Защ.нас-я в ЧСdoc3

Калий-40 претерпевает бета-распад, его период полу, распада составляет 1,32-Ю9 лет. Он является источником бета- и гамма-излучения. Являясь элементом биологической ткани, калий-40 попадает в растения, в организм животных и человека. При этом человек может получить дозу Облучения, опасную для здоровья.

Таблица 1.11

Средняя удельная активность калия-40 и рубидия-87 в тканях взрослого мужчины и создаваемые годовые эквивалентные дозы

80

По подсчетам НКДАР ООН, средняя эффективная доза внешнего облучения, которую человек получает за год от земных источников естественной радиации, составляет 0,35 мЗв. Но в некоторых районах земного шара эффективная доза внешнего облучения бывает значительно выше.

Таким образом, от естественного радиационного фона человек получает дозу: от радона - около 55 %, от калия-40 - около 13 %, от космических лучей - 15-16 %, от других естественных источников - около 15% . Однако следует помнить, что количество калия-40 даже в Республике Беларусь неравномерное, а во многих странах его может быть еще меньше.

В абсолютных величинах естественный радиационный фон от космического излучения и земной радиации представлен в таблице 1.12.

Таблица 1.12

Среднегодовые эффективные дозы, получаемые человеком (мЗв) ежегодно при облучении естественным радиационным фоном

81

1.3.3. Антропогенные источники ионизирующих излучений

За счет хозяйственной и социальной деятельности люди дополнительно получают облучения от антропогенных источников. В одних случаях это отдельные категории населения, в других — значительная часть населения. В ряде случаев могут возникнуть чрезвычайные ситуации, вызванные выбросом радиоактивных веществ.

Назовем некоторые источники ионизирующих излучений:

-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 с целью увеличения срока их пробега;

-установки для подсчета отдельных видов продукции;

-приборы для поиска полезных ископаемых;

82

-приборы для измерения износа деталей технических

устройств;

-установки для контроля толщины некоторых изделий при их производстве;

-приборы для определения толщины покрытий из

золота и серебра, наносимые на отдельные изделия;

-приборы для бесконтактного контроля агрессивных сред;

-установки для контроля износа некоторых деталей технических устройств;

-изотопные приспособления в радиолокаторах для обеспечения слепой посадки самолетов и др.

В Республике Беларусь расположено более 1000 объек- тов, на которых применяются радиоактивные вещества в значительных количествах (более 55 тысяч устройств и установок, в том числе более 2000 рентгеновских устано- вок для диагностики), которые приносят пользу людям.

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 2 таких объекта — это Молодечненский центр стандартиза- ции и метрологии, где суммарная активность источников цезия достигает 70 Ки, и Несвижский завод медпрепара- тов, где суммарная активность источников кобальта равна 800 Кц. В Брестской области насчитывается 12 объектов, использующих в своей деятельности радиоактивные вещества, из них 9 сконцентрированы в городах Брест, Пинск,

В таблице 1.13 перечислены некоторые искусственные Источники ионизирующих излучений, используемые в различных отраслях.

83

Таблица 1.13

Область применения и вид используемых з а к р ы т ы х источников ионизирующего излучения в различных областях

Медицина и биологии Ускорители заряженных частиц, рентгеновские и гамма-аппараты, гамма- и бета-ис- точники

Химическая и легкая Мощные гамма-установки, радиоизотоппромышленность ные приборы (уровнемеры, толщиномеры,

приборы для снятия статических зарядов)

Научные исследования Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, мощные гамма-уста- новки, нейтронные и бета-установки

Ядерная энергетика Нейтронные источники

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, активность которых составляет от 7 до 52 Бк/кг. При сгорании угля радионуклиды выбрасываются в атмосферу в количестве, которое зависит от степени очистки фильтрами.

84

Радиоизотопы используются для исследования различ- ных 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.

ных количествах вводится в организм человека, но накапливается в щитовидной железе. По ряду характеристик делается вывод о работе щитовидной железы.

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 — медико-биологические исследования;

-индий-111, 113 - используется для диагностики путем сканирования печени (при диагностике гепатита и цирроза), полостей сердца, ангиографии 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 5 мЗв/год.

85

Дозовые нагрузки, которые человек получает от некоторых источников, представлены в таблице 1.14.

Таблица 1.14 Эффективные дозы облучения от различных источников

На практике большинство людей получает 70-80 % эффективной дозы от природных источников облучения и до 20 % эффективной дозы - от облучения медицинскими приборами и препаратами.

