Искусственная радиоактивность
Э.Резерфорд
(1919) сообщил, что путем бомбардировки атомов азота частицами добился превращения
их в ядра атомов кислорода, т.е. превращения одного химического элемента в
другой.
В 1934г. Ирен и
Фредерик Жолио Кюри обнаружили, что после бомбардировки альфа-лучами атомных ядер
некоторых нерадиоактивных изотопов химических элементов оли начали испускать
проникающие лучи, т.е. становятся радиоактивными. Первый генератор нейтронов,
так называемый ускоритель тяжелых зараженных частиц циклотрон, был
сконструирован 1930-1936 гг. Лоуренсом.
В эти же годы Энрико Ферми со своими
сотрудниками показал возможность вызывать искусственную радиоактивность почта
всех химических элементов путем воздействия нейтронов. В 1934 г. супруги Жолио
Кюри впервые получили влаборатории искусственные радиоактивные изотопы. В 1939
г.
Искусственная
радиоактивность – распад вещества под воздействием энергии извне с образованием
потоков электронов, нейтронов, протонов, тяжелых частиц с выделением огромной
энергии.
Нейтронное
излучение – поток нейтронов, представляющих собой элементарные частицы не
имеющие электрического заряда. В клинически практике находят применение быстрые
нейтроны с энергией от 20 кэв до 200 Мэв. Основными источниками нейтронов,
используемых с лечебной целью, являются ускорители и атомные реакторы.
Протонное
излучение – это поток элементарных частиц, несущий положительный заряд.
Преимущество протонного излучения заключается в том что в конце пробега в тканях
они образуют максимум ионизации, именуемых пиком Брегга-Грея. При этом доза в
пике превосходит таковую в окружающих тканях в 2,5-3,5 раза.
Тормозное
излучение высокой энергии (выше 1 Мэв) является электромагнитным колебанием,
ионизирующее излучение, возникающее при изменении кинетической энергии
заряженных частиц с непрерывным спектром.
Генерируется
оно в ускорителях /линейный ускоритель или бетатрон/. Основным свойством их
является способность проникать в плотные среды и вызывать процессы ионизации.
Процесс ионизации лежит в основе биологического действия, относительная
биологическая эффективность определяется плотностью ионизации в тканях.
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).
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.
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.
«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).
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 обеспечениябезопасности АЭС и
исследовательских реакторов включается:
выбор площадки
для размещения;
установление
санитарно-защитной зоны вокруг реакторнойустановкис 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 элементоввсех 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 мероприятийна
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 положенияпоядерной 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.
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.
Как правило,
для техногенных источников радиации упомянутая вариабельность выражена
гораздо сильнее, чем для естественных. Кроме того, порождаемое ими излучение
обычно легче контролировать, хотя облучение, связанное с радиоактивными
осадками от ядерных взрывов, почти так же невозможно контролировать, как и
облучение, обусловленное космическими лучами или земными источниками.
Источники,
использующиеся в медицине
В настоящее
время основной вклад в дозу, получаемую человеком от техногенных источников
радиации, вносят медицинские процедуры и методы лечения, связанные с
применением радиоактивности. Во многих странах этот источник ответствен
практически за всю дозу, получаемую от техногенных источников радиации.
Радиация
используется в медицине как в диагностических целях, так и для лечения. Одним
из самых распространенных медицинских приборов является рентгеновский аппарат.
Получают все более широкое распространение и новые сложные диагностические
методы, опирающиеся на использование радиоизотопов.
Ядерные взрывы
За последние 40
лет каждыйиз насподвергался облучению от радиоактивных осадков,
которые образовались в результате ядерных взрывов. Речь идет не о тех
радиоактивных осадках, которые выпали после бомбардировки Хиросимы и Нагасаки
в 1945 году, а об осадках, связанных с испытанием ядерного оружия в атмосфере.
Максимум этих испытаний приходится на
два периода: первый на 1954-1958 годы, когда взрывы проводили Великобритания,
США и СССР, и второй, более значительный, на 1961-1962 годы, когда их проводили
в основном Соединенные Штаты и Советский Союз. Во время первого периода большую
часть испытаний провели США, во время второго-СССР.
Эти страны в
1963 году подписали Договор об ограничении испытаний ядерного оружия,
обязывающий не испытывать его в атмосфере, под водой и в космосе. С тех пор
лишь Франция и Китай провели серию ядерных взрывов в атмосфере, причем мощность
взрывов была существенно меньше, а сами испытания проводились реже (последнее
из них в 1980 году). Подземные испытания проводятся до сих пор, но они обычно
не сопровождаются образованием радиоактивных осадков.
