Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Основы радиационной безопасности. Пособие для студентов инженерно-технических специальностей
.pdf
Материал ТВЭЛов, выгруженный из активной зоны и зоны воспроизводства, подвергается регенерации на радиохимическом заводе. Чрезвычайно высокая суммарная радиоактивность ТВЭЛов обусловливает
сложность проблем их хранения и транспортировки. Поэтому после
выгрузки из реактора они выдерживаются в течение года под водой в
специальных хранилищах, расположенных в реакторном зале АЭС.
Первая АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической
мощностью 150 МВт была пущена в г. Шевченко в 1973 г. В 1980 г.
был введен в эксплуатацию реактор БН-600 на Белоярской АЭС.
Дальнейшее развитие ядерной энергетики в ХХI веке специалисты
всего мира связывают со строительством реакторов на быстрых нeйтронах.
При нормальной работе АЭС количество выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду ничтожно, обычно радиационный
фон немного повышен лишь вокруг станции. Производство электроэнергии на АЭС экологически «чище», чем на угольных и работающих на мазуте станциях по следующим причинам:
1. Если сжигание органического топлива будет ежегодно увеличиваться на 4–5 %, то через 100 лет содержание кислорода в атмосфере снизится до критического для человека значения. Сегодня в мире
ежегодно сжигается 10 млрд т условного топлива и потребляется при
этом около 35 млрд т кислорода.
2. Углекислый газ, выбрасываемый в атмосферу ТЭС, представляет большую опасность для нормального человеческого существования вследствие так называемого парникового эффекта. Например,
специалистами подсчитано, что увеличение концентрации СО2 в
нижних слоях атмосферы в 2 раза приведет к повышению средней
температуры на 3–4 °С. Это, в свою очередь, вызовет значительное
повышение уровня мирового океана вследствие таяния ледников.
3. Серьезным экологическим недостатком ТЭС является наличие
в выбросах большого количества тяжелых металлов, которые по своему канцерогенному влиянию на человека не уступают воздействию
радиоактивных излучений.
4. В процессе выработки только 1 ГВт электроэнергии ТЭС выбрасывает в атмосферу тысячи тонн сернистых газов, которые затем
в виде кислотных дождей проливаются на землю и представляют собой серьезную экологическую опасность (табл. 6.4)
5. В одной тонне каменного угля обычно содержится несколько
граммов урана и тория. Поскольку за год работы ТЭС мощностью
1 млн кВт потребляет около 5 млн т угля, то через топку котлов ТЭС
проходит за год несколько тонн этих радиоактивных элементов. Поэтому радиационный фон вокруг ТЭС (и особенно около отвалов
золы) несколько повышен.
В отличие от ТЭС, в процессе работы АЭС не потребляют кис-
лород и не выбрасывают в атмосферу углекислый и сернистый газы
81
Таблица 6.4
Состав и количество некоторых вредных выбросов в атмосферу от ТЭС
мощностью 1 млн кВт (в тоннах в сутки)
Вредное вещество
Сернистый газ 382 145 0,04
Окислы азота 60 60 34
Зола 12 2 1,2
Окись углерода 1,4 0,03 –
уголь нефть газ
Вид топлива
и другие токсичные вещества, что является существенным их достоинством. Кроме того, себестоимость единицы электроэнергии,
произведенной на ТЭС, расположенной в европейской части СНГ, в
среднем в два раза выше, чем на АЭС. Это связано с тем, что основные месторождения органического топлива находятся на востоке, и
большой вклад в себестоимость электроэнергии ТЭС вносит перевозка органического топлива (40 % грузооборота железных дорог приходится на перевозку каменного угля). За год работы АЭС потребляет
в весовом отношении примерно в 200 тысяч раз меньше топлива, чем
ТЭС такой же мощности за тот же период времени.
Однако, в отличие от ТЭС, на АЭС используется ядерное топливо.
Этим обстоятельством и определяются основные экологические проблемы, связанные с эксплуатацией АЭС.
Дозы облучения, полученные в результате работы АЭС (индивидуальные и коллективные), очень малы. По расчетам коллективная
доза, полученная населением Земли, будет составлять примерно 0,54 %
годовой дозы естественного фона.
Весь ядерный топливный цикл (добыча урана, производство и
транспортировка топлива, эксплуатация АЭС, захоронение активных отходов) сопровождается образованием большого количества
долгоживущих радионуклидов, которые распространяются по всему
земному шару и сохраняются в биосфере тысячи лет. Если предположить, что эти радионуклиды будут создавать дозу в течение гипотетически бесконечного времени, то полувековая ожидаемая доза облучения составит 66 чел.Зв на 1 ГВт/год произведенной электроэнергии.
Однако лишь 10 % всей дозы будет получено людьми в ближайшие
100 лет.
