мере целый десяток.
Природа
задала человеку новую задачу. Можно считать, что с этого момента начался новый
этап в развитии ядерной физики — возможность использования энергии, таившейся
в недрах атома, стала реальностью.
Объяснение
новому явлению дали Фредерик Жолио-Кюри и Лизе Мейтнер. Они показали, что в
процессе облучения урана нейтронами происходит новый тип ядерной реакции —
деление ядра урана на две примерно равные части (осколки). Энергия, выделяемая
при этой реакции, составляет около 200 Мэв, т. е. в десятки раз больше, чем при
обычных известных в то время ядерных реакциях.
Теория
деления урана была разработана одновременно и независимо друг от друга
советским ученым Френкелем и датским ученым Бором.
Особенность
реакции деления урана состоит в том, что при каждом акте деления, помимо двух
осколков, образуются два-три нейтрона, которые могут вызвать деление других
ядер. При каждом из этих процессов освобождаются новые нейтроны, которые в свою
очередь вызывают деление последующих ядер (рис). Таким образом один нейтрон
может положить начало целой цепочке делений, при этом количество ядер,
подвергшихся делению, лавинообразно нарастает, т. е. реакция деления урана
развивается как цепная реакция. Например, доли секунды достаточно для того,
чтобы разделились все ядра, содержащиеся в 1 кг урана (примерно 3 • 1024
ядер). Энергия, выделяющаяся при этом, равна энергии, освобождаемой при взрыве
20 000 т тротила или при сжигании 2,5 тыс. т каменного угля.
При
делении ядер урана примерно 83% энергии преобразуется в кинетическую энергию
осколков; 3% связано с энергией g-квантов,
которые образуются мгновенно при делении, и 3% уносится образующимися при
делении нейтронами. Остальные 11% энергии выделяются постепенно в виде энергии
(b-частиц и g-квантов в процессе радиоактивного распада ядер
изотопов (осколков), образующихся при делении.
Рис.
Цепная реакция деления урана.
На пути
практического использования цепной реакции деления урана важное значение имело
открытие советских физиков Г. Н. Флёрова и К- А. Петржака, которые в 1940 г.
показали, что существует новый вид радиоактивности — самопроизвольное
(спонтанное) деление ядер изотопа U235 с
периодом полураспада Т— ~1017 лет. Таким образом для использования
цепной реакции деления не нужны сторонние нейтроны: они образуются в уране
вследствие спонтанного деления.
Цепная
реакция деления может осуществляться под действием как быстрых, так и медленных
нейтронов только при бомбардировке ядер изотопа U235. Природный уран
представляет собой в основном смесь изотопов U238 и U238,
причем содержание U235 составляет всего 0,7%. Остальное — это
изотоп U238. Поэтому для осуществления на практике цепной реакции
необходимо разделить эти изотопы, что является задачей хотя и разрешимой, но
весьма сложной. Это связано с тем, что U238 может делиться только
под действием нейтронов с энергией большей, чем энергия нейтронов, образующихся
при делении U235. Таким образом, нейтроны, образующие при делении U236
с энергией порядка 1 Мэв, в основном рассеиваются ядрами U238,
которых значительно больше; энергия нейтронов постепенно убывает до тех пор,
пока они не достигнут энергий, соответствующих так называемой резонансной
области (примерно 1— 10 эв). В этой области энергий резко возрастает
вероятность захвата нейтронов ядрами U238 по сравнению с U235.
Начавшаяся в природном уране цепная реакция деления быстро затухает, поскольку
нейтроны в основном захватываются ядрами U238, не успев вызвать
дальнейшего деления ядер U235. ,
При
захвате нейтронов ядрами U238 образуется изотоп U239,
который в процессе b-распада
превращается в новый 93-й элемент Np239.
Период полураспада U239 равен 23 мин.
Изотоп
Np239 также является неустойчивым; в процессе b-распада (Т = 2, 3 дня) он превращается в элемент
с атомным номером 94, названный плутонием:
Плутоний
также радиоактивен: в процессе a-распада
он превращается в изотоп U 23592. Период полураспада плутония равен 24 000 лет.
Плутоний
интересен в том отношении, что в нем под действием нейтронов, так же как и в U235,
может происходить цепная реакция деления. Таким образом, плутоний, наряду с U235,
является ядерным горючим, которое служит для получения атомной энергии.
Ядра
урана или плутония, захватив нейтроны, могут разделиться различными способами
(до 30—40). Массовые числа образующихся продуктов деления имеют значения от 72
до 158. Например, при делении образуются изотопы стронция, бария, лантана,
цезия, иода, циркония, ниобия, аргона, ксенона и других элементов. Наиболее
вероятно деление ядра на осколки с массовыми числами 95 и 139.