Радиоактивные
осадки содержат несколько сотен различных радионуклидов, однако большинство из
них имеет ничтожную концентрацию или быстро распадается; основной вклад в
облучение человека дает лишь небольшое число радионуклидов. Вклад в ожидаемую
коллективную эффективную эквивалентную дозу облучения населения от ядерных
взрывов, превышающий 1 %, дают только четыре радионуклида. Это углерод-14,
цезий-137, цирконий-95 и стронций-90.
Дозы облучения
за счет этих и других радионуклидов различаются в разные периоды времени после
взрыва, поскольку они распадаются с различной скоростью. Так, цирконий-95,
период полураспада которого составляет 64 суток, уже не является источником
облучения.
Цезий-137 и стронций-90 имеют периоды полураспада ~ 30 лет, поэтому
они будут давать вклад в облучение приблизительно до конца этого века. И только
углерод-14, у которого период полураспада равен 5730 годам, будет оставаться
источником радиоактивного излучения (хотя и с низкой мощностью дозы) даже в
отдаленном будущем: в 2000 годуон потеряет лишь 7% своей активности.
Годовые дозы
облучения четко коррелируют с испытаниями ядерного оружия в атмосфере: их
максимум приходится на те же периоды (рис. 4.9, 4.10 и 4.11). В 1963 году
коллективная среднегодовая доза, связанная с ядерными испытаниями, составила
около 7% дозы облучения от естественных источников;
Все приведенные
цифры, конечно, являются средними. На Северное полушарие, где проводилось
большинство испытаний, выпала и большая часть радиоактивных осадков. Пастухи
на Крайнем Севере получают дозы облучения от цезия-137, в 100-1000 раз
превышающие среднюю индивидуальную дозу для остальной части населения
(впрочем, они получают большие дозы и от естественных источников – цезий
накапливается в ягеле и по цепи питания попадает в организм человека).
К
несчастью, те люди, которые находились недалеко от испытательных полигонов,
получили в результате значительные дозы; речь идет о части населения
Маршалловых островов и команде японского рыболовного судна, случайно
проходившего неподалеку от места взрыва.
Суммарная
ожидаемая коллективная эффективная эквивалентная доза от всех ядерных взрывов в
атмосфере, произведенных к настоящему времени, составляет 30000000 чел-Зв. К
1980 году человечество получило лишь 12% этой дозы,
остальную часть
оно будет получать еще миллионы лет.
Атомная
энергетика
Источником
облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры, являются атомные
электростанции, хотя в настоящее время они вносят весьма незначительный вклад в
суммарное облучение населения. При нормальной работе ядерных установок выбросы
радиоактивных материалов в окружающую среду очень невелики.
К концу 1984
года в 26 странах работало 345 ядерных реакторов, вырабатывающих
электроэнергию. Их мощность составляла 13% суммарной мощности всех источников
электроэнергии и была равна 220 ГВт (рис. 4.12). До сих пор каждые ~ 5 лет эта
мощность удваивалась, однако, сохранится ли такой темп роста в будущем,
неясно.
Оценки предполагаемой суммарной мощности атомных электростанций на
конец века имеют постоянную тенденцию к снижению. Причины тому – экономический
спад, реализация мер по экономии электроэнергии, а также противодействие со
стороны общественности. Согласно последней оценке МАГАТЭ (1983г.), в 2000 году
мощность атомных электростанций будет составлять 720-950 ГВт.
Атомные
электростанции являются лишь частью ядерного топливного цикла, который
начинается с добычи и обогащения урановой руды. Следующий этап-производство
ядерного топлива. Отработанное в АЭС ядерное топливо иногда подвергают
вторичной обработке, чтобы извлечь из него уран и плутоний. Заканчивается
цикл, как правило, захоронением радиоактивных отходов.
На каждой
стадии ядерного топливного цикла в окружающую среду попадают радиоактивные
вещества. НКДАР оценил дозы, которые получает население на различных стадиях
цикла за короткие промежутки времени и за многие сотни лет. Заметим, что
проведение таких оценок очень сложное и трудоемкое мы по атомной энергетике.
Примерно
половина всей урановой руды добывается открытым способом, а половина – шахтным.
Добытую руду везут на обогатительную фабрику, обычно расположенную неподалеку.
