Подякувати Студентському архіву довільною сумою
Admin
26.02.2023 12:38
Дякуємо, що користуєтесь нашим архівом!
ЯДЕРНІ АВАРІЇ.
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:
Токсикологія
Частина тексту файла (без зображень, графіків і формул):
ЯДЕРНІ АВАРІЇ
Постійне збільшення енерговикористання привело до значного зменшення світових запасів органічного палива — вугілля, нафти, газу. Це зумовило перехід промисловості на ядерну технологію виробництва електроенергії.
Атомні джерела електроенергії мають ряд істотних переваг перед іншими електроенергетичними технологіями. По-перше, вони набагато рентабельніші, а виробництво електроенергії на атомних електростанціях (АЕС) значно дешевше, ніж на теплових, які використовують органічну сировину. По-друге, атомна енергетика дозволяє зекономити традиційні джерела енергії для використання в інших галузях промисловості (хімічній, нафтохімічній та ін.). Третя перевага — при грамотному проектуванні та експлуатації АЕС їх безпека для навколишнього середовища набагато вища, ніж теплових електростанцій, працюючих на традиційних енергоносіях. В останніх викиди шкідливих речовин в довкілля більш негативно впливають на екологію та здоров’я людини. 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 радіоактивними забруднювачами довкілля. Так теплова електростанція середньої потужності (1млн. кВт/год) за рік споживає 4-5 млн. тон вугілля, в якому містяться певні концентрації радіонуклідів, зокрема урану (1-2,5 г/т вугілля), технецію (2-5 г/т вугілля).
Отже, на сучасному етапі, поки не знайдуться альтернативні джерела електроенергії, здатні повністю забезпечити потреби народного господарства, без атомної енергетики людству не обійтися.
Перша в світі АЕС була споруджена в колишньому СРСР під керівництвом академіка I.В.Курчатова і здана в експлуатацію 27 червня 1954 року (м. Обнінськ Калузької області). В теперішній час в світі електроенергію виробляють понад 400 ядерних реакторів сумарною потужністю більше 280 000 МВт. З них на території України працюють 5 АЕС з 17 ядерними реакторами загальною потужністю 16 МВт, які забезпечують біля 40% валового виробництва електроенергії в країні. За останні 10 років частка електроенергії, що виробляється на АЕС, збільшилась в світі майже в 3 рази (з 5,3 до 15%).
Розвиток ядерних технологій виробництва електроенергії породив нові проблеми, в тому числі радіоактивне забруднення оточуючого середовища, особливо в результаті аварій. Незважаючи на суворі заходи безпеки, імовірність таких аварій повністю не виключена. Теоретично їх можливість становить 1,7.10-5 (за розрахунками німецьких вчених) і 1,7.10-6 (шведських). Практично ймовірність крупних аварій на АЕС становить один раз на 10 років.
Згідно опублікованих даних, за весь період розвитку ядерної енергетики в світі відбулось понад 150 аварій на ядерних реакторах з викидом в оточуюче середовище радіоактивних продуктів. Аварія на Чорнобильській АЕС показала недосконалість багатьох положень в системі контролю за навколишнім середовищем, як при нормальній роботі АЕС, так і при виникненні ядерних аварій любого масштабу.
За період з 1958 по 1986 роки в різних країнах світу відбулось понад 30 великих радіаційних аварій на ядерних реакторах, найбільшою з яких стала аварія на Чорнобильській АЕС. Серйозні наслідки мали події в 1957 р. на АЕС у Віндскейлі в Англії, в 1978 р. на АЕС “Трі-Майл-Айленд” в США. В практиці експлуатації АЕС мали місце чисельні випадки викиду радіонуклідів за межі станції. Тільки за період 1971-1984 рр. в 14 країнах-виробниках ядерної енергетики, відбулось понад 100 аварій, які привели до різноманітних радіоактивних викидів. Як правило, їх величина була незначною. Атомні електростанції проектувались і будувались з високою надійністю. Вчені мали надію отримати джерело електроенергії, абсолютно безпечне в експлуатації. Крім того, в середині ХХ століття, коли ядерні технології знаходились тільки в стадії розробки були неодноразові випадки скиду радіоактивних відходів в довкілля. Так, наприклад, на Південному Уралі радіоактивні матеріали з Челябінського воєнного радіохімічного комплексу протягом 1948-1956 років скидувались безпосередньо в річку Теча. За цей час було скинуто біля 76 млн м3 радіоактивних вод загальною активністю 1017 Бк (2,75 МКі).
На жаль, повністю усунути ядерні аварії неможливо. Звести кількість аварій до мінімуму, а також організувати заходи по ліквідації їх наслідків — основне завдання як електроенергетичної галузі, так і медичної служби військ, цивільної оборони.
