Подякувати Студентському архіву довільною сумою
Admin
26.02.2023 12:38
Дякуємо, що користуєтесь нашим архівом!
АВАРІЇ НА АЕС І РАДІАЦІЙНО НЕБЕЗПЕЧНИХ ОБ’ЄКТАХ, ЇХ МЕДИКО-ТАКТИЧНА ХАРАКТЕРИСТИКА.
Інформація про навчальний заклад
ВУЗ:
Львівський національний медичний університет ім. Данила Галицького
Інститут:
Не вказано
Факультет:
Не вказано
Кафедра:
Не вказано
Інформація про роботу
Рік:
2024
Тип роботи:
Лекція
Предмет:
Військова справа
Частина тексту файла (без зображень, графіків і формул):
Зміст лекції
1. Радіаційно небезпечні технології та об’єкти ядерно-паливного циклу
У 1996 році виповнилося 100 років з часу відкриття А.Беккерелем явища радіоактивності, яке А.Ейнштейн назвав найбільшою революційною силою технічного процесу з тих пір, як доісторична людина відкрила вогонь. Проте добре відомо, що технічний прогрес, з одного боку, приносить користь, а з іншого – певну небезпеку.
Ядерна енергетика бере свій початок з першої в світі ядерної електростанції, яка була споруджена в колишньому СРСР під керівництвом І.В.Курчатова і введена в експлуатацію 27 червня 1954 року (м. Обнінськ Калузької обл.).
За станом на кінець 1998 року в 33 країнах світу на атомних електростанціях працювало 440 ядерних енергетичних реакторів загальною потужністю 352,814 ГВт і 40 реакторів загальною потужністю 31 ГВт ще будувалися.
В 1996 році, за даними МАГАТЕ, на долю атомної енергетики припадало 18% загального виробництва електроенергії. Це перевищує обсяг усієї електроенергії, виробленої у світі всіма типами електростанцій за 1969 рік.
Значних темпів розвитку ядерна енергетика набула за часів колишнього СРСР. Так, кожні 5 років загальна потужність радянських АЕС подвоювалась. Сьогодні в Україні працює 4 АЕС, які забезпечують понад 40% валового виробництва електроенергії в країні.
Такий бурхливий розвиток атомної енергетики зумовлений перш за все економічними чинниками. Після першої нафтової кризи 70-их років багато країн побачили в атомній енергетиці надійне джерело енергозабезпечення. В колишньому СРСР розвиток атомної енергетики був зумовлений віддаленістю вугільних шахт і нафтових родовищ від основних споживачів електроенергії.
Україна, де відсутні великі нафто-газові родовища, а вугілля, яке добувається в східних регіонах з великих глибин і має велику собівартість, навряд, чи колись зможе відмовитись від атомної енергетики як досить стабільного енергоджерела.
Крім економічних, існують також екологічні причини. Теплові електростанції є найпотужнішими джерелами надходження в атмосферу вуглекислого газу, оксидів сірки та азоту. Крім того, вони самі є джерелами радіоактивного забруднення довкілля. Так, теплова електростанція середньої потужності (1 млн. кВт/год) за рік споживає 4-5 млн. тонн вугілля, в якому містяться певні концентрації радіонуклідів: урану – 1-2,5 г/т вугілля, технецію – 2-5 г/т вугілля.
Про перспективність атомної енергетики в нашій країні свідчить Указ Президента України №64/94 від 23 лютого 1994 року “Про невідкладні заходи щодо розвитку атомної енергетики та формування ядерно-паливного циклу в Україні”.
Але серед техногенних джерел надзвичайних ситуацій і аварій1 найбільшу небезпеку за тяжкістю ушкоджень, масштабами та тривалістю дії ушкоджуючих факторів є радіаційні катастрофи. Необхідно також враховувати і те, що майже всі АЕС розташовані в досить густонаселених районах. Так, в 30-и км зонах кожної Європейської АЕС проживає близько 100-150 тис. населення.
За час існування ядерної енергетики виникло більше 300 значимих аварій, їх наслідки в основному не виходили за межі самих ядерних об’єктів. Проте були випадки, коли наслідки аварій носили поширений і навіть глобальний характер.
Враховуючи потенційну небезпеку ядерних об’єктів для навколишнього середовища, оволодіння основами знань про атомну енергетику, ядерні аварії та їх наслідки необхідне фахівцям різних професійних груп, включаючи і медичних працівників.
Радіаційно небезпечні технології та об’єкти ядерно-паливного циклу
Поняття “ядерно-паливний цикл” характеризує послідовність операцій з радіоактивними матеріалами, що використовуються в ядерній енергетиці, і складається з таких технологічних процесів і відповідних їм об’єктів, як:
видобування, подрібнення і концентрування уранової руди – уранові рудники, збагачувальні фабрики;
вилучення урану із уранової руди та його збагачення ізотопом з масовим числом 235 – радіохімічні підприємства;
перетворення урану в паливо і виготовлення термовиділяючих паливних елементів (твелів) – підприємства атомного машинобудування;
використання паливних елементів у ядерних реакторах – атомні електростанції, атомні теплоелектроцентралі, атомні станції побутового теплозабезпечення (АТС), атомні станції промислового теплозабезпечення, атомні надводні кораблі (АНК), атомні підводні човни, космічні апарати, дослідницькі реактори;
виділення з відпрацьованого палива накопиченого плутонію, невикористаного урану та інших радіонуклідів, які застосовуються в різних галузях виробництва (наука, техніка, медицина тощо) – радіохімічні заводи;
регенерація палива і виготовлення паливних елементів (твелів) – радіохімічні підприємства атомного машинобудування;
перевезення свіжого і відпрацьованого ядерного палива, радіоактивних матеріалів та відходів – спеціалізовані транспортні підприємства;
зберігання палива, радіоактивних матеріалів та відходів – тимчасові сховища на окремих підприємствах та постійні сховища на пунктах захоронення радіоактивних відходів.
