Файл: лекции ядер безопас.doc

Экспозиционная доза (X) — частный случай погло­щенной дозы по ионизации воздуха. Согласно ГОСТу РД 50 — 454 — 84 использование экспозиционной дозы и ее производных после 01.01.90 г. не рекомендуется. Однако в дозиметрических приборах выпуска до 1990 г., которые все еще широко используются на практике, основной дозиметрической величиной явля­лась экспозиционная доза и единицы ее измерения. Кроме того, единицы экспозиционной дозы продолжа­ют использоваться в публикациях СМИ. Поэтому в приведенной таблице экспозиционная доза включе­на в число рассматриваемых дозовых критериев.

Эквивалентная доза (Н_ТК) используется для опре­деления биологического воздействия на организм человека различных видов излучения, поскольку погло­щенная и экспозиционная дозы характеризуют лишь фотонные излучения, в то время как тяжесть наруше­ний в организме зависит от всех видов излучений и наибольший ущерб его состоянию наносят именно корпускулярные излучения (ос-частицы и нейтроны). Эквивалентная доза рассчитывается как произведе­ние поглощенной дозы (В) на взвешивающий коэффи­циент вида излучения (W_R), составляющий: для фото­нов и электронов любых энергий — 1; для α-частиц, ос­колков деления и тяжелых ядер — 20 и для нейтронов, в зависимости от их энергии, — 5 — 20.

Эффективная эквивалентная доза (Н_эф) учитывает различную чувствительность отдельных органов челове­ка к облучению. Рассчитывается как сумма произведе­ний доз, полученных каждым органом (Н_Т), на соответст­вующий взвешивающий коэффициент(W_Т), учитываю­щий различную чувствительность органов к измерению.
Взвешивающие коэффициенты (W_Т) составляют: для гонад — 0,20; для костного мозга, толстого кишеч­ника, легких и желудка — по 0,12; для мочевого пузы­ря, грудной железы, печени, пищевода и щитовидной железы — по 0,05; для кожи и клеток костных поверх­ностей — 0,01 и для остальных органов (суммарно) — 0,05. Сумма взвешивающих коэффициентов организ­ма составляет единицу (ΣW_Т= 1).

Источники ионизирующих излучений. Все источни­ки ионизирующих излучений делятся на природные (ес­тественные) и техногенные, связанные с деятельностью человека (схема 1). К естественным источникам от­носятся космические источники и природные радионук­лиды, создающие природный радиационный фон, за счет которого человек получает за год дозу около 1,5 мЗв. Ис­точники ионизирующих излучений техногенного харак­тера можно условно разделить на технологические (даю­щие ионизирующие излучения как побочный продукт) и генерирующие (специально генерирующие ионизиру­ющее излучение). Излучения техногенного характера дают среднегодовую дозу около 1 мЗв. В целом среднее значение суммарной годовой дозы за счет излучения ее тественных и техногенных источников составляет 2 — 3 мЗв. Это так называемый естественный техногенмо измененный радиационный фон (радиационный фон).

Воздействие ионизирующих излучений на населе­ние.

Облучение, не превышающее значений нормально­го радиационного фона, не оказывает влияния на здоро­вье людей. Однако если облучение вызвано ионизирую­щим излучением, превышающим значения нормального фона, его воздействие может вызвать серьезные забо­левания и даже лучевую болезнь, вплоть до летального исхода.

Вредное воздействие ионизирующего излучения на человеческий организм возможно в результате как внешнего облучения, когда источник излучения нахо­дится вне организма, так и внутреннего, возникающе­го при попадании радиоактивных веществ внутрь ор­ганизма (с пищей, пылью или водой). При этом в ре­зультате внешнего облучения человек подвергается воздействию ионизирующего излучения только во время пребывания его вблизи от источника излучения. Внутреннее облучение действует длительно, до тех пор, пока радиоактивные вещества не будут выведены яз организма естественным путем или в результате ра­диоактивного распада.

Последствия облучения организма заключаются в разрыве молекулярных связей; в изменении химиче­ской структуры соединений, входящих в состав орга­низма; в образовании химически активных радикалов, обладающих высокой токсичностью; в нарушении структуры генного аппарата клетки. В результате изме­няется наследственный код и происходят мутагенные изменения, приводящие к возникновению и развитию злокачественных образований, к наследственным забо­леваниям, к врожденным порокам развития детей и по­явлению мутантов в последующих поколениях. Все они могут быть разделены на соматические, когда эффект облучения возникает у облученного, и наследственные, если он проявляется у потомства.