И рудники, и обогатительные фабрики служат источником загрязнения окружающей
среды радиоактивными веществами.
Если рассматривать лишь непродолжительные
периоды времени, то можно считать, что почти все загрязнение связано с местами
добычи урановой руды. Обогатительные же фабрики создают проблему
долговременного загрязнения: в процессе переработки руды образуется огромное
количество отходов—«хвостов».
Эти отходы
будут оставаться радиоактивными в течение миллионов лет, когда фабрика давно
перестанет существовать. Таким образом, отходы являются главным долгоживущим
источником облучения населения, связанным с атомной энергетикой. Однако их
вклад в облучение можно значительно уменьшить, если отвалы заасфальтировать или
покрытьихполивинилхлоридом. Конечно, покрытия необходимо будет
регулярно менять.
Урановый
концентрат, поступающий с обогатительной фабрики, подвергается дальнейшей
переработке и очистке и на специальных заводах превращается в ядерное топливо.
В результате такой переработки образуются газообразные и жидкие радиоактивные
отходы, однако дозы облучения от них намного меньше, чем на других стадиях
ядерного топливного цикла.
Теперь ядерное
топливо готово к использованию в ядерном реакторе. Существует пять основных
типов энергетических реакторов: водо-водяные реакторы с водой под давлением (Pressurised Water Reactor, PWR), водо-водяные
кипящие реакторы (Boiling Water Reactor, BWR),
разработанные в США и наиболее распространенные в настоящее время; реакторы с
газовым охлаждением, разработанные и применяющиеся в Великобритании и Франции;
реакторы с тяжелой водой, широко распространенные в Канаде; водо-графитовые
канальные реакторы, которые эксплуатируются только в СССР.
Величина
радиоактивных выбросов у разных реакторов колеблется в широких пределах: не
только от одного типа реактора к другому и не только для разных конструкций
реактора одного и того же типа, но также и для двух разных реакторов одной
конструкции.
В последнее
время наблюдается тенденция к уменьшению количества выбросов из ядерных
реакторов, несмотря на увеличение мощности АЭС. Частично это связано с
техническими усовершенствованиями, частично – с введением более строгих мер
по радиационной защите.
В мировом
масштабе примерно 10% использованного на АЭС ядерного топлива направляется на
переработку для извлечения урана и плутония с целью повторного их
использования. Сейчас имеются лишь три завода, где занимаются такой
переработкой в промышленном масштабе:
в Маркуле и Ла-Аге (Франция) и в
Уиндскейле (Великобритания). Самым «чистым» является завод в Маркуле, на
котором осуществляется особенно строгий контроль, поскольку его стоки попадают
в реку Рону. Отходы двух других заводов попадают в море, причем завод в
Уиндскейле является гораздо большим источником загрязнения, хотя основная часть
радиоактивных материалов попадает в окружающую среду не при переработке, а в
результате коррозии емкостей, в которых ядерное топливо хранится до
переработки.
За период с
1975 по 1979 год на каждый гигаватт-год выработанной энергии уровень
загрязнений от завода в Уиндскейле по b-активности
примерно в 3,5 раза, а по a-активности в 75 раз превышал
уровень загрязненийот завода в Ла-Аге.
С тех пор
ситуация на заводе в Уиндскейле значительно улучшилась, однако в пересчете на
единицу переработанного ядерного горючего это предприятие по-прежнему остается
более «грязным», чем завод в Ла-Аге. Можно надеяться, что в будущем утечки на
перерабатывающих предприятиях будут ниже, чем сейчас.
Проблемы,
связанные с последней стадией ядерного топливного цикла – захоронением
высокоактивных отходов АЭС. Эти проблемы находятся в ведении правительств
соответствующих стран. В некоторых странах ведутся исследования по отверждению
отходов с целью последующего их захоронения в геологически стабильных районах
на суше, на дне океана или в расположенных под ними пластах.
Предполагается,
что захороненные таким образом радиоактивные отходы не будут источником
облучения населения в обозримом будущем. НКДАР не оценивал ожидаемых доз
облучения от таких отходов, однако в материалах по программе «Международная
оценка ядерного топливного цикла» за 1979 год сделана попытка предсказать
судьбу радиоактивных материалов, захороненных под землей.
По данным
НКДАР, весь ядерный топливный цикл дает ожидаемую коллективную эффективную
эквивалентную дозу облучения за счет короткоживущих изотопов около 5,5 чел-Зв
на каждый гигаватт-год вырабатываемой на АЭС электроэнергии. Из них процесс
добычи руды дает вклад 0,5 чел-Зв, ее обогащение-0.