Втягнутими в радіаційну аварію на атомних електростанціях стають значні контингенти населення, що вимагає проведення самих радикальних заходів у стислі терміни. Складність і багатоплановість проблеми радіаційного захисту населення зумовили необхідність широкого співробітництва в її розробці не тільки країн, які мають АЕС, але і ряду міжнародних організацій, наприклад Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ), Продовольчої та сільськогосподарської організації ООН (ФАО), Всесвітньої організації охорони здоров’я (ВООЗ), Міжнародної комісії з радіоактивного захисту (МКРЗ).
1. Коротка характеристика АЕС
АЕС є одним із центральних елементів в складному ланцюгу використання ядерних матеріалів, так званому “ядерному паливному циклі” (ЯПЦ) . Це поняття охоплює і характеризує послідовність операцій з радіоактивними матеріалами в ядерній енергетиці. Він об’єднує такі технології, як:
— видобування, подрібнення і концентрування уранової руди;
— вилучення урану з уранової руди та його збагачення радіонуклідом 235U;
— перетворення урану в паливо і виготовлення паливних елементів;
— використання паливних елементів в ядерних реакторах для отримання енергії (АЕС, теплоелектроцентралях, станціях побутового та промислового теплозабезпечення, атомних надводних і підводних суднах та ін.);
— виділення з відпрацьованого палива плутонію, урану та інших радіонуклідів, які застосовуються в різних галузях виробництва (наука, техніка, медицина, тощо);
— регенерація палива і виготовлення паливних елементів;
— транспортування свіжого і відпрацьованого палива, радіоактивних матеріалів та відходів;
— зберігання палива, радіоактивних матеріалів і відходів та їх захоронення.
В багатьох країнах світу, в тому числі і в Україні, немає повного (замкнутого) ЯПЦ, функціонують окремі його елементи. До них відносяться уранові копальні рудники, енергетичні та дослідницькі реактори, сховища ядерних матеріалів, спеціальні транспортні підприємства, пункти захоронення радіоактивних відходів та деякі інші.
Технологічна схема виробництва електроенергії на АЕС подібна до такої на теплових електростанціях і полягає в наступному. Теплова енергія, яка виділяється в активній зоні реактора при поділі ядер атомів палива, відводиться теплоносієм і використовується для отримання водяної пари, що приводить в дію турбогенератор.
Таким чином, основним елементом, який відрізняє АЕС від теплової електростанції, є ядерний реактор — пристрій, в якому здійснюється керована самопідтримуюча ланцюгова реакція поділу ядер атомів ядерного палива.
Він включає в себе наступні елементи.
Активна зона — простір, в якому в результаті ланцюгової реакції поділу відбувається виділення внутрішньоядерної енергії. В цій зоні певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтроно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловидільних елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.
Тепловиділяючі елементи (твели) — основний конструктивний вузол технологічних каналів активної зони, який містить матеріал поділу і забезпечує передачу тепла від нього при ланцюговій реакції до теплоносія. Твел складається з активної частини, яка містить ядерне паливо, зовнішньої оболонки та допоміжних деталей. Як ядерне паливо в більшості реакторів використовується природній уран, збагачений ізотопом з масовим числом 235 у вигляді диоксиду (UО2). Ступінь збагачення знаходиться в межах від десятих долей до декількох відсотків.
Циркуляційний контур теплоносія — пристрій, призначений для відводу тепла з активної зони (первинний контур ядерного реактора). Теплоносій не повинен мати в своєму складі нейтроно-захоплюючі елементи, руйнуватись під впливом випромінювання, і в той же час бути дешевим і безпечним. Найчастіше в цій якості використовуються вода (легка або важка), газ (гелій, азот, двоокис вуглецю), рідкий метал (натрій) та деякі інші речовини.
Відбивач нейтронів — шар матеріалу, що не ділиться. Він оточує активну зону реактора для зменшення виходу з неї нейтронів. Це відбувається шляхом поглинання останніх або екранування з частковим їх поверненням в зону. Добрими матеріалами для відбивача є графіт, берилій, важка вода.
Система управління і захисту — сукупність пристроїв, призначених для забезпечення надійного контролю потужності (інтенсивності ланцюгової реакції), управління та аварійного виключення реактора.
Біологічний захист — пристрій, який, при роботі ядерного реактора знижує інтенсивність випромінювання до безпечного для персоналу рівня. Конструкція і матеріали захисту залежать від призначення реактора, його типу, потужності.
В реакторах, які працюють на повільних нейтронах, необхідно зменшувати їх енергію (до 1 еВ). Для цього між тепловиділяючими елементами розміщують сповільнювач — пристрій з матеріалів з низькою атомною вагою (наприклад графіт, звичайна та важка вода, в деяких випадках органічні сполуки). Реактори, які працюють на швидких нейтронах (з енергією понад 100 кеВ), сповільнювачів не вимагають.