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

86

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. Кратко 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 принципом работы АЭС является преобразование внутриядерной энергии в тепловую. Основным элементом АЭС, где происходит преобразование энергии, является ядерный реактор. В нем в качестве горючего используется уран. Как известно, природный уран представляет смесь урана-238 - 99,2%, ура- на-235 - 0,71% и урана-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 гам- ма-квант (если кинетическая энергия нейтрона незначительна);

-нейтрон проскакивает ядро без последствий (если кинетическая энергия нейтрона очень большая);

-нейтрон вызывает деление ядра на два осколка с выбросом нескольких нейтронов (обычно 2-3), гамма-квантов, излучений других видов с общей энергией примерно 200 МэВ. Последний случай имеет место, если кинетическая энергия нейтрона, облучающего ядро, занимает промежуточное значение между очень высокой и незначительной энергией нейтрона.

Интерес представляет только третий случай, когда энергию деления ядра можно использовать в ядерном реакторе. Ядра ""U могут делиться только нейтронами (быстрыми нейтронами) с энергией более 1,1 МэВ, а ядра 235U могут делиться даже тепловыми нейтронами. Очевидно, что в ядерном реакторе целесообразно в качестве ядерного горючего использовать 235U, так как технически получить тепловые нейтроны задача несложная. Однако для обеспечения цепной реакции необходимо, чтобы мас-

87

ca m U была больше критической. Для этого концентрацию 235U в природном уране повышают на 6 % и более, то есть обогащают гзви.

Примечание. Обогащение урана-238 ураяом-235 производят на заводе, где установлены газодиффузионные установки или центрифуги. Они и обеспечивают разделение изотопов урана. В качестве сырья используют природный уран после предварительного фторйрования, то есть после получения соединения UFe (гексафторид урана). Особенностью этого соединения является то, что оно может находиться в твердом, жидком или газообразном состоянии. При разделении изотопов удобно использовать газообразное соединение гексафторида урана.

Сущность разделения изотопов урана основывается на различных молекулярных массах урана-238 и урана-235.

В газодиффузионных установках разделение достигается за счет диффузии смеси газа, который попадает в пористые перегородки.

Сущность разделения газов с различными молекулярными массами в противоточных центрифугах заключается в следующем.

Давление газа в центрифуге при высоких скоростях вращения растет в направлении от оси к радиусу очень сильно. Давление газа UF6 у стенки ротора больше, чем на оси. У стенок ротора практически создается очень тонкая пленка плотного движущегося в осевом направлении газа. Эта осевая циркуляция газа может возникнуть за счет газодинамического (струйного) механического возбуждения, осевого температурного перепада или при комбинации этих факторов. По центру, ближе к оси, газ движется в одном направлении, а по стенке - в другом. Это и создает противоточную циркуляцию газа. Концентрация более тяжелого газа выше у стенки ротора.

Для нормальной работы реактора, с одной стороны, необходимо, чтобы цепная ядерная реакция поддерживалась, а с другой - требуется исключить возможность ядерного взрыва. Чтобы исключить ядерный взрыв, необходимо, чтобы после каждого цикле. 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 239Ри, а часть нейтронов может быть поглощена графитом, бором или другим веществом. Следует заметить, что при делении ядер 236U 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.

88

Примечание. В качестве ядерного горючего можно использовать не только уран-235, но изотопы плутония (искусственно получаемые в ходе ядерных реакций из урана) и уран-233 (получают при облучении нейтронами природного тория).

Ядерное топливо в реакторах применяется в виде металлов, сплавов, металлокерамики, оксидов, карбидов и др. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является тепловыделяющий элемент (твэл). Твэл состоит из"' сердечника (топливная композиция) и оболочки из металла или другого материала. Геометрическая форма может быть различной, но чаще является стержневой. В реакторах типа РМВК имеется 61000 твэлов.

После выгорания какого-то количества топлива остальное выгружают и заменяют новым. Но отработанное топливо еще содержит значительное количество топлива, которое перерабатывается и снова может быть использовано, при этом в реакторе оказывается накопленным и плутоний, который также можно использовать в качестве топлива.

Встранах СНГ на АЭС используют ядерные реакторы двух типов: реактор большой мощности канальный (РБМК-1000) и во- до-водяной энергетический реактор (ВВЭР-440, ВВЭР-1000).

Вреакторе канального типа вода внутри реактора нагревается до температуры, близкой к кипению, и направляется в паросепаратор, и далее отделенный пар следует на турбину, на валу которой находится электрический генератор. В водо-водяном реакторе имеется два контура. В первом контуре вода нагревается в активной зоне, но в пар не превращается, так как находится под высоким давлением. Теплая вода поступает в парогенератор, где отдает тепло воде второго контура. После этого пар со второго контура подается на турбину, приводя ее в движение.

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

Рассмотрим подробнее принцип работы РБМК (реактора большой мощности канального), который установлен на ЧАЭС (рис. 1.21).

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 через активную зону. Это требует более высокой квалификации обслуживающего персонала и предосторожности при эксплуатации реактора.

89