Большинство
образующихся продуктов деления являются нестабильными и в результате одного, а
иногда и трех последовательных р -распадов превращаются в стабильный изотоп. У
некоторых продуктов деления этот распад сопровождается g-излучением. Периоды полураспада различных продуктов
деления изменяются в очень широких пределах: от долей секунды до многих тысяч
лет.
РАДИАЦИОННЫЙ
КОНТРОЛЬ
В
учреждениях, где проводятся работы с радиоактивными веществами или источниками
ионизирующих излучений, должен осуществляться радиационный дозиметрический
контроль. В зависимости от объема и характера работ контроль проводится либо
штатной службой радиационной безопасности (в каждой смене), либо
специально выделенным лицом.
Радиационный
контроль должен быть организован так, чтобы в помещениях, где ведутся работы
на стационарных установках с источниками с керма-эквивалентом более 2000
нГр*м/с (1 г-экв. Ra) на ускорителях заряженных частиц, с
нейтронными источниками с выходом более 109 нейтр./с, с делящимися
материалами, а также на ядерных реакторах и критических сборках, были
установлены дозиметрические приборы с автоматическими звуковыми и световыми
сигнализирующими устройствами. При необходимости предусматривается сигнализация
трех уровней: нормального, предварительного, аварийного.
При
проведении оперативного дозиметрического контроля, согласно НРБ—76/87, следует
руководствоваться допустимыми и контрольными уровнями. Объем контроля
устанавливается в зависимости от дозы b-, g-, n- и других
излучений; содержанием газов и аэрозолей в воздухе и радионуклидов в твердых и
жидких отходах; выбросом радионуклидов в атмосферу; уровнем загрязнения
радионуклидами поверхностей, кожных покровов и одежды, объектов внешней среды, транспортных
средств; индивидуальной дозой внешнего и внутреннего облучения. Результаты
всех видов радиационного контроля должны храниться в течение 50 лет.
Персонал,
работающий с делящимися веществами, на ядерных реакторах и критических сборках,
а также в условиях непредвиденного аварийного облучения, должен быть обеспечен
индивидуальными аварийными дозиметрами.
Персонал, для которого условия труда
таковы, что доза не может превышать 1/3 ППД, не обязательно обеспечивать
индивидуальными дозиметрами, позволяющими контролировать квартальную, годовую и
дневную дозы внешнего облучения. Для этой группы осуществляется контроль
мощности дозы внешнего излучения и объемной активности радионуклидов в воздухе
рабочей зоны. Оценка облучения проводится по этим данным.
САНИТАРНЫЕ
ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИИ, ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ
ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ И КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СБОРОК)
Санитарные
правила разработаны в развитие и дополнение к нормам радиационной безопасности
и отражают специфику обеспечения радиационной безопасности соответствующих
объектов и установок.
При
проектировании, строительстве и вводе в эксплуатацию указанных объектов и
установок следует руководствоваться также санитарными нормами проектирования
промышленных предприятий (СН 245—71).
ПРАВИЛА
ДЛЯ АС (СП АС-88), ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ (СП ИР-89) И
КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СП КС-88)
Санитарные
правила для АС (СП АС-88) и исследовательских ядерных реакторов содержат
несколько разделов: общие положения, основные требования к техническим
средствам и организационным мероприятиям обеспечения радиационной
безопасности, защите персонала, населения и охране окружающей среды; требования
к выбору площадки размещения реакторов на местности и генеральному плану;
радиационному контролю, планировке и отделке производственных помещений;
требования к организации работ, организации технологического процесса и к
оборудованию, отдельным операциям при эксплуатации и выполнении ремонтных
работ; требования к предупреждению радиационных аварий и проведению работ по
ликвидации их последствий; требования в общеобменной и технологической
вентиляции, очистке и удалению газообразных и жидких отходов, системам
водоснабжения и канализации; требования к санитарно-бытовым помещениям, мерам индивидуальной
защиты, правилам личной гигиены и организации медицинского обслуживания;
требования к персоналу и мерам повышения степени надежности оперативного
персонала, участвующего в эксплуатации; мероприятия по снятию реактора с
эксплуатации; требования по транспортированию отработавшего ядерного топлива.
Эти правила не распространяются на транспортные ядерные энергетические
установки и реакторные установки специального назначения.
«Санитарные
требования к проектированию и эксплуатации систем централизованного
теплоснабжения от атомных станций» (СТ ТАС-84) являются дополнением к СП АС-88.