Для отримання ланцюгової самопідтримуючої реакції поділу реактор переводять в так званий критичний стан. При цьому кількість нейтронів, утворених при поділі, повинна дорівнювати їх кількості, втраченій в результаті поглинання. Критичний стан реактора характеризується ефективним коефіцієнтом розмноження — Кеф. При Кеф меншому 1, реактор знаходиться в підкритичному стані і ланцюгова реакція не підтримується, а якщо Кеф більший 1, то ядерний реактор переходить в надкритичний стан і потужність його поступово збільшується і може досягти параметрів, при яких він руйнується. Тому цей показник ядерного реактора, працюючого на повільних нейтронах, регулюється за допомогою регулюючих стержнів аварійного захисту. Вони містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони (бор, кадмій, гафній та інші), але найчастіше для цього використовується карбід бору (В2С) та суміш В2С–АI2О3. При введенні таких стержнів в активну зону кількість нейтронів, які беруть участь в поділі, зменшується, а, відповідно, знижується і потужність реактора. При витягуванні стержнів з активної зони відбувається зворотній процес. При введенні в активну зону стержнів аварійного захисту ядерна ланцюгова реакція припиняється.
Для відводу теплоти від тепловиділяючих елементів застосовують різноманітні системи охолодження реактора.
При проектуванні і будівництві АЕС одним із найважливіших науково-технічних завдань є забезпечення радіаційної безпеки персоналу та населення, а також попередження радіаційного забруднення оточуючого середовища. Мета радіаційного захисту полягає в тому, щоб опромінення персоналу АЕС не перевищувало максимально допустимих доз, а концентрація РР в оточуючому середовищі поблизу станції знаходилась на безпечному рівні.
В основу вирішення цієї проблеми покладена концепція створення захисних бар’єрів.
Основними з них на шляху поширення РР є оболонки твелів, трубопроводи, помпи і захисна оболонка реакторної установки.
Герметичні оболонки твелів, попереджуючі вихід продуктів поділу з палива в теплоносій, є першим бар’єром радіаційного захисту.
В процесі роботи в них можуть утворюватись мікротріщини, через які продукти поділу проникають в теплоносій. У зв’язку з цим виникає необхідність герметизації трубопроводів і помп — утворюється другий бар’єр радіаційного захисту.
Внаслідок високого тиску теплоносія, механічних і гідродинамічних вібрацій, корозії та ряду інших причин може порушуватись герметичність комунікацій, аж до розриву основного трубопроводу, що є вже максимальною проектною аварією. У зв’язку з цим виникає необхідність створення третього бар’єру радіаційного захисту, попереджуючого вихід РР в оточуюче середовище. Таким бар’єром є захисна оболонка реакторної установки.
До захисних бар’єрів відносяться також фільтри та обладнання для спеціальної водо- і газоочистки, споруди для відстою і розбавлення рідких і газоподібних середовищ, зони суворого контролю у виробничих приміщеннях і на території АЕС, контрольні пункти на маршрутах руху персоналу та транспорту, санітарні пропускники та пункти дезактивації, контроль при виході або виїзді за межі станції.
2. Коротка характеристика можливих аварій на АЕС.
Аварії на АЕС, згідно класифікації надзвичайних ситуацій, відносяться до виробничих, які супроводжуються звільненням радіаційної енергії. Тобто має місце втрата контролю над джерелом радіоактивного випромінювання, що дає підставу віднести її до групи радіаційних аварій.
Радіаційна аварія — це подія, пов’язана з втратою контролю над будь-яким джерелом іонізуючих випромінювань, внаслідок чого відбувається вихід РР чи самих випромінювань за межі передбачених захисних бар’єрів в кількості, яка переважає встановлені нормативи, що може привести до опромінення персоналу, а при певних ситуаціях — і частини населення.
Радіаційно-ядерна аварія є більш вузьким поняттям — це подія, пов’язана з втратою контролю над матеріалом, що ділиться в ядерному реакторі, внаслідок чого виникає і розвивається некерована ланцюгова реакція ядерного поділу з виходом радіоактивних продуктів і самого випромінювання за межі передбачених захисних бар’єрів, що призводить або може призвести до аварійного опромінення людей.
Ядерні аварії пов’язані з пошкодженнями тепловидільних елементів ядерного реактора або тепловідводів від них і виникають внаслідок порушення управління ланцюговою реакцією поділу чи контролю за нею в активній зоні реактора, або тепловідводі від твелів.
Основними причинами радіаційних аварій є порушення технологічних регламентів і санітарних правил роботи з джерелами іонізуючих випромінювань, нехтування та порушення правил ядерної і радіаційної безпеки при монтажі, наладці, випробуваннях ядерних реакторів, зарядках і перезарядках активних зон, транспортуванні та зберіганні свіжого і відпрацьованого ядерного палива та деяких інших операціях.