Слід відзначити, що в Україні, як в багатьох інших країнах світу, немає повного (замкнутого) ядерно-паливного циклу. Проте окремі його елементи функціонують. До них відносяться: видобування, подрібнення і збагачення уранової руди (уранові рудники), використання ядерного палива (енергетичні та дослідницькі реактори), зберігання відпрацьованого палива (сховища), перевезення свіжого та відпрацьованого палива і радіоактивних відходів (спеціальні транспортні підприємства), зберігання радіоактивних відходів (пункти їх захоронення) та деякі інші.
Підприємства по видобуванню та переробці уранових руд знаходяться в Дніпропетровській, Кіровоградській та Миколаївській областях.
Видобування уранової руди в Україні проводиться на Жовтоводському, Кіровоградському, Смолінському та Новокостянтинівському рудниках.
Переробка уранових руд з метою отримання окису-закису урану проводиться на спецкомбінаті в м. Жовті Води.
До особливостей уранодобування та переробки слід віднести те, що всі відходи цього технологічного процесу є радіоактивними і представляють певну небезпеку в плані забруднення навколишнього середовища. В урановій руді крім природного урану міститься також торій-232 та продукти їх радіоактивного перетворення, в тому числі – радіоактивний газ радон.
В Україні діють 4 атомних електростанції з 14-ма енергетичними реакторами та 2 дослідницьких реактори “ІР-100”.
Атомні електростанції України
* - водоводяні енергетичні реактори
Радіаційна аварія на АЕС, при якій відбудеться руйнування одного реактора з викидом в оточуюче середовище до 10% радіоактивних продуктів ядерного палива за межі санітарно-захисної зони станції може створити зони забруднення (з різними рівнями радіації) загальною площею 400 тис. км2, до яких потрапить кілька тисяч населених пунктів з населенням в кілька мільйонів.
Слід також зауважити, що, крім власних, для України потенційну небезпеку становлять АЕС деяких сусідніх держав: Курська АЕС Російської Федерації, АЕС Болгарії, Словаччини, Угорщини та Чехії.
Необхідно згадати й про радіоактивні відходи, які утворюються в процесі роботи всіх складових паливно-ядерного циклу. За своїм агрегатним станом вони бувають зріджені та тверді. До зріджених відносять розчини неорганічних речовин, пульпи фільтроматеріалів, органічні рідини (масла, розчинники та інше). До твердих – вироби, деталі машин і механізмів, матеріали, біологічні об’єкти, відпрацьовані радіонуклідні джерела.
Основними місцями зосередження радіоактивних відходів на сьогоднішній день є:
АЕС (70 тис. м3);
уранодобувна та переробна промисловість (65,5 млн. т);
зона відчуження АЕС (1,1 млрд. м3).
Основна маса радіоактивних відходів (85-90%), накопичених в Україні, є середньо- та низькоактивними. Високоактивні в основному накопичуються на проммайданчиках АЕС у спеціальних сховищах.
Будова, принципи роботи та класифікація ядерних реакторів
Ядерний реактор – це фізичний пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція ядерного поділу з виділенням і відведенням теплової енергії.
У переважній більшості існуючих ядерних реакторів для підтримання ланцюгової реакції поділу ядер атомі в палива використовуються повільні (теплові) нейтрони. Проте, вже існують ядерні реактори, які працюють і на швидких нейтронах.
Основною частиною ядерного реактора є активна зона, в якій певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтронно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловиділяючих елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.
В якості ядерного палива використовується природний уран, збагачений ізотопом з масовим числом 235. Ступінь збагачення складає декілька відсотків (максимально до 6%).
До сповільнювачів відносяться речовини, які в значній мірі зменшують енергію, а одночасно і швидкість нейтронів (графіт, легка і важка вода та інші).
Регулюючі стержні та стержні аварійного захисту містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони (бор, кадмій та інші).
Теплоносіями можуть бути вода (легка або важка), гази (гелій, азот, діоксид вуглецю), рідкі метали (натрій) та деякі інші речовини.
За своїм призначенням ядерні реактори поділяються на дослідницькі, експериментальні та енергетичні.
На сьогоднішній день у ядерній енергетиці використовується п’ять основних модифікацій реакторів, що працюють на повільних нейтронах і один тип реактора-розмножувача на швидких нейтронах.
Основні типи ядерних енергетичних реакторів
На вітчизняних АЕС найбільш широкого застосування набули водоводяні енергетичні реактори (ВВЕР), в яких як теплоносієм, так і сповільнювачем є легка вода, і реактори великої потужності канальні (РВПК), де теплоносієм служить легка вода, а сповільнювачем – графіт.