Характер действия ионизирующих излучений на организм зависит от величины поглощенной дозы, времени облучения, мощности дозы, площади или объема облучаемых тканей и органов и вида облуче­ния. Опасными являются любые дозы облучения, да­же на уровне фоновых. При малых дозах облучения биологический эффект носит стохастический (ве­роятностный) характер, причем вероятность его про­порциональна дозе, но не имеет дозового порога, а тя­жесть заболевания не зависит от нее. При относи­тельно больших дозах облучения биологический эффект носит нестохастический характер, когда име­ется наличие дозового порога, выше которого тя­жесть поражения уже зависит от величины дозы. Учитывая это обстоятельство, а также то, что вероят­ность заболевания при малых дозах облучения (в це­лом) крайне мала, при рассмотрении вопросов защи­ты населения имеется в виду в основном нестохасти­ческий характер облучения, когда отрицательные последствия облучения могут быть предотвращены установлением порога дозы.

Фактор времени имеет важнейшее значение для по­следствий облучения в связи с процессом восстановле­ния, протекающим в тканях и органах. При малой мощности дозы скорость развития поражений соизмерима со скоростью восстановительных процессов. С увели­чением мощности дозы процессы восстановления от­стают от разрушительных процессов, а это приводит к ускоренному развитию лучевой болезни.

По характеру распределения дозы во времени раз­личают острое и пролонгированное, одноразовое и фракционированное облучение. Под острым пони­мают кратковременное облучение при высокой мощ­ности дозы (децигрей в минуту и более), под пролон­гированным — относительно продолжительное облу­чение при низкой мощности дозы (доли грея в час и менее).

Как острое, так и пролонгированное облучение мо­жет быть однократным или фракционированным, ког­да между дозами облучения имеются интервалы. Кро­ме того, известно хроническое облучение, проходящее длительно и в малых дозах.

Так как альфа- и бета-излучения обладают незна­чительной проникающей способностью, они не мо­гут проходить через одежду и кожный покров к внут­ренним органам человека. Вместе с тем облучение бета-частицами открытых участков тела человека способно вызывать лучевые ожоги {«ядерный за­гар»), последствиями которых могут быть различные заболевания кожи, вплоть до онкологических. Кроме того, частицы, обладающие наибольшей энергией (в первую очередь бета-частицы), могут проникать через кожу непосредственно в кровоток. Однако наибольшую опасность корпускулярные излучения представляют при внутреннем облучении — попада­нии их источников внутрь организма (с пищей, во­дой и пылью). Обладая высокой биологической ак­тивностью (особенно α-частицы), альфа- и бета-излу­чения воздействуют непосредственно на внутренние органы и кровоток. Защита от их воздействия обес­печивается исключением попадания радиоактивных веществ на кожные покровы (защищают любые ви­ды одежды) и внутрь организма (контроль загрязне­ния воды и продуктов, применение СИЗОД).

Вследствие способности фотонных излучений и нейтронного потока проходить через преграды, одежду и тело человека, ионизируя все его структуры, они представляют одинаковую опасность и при внешнем, и при внутреннем облучении,

При фотонном облучении степень поражения орга­низма, кроме поглощенной дозы, в значительной мере зависит от площади облучаемой поверхности. Чем меньше ее размеры, тем меньше биологический эф­фект. Так, например, при облучении участка тела пло­щадью 6 см² с дозой 4 — 5 Зв заметного биологического эффекта не наблюдается, при такой же дозе на все те­ло— 50 % облученных может погибнуть.

Считается, что радиация не имеет ни вкуса, ни за­паха, однако это справедливо лишь при относительно небольших мощностях дозы. Те, кому приходилось ра­ботать при значительных уровнях радиации, заметили, что в этом случае имеются и органолептические ее воздействия. Исследования показали, что при мощно­сти дозы более 250 мЗв/ч на воздухе (20 мЗв/ч — в по­мещении) и по мере дальнейшего ее нарастания могут ощущаться: специфический запах (озон), учащение пульса и металлический привкус во рту, наступление эйфории, раздражение носоглотки и глаз и, наконец, рябь в глазах и чувство уплотнения воздуха, свиде­тельствующие об очень высоких уровнях радиации (500 - 1000 мЗв/ч и более).

Радиационные поражения человека с высокой сте­пенью вероятности могут возникать при облучениях, превышающих определенный предел. Так, при общем однократном облучении с дозой 1 Зв и более у каждо­го пострадавшего развивается острая лучевая болезнь (ОЛБ). Облучение с дозой 6— 10 Зв ведет к крайне тя­желой форме ОЛБ, когда без лечения возможен ле­тальный исход. Однако при современных методах лечения надежда на выздоровление есть и при облуче­нии более 6 Зв. Доза 10 Зв и более считается абсолют­но смертельной.

Облучение с эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование.

Воздействие ионизирующих излучений на окру­жающую среду.

Радиоактивное загрязнение среды приводит к выводу из хозяйственного оборота значи­тельных площадей на длительные сроки (пять перио­дов полураспада основных загрязнителей) и требует больших материальных затрат на проведение меро­приятий по защите населения, проживающего на дан­ной территории, и принятия мер по локализации и ликвидации загрязнения.