04 чел-Зв, производство
ядерного топлива-0,002 чел-Зв, эксплуатация ядерных реакторов – около 4 чел-Зв
(наибольший вклад) и, наконец, процессы, связанные с. регенерацией топлива, -1
чел-Зв. Как уже отмечалось, данные по регенерации полученыизоценок
ожидаемых утечек на заводах, которые предполагается построить в будущем.
90% всей дозы
облучения, обусловленной короткоживущими изотопами, население получает в
течение года после выброса, 98%-в течение 5 лет. Почти вся доза приходится на
людей, живущих не далее нескольких тысяч километровотАЭС.
Ядерный
топливный цикл сопровождается также образованием большого количества
долгоживущих радионуклидов, которые распространяются по всему земному шару.
НКДАР оценивает коллективную эффективную ожидаемую эквивалентную дозу
облучения такими изотопами в 670 чел-Зв на каждый гигаватт-год вырабатываемой
электроэнергии, из которых на первые 500 лет после выброса приходится менее
3%.
Таким образом,
от долгоживущих радионуклидов все население Земли получает примерно такую же
среднегодовую дозу облучения, как и население, живущее вблизи АЭС, от
короткоживущих радионуклидов, при этом долго-живущие изотопы оказывают свое
воздействие в течение гораздо более длительного времени-90% всей дозы
население получит за время от тысячи до сотен миллионов лет после выброса.
Эти цифры не
учитывают вклад в облучение от радиоактивных отходов, образующихся в результате
переработки руды, и от отработанного топлива. Есть основания полагать, что в
ближайшие несколько тысяч лет вклад радиоактивных захоронений в общую дозу
облучения будет оставаться пренебрежимо малым, 0,1-1% от ожидаемой коллективной
дозы для всего населения.
Однако радиоактивные отвалы обогатительных фабрик,
если их не изолировать соответствующим образом, без сомнения, создадут серьезные
проблемы. Если учесть эти два дополнительных источника облучения, то для
населения Земли ожидаемая коллективная эффективная эквивалентная доза
облучения за счет долгоживущих радионуклидов составит около 4000 чел-Зв на
каждый гигаватт-год вырабатываемой энергии.
Все подобные оценки, однако,
неизбежно оказываются ориентировочными, поскольку трудно судить не только о
будущей технологии переработки отходов, численности населения и местах его
проживания, но и о дозе, которая будет иметь место через 10000 лет. Поэтому
НКДАР советует не слишком полагаться на эти оценки при принятии каких-либо
решений.
Годовая
коллективная эффективная доза облучения от всего ядерного цикла в 1980 году
составляла около 500 чел-Зв. Ожидается, что к 2000 году она возрастет до 10000
чел-Зв, а к 2100 году-до 200000 чел-Зв. Эти оценки основаны на пессимистическом
предположении, что нынешний уровень выбросов сохранится и не будут введены
существенные технические усовершенствования.
Люди,
проживающие вблизи ядерных реакторов, без сомнения, получают гораздо большие
дозы, чем население в среднем. Тем не менее в настоящее время эти дозы обычно
не превышают нескольких процентов естественного радиационного фона. Более того,
даже доза, полученная людьми, живущими около завода в Уиндскейле, в результате
выброса цезия-137 в 1979 году была, по-видимому, меньше 1/4
дозы, полученной ими от естественных источников за тот же год.
Все приведенные
выше цифры, конечно, получены в предположении, что ядерные реакторы работают
нормально. Однако количество радиоактивных веществ, поступивших в окружающую
среду при авариях, может оказаться гораздо больше. В одном из последних докладов
НКДАР была сделана попытка оценить дозы, полученные в результате аварии в
Тримайл-Айленде в 1979 году и в Уиндскейле в 1957 году.
Оказалось, что выбросы
при аварии на АЭС в Тримайл-Айленде были незначительными, однако, согласно
оценкам, в результате аварии в Уиндскейле ожидаемая коллективная эффективная
эквивалентная доза составила 1300 чел-Зв. Комитет, однако, считает, что нельзя
прогнозировать уровень аварийных выбросов на основании анализа последствий
этих двух аварий.
Профессиональное
облучение
Самые большие
дозы облучения, источником которого являются объекты атомной промышленности,
получают люди, которые на них работают. Профессиональные дозы почти повсеместно
являются самыми большими из всех видов доз.