Принципова відміна цих двох типів реакторів полягає ще і в тому, що в реакторі типу ВВЕР теплоносій прокачується через всю активну зону і під тиском знаходиться весь корпус реактора, а в реакторах типу РВПК теплоносій циркулює по робочих каналах і тільки вони знаходяться під тиском. В зв’язку з цими особливостями теплозйому реактори першого типу прийнято називати корпусними, а реактори другого типу – канальними.
На Чорнобильській АЕС використовувались уран-графітові реактори РВПК-1000, на одному з яких і сталася аварія.
Реактор РВПК –1000 розміщується в бетонній шахті висотою 25,5 м і діаметром 21,6 м. Графітове мурування циліндричної форми виконує роль уповільнювача нейтронів. Його маса становить 1700 т. Для герметизації реакторного простору графітове мурування з боків оточується легким циліндричним металевим кожухом, а згори і знизу – масивними стальними плитами, які забезпечують також кріплення графіту і є компонентом біологічного захисту реактора. Графітове мурування складається з окремих, зібраних у колони, блоків з вертикальними циліндричними отворами, що пронизують його на всю висоту. Ці отвори являють собою технологічні канали, всього їх 1693. Поряд з ними існують ще 211 каналів системи управління і аварійного захисту.
Верхня та нижня частини технологічних каналів виготовлені з нержавіючої сталі, центральна – зі сплаву ніобію з цирконієм. В кожному такому каналі розміщується касета з 36-ма тепловиділяючими елементами (твелами), які представляють собою цирконієві трубки , всередині яких знаходиться диоксид урану у вигляді пігулок. Загальна висота активної зони реактора становить 7,0 м, діаметр – 11,5 м. Теплоносієм є звичайна вода, яка підводиться знизу до кожного технологічного каналу. Піднімаючись догори і омиваючи твели, вона нагрівається та частково випаровується. Далі пароводяна суміш трубопроводами відводиться до сепараторів, звідки відокремлена пара подається на турбіну. Після цього пара конденсується і повертається знову в реактор. Температура теплоносія становить 280°с при тиску -65 атм.
Для ослаблення потоку гама-нейтронного випромінювання навколо реактора існує біологічний захист: залізобетонна конструкція товщиною 2-3 м (для ослаблення гама-випромінювання) та кільцеподібний водяний резервуар (для ослаблення нейтронного випромінювання).
2. Коротка характеристика радіонуклідів, особливості їх біологічної дії
Ядерні реактори є генераторами величезної кількості штучних радіонуклідів, які за своїм походженням поділяються на продукти ядерного поділу (ПЯП), продукти наведеної активності (ПНА) та ізотопи трансуранових елементів (ІТЕ).
Продукти ядерного поділу виникають у процесі розщеплення ядер урану або плутонію під дією нейтронів. До них відносяться близько 200 радіоактивних ізотопів 35 хімічних елементів, що знаходяться в середині таблиці Д.І.Менделєєва – від цинку (порядковий номер 30) до гадолінію (порядковий номер 64). ПЯП є, як правило, бета- і гама-випромінювачами. Періоди їх напіврозпаду знаходяться в межах від кількох секунд до десятків років.
Продукти наведеної активності (ПНА) з’являються при опроміненні нейтронами елементів конструкції активної зони, теплоносія, що циркулює через неї. До ПНА відносяться близько 400 радіонуклідів, які, як і ПЯП, є, в основному, бета- і гама-випромінювачами з періодами напіврозпаду від секунд до десятків і тисяч років.
Ізотопи трансуранових елементів (ІТЕ) виникають при опроміненні урану-238 повільними нейтронами. До ІТЕ відносяться близько 60 радіонуклідів, які в переважній більшості є альфа-випромінювачами з великими періодами напіврозпаду.
Таким чином, під час роботи ядерного реактора в ньому утворюється близько 700 різних радіонуклідів.
Науковий комітет з дії атомної радіації Організації об’єднаних націй (НКДАР ООН) вважає, що головне значення в опроміненні людей мають тільки 20 радіоізотопів 14 хімічних елементів. Це або тритій, вуглець-14, магній-54, залізо-55, криптон-85, стронцій-89,стронцій-90, цирконій-95, рутеній-103, рутеній-106, йод-131, цезій-134, цезій-137, барій-140, церій-141, церій-144, плутоній-238, плутоній-239, плутоній-241, америцій-241. З цього переліку можна виділити 8 радіонуклідів, вклад кожного з яких в ефективну еквівалентну дозу перевищує 1%. До них відносяться водень-3, вуглець-14, цезій-137, стронцій-90, цирконій-95, рутеній-103, йод-131, церій-144.
При ядерній аварії реактора радіоактивні викиди можуть складатись із двох компонентів:
газоаерозольного, до складу якого входять леткі радіонукліди (радіоізотопи криптону, ксенону, йоду, цезію і телуру);
паливного у виді дрібнодисперсного пилу, до складу якого входять радіонукліди з високою температурою кипіння (радіоізотопи молібдену, цирконію, церію, плутонію і в значній мірі стронцію).
Співвідношення цих компонентів залежить від ступеню перегрівання палива і механічного руйнування активної зони реактора. Слід зауважити, що в процесі постійного розпаду радіонуклідів, які надійшли в оточуюче середовище, утворюються та накопичуються нові (дочірні) радіонукліди. В свою чергу, це приводить до відповідних змін радіонуклідного складу забруднення об’єктів навколишнього середовища.