Характерною особливістю роботи АЕС є напружений тепловий та гідравлічний режим активної зони, наявність потужних радіаційних полів. Це може привести до порушення цілісності оболонок твелів, і, внаслідок цього, виходу частини ядерного пального та продуктів поділу в теплоносій. Порушення герметичності ядерного реактора приводить до забруднення навколишнього середовища.
Основними причинами ядерної аварії є наступні:
— порушення герметичності твелів, які виникають внаслідок корозійних та ерозійних процесів на поверхні їх оболонок. Це може привести до виходу продуктів поділу в теплоносій;
— порушення герметичності контура теплоносія. Воно відбувається внаслідок нещільного стикування сполучних вузлів системи циркуляції теплоносія (системи трубопроводів, помп та інших пристосувань). Це приводить до потрапляння забрудненого РР теплоносія за межі контуру та ядерного реактора.
Невід’ємними характеристиками аварій є несподіваність самого явища, утрата контролю над джерелом випромінювання, опромінення людей в дозах, що перевищують допустимі рівні, можливе створення осередків радіоактивного забруднення.
2.1. Класифікація аварій на АЕС
При класифікації аварій на АЕС в першу чергу береться до уваги наявність чи відсутність аварійного викиду РР в навколишнє середовище.
При прогнозуванні та оцінці радіаційної обстановки передбачаються два види можливих аварій, при яких створюється небезпечна радіаційна обстановка на місцевості, що вимагає здійснення заходів по захисту населення, — це гіпотетична аварія та аварія із руйнуванням реактора.
Гіпотетична аварія — аварія, для попередження якої технічних заходів, що забезпечують безпеку АЕС, проектом не передбачено. При виході РР в атмосферу створюється небезпечна радіаційна обстановка, що може привести до опромінення населення в дозах, які перевищують допустимі.
Аварія з повним руйнуванням ядерного реактора може відбутися в результаті стихійного лиха, падіння літаючого апарата на споруди АЕС, впливу звичайних боєприпасів та ін. Вона супроводжується розривом трубопроводів, пошкодженням реактора, відмовою систем управління і радіаційного захисту, миттєвою втратою герметичності конструкцій реактора і виходом РР з потоками пару та води в навколишнє середовище.
За імовірністю виникнення і наслідками аварії ядерних реакторів поділяються на проектні (малі і великі) та позапроектні.
Проектні аварії — це передбачені ситуації, що відносно легко усуваються і не супроводжуються значним переопроміненням персоналу і окремих груп населення.
Позапроектні аварії — це ситуації, що приводять до повного розкладання ядерного палива, переопромінення персоналу та населення і значного забруднення навколишнього середовища.
За масштабами розповсюдження радіонуклідів прийнято розрізняти два типи аварій: промислову і комунальну (див. табл.1.)
Таблиця 1.
Класифікація аварій ядерних реакторів АЕС за масштабністю радіоактивних викидів
(Черняков Г.О та ін., 2001)
Для оцінки ситуацій, що можуть виникати при експлуатації ядерних реакторів, в багатьох країнах світу, в тому числі – і в Україні, застосовується Міжнародна шкала подій на 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.
2.2. Фази розвитку ядерних аварій.
В кожному конкретному випадку початок та перебіг аварійної ситуації, шляхи радіаційного впливу, а, отже, і характер заходів захисту населення в значній мірі залежать від умов, які складаються в процесі розвитку самої аварії. Незважаючи на різномаїття цих умов, експерти ВООЗ (1981), МКРЗ (1984), та МАГАТЕ (1988) диференціюють три послідовні фази (періоди) розвитку ядерних аварій.
Рання фаза (ранній етап). Охоплює період від моменту загрози викиду до перших декількох годин після його початку.
Проміжна фаза (проміжний етап). Охоплює період від перших кількох годин до кількох діб, іноді місяців, після початку аварії. Припускається, що більша частина викиду вже відбулася і що РР головним чином вже осіли на поверхні грунту.
Пізня фаза (відновний етап). Може тривати довго. Характеризується поступовою відміною заходів захисту, що були введені раніше, і прийняттям рішень, пов‘язаних з поверненням до звичного способу життя та діяльності.
Норми радіаційної безпеки України від 1977 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 аварії.