Попытки оценить
профессиональные дозы осложняются двумя обстоятельствами; значительным
разнообразием условий работы и отсутствием необходимой информации. Дозы,
которые получает персонал, обслуживающий ядерные реакторы, равно как и виды
излучения, сильно варьируют, а дозиметрические приборы редко дают точную
информацию о значениях доз; они предназначены лишь для контроля за тем, чтобы
облучение персонала не превышало допустимого уровня.
Оценки показывают, что доза, которую
получают рабочие урановых рудников и обогатительных фабрик, составляет в
среднем 1 чел-Зв на каждый гигаватт-год электроэнергии. Примерно 90% этой дозы
приходится на долю рудников, причем персонал, работаю; в шахтах, подвергается
большему облучению. Коллективная эквивалентная от заводов, на которых получают
ядерное топливо, также составляет 1 чел-Зв г гигаватт-год.
НОРМЫ
РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
При работе с
радиоактивными веществами в открытом виде возможно загрязнение рук, одежды, оборудования,
воздуха, поэтому обязателен радиационный контроль. Цель его – следить за
соблюдением норм радиационной безопасности в отделениях и комнатах лучевой
терапии и диагностики, а также за облучением лиц, профессионально связанных с
работой в сфере действия ионизирующих излучений.
Нормы РБ
предусматривают соблюдение следующих принципов:
1 не
превышение установленного дозового предела;
2 исключение
всякого необоснованного излучения;
3 снижение
дозы излучения до возможно низкого уровня.
С целью
ограничения облучения и дозиметрического контроля за ним введены понятия:
предельно допустимая доза, предел дозы, категория облучаемых лиц и группа
критических органов.
Установлены
следующие категории облучаемых лиц: категория А-персонал, непосредственно
работающий с источниками ионизирующих излучений; категория Б – ограниченная
часть населения; лица, которые непосредственно не работают с источниками
излучений, но по условиям расположения рабочих мест, либо проживания могут быть
подвержены облучению; категория В – населения в целом.
Предельно
допустимая доза /ПДД/ – наибольшее значение индивидуальной дозы за год, которая
при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызывает у человека каких-либо
неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами исследования.
По мере расширениянаших знаний величина предельно допустимой дозы может
уточняться. ПДД является основным дозовым пределом для категории А.
Предел дозы
/ПД/ – предельная доза за год, устанавливаемая для предотвращения
необоснованного облучения ограниченной части населения, но связанной с
источниками ионизирующих излучений профессиональной деятельностью. Эта доза
обычно в несколько раз меньше ПДД. Она является основным дозовым пределом для
лиц категории Б.
ПДД и ПД
устанавливаются с учетом категории облучаемых лиц и современных представлений о
радиочувствнтельности критических органов.
Критический
орган – орган, ткань и все село, облучение которого в конкретных условиях может
причинить наибольший ущерб данному лицу или его потомству. В зависимости от
радиочувствительности различают три группы критических органов:
1 группа – все
тело , половые органы и красный костный мозг;
2 группа –
мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка,
пищеварительный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы, за исключением
тех, которые относятся к 1 и 3 группам;
3 группа –
кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы. Данные с ПДД
и ПД для различных категорий облучаемых лиц и групп критических органов в
таблице.
Для лиц,
длительно работающих с источниками ионизирующих излучений (персонал отделений лучевой
терапии и рентгентерапевтических кабинетов), суммарные эквивалентные дозы, за
все годы профессиональной деятельности, не должны превышать для женщин 37,5 бэр
и мужчин 50 бэр.
В целях радиационной
безопасности осуществляется дозиметрический контроль.
КРИТЕРИИ,
ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ
Опасность
ионизирующих излучений впервые была обнаружена, когда стали известны случаи
заболевания среди радиологов и промышленных рабочих, имевших дело с
люминесцентными красками, содержавшими радиоактивные вещества. Необходимость
строгого контроля условий труда заставила Международный конгресс по радиологии
учредить в 1928 г.
Международную комиссию по защите от излучений радия и
рентгеновских лучей. Работа этой комиссии заложила фундамент, на котором
спустя 15 лет был основан кодекс правил по защите, когда с подобного рода
проблемами в гораздо более широких масштабах столкнулись при создании атомной
промышленности. В 1950 г. эта комиссия была переименована b Международную
комиссию по радиационной защите (МКРЗ).