Оскільки до складу аварійних викидів ядерних реакторів входять як нетривкі радіонукліди (періоди напіврозпаду до 15 діб), так і тривкі (періоди напіврозпаду більше 15 діб), то з часом кількість нетривких значно зменшуватиметься в порівнянні з тривкими. А тому зі збільшенням періоду, що пройшов з моменту аварії, дози опромінення формуватимуться в основному за рахунок тривких радіонуклідів.
Основні радіонукліди, що потрапили у довкілля внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС, та їх дозоформуюча роль у різні терміни після аварії
Викладені закономірності зміни за часом радіонуклідного складу аварійних викидів ядерних реакторів та створюваного ними забруднення оточуючого середовища враховуються при розробці, плануванні та впровадженні відповідних заходів радіаційного захисту населення.
Особливості біологічної дії іонізуючих випромінювань
Іонізуюче випромінювання має пошкоджуючу дію на біологічну тканину. Реакції організму на опромінення визначаються як фізичними властивостями самого випромінювання, так і властивостями організму, його здатністю до репаративних процесів.
До особливостей біологічної дії іонізуючого випромінювання слід віднести такі:
Біологічний ефект опромінення залежить від дози і ця залежність носить прямо пропорційний характер – із збільшенням дози посилюється ефект. Ця закономірність, яка характерна для великих доз, екстраполюється і на діапазон малих доз (на рівні природного фону), тобто приймається безпорогова концепція дії іонізуючих випромінювань. Хоча існують факти, що суперечать цьому, зокрема радіаційний гормезис – стимулююча дія малих доз радіації.
Збільшення тривалості опромінення або його функціонування (при одній і тій же дозі) приводить до зменшення ефекту, так як розпочинаються репаративні процеси.
Ступінь і форма променевого ураження залежить від просторового розподілу поглинутої дози опромінення в організмі. Найбільший ефект спостерігається при загальному опроміненні організму. Менші зміни спричиняє дія тієї ж дози на окремі частини організму (локальне опромінення). При цьому має значення, яка саме ділянка організму опромінюється. Найбільш небезпечним є опромінення голови і нижньої частини живота, найменш небезпечне опромінення кінцівок.
При опроміненні біологічних об’єктів різними видами іонізуючих випромінювань, але рівними дозами, виникають кількісно і якісно різні біологічні ефекти, що пов’язано з просторовим розподілом енергії взаємодії в мікрооб’ємі, що опромінюється, тобто з лінійною передачею енергії.
Наявність прихованого періоду від моменту опромінення організму до появи перших клінічних проявів. Його тривалість обернено пропорційна дозі опромінення. Чим більша доза – тим коротший прихований період. Звичайно це поняття є умовним клінічним, оскільки організм починає реагувати одразу ж після опромінення на суб- та клітинному рівнях, поступово переходячи на системний та організменний рівні, що і проявляється у вигляді певних патологічних реакцій.
Дії іонізуючого випромінювання властива кумуляція, що пов’язано з неповним відновленням ушкоджених структур організму.
Найчутливішими до опромінення є найбільш швидко проліферуючі і найменш диференційовані клітини (правило Бергоньє і Трібондо).
Збільшення парціального тиску кисню в опромінюваній тканині підвищує уражаючий ефект іонізуючих випромінювань, що пояснюється електронноакцепторними властивостями молекули кисню, яка є бірадикалом. Внаслідок цього кисень активно взаємодіє при дії іонізуючих випромінювань з радикалами біомолекул, що вже утворилися, фіксує ці пошкодження і робить їх недоступними для репарації.
Токсикологія радіоактивних речовин
Негативний вплив при надходженні (інкорпорації) радіонуклідів до організму зумовлений з одного боку фізичними властивостями (вид та енергія випромінювання, період напіврозпаду), і з іншого – біологічними особливостями (величинами коефіцієнту резорбції, характером розподілу в організмі, біологічним періодом напіввиведення із організму).
При надходженні в організм радіонуклідів з однаковою активністю найбільшу небезпеку несуть ті, які мають альфа-розпад, більший період напіврозпаду, добре всмоктуються в кров, вибірково накопичуються в певних органах та з більшим періодом біологічного напіввиведення.
Поняття про радіотоксичність та фактори, що її зумовлюють
Токсична дія радіонуклідів на організм має свої особливості:
На відміну від більшості хімічних речовин токсична дія радіонуклідів проявляється при незрівнянно малій їх ваговій кількості. Біологічно вагомі активності радіонуклідів, що надходять в організм, мають масу в межах 10-14-10-11 г/добу. Це в мільйони разів менше, ніж надходження в організм відповідних стабільних мікроелементів, межі надходження яких вимірюються величинами порядку 10-4-10-2 г/добу.
Токсична дія самих радіонуклідів зумовлена не стільки хімічними, скільки фізичними властивостями (здатність до іонізуючого випромінювання при їх радіоактивному розпаді). Хімічні ж властивості радіонуклідів впливають на їх надходження, розподіл та виведення з організму.
Механізм токсичної дії радіонуклідів суттєво відрізняється від дії хімічних отрут. Ця відмінність зумовлена дією іонізуючого випромінювання, джерелами якого є радіонукліди, що надійшли до організму.