В них изложены требования, которые обусловлены спецификой атомного источника
тепла к системе теплоснабжения: к системам централизованного теплоснабжения,
присоединяемым к системе отпуска тепла от АС; к системам безопасности отпуска
тепла от АС; к оборудованию системы отпуска тепла от АС; к организации и объему
радиационного и санитарного контроля.
Критический
стенд—комплекс, включающий ядерную критическую сборку и оборудование,
необходимое для проведения экспериментов, управления критсборкой и радиационной
безопасности и позволяющий осуществлять управляемую реакцию деления ядер в
заданных условиях.
В
санитарных правилах СП КС—88 отражены дополнительные специфические требования
для критстендов. Они должны размещаться в специальном здании вне или внутри
городской застройки. Каждая критсборка—в изолированном помещении (бокс,
каньон), обеспечивающем локализацию и выдержку радиоактивных газов и аэрозолей
в случае аварии с максимальными радиационными последствиями.
Ядерный
реактор, как и критическая сборка, представляет собой устройство, в котором
осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер (уран,
плутоний, торий).
Процесс
деления ядерного топлива в реакторе сопровождается испусканием нейтронного
излучения с образованием радиоактивных продуктов деления, а также радионуклидов
активации нейтронами.
Реакторы
классифицируются по типу активной зоны (гетерогенные, гомогенные), по режиму
работы (стационарный, импульсный), по энергии нейтронов, используемых для
деления топлива (реактор на тепловых, быстрых или промежуточных нейтронах), по
виду замедлителя и теплоносителя (графитовые, тяжеловодные, водо-водяные,
жидкометаллические, газовые, органические и др.), по режиму теплосъема (вода
под давлением или кипящая вода).
Основными
видами радиационного воздействия на персонал в условиях нормальной работы и
остановки реактора являются внешние b-, g- и нейтронные излучения (в основном g-излучение) и внутреннее облучение в результате
поступления радиоактивных аэрозолей (главным образом в период ремонтных
работ). Как правило, на остановленном реакторе нейтронное излучение отсутствует,
за исключением реакторов, имеющих в активной зоне бериллиевый отражатель
[образуются быстрые фотонейтроны по реакции (g, n)].
Характерной
особенностью энергетических реакторов для АЭС является напряженный тепловой и
гидравлический режим активной зоны, что может постепенно приводить к
разгерметизации металлических оболочек небольшой доли твэлов, в которых
заключено ядерное топливо, и к выходу части продуктов деления в теплоноситель
из ставших негерметичными твэлов Газообразные и летучие продукты деления
(криптон, ксенон, иод, цезий и др.) вследствие небольших неорганизованных
протечек этого теплоносителя из контура теплосъема попадают в технологические
помещения реактора, а затем удаляются в атмосферу. Для АЭС вероятно
незначительное загрязнение продуктами деления помещений и оборудования, а также
окружающей среды.
Исследовательские
реакторы, как правило, оборудованы экспериментальными каналами, проходящими
через активную зону, для облучения в них различных образцов. Они имеют
горизонтальные или вертикальные пучки выведенных нейтронов, содержат
экспериментальные радиоактивные петли, в которых могут производиться испытания
отдельных твэлов, или радиационные контуры для активации . теплоносителя с
последующим использованием его в качестве высокоактивного облучателя и т. д. На
исследовательских реакторах внешнее облучение более вероятно, нежели
внутреннее.
Безопасность
АЭС и исследовательских реакторов обеспечивается за счет применения системы
барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиационных веществ
за эти барьеры в обслуживаемые помещения и в окружающую среду и системы
технических организационных мер по защите барьеров и сохранению их
эффективности для защиты персонала и населения.
Система
барьеров включает топливную матрицу, оболочки твэлов, границу контура
теплоносителя, охлаждающего активную зону, герметичные помещения и
локализующие системы безопасности для улавливания и удержания радиоактивных
веществ (фильтры, барботеры, спринклерные установки и т п.).