Вона включає наступні події:
— газо-аерозольні викиди і рідинні скиди радіоактивного матеріалу із аварійного джерела;
— повітряний перенос та інтенсивні міграції радіонуклідів;
— опади радіонуклідів, формування радіонуклідного 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, його депонування в щитовидній залозі та її переопромінення, 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 (із-за радіоактивного розпаду) короткоживучі радіоізотопи телуру, йоду, барію і лантану, але у формуванні гамма-поля зростає роль цирконію–95, ніобію–95, ізотопів рутенію–103,(–106), цезію–134,(–136,–137). Основними джерелами внутрішнього опромінення на середній фазі аварії є радіоізотопи цезію і стронцію, 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 типу 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, накопичені 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 визначити 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;
опромінення від радіоізотопів йоду, які надходять інгаляційно, з продуктами харчування та питною водою;
контактне опромінення при забрудненні радіонуклідами шкіри, одягу та інших поверхонь;
зовнішнє опромінення від опадів радіонуклідів на ґрунт та інші поверхні;
інгаляційне опромінення за рахунок надходження радіонуклідів при їх вторинному піднятті вітром;
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 шляхами опромінення є:
зовнішнє опромінення від випадів радіонуклідів на ґрунт 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.
2.3. Радіобіологічні характеристики радіонуклідів, що поступають в навколишнє середовище при ядерних аваріях на АЕС
При визначенні радіобіологічних характеристик радіонуклідів, що поступають в довкілля при аваріях на АЕС певне значення в опроміненні людей мають тільки 20 радіоізотопів 14 хімічних елементів (3H, 14C, 54Mg, 55Fe, 85Kr, 89Sr, 90Sr, 95Zr, 103Ru, 106Ru, 131I, 134Cs, 137Cs, 140Ba, 141Ce, 144Ce, 239Pu, 241Pu, 241Am). Найбільшу ж роль серед них відіграють лише 8 радіонуклідів, тому що внесок кожного з них в ефективну еквівалентну дозу перевищує 1%. Це радіонукліди вуглецю, цезію, цирконію, рутенію, стронцію, церію, водню та йоду.
Радіонукліди, які утворюються при роботі ядерного реактора, як потенційні джерела внутрішнього опромінення по мірі зниження ступеня їх радіаційної небезпеки можна розподілити на 4 групи.
Група А: 238Pu, 239Pu, 240Pu, 242PU, 244Pu, 241Am, 242Am, 243Am,
242Cm – 248Cm;
Група Б: 90Sr, 106Ru, 125I, 126I, 129I, 131I, 144Ce, 154Eu, 235U, 236U;
Група В: 89Sr, 95Zr, 95Nb, 103Ru, 127Te, 134Cs, 137Cs, 140Ba, 140La, 141Ce, 147Pm,
239Np.
Група Г: 3H, 14C, 99Mo, 106Rh, 129Te, 232Te, 149Na, 238U.
Біологічна дія цих радіонуклідів різна і зумовлена, з одного боку, фізичними властивостями (вид та енергія випромінювання, період піврозпаду), з іншого — біологічними особливостями (величина резорбції, характер розподілу в організмі, біологічний період половинного виведення з організму).
3. Характеристика та перебіг аварії на ЧАЕС.
ЧАЕС була устаткована ядерними енергетичними реакторами великої потужності канальними РВПК-1000, сповільнювачем в яких служить графіт, а теплоносієм — вода.
РВПК-1000 являє собою вертикально розташований циліндр висотою 7 м та діаметром біля 12 м. Він заповнений графітовими блоками загальною масою 1850 тон. В кожному блоці обладнані гнізда для розміщення твелів, які складаються з циліндричної оболонки (цирконій з домішками 1% ніобію) і таблеток ядерного пального (двоокису урану-235). Загальна маса урану — 190 тон.
При роботі ядерного реактора внаслідок поділу ядер урану виділяється величезна кількість енергії, більша частина якої (до 80%) використовується для нагрівання води. При розпаді 1 кг урану виділяється енергія, рівна тій, що отримується при спалюванні 22 тисяч тон кам’яного вугілля.
Навколо твелів за допомогою циркуляційних помп рухається теплоносій — вода. При роботі реактора вона нагрівається, кипить (температура сягає 284° С, тиск 60 - 70 атмосфер) і пара поступає на турбіни для вироблення електроенергії. В подальшому пара охолоджується, перетворюється у воду і знову поступає в циркуляційний контур теплоносія.
В процесі роботи реактора відбувається вигорання ядерного палива з розпадом урану-235 на уран-236 (15 % всієї маси) та інші радіоактивні елементи. При цьому утворюється до 400 різних радіонуклідів.
Внаслідок неполадок в управлінні та ряду порушень правил експлуатації на четвертому блоці ЧАЕС 26 квітня 1986 року виник перегрів активної зони і стався паровий вибух, в результаті якого відбулося часткове руйнування стін реакторного та даху машинного залів і викид РР в навколишнє середовище. У реакторному залі виникла пожежа. Спалахнув графіт, при горінні якого температура сягала понад 2 400° С. Через пролом у споруді на територію станції була викинута значна кількість твердих матеріалів: уламків робочих каналів, таблеток двоокису урану, шматків графіту та частин конструкцій. Утворилася гідроаерозольна хмара з потужною радіаційною дією.