Радіотоксичність характеризує ступінь важкості радіаційного ураження при надходженні радіонукліду до організму.
В медичній радіології та радіаційній гігієні за мінімально значимою активністю (МЗА) на робочому місці всі радіонукліди, як джерела внутрішнього опромінювання, прийнято поділяти на чотири групи радіаційної токсичності (небезпечності) – А, Б, В, Г.
Класифікація радіонуклідів, що входять до складу аварійних викидів
ядерних реакторів, за ступенем радіаційної токсичності (небезпечності)
Основними чинниками, що зумовлюють ступінь радіотоксичності нукліду, є: тип та схема радіоактивного розпаду, період напіврозпаду, вид та енергія випромінювання, шлях та тривалість надходження до організму, характер розподілу в організмі, час перебування та шлях виведення з організму.
Токсикокінетика радіонуклідів
Органи, через які радіонукліди надходять до організму, першими зазнають впливу ушкоджуючої дії радіонуклідів.
Надходження радіоактивних речовин до організму можливе через органи дихання, шлунково-кишковий тракт, неушкоджену шкіру та поверхню ран і опіків.
Надходження радіоактивних речовин через органи дихання найбільш небезпечне. Це пояснюється: по-перше, великою площею поверхні альвеол – 100 м2, через яку йде безпосереднє всмоктування радіонуклідів в кров, а також великим об’ємом легеневої вентиляції (2,2·106 л/рік); по-друге, досить високим значенням коефіцієнтів затримки радіоактивних речовин в бронхіальному дереві.
Надходження радіонуклідів через органи дихання має місце в період випадінь радіоактивних опадів при формуванні сліду, при перебуванні особового складу в шлейфі радіоактивної хмари, а також при сильному пилоутворенні на вже сформованому сліді.
Інгаляційно можуть надходити радіоактивні гази і випари, а також радіоактивні аерозолі.
Гази і випари легко проникають в альвеоли, де, в залежності від їх фізико-хімічних властивостей, можуть всмоктуватися.
Встановлено, що дрібнодисперсна фракція аерозолів з діаметром частинок від 0,001 мкм (дим) доходить до альвеол, фракції аерозолів з діаметром частинок від 0,1 до 10 мкм (туман) затримуються в трахеї чи бронхах, а великодисперсна фракція з діаметром частинок більше 10 мкм (пил) – в носоглотці.
Малорозчинні аерозолі, затримані в межах трахеобронхіальної ділянки, швидко виводяться війчастим епітелієм, але при ковтанні можуть надходити в організм через шлунково-кишковий тракт.
Надходження радіонуклідів через шлунково-кишковий тракт має найбільш важливе значення. Особливо в середню та пізню фази аварії, так як на забруднених радіонуклідами територіях таке надходження носить тривалий характер і дози внутрішнього опромінення людей, як правило, стають більшими, ніж зовнішнього.
Для оцінки наслідків надходження радіоактивних речовин через шлунково-кишковий тракт велике значення має величина коефіцієнту резорбції, що характеризує частку радіоактивної речовини, яка переходить безпосередньо в кров. В залежності від природи ізотопу та хімічної форми сполуки, що потрапила в організм, коефіцієнт резорбції змінюється в широких межах – від 0,01% (цирконій, ніобій, рідкоземельні елементи, актиноїди) до кількох відсотків (вуглець – 1%, барій – 5%, полоній – 6%), десятків відсотків (залізо – 10%, кобальт, стронцій, радій – 30%) і 100% (водень, лужноземельні елементи, йод, цезій).
Резорбція через неушкоджену шкіру в 200-300 разів менша, ніж через шлунково-кишковий тракт і як правило не відіграє суттєвої ролі. Виключення становить тритій, що легко проникає в кров через шкіряні покриви. Тривале надходження радіонуклідів в організм людини проходить шляхом так званих харчових ланцюжків:
рослина людина; рослина тварина м’ясо людина; рослина тварина молоко людина; вода гідробіонти людина.
Забруднення харчової продукції сільського господарства може бути поверхневим та структурним.
Поверхневе забруднення сільськогосподарських культур і тварин відбувається, в основному, у весняно-літній період під час випадання радіоактивних опадів із хмари, а також при вторинному підйому у повітрі радіоактивного пилу, що випав на грунт в процесі радіоактивного забруднення території аварійними викидами. При цьому нерозчинні продукти залишаються на поверхні рослин, а розчинні – в значній кількості поглинаються листям, плодами, стеблами.
При зберіганні готової продукції в упаковці і на складах забруднення її буде незначним.
Структурне забруднення сільськогосподарських культур проходить за рахунок засвоєння депонованих у ґрунті радіонуклідів через кореневу систему рослин.
Засвоєння радіонуклідів із ґрунту рослинами залежить від біологічної доступності (розчинності) радіонуклідів, грунтово-кліматичних умов і фізіологічних особливостей рослин. За ступенем переходу в рослини радіонукліди можна розподілити в такий ряд: стронцій-90 > йод-131> барій-140 > цезій-137 > рутеній-106 > церій-144 > цинк-45 > ніобій-95.
