- •Часть 3
- •Ф. Жолио-Кюри Введение
- •Тема 1. Физическая природа и источники радиационной опасности для человека, объектов и природной среды
- •1.1. Радиоактивное превращение ядер
- •1.1.1. Общие сведения об атоме и атомном ядре
- •Атом наименьшая часть химического элемента, являющаяся носителем его свойств.
- •1.1.2. Явление радиоактивности
- •1. Выбрасывание электрона и антинейтрино - - - распад;
- •Примечание. Так как массы выбрасываемых электрона, позитрона, нейтрино и антинейтрино крайне малы по сравнению с массой протонов и нейтронов, то массовое число атома можно считать неизменным.
- •1.1.3. Основной закон радиоактивного распада радионуклида
- •1.1.4. Закон изменения активности радионуклидных рядов
- •1.1.5. Закон спада радиоактивности продуктов ядерного деления
- •1Ч 150 суток tн
- •Вопросы для самоконтроля:
- •1.2. Виды ионизирующих излучений, их характеристики и взаимодействие с веществом
- •1.2.1. Краткая характеристика ионизирующих излучений
- •1.2.2. Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом
- •Косл ≈ 2х/d (1.39.)
- •Пробеги бета-частиц
- •Пробеги альфа-частиц в воздухе, биологической ткани и алюминии
- •Воздействие радиоактивных излучений на физические свойства некоторых материалов
- •Вопросы для самоконтроля:
- •1.2.3. Хакрактеристики ионизирующих излучений. Единицы измерения
- •Взвешивающие коэффициенты wt*
- •Вопросы для самоконтроля:
- •1.2.4. Основные способы определения и измерения ионизирующих излучений
- •Классификация приборов
- •Радиометрия внутреннего облучения человека
- •Вопросы для самоконтроля:
- •1.3. Источники ионизирующих излучений
- •1.3.1. Космическое излучение
- •1.3.2. Земная радиация
- •Радиоактивное семейство урана-235 (ряд актиноурана)
- •1.3.3. Антропогенные источники ионизирующих излучений
- •Область применения и вид используемых закрытых источников ионизирующего излучения в различных областях
- •Атомная электростанция, как источник радиационной опасности
- •Управления
- •% Выхода осколков
- •80 105 130 150 Атомный номер изотопов
- •Ядерные боеприпасы, как источники радиационной опасности
- •Вопросы для самоконтроля:
- •Глава 2. Основы радиационной безопасности биологических систем
- •2.1. Биологическое действие ионизирующих излучений
- •2.1.1. Воздействие энергии ионизирующих излучений на биологическую ткань
- •Молекула воды
- •Хромосома
- •Молекула белка
- •Вопросы для самоконтроля:
- •2.1.3. Радиочувствительность. Реакция органов и систем человека на облучение
- •Некоторые особенности радиоустойчивости органов при внешнем облучении
- •Реакция организма на облучение. Радиационные синдромы
- •Некоторые особенности реакции органов и систем при внутреннем облучении
- •Кровеносная система
- •Вопросы для самоконтроля:
- •2.1.4. Детерминированные и стохастические эффекты. Степени лучевой болезни
- •Детерминированные эффекты
- •Острая лучевая болезнь (олб)
- •Стохастические эффекты
- •Хроническая лучевая болезнь (хлб)
- •Вопросы для самоконтроля:
- •2.2. Принципы и критерии радиационной безопасности
- •2.2.1. Международные нормы радиационной безопасности
- •Проблемы оценки малых доз облучения
- •Номинальные коэффициенты вероятности стохастических эффектов
- •Коэффициенты вероятности рака для отдельных органов
- •Принципы, цели и критерии радиационной безопасности
- •3) Облучение отдельных лиц, в сумме от всех видов деятельности не должно превышать установленных дозовых пределов (принцип нормирования индивидуальной дозы).
- •Нормирование облучения для практической деятельности
- •Вмешательство. Уровни вмешательства
- •Диапазон, в котором устанавливаются оперативные уровни вмешательства по принципу оптимизации
- •Уровни доз, при которых предполагается вмешательство
- •Уровни прогнозируемой поглощенной дозы (Дпогл) в отдельных органах за первые 10 суток, при которых необходимо срочное
- •Критерии для принятия решений о переселении и ограничении
- •Уровни для изъятия и защиты пищевых продуктов
- •Вопросы для самоконтроля:
- •2.2.2. Нормы радиационной безопасности нрб-2000
- •Раздел 1. Общие положения
- •Раздел 2. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях
- •Общие положения
- •Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях
- •Требования к защите от природного облучения в производственных условиях
- •Требования к ограничению облучения населения
- •Значения дозовых коэффициентов, пределов годового поступления с воздухом, допустимой объемной активности во вдыхаемом воздухе и уровни вмешательства
- •Ограничение медицинского облучения.
- •Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии
- •Требования к контролю за выполнением норм
- •Значения допустимых уровней радиационного воздействия
- •Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты, част./(см2▪ мин)
- •Вопросы для самоконтроля:
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:
й од-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:
У ран-238 + нейтрон (б) уран-239 (23 мин) нептуний-239 (2 суток)
П лутоний-239(24000 лет),
Поэтому при авариях на АЭС выбрасывается из активной зоны и большое количество плутония-239.
Трубы
давления
Топливные элементы
Паросепаратор