За офіційними даними в оточуюче середовище було викинуто близько 6 т продуктів поділу (Воробйов О.О., Кардаш В.Є., Зубович А.П., 1999), в яких знаходилося біля 63 кг РР, що в 90 разів більше кількості відходів, які утворилися внаслідок вибуху атомної бомби, скинутої на Хіросиму (Б.Н. Тимофєєв, Ю.К. Неситов, 1969). Усього за період з 26 квітня по 6 травня 1986 року із палива виділилися всі інертні гази, приблизно 10-20% легких радіоізотопів йоду, цезію і телуру і 3-6% таких стабільних радіонуклідів, як барій, стронцій, плутоній, цезій та інші. Внаслідок аварії в атмосферу потрапило біля 450 різних радіонуклідів (Д.М. Грозинський, 1991).
Рівні іонізуючого випромінювання в момент аварії та ступінь зараження радіонуклідами об'єктів станції та прилеглої території наведені в табл. 2.
Внаслідок значної тривалості викидів радіонуклідів (понад два тижні), змін напрямку та сили середнього вітру, проникнення частини аерозолів в нижні шари атмосфери утворились обширні зони радіоактивного зараження. Вони зайняли загальну площу 28 070 км2 (на території України — 3420 км2 при загальній її площі 604 700 км2), а географічно набули вигляду локальних плям. Сформувались значні за площею зони, всередині яких були значно перевищені допустимі рівні зараження найбільш небезпечними радіонуклідами — йодом-131, стронцієм-90, цезієм-137, плутонієм-239, серед яких на сучасному етапі аварії найбільшу роль відіграють 137Cs (понад 95 % сумарної річної дози) та 90Sr. При цьому площа територіїУкраїни, забруднена 137Cs з щільністю від 37 до 184,99 кБк·м-2 (1 – 4,99 Кі·км-2), складає 37205 км2 з щільністю від 185 до 554,99 кБк·м-2 (5 –14,99 Кі·км-2) — 3177 км2, з щільністю від 555 до 1480 кБк·м-2 (понад 40 Кі·км-2) — 571 км2. Площа території України, забруднена 90Sr з щільністю від 5,55 до 18,49 кБк·м-2 (0,15 – 0,49 Кі·км-2), складає 20974 км2 , з щільністю від 18,5 до 36,99 кБк·м-2 (0,5-0,99 Кі·км-2) — 4160 км2, з щільністю від 37 до 73,99 кБк·м-2 (1-1,99 Кі·км-2) — 911 км2, з щільністю від 74 до 110,99 кБк·м-2 (2 – 2.99 Кі·км-2) — 586 км2, з щільністю понад 111 кБк·м-2 (понад 3 Кі·км-2) — 981 км2.
Таблиця 2
Величини щодобового викиду РР в атмосферу з аварійного
енергоблоку ЧАЕС ( без радіоактивних інертних газів)
(Ю.М.Скалецький, М.І.Барасій, І.Ю.Худецький та ін., 2000 р.)
В результаті переміщення в атмосфері та випадіння радіонуклідів, які потрапили в атмосферу при аварії утворились дві радіоактивних плями. Одна — навколо АЕС, вона на 100 км простяглася на пініч і захід; друга, яка утворилась внаслідок більш інтенсивних опадів з дощем, — до 200 км шириною і 100 км на північ – північний захід.
4. Механізм формування осередку радіаційного забруднення, що утворюється внаслідок аварій ядерних реакторів на АЕС
В результаті аварії на АЕС при викиді радіонуклідів в атмосферу утворюється хмара, або факел. В процесі його поширення відбувається розсіювання РР, тобто забруднення повітряного басейну, що зумовлює зовнішнє опромінення від хмари (факелу), а також внутрішнє — за рахунок вдихання радіоактивних аерозолей.
Зони забруднення, які можуть утворитися внаслідок аварії на АЕС, сформуються за напрямком середнього вітру і матимуть форму еліпсів (подібно до радіаційної обстановки, що складається при наземних ядерних вибухах). Розміри цих зон визначаються, враховуючи відсоток викиду РР, силу вітру, а межі — рівнями радіації через 1 годину після аварії, або дозами опромінення людей за перший рік проживання на забрудненій території.
При аваріях на ядерних реакторах утворюється п’ять зон радіоактивного зараження місцевості (при ядерному вибуху — 4): радіаційної небезпеки (М); помірного забруднення (А); сильного забруднення (Б); небезпечного забруднення (В); надзвичайного небезпечного забруднення (Г).
Характеристика зон радіоактивного забруднення місцевості при аваріях на АЕС подана в табл. 3.
Найбільші розміри можливих зон забруднення можуть утворитися при 50% викиді РР з реактора. За цих же умов зона радіаційної небезпеки (М) може утворитись довжиною 458 км, шириною — 111 км, площею —38400 км2.