Високі коефіцієнти переходу характерні для піщаних та торф’яно-болотистих ґрунтів. За ступенем концентрації радіонуклідів рослинні продукти розподіляються наступним чином: боби > картопля > овес > квасоля > гречка > пшениця > просо > ячмінь. За таким же принципом тваринні продукти утворюють ряд: курятина > свинина > баранина > телятина.
Із продуктів тваринного походження можна вважати молоко і м’ясо критичними по кількості накопичення радіонуклідів, а рослинного походження – картопля.
Розподіл радіонуклідів в організмі відбувається так само, як і стабільних ізотопів хімічних елементів. На цих властивостях ґрунтується ряд методик радіонуклідної діагностики.
За характером розподілу радіонуклідів в організмі людини їх поділяють на дві групи:
радіонукліди, що рівномірно (відносно рівномірно) розподіляються в тілі людини – тритій, натрій-24, рубідій-86, ніобій-95, цезій-134, цезій-137 та ін.;
радіонукліди, що вибірково (переважно) накопичуються в окремих органах і тканинах (органотропні радіонукліди):
в щитовидній залозі (тиреотропні радіонукліди) – радіоізотопи йоду, найбільш значимий з яких є йод-131;
в скелеті (остеотропні радіонукліди) – фосфор-32, кальцій-45, стронцій-90, барій-140, плутоній-239 та ін.;
в печінці (гепатотропні радіонукліди) – марганець-54, церій-139, неодим-147 та ін.
в нирках (ренотропні радіонукліди) – молібден-99, телур-121, телур-125 та ін.
За ступенем накопичення радіонуклідів основні органи і тканини розташовують наступним чином: щитовидна залоза > печінка > нирки > скелет > м’язи.
Слід відзначити, що радіонукліди з досить короткими періодами напіврозпаду не встигають досягнути органу свого потенційного депонування. Швидко розпадаючись, вони реалізують дозу опромінення на шляху до нього, тобто в органі первинного проникнення (легені чи шлунково-кишковий тракт) або в кровоносних чи лімфатичних судинах. Через те, при надходженні радіонуклідів з рідними періодами напіврозпаду, розподіл і формування поглинутих доз в окремих органах іде неоднаково. При надходженні нетривалих радіонуклідів дози внутрішнього опромінення формуються швидко: на протязі першої доби на 30-50%, а до кінця тижня – повністю.
Швидкість виведення радіонуклідів із організму людини залежить від багатьох чинників, серед яких найбільше значення мають:
фізико-хімічний стан депонованих радіонуклідів;
інтенсивність обміну речовин в органах і тканинах основного їх депонування;
функціональний стан систем виділення.
Через легені та шкіру порівняно швидко виводяться газоподібні радіонукліди, такі як тритій, а також інертні радіоактивні гази ксенон і криптон. Основна кількість радіонуклідів, що надходять до організму у вигляді важкорозчинних сполук, виводяться через шлунково-кишковий тракт.
Сполуки тритію, натрію-24, йоду-131, цезію-137 і деяких інших радіонуклідів, що добре розчиняються у воді, легко виводяться з організму через нирки, потові залози й з молоком. Вони також добре виділяються і через слинні залози, а також печінкою (із жовчю), але при цьому повторно надходять в шлунково-кишковий тракт. Ці ж радіонукліди, легко долаючи плацентарний бар’єр, надходять і до організму плода.
Таким чином, в результаті процесів обміну радіонукліди, що надійшли в організм, поступово виводяться з нього.
Основні шляхи виведення радіонуклідів з організму показано нижче на малюнку.
Шляхи виведення радіонуклідів з організму
Органи і тканини основного депонування радіонуклідів
Кров,
лімфа
Легені
Кишечник
Потові залози
Нирки
Молочні залози
Повітря
Кал
Піт
Сеча
Молоко
Як видно із наведеної нижче таблиці, при виведенні нетривалих радіонуклідів (наприклад, йоду-131) швидкість зниження активності органів і тканин (Те) залежить від тривалості періоду напіврозпаду (Тф), а при виведенні тривалих (наприклад, плутонію-239) – від біологічного періоду напіввиведення (Тd).
Періоди напіврозпаду (Тф) та напіввиведення (Тd і Те) радіонуклідів
із всього організму
За величиною поглинутої дози внаслідок внутрішнього опромінювання органи складають такий ряд: щитовидна залоза > органи дихання ШКТ > печінка > нирки > скелет > м’язи.
Із збільшенням періоду напіврозпаду у радіонуклідів змінюється характер опромінювання: зменшуються дози опромінення одних органів (наприклад, щитовидної залози) і збільшуються дози опромінення інших органів (наприклад, скелету).
Особливості радіаційних уражень при надходженні радіонуклідів до організму
Радіонукліди, що рівномірно розподіляються в організмі, складають відносно рівномірне променеве навантаження на все тіло. Через це ГПХ, в такому випадку, матиме клінічну картину, яка характерна для зовнішнього рівномірного опромінення всього тіла.
В разі радіаційних катастроф виникнення навіть одиничних випадків гострої променевої хвороби виключно від внутрішнього опромінення радіоізотопами малоймовірне. Більш коректно говорити про випадки поєднаної дії зовнішнього та внутрішнього опромінення з перевагою останнього. Хоча слід зауважити, що ГПХ від внутрішнього опромінення все ж має свої особливості і характеризується меншою вираженістю первинної реакції, довшою тривалістю в часі і більш сильним ураженням критичних органів, в яких вибірково накопичуватимуться радіоактивні ізотопи, наявністю місцевих уражень в місцях їх резорбції до організму.