В этот период
комиссия интересовалась в основном вопросами защиты лиц, которые подвергаются
профессиональному облучению. Но некоторое внимание уделялось и тем работникам,
которые, не работая постоянно с источниками ионизирующих излучений, по роду
своей деятельности могут периодически подвергаться облучению.
Принято также во
внимание население, проживающее в непосредственной близости от атомных
энергетических установок. Были разработаны некоторые руководящие принципы по
защите населения в целом. Обзор МКРЗ по этому вопросу, опубликованный в 1959
г., был посвящен разработке рекомендаций в Связи с развитием ядерной энергетики
и индустрии, а не оценке последствий глобальных выпадений.
Это вполне
объяснимо. Когда собирали данные для доклада 1959 г., выпадения только
начинались и не привлекали серьезного внимания. Но вполне естественно, что, после
того как рекомендации МКРЗ были опубликованы, их широко использовали для
оценки новой ситуации.
Однако, как было отмечено в последнем докладе МКРЗ
(1964 г.), проблемы, возникающие при загрязнениях больших территорий от
неконтролируемых источников, могут сильно отличаться от тех проблем, которые
возникают при промышленном облучении.
ПРОФЕССИОНАЛЬНОЕ
ОБЛУЧЕНИЕ
При защите
работников, подвергающихся профессиональному облучению, загрязнение пищевых
продуктов обычно не рассматривается. Основной интерес представляют внешнее
облучение и вдыхание радиоактивных веществ. Хотя специфические проблемы защиты
от профессионального облучения выходят за рамки этой книги, целесообразно
рассмотреть выработанные здесь критерии,- так как они положены воснову
общепринятых норм, используемых при оценке загрязнения окружающей среды.
В докладе МКРЗ
за 1959 г. введено понятие предельно допустимые дозы облучения (ПДД). Ранее
использовали термин допустимая доза, который был признан неточным, так как
облучение в любой дозе, какой бы малой она ни была, не может не вызывать
биологические эффекты. Принципы, принятые МКРЗ за основу в определении ПДД,
изложены в соответствующих параграфахее рекомендаций.
Предельно
допустимые уровни (ПДУ) ионизирующих излучений, определенные таким способом, не
являются абсолютной нормой. Какая-то небольшая степень риска все же считается
допустимой, однако МКРЗ приняла предельное значение дозы настолько низким, что
в нормальных условиях наличие опасности констатировать практически невозможно.
Таким образом, хотя облучение в любых малых дозах в принципе нельзя считать
безопасным, употреблять это слово в приложении к термину предельно
допустимая доза, введенному МКРЗ, более разумно, чем к принятым гарантиям
против многих других видов опасности, которые иногда популярно характеризуются
такими словами.
Для контроля
над профессиональным облучением МКРЗ установила средние дозы, которые могут
быть получены в течение 13 недель, и .ввела специальные ограничения на
некоторые типы облучения для лиц моложе 18 лет. Если выразить соответствующие
величины в годовых дозах при длительном облучении, то по отношению к ‘рассматриваемым
здесь наиболее важным .случаям рекомендации были следующими:
все тело,
гонады и кроветворные органы – 5 бэр/год
кости и
щитовидная железа — 30 бэр/год
большинство
других органов —15 бэр/год
Для лиц,
которые не работают непосредственно с источниками излучений, но могут
оказаться в зонах, где такие работы проводятся, предложены более низкие
предельные значения. Более жесткие ограничения в подобных случаях обусловлены
менее строгим контролем за здоровьем этих людей.
Для оценки роли
заглатывания или вдыхания радиоактивных веществ МКРЗ ввела физиологические
характеристики стандартного человека. Предельно допустимые концентрации (ПДК)
различных радионуклидов, соответствующие ПДУ ионизирующих излучений, были
рассчитаны в предположении, что человек потребляет 2,2 л/сутки воды, а
объем вдыхаемого воздуха составляет 20 мз/cyткu.
Кроме ПДУ для
случая непрерывного профессионального облучения МКРЗ дала также рекомендации
на случай промышленных аварий. Для этих ограниченных периодов вполне
обоснованно предложены значительно более высокие значения мощности дозы, по
сравнению с ПДУ профессионального облучения.
ОБЛУЧЕНИЕ НАСЕЛЕНИЯ
О любых мерах
предосторожности можно судить, исходя из вероятности их осуществления и
возможного влияния на благосостояние населения при всех мыслимых
обстоятельствах. Следует предусмотреть