Таблиця 3.
Характеристика зон радіоактивного забруднення місцевості
при аваріях на АЕС
Осідання радіоактивних радіозолей із хмари на поверхню землі і відкритих водойм створює радіоактивне забруднення як цих середовищ, так і людини. Це приводить до зовнішнього опромінення від РР, осілих на грунт, а також контактного опромінення за рахунок радіоактивного забруднення одягу та відкритих ділянок тіла.
Випалі радіонукліди включаються в обмінні процеси, що приводить до їх накопичення в організмі та наступної їх міграції по харчових ланцюгах.
5. Основні відмінності аварій на АЕС від ядерних вибухів
Аварії на АЕС мають значні відмінності від ядерних вибухів.
Розмір та конфігурація зони зараження. Ядерний вибух триває порівняно короткий час, радіоактивне зараження місцевості відбувається в порівняно вузькому напрямку, залежно від напрямку вітру в момент вибуху. Розміри зони зараження визначаються потужністю вибуху та, в основному, силою вітру. Їх можна прогнозувати.
Аварії на АЕС характеризуються більшою тривалістю викидів (залежно від часу ліквідації аварії). Так значний викид радіонуклідів внаслідок Чорнобильської катастрофи продовжувався з 26 квітня до 5 травня 1986 року. За такий тривалий час напрямок вітру буде змінюватись. Тому розміри та конфігурацію зони практично неможливо ні прогнозувати, ні розрахувати.
Крім того, при аваріях на АЕС утворюються дрібнодисперсні аерозолі розміром 0,5-3 мкм, в той час, як при ядерному вибуху переважають крупнодисперсні — розміром понад 60 мкм. Аерозолі аварій на АЕС здатні тривалий час знаходитись у взваженому стані та розповсюджуватися під впливом вітру на великі відстані, тоді як при ядерному вибуху вони переміщуються з частками грунту і порівняно швидко (через 8-10 годин) осідають на землю.
Ці фактори приводять до того, що зона радіоактивного зараження при аваріях на АЕС значно перевищує таку, що виникає під час ядерного вибуху.
Радіонуклідний вміст викидів. Ядерний вибух характеризується надвеликою швидкістю реакцій і виникненням спалаху нейтронів величезної активності. Внаслідок цього після нього утворюються продукти поділу, більшість серед яких — короткоживучі. Пояснюється це тим, що РР під час вибуху викидаються в оточуюче середовище в момент їх утворення.
Ядерні реакції на АЕС мають певні особливості.
1. Ядерним паливом на АЕС є уран-238, малозбагачений ураном 235 (на 1 тону двоокису 238U припадає 20 кілограмів 235U). В один реактор завантажується 180 тон ядерного палива
2. В ядерних реакторах процес розпаду довготривалий (роки). Тому у ядерному паливі переважають довгоживучі елементи: 238Pu, 90Sr, Cs, тощо.
3. Всі радіонукліди, які при аваріях на АЕС можуть забруднити навколишнє середовище, умовно можна поділити на три групи:
— шляхетні гази — ізотопи криптону і ксенону з періодом напіврозпаду від декількох годин до кількох діб;
— леткі речовини — ізотопи йоду та цезію з періодом напіврозпаду від декількох годин до декількох місяців;
— нелеткі довгоживучі речовини — ізотопи плутонію і стронцію з періодом напіврозпаду до сотень років.
Зміна активності РР. В перші дні радіоактивність ядерного вибуху приблизно у 100 разів перевищує таку при аварії ядерного реактора. Через декілька днів вони вирівнюються, а потім протягом тривалого часу (місяці та роки) радіоактивність викидів ядерних реакторів істотно перевищує радіоактивність продуктів розпаду ядерного вибуху. Так, через рік це співвідношення дорівнює 1:10, а через 5 років — 1:100. Відповідно змінюється і рівень радіації зараженої місцевості.
Ця залежність справедлива для сукупності радіонуклідів. Після розпаду основної їх маси спад радіоактивності буде визначатися триваложивучими ізотопами. Таким для викидів при аваріях на АЕС є цезій-137 (30 років). Частка ізотопів стронцію-90 і плутонію-239 відносно невелика.
Порівняння наслідків ядерних вибухів і аварій на АЕС показує, що в найближчий період наслідки вибуху істотно більші, але з часом завдана шкода від аварій на АЕС починає значно переважати.
6. Медико тактична характеристика осередків ураження при аваріях на АЕС.