Ситуация приобретает чрезвычайный характер, когда в результате радиационных аварий радиоак­тивные вещества попадают в окружающую среду в большом количестве и загрязнению подвергаются обширные территории. Крупнейшими радиацион­ными авариями в России (в СССР) являлись: взрыв емкостей с жидкими радиоактивными отходами на предприятии «Маяк» в 1957 г., который привел к вы­бросу активностью 2 МКи, загрязнению территории площадью 20 тыс. км² и отселению 10,5 тыс. человек, а также катастрофа на ЧАЭС с выбросом активно­стью 70 МКи, приведшая к радиоактивному загряз­нению обширных территорий Белоруссии, Украины и России.

Радиоактивное загрязнение не всегда связано с аварийной ситуацией, оно может возникать и в без­аварийной обстановке: при нарушениях норм без­опасности на радиационно (ядерно) опасных объек­тах, при нарушении правил хранения и использования различных техногенных источников излучения, а также строительных норм и правил, касающихся огра­ничения ионизирующих излучений.

Радиационно (ядерно) опасные объекты и характер аварий на них.

К радиационно-опасным объектам (РОО) относятся объекты, на которых хранятся, перерабатываются, ис­пользуются или транспортируются радиоактивные ве­щества, при аварии на которых может произойти облу­чение ионизирующими излучениями людей, сельскохо­зяйственных животных и радиоактивное загрязнение окружающей среды.

В состав РОО по ряду критериев входят и так назы­ваемые ядерно-опасные объекты, представляющие наибольшую опасность при авариях.

Ядерно-опасные объекты и их классификация.

Под ядерно-опасными объектами понимаются объек­ты, имеющие значительное количество ядерно-делящихся материалов (ЯДМ) в различных физических со­стояниях и формах, потенциальная опасность функ­ционирования которых заключается в возможности возникновения в аварийных ситуациях самоподдер­живающейся цепной ядерной реакции (СЦЯР). На­пример, возникновение СЦЯР с разной степенью ве­роятности возможно на всех объектах ядерно-топливного цикла (ЯТЦ), кроме горно-обогатительных комбинатов (рис. 1).

К ядерно-опасным объектам относится большинство объектов ядерного топливного цикла, в первую очередь АС, а также ядерные энергетические установки (реакторы) различного назначения; научно-исследовательские реакторы; объекты ядерно-оружейного комплекса и др.

Тема 8. Аварии на атомных станциях

Вопросы к теме:

1. Атомные станции как объекты повышенной ра­диационной опасности.

2. Системы безопасности АС.

3. Основные дозовые пределы (НРБ-96).

Атомные станции как объекты повышенной ра­диационной опасности. Атомная энергетика в нашей стране дает около 13% электроэнергии от общего объема ее производства, и пока альтернативы ей нет. Строительство атомных станций будет продолжаться, а потому вопрос об обеспечении их безопасной эксплуатации и мер по защите населения от радиоак­тивного облучения имеет важное значение.

Главным элементом атомной станции (АС) являет­ся ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) — реактор, работа которого основана на получении тепло­вой энергии за счет реакции деления ядерного топли­ва, в качестве которого в большинстве реакторов используется уран~235. Однако цепная реакция деле­ния в природном уране, состоящем из трех изотопов: урана-234, урана-235 и урана-238, — невозможна из-за низкого содержания в нем основного делящегося изотопа — урана-235, доля которого составляет всего 0,7%. Вызвать цепную реакцию можно либо путем повышения в природном уране доли содержания ура­на-235 (обогащение до 25 %), либо путем замедления основной массы образующихся в реакторе нейтро­нов до тепловых скоростей, используя способность слабо обогащенного урана-235 к более активному за­хвату тепловых нейтронов.

И тот, и другой способы применяются в атомных реакторах. При этом реакторы, в которых использу­ется замедление нейтронов, называются реакторами на медленных (тепловых) нейтронах, а реакторы с использованием сильно обогащенного урана — реакторами на быстрых нейтронах (схема 2). В ка­честве ядерного топлива в реакторах на медленных нейтронах используется диоксид урана с содержани­ем урана-235 около 2 — 4 %, в реакторах на быстрых нейтронах — сильно обогащенный уран либо плуто-ний-239. В реактор ядерное топливо помещается в виде сборок твэлов (тепловыделяющих элемен­тов) — циркониевых трубок, заполненных таблетка­ми диоксида урана.

В реакторах на тепловых нейтронах для снижения энергии, а следовательно, и скорости нейтронов используются замедлители нейтронов: графит (в реакто­рах типа РБМК) и вода (в реакторах типа ВВЭР)*.

Тепловая энергия, выделяющаяся в результате цепной реакции деления, отводится из реактора про­качкой через его активную зону жидкого или газооб­разного вещества — теплоносителя. В последующем это тепло преобразуется в механическую энергию вращения турбины, а затем — в электрическую. Оно может быть использовано также для подогрева воды в коммунальных или производственных сетях тепло­снабжения.