Надходження в організм радіонуклідів (в кількості, недостатній для виникнення гострих ефектів) може привести до виникнення різних соматичних ушкоджень і навіть ХПХ (при тривалому надходженні) різного ступеня вираженості.
До ранніх і відносно неспецифічних проявів хронічного надходження радіонуклідів відносять астеновегетативні розлади, що проявляються загальною слабкістю, підвищеною стомлюваністю, запамороченнями, серцевими болями тощо.
До віддалених наслідків відносять: скорочення тривалості життя, розвиток новоутворень, а також розвиток деяких патологічних станів (склеротичні процеси, ураження ЦНС з вогнищевою дифузною гліальною реакцією тощо).
При інкорпорації радіонуклідів, які вибірково накопичуються в окремих органах і тканинах, має місце нерівномірне опромінення організму. Поглинуті дози бета-випромінювання в окремих органах можуть відрізнятися в 100-1000 і більше разів.
Найбільш вивчена дія радіоактивного йоду, що накопичується в щитовидній залозі, опромінення якої приводить до розвитку пухлинних процесів. Основними непухлинними наслідками опромінення є радіаційний тиреоідит та гіпотиреоідизм.
Біологічна дія основних радіонуклідів, викинутих у
навколишнє середовище внаслідок Чорнобильської катастрофи
(за Козловим Ф.М., 1990)
3. Характеристика аварій ядерних реакторів
Класифікація аварій ядерних реакторів
У галузі радіаційної безпеки для позначення випадків, пов’язаних з переопроміненням людей, застосовують два терміни: радіаційна і радіаційно-ядерна аварія.
Радіаційна аварія – це будь-яка незапланована подія на об’єкті з радіаційною чи радіаційно-ядерною технологією, якщо при виникненні її наявні дві умови:
втрата контролю над джерелом;
реальне (або потенційне) опромінення людей, пов’язане з втратою контролю над джерелом.
Основними причинами радіаційних аварій є порушення технологічних регламентів і санітарних правил роботи з джерелами іонізуючих випромінювань.
При радіаційно-ядерній аварії відбувається втрата контролю над ланцюговою ядерною реакцією і виникає реальна чи потенційна загроза самочинної ланцюгової реакції.
Найвірогіднішими причинами виникнення ядерних аварій є нехтування та порушення правил ядерної і радіаційної безпеки при монтажі, наладці, випробовуваннях ядерних реакторів, зарядках і перезарядках активних зон, транспортуванні та зберіганні свіжого й відпрацьованого ядерного палива та при деяких інших операціях.
За ймовірністю виникнення і наслідками аварії ядерних реакторів поділяються на проектні і запроектні. Проектні аварії – це передбачені ситуації, на усунення яких проектом передбачені певні засоби та конструктивні елементи, і при цьому не відбувається значного переопромінення персоналу й окремих груп населення. Запроектні аварії – це ті, що приводять до значного руйнування активної зони реактора (> 20% твелів). Внаслідок цього відбувається переопромінення персоналу та населення і значне забруднення навколишнього середовища. Розрахована вірогідність такої аварії при одночасній експлуатації 30-40 однотипних блоків АЕС (ВВЕР-1000) складає одну аварію на 30-50 років.
За масштабами розповсюдження радіонуклідів прийнято розрізняти два типи аварій: промислову і комунальну (див. табл.)
Класифікація аварій ядерних реакторів АЕС
за масштабністю радіоактивних викидів
Для оцінки ситуацій, що можуть виникати при експлуатації ядерних реакторів, в багатьох країнах світу, в тому числі – і в Україні, застосовується Міжнародна шкала АЕС, котра була розроблена спеціалістами МАГАТЕ. Суть цієї шкали полягає в тому, що за наслідками для оточуючого середовища (величина радіоактивного викиду по йоду-131) і населення (доза опромінення), а також для ядерного реактора і персоналу станції всі події на АЕС поділяються на 7 класів: 1-й – незначна подія; 2-й – подія середньої тяжкості; 3-й – серйозна подія; 4-й – аварія в межах АЕС; 5-й – аварія з ризиком для оточуючого середовища;6-й – тяжка аварія; 7 – глобальна аварія.
Події 1-го і 2-го класу не призводять до переопромінення як персоналу станції, так і населення. Події 3-го класу супроводжуються переопроміненням тільки персоналу станції, а події від 4-го до 7-го класу викликають переопромінення як персоналу станції, так і населення. За цією шкалою, аварія на Чорнобильській АЕС відноситься до 7-го класу подій.
Фази (етапи) розвитку ядерної аварії
Добре відомо, що будь-яка аварія – це низка подій, які розвиваються за певний проміжок часу. У світовій практиці прийнято виділяти декілька періодів у розвитку ядерної аварії, які в публікаціях різних міжнародних організацій називаються по-різному, але суть їх при цьому не змінюється.
Характеристика розвитку ядерних аварій на АЕС
за часом
Норми радіаційної безпеки України від 1997 року пропонують наступну градацію подій у післяаварійний період.