До основних факторів, які впливають на радіаційну обстановку, формуючи осередок ураження, при аваріях на АЕС відносяться:
— характер поступання РР в навколишнє середовище;
— загальна кількість РР, які потрапилили в оточуюче середовище;
— радіонуклідний склад аварійного викиду;
— метеорологічні умови в момент аварійного викиду;
— відстань від джерела аварійного викиду до населених пунктів чи районів дислокації військ;
— гідрогеологічні та грунтові характеристики місцевості, де відбулася аварійна ситуація;
— характер сільськогосподарського використання території, яка зазнала радіоактивного забруднення;
— умови водопостачання та харчування населення, характер його трудової діяльності;
— щільність заселення та характер забудови території, яка зазнала впливу радіоактивних опадів;
— час, що пройшов з моменту аварійного викиду РР.
Радіаційні аварії на АЕС можуть супроводжуватись як одноразовими (короткочасними), так і багаторазовими (тривалими) викидами радіоактивних речовин в навколишнє середовище.
При одноразовому викиді радіонуклідів в атмосферу, як правило, необхідний радіоактивиний захист населення та особового складу військ по ходу радіоактивної хмари. При багаторазових і тривалих викидах РР зараженню може піддатись значно більша за площею територія. Це вимагає проведення крупномасштабних заходів по радіоактивнному захисту населення.
Крім того картина зараження місцевості може змінюватись під впливом атмосферних явищ. Так внаслідок аварії на ЧАЕС сформувались різні за конфігурацією, напрямками, рівнями радіації зони радіоактивного забруднення території. Під впливом вітру можливе вторинне підняття в повітря випалих на грунт радіонуклідів і перенесення їх на інші ділянки місцевості. Атмосферні опади, осаджуючи РР з повітря, приводять до підвищення щільності забруднення території. Крім цього, рясні дощові опади можуть підсилювати проникнення радіонуклідів в глибокі шари грунту і сприяти їх змиву у відкриті водойми. Непостійність, а також аномальність метеоумов приводять до нерівномірного (плямистого) радіоактивного забруднення місцевості, при якому у відносно чистих районах можуть зустрічатись ділянки території з високою щільністю зараження. В забруднених же районах можуть знаходитись відносно чисті ділянки місцевості.
Час появи забруднених повітряних мас над даною територією визначається її віддаленістю від джерела викиду. Тому час початку радіоактивних опадів для різних територій і населених пунктів неоднаковий. З віддаленням джерела аварійного викиду щільність радіоактивного забруднення, як правило, зменшується. Iз збільшенням відстані за рахунок сепарації РР, які поступили в атмосферу, може мінятись як нуклідний склад, так і фізико-хімічна форма радіоактивного забруднення місцевості.
Гідрогеологічні і грунтові характеристики території можуть істотно впливати на формування радіаційної обстановки. Високий рівень грунтових вод зумовлює більш високий рівень радіоактивного забруднення відкритих водойм і шахтних колодязів.
Використання під сільськогосподарські потреби територій, які зазнали радіоактивного забруднення, може істотно вплинути на накопичення радіонуклідів у рослинах і сільськогосподарських тваринах, від чого, в свою чергу, залежить рівень поступання радіонуклідів в організм людини.
Рівень радіаційного впливу на населення, а також доза внутрішнього опромінення в значній мірі залежать від особливостей його водопостачання та харчування. Артезіанські води не є радіаційно небезпечними для населення та особового складу військ. Шахтні колодязі, обладнані у відповідності із санітарно-технічними вимогами, також, як правило, не мають істотних забруднень радіонуклідами. Поверхневі водойми (ріки, озера, водосховища) можуть мати різні рівні забруднення в залежності від їх площі, глибини, ємкості та гідрогеологічних умов.
Внаслідок можливого поверхневого, а потім структурного забруднення, харчові продукти слід розглядати як потенційно небезпечні у відношенні внутрішнього опромінення населення та особового складу військ.
В разі виникнення радіаційної (ядерної) аварії Міністерством охорони здоров‘я України встановлені тимчасові дозові межі та допустимі рівні радіоактивного забруднення питної води, харчових продуктів, тощо. Вони наведені в табл. 4.
Для особового складу військ, які дислоковані на забруднених радіонуклідами територіях, застосовуються такі ж допустимі рівні опромінення та радіоактивного забруднення, як і для цивільного населення.
Від чисельності населення, що проживає на забрудненій території, залежить величина колективної ефективної дози, а також кількість віддалених радіаційних наслідків.
Для ілюстрації наслідків аварії на АЕС можна привести наступне
Таблиця 4.
Допустимі рівні деяких радіонуклідів у питній воді
та продуктах харчування (Бк/л, Бк/кг)
В 1993-1994 роках спеціалістами Міністерства надзвичайних ситуацій була змодельована максимальна проектна аварія на найбільшій в Україні Запорізькій АЕС. Моделювання передбачало, що трубопровід теплоносія великого діаметру внаслідок певної причини може розірватись, і теплоносій першого контуру пі...
Ділись своїми роботами та отримуй миттєві бонуси!
0%
Оголошення від адміністратора