В
систему технических и организационных мер обеспечения безопасности АЭС
и исследовательских реакторов включается:
выбор
площадки для размещения;
установление
санитарно-защитной зоны вокруг реакторной установки с учетом
требований НРБ—76/87, ОСП—72/87, СПАС—88;
разработку
качественного проекта на основе консервативного подхода с развитым свойством
самозащищенности реакторной установки и применением систем безопасности;
обеспечение
требуемого качества элементов всех технологических систем и выполняемых
работ;
эксплуатация
в соответствии с нормативно-технической документацией по обоснованному
технологическому регламенту и эксплуатационным инструкциям;
поддержание
в исправном состоянии важных для безопасности систем путем проведения профилактических
мер и замены выработавшего ресурс оборудования;
своевременное
диагностирование дефектов и обнаружение отклонений от нормальной работы и
принятие мер по их устранению;
предотвращение
с помощью автоматизированных и/или автоматических технических средств
перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий в
запроектные и гипотетические аварии;
ослабление
последствий аварий, которые не удалось предотвратить, д путем локализации
выделяющихся радиоактивных веществ;
подготовка
и четкое осуществление при необходимости планов аварийных мероприятий на
площадке и за ее пределами; подбор и необходимый уровень подготовки
эксплуатационного персонала для действия в нормальных и аварийных условиях,
формирование культуры безопасности.
При
нормальной эксплуатации все барьеры и средства их защиты должны находиться в
работоспособном состоянии. При повреждении любого из барьеров или средств его
защиты выше установленных пределов, согласно условиям безопасной эксплуатации,
реактор должен быть остановлен.
Радиационное
воздействие на персонал ядерных критических стендов невелико при соблюдении
санитарных правил проектирования и эксплуатации критических стендов (СП КС—88)
и положения по ядерной безопасности (ПБЯ 02—90). Однако оно
существенно возрастает при активационных измерениях и особенно при авариях —
самопроизвольных цепных реакциях (СЦР).
Критическая
сборка отличается от реактора низкой мощностью (не более 100 Вт), достаточной
лишь для уверенной работы системы управления и защиты при проведении
физических экспериментов, а также гибкостью конструкции, позволяющей легко
менять, как правило, дистанционно, но иногда вручную геометрию и состав
активной зоны, уровень замедлителя и отражателя. В остальном критическая сборка
— полномасштабный прототип ядерного реактора (по размеру и составу активной
зоны), но не имеющий фундаментальной биологической защиты и системы
принудительного охлаждения активной зоны.
Поскольку
часть операций по перестройке активной зоны проводят вблизи критической сборки,
часто без достаточного уровня водной зашиты (вода является и замедлителем), на
критических сборках вероятно внезапное аварийное облучение персонала, если в
момент перестройки произойдет СЦР
ВИДЫ РАДИАЦИИ
Основную
часть облучения население земного шара получает от естественных источников
радиации. Большинство из них таковы, что избежать облучения от них совершенно
невозможно. На протяжении всей истории существования Земли разные виды
излучения падают на поверхность Земли из космоса и поступают от радиоактивных
веществ, находящихся в земной коре. Человек подвергается облучению двумя
способами. Радиоактивные вещества могут находиться вне организма и облучать
его снаружи; в этом случае говорят о внешнем облучении. Или же они могут оказаться
в воздухе, которым дышит человек, в пище или в воде и попасть внутрь
организма. Такой способ облучения называют внутренним.
Облучению от естественных
источников радиации подвергается любой житель Земли, однако одни из них
получают большие дозы, чем другие. Это зависит, в частности, от того, где они
живут. Уровень радиации в некоторых местах земного шара, там, где залегают
особенно радиоактивные породы, оказывается значительно выше среднего, а в
других местах - соответственно ниже. Доза облучения зависит также от образа
жизни людей. Применение некоторых строительных материалов, использование газа
для приготовления пищи, открытых угольных жаровен, герметизация помещений и
даже полеты на самолетах - все это увеличивает уровень облучения за счет естественных
источников радиации.
Земные
источники радиации в сумме ответственны за большую часть облучения, которому
подвергается человек за счет естественной радиации. В среднем они обеспечивают
более 5/6 годовой эффективной эквивалентной дозы,
получаемой населением, в основном вследствие внутреннего облучения. Остальную
часть вносят космические лучи, главным образом путем внешнего облучения. За
последние несколько десятилетий человек создал несколько сотен искусственных
радионуклидов и научился использовать энергию атома в самых разных целях: в
медицине и для создания атомного оружия, для производства энергии и обнаружения
пожаров, для изготовления светящихся циферблатов часов и поиска полезных
ископаемых. Все это приводит к увеличению дозы облучения как отдельных людей,
так и населения Земли в целом.
Индивидуальные
дозы, получаемые разными людьми от искусственных источников радиации, сильно
различаются. В большинстве случаев эти дозы весьма невелики, но иногда
облучение за счет техногенных источников оказывается во много тысяч раз
интенсивнее, чем за счет естественных.
Страницы: 1, 2, 3, 4, 5
|