Перша фаза аварії (рання або гостра) – це фаза комунальної аварії тривалістю від декількох годин до одного-двох місяців після початку аварії, яка включає наступні події:
газо-аерозольні викиди і рідинні скиди радіоактивного матеріалу із аварійного джерела;
процеси повітряного переносу та інтенсивної міграції радіонуклідів;
радіоактивні опади і формування радіоактивного сліду.
В період ранньої фази аварії, при наявності значних викидів радіоізотопів йоду, виділяють йодний період аварії, протягом якого існує серйозна загроза надходження в організм людини цих радіонуклідів інгаляційно та з продуктами харчування, і, як наслідок, – переопромінення щитовидної залози, особливо у дітей.
Усі види втручань в період ранньої фази носять терміновий характер.
Друга фаза аварії – середня, або стабілізаційна, фаза комунальної аварії, яка починається через один-два місяці і завершується через 1-2 роки після початку радіаційної аварії, на якій вже відсутні (через радіоактивний розпад) нетривалі ізотопи телуру, йоду, барію і лантану, але у формуванні гамма-поля зростає роль цирконію (96Zr), ніобію (95Nb), ізотопів рутенію (103Ru, 106Ru), цезію (134Cs, 136 Cs, 137Cs). Основними джерелами внутрішнього опромінення на середній фазі аварії є радіоізотопи цезію (134Cs, 136 Cs, 137Cs) і стронцію (89Sr, 90Sr), які надходять з продуктами харчування, виробленими на радіоактивно забруднених територіях.
До особливостей середньої фази належать:
порівняно швидке зниження дози гама-випромінювання на місцевості (майже в 10 разів через 1 рік після початку цієї фази);
переважання кореневого над поверхневим типом забруднення сільськогосподарської продукції.
Усі види втручань в період середньої фази аварії відносяться у більшості випадків до довгострокових.
Третя, пізня, фаза аварії – це фаза комунальної аварії, що починається через 1-2 роки після початку аварії, коли основним джерелом зовнішнього опромінення стає 137Cs, що міститься у ґрунті, а внутрішнього – 137Cs і 90Sr в продуктах харчування, які виробляються на забруднених цими радіонуклідами територіях. Втручання на пізній фазі аварії носять виключно довгостроковий характер.
Від фази (етапу) розвитку ядерної аварії залежать шляхи радіаційного впливу на конкретні категорії опромінюваних осіб. Знання цих шляхів дозволяє вірно визначати адекватні контрзаходи з метою радіаційного захисту.
На ранній фазі розвитку ядерної аварії можливі наступні шляхи опромінення:
зовнішнє опромінення від радіоактивної хмари аварійного викиду;
зовнішнє опромінення від шлейфу опадів з радіоактивної хмари;
інгаляційне опромінення від вдихання радіонуклідів, які містяться у шлейфі;
споживання радіоактивно забруднених продуктів харчування та води.
На персонал аварійного об’єкту та осіб, які приймають участь у ліквідації наслідків аварії (в межах аварійного об’єкту), також можливе зовнішнє опромінення від зруйнованого або пошкодженого ядерного реактора та фрагментів активної зони, викинутих вибухом на проммайданчик станції, а також зовнішнє опромінення від факелу радіоактивного викиду.
В середній фазі аварії причинами опромінення є:
зовнішнє опромінення від випадання радіонуклідів на грунт та інші поверхні;
інгаляційне опромінення за рахунок надходження радіонуклідів при їх вторинному піднятті вітром;
споживання радіоактивно забруднених продуктів харчування та води.
В пізню фазу радіонукліди надходять в основному при споживанні радіоактивно забруднених продуктів харчування та води.
Медико-тактична характеристика вогнищ ураження при аваріях ядерних реакторів
При аварії ядерних реакторів виникають вогнища радіоактивного ураження.
Вогнище радіоактивного ураження складається із зони аварії, яка являє собою ділянку території, де безпосередньо знаходиться зруйнований реактор та інші споруди, які були пошкоджені під час аварії, і зон радіоактивного зараження місцевості.
У межах зони ”М” доцільно обмежити перебування особового складу, який не залучають безпосередньо до робіт з ліквідації наслідків радіаційної аварії.
При ліквідації наслідків аварії у всіх зонах виконуються основні захисні заходи: радіаційний і дозиметричний контроль, захист органів дихання, профілактичний прийом препаратів стабільного йоду та радіопротекторів, санітарна обробка, дезактивація обмундирування й техніки.
У межах зони “А” необхідно намагатися скоротити тривалість перебування особового складу на відкритій місцевості, пересування доцільно здійснювати у броньованій техніці, особовий склад повинен застосовувати засоби захисту органів дихання та шкіри. У зоні сильного радіоактивного зараження (зона “Б”) особовий склад теж повинен діяти у броньованій техніці чи розміщатися в захисних спорудах.
У зоні небезпечного радіоактивного зараження (зона “В”) дії ведуться тільки в дуже захищених броньованих об’єктах, час перебування особового складу в зоні обмежений декількома годинами. Аварійні та рятувальні роботи необхідно проводити із залученням радіаційно стійкої спеціальної техніки.
У зоні надзвичайно небезпечного радіоактивного зараження (зона “Г”) не слід без потреби допускати навіть коротк...
Ділись своїми роботами та отримуй миттєві бонуси!
0%
Оголошення від адміністратора