На рисунке 6.9 приведена диаграмма доз облучения от искусственных источников излучения, полученных человеком за год.
Годовая коллективная эффективная доза облучения от всего ядерного цикла в 1980 году составляла около 500 чел.Зв, а индивидуальная – 0,025 мЗв/год. Ожидается, что к 2100 году она возрастет до 200 тыс.
чел.Зв. Правда, эти оценки основаны на пессимистическом предполо-
82
Рис. 6.9. Дозы облучения, получаемые человеком за год от искусственных источ-
ников радиации
жении, что нынешний уровень выбросов сохранится, и не будут введены существенные технические усовершенствования. Но даже и в
этом случае средние дозы будут малы по сравнению с естественным
фоном и составят в 2100 году приблизительно 1 % естественного фона.
6.4. Аварии на АЭС
Все приведенные выше цифры, конечно, получены в предположении, что ядерные реакторы работают нормально. Однако количество
радиоактивных веществ, поступающих в окружающую среду при авариях, может оказаться гораздо больше.
Ежегодно в мире происходит несколько десятков радиационных
аварий. Большинство из них связано с транспортировкой радиоактивных веществ. Из крупных аварий на предприятиях ядерно-энергетического комплекса отметим лишь пять.
В октябре 1957 г. в Уиндскейле (Великобритания) на военном
заводе, производящем плутоний, частичное расплавление активной
зоны реактора привело к выбросу радиоактивности, в основном йода-
131. Коллективная доза для этой аварии была оценена экспертами в
1300 чел.Зв.
29 сентября 1957 г. в 16 ч 22 мин на химкомбинате № 817 (ныне
производственное объединение «Маяк») произошел взрыв емкости с
радиоактивными отходами. Было выброшено в окружающую среду
7 · 1016 Бк радиоактивных веществ, главным образом стронция-90.
После взрыва возник так называемый восточно-уральский (кыштымский) радиоактивный след, который «наследил» не только в Челябинской, но и в Свердловской и Тюменской областях. Общая площадь загрязнения составила более 23 тыс. кв. км, облучено около 300
тыс. человек. А спустя десятилетие в Челябинской области случилась
страшная жара, и озеро Карачай, накопитель радиоактивных отходов,
обмелело. Радиоактивные отложения со дна озера разнесло ветром
83
почти на 2000 километров. В этот раз пострадало 400 тыс. человек, а
жители 42 населенных пунктов были эвакуированы.
Авария 1970 г. на реакторе АЭС в Тримайл-Айленд в США привела к выбросу в атмосферу радиоактивных ксенона-133 и криптона-85, а
также некоторого количества радионуклидов йода. Дозовая нагрузка
при этом в пятидесятимильной зоне составила около 35 чел.Зв. Эта
сравнительно небольшая авария привела к мощному общественному
движению в США, заставившему еще раз пересмотреть принципы
надежности и безопасности атомных реакторов.
6 апреля 1993 г. произошла авария на радиохимическом заводе
в Северске (Томск-7). В одном из технологических аппаратов из-за
ошибки оператора развилось недопустимо высокое давление, которое привело к взрыву. Общую активность выбросов государственная
комиссия позднее оценила в 2 · 1012 Бк, но независимые эксперты
оценивают ее величину в 6–11 раз больше.
Вопросы для самоконтроля
1. Какие медицинские процедуры основаны на использовании ионизирую-
щих излучений?
2. Какой изотопный состав природного урана?
3. В чем суть цепной реакции деления ядер урана?
4. Что такое критическая масса делящегося вещества?
5. Каковы глобальные закономерности переноса радиоактивности после на-
земных и атмосферных ядерных взрывов?
6. Что такое ядерный реактор и какие типы реакторов известны в мире?
7. Каков принцип действия атомной электростанции?
8. Какие преимущества атомных электростанций над тепловыми?
7. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС
И ЕЕ ПОСЛЕДСТВИЯ
Авария на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года, по оценке
мирового сообщества, явилась крупнейшей техногенной и радиационной катастрофой ХХ века.
25 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке Чернобыльской
атомной электростанции планировалась остановка реактора на планово-предупредительный ремонт. Но перед его остановкой был запланирован эксперимент. Суть эксперимента заключалась в оценке
возможности турбогенератора, оставшегося без подачи пара и вращающегося по инерции, какое-то время продолжать вырабатывать
электроэнергию, необходимую для собственных нужд, в частности,
для питания главных циркуляционных насосов.
84
Программа эксперимента была утверждена главным инженером
ЧАЭС Н. Фоминым. Ни Министерство атомной энергетики, ни
«Атомнадзор» не были проинформированы о задуманном.
25 апреля 1986 года ситуация развивалась следующим образом:
1 ч 00 мин – согласно графику остановки реактора на плановопредупредительный ремонт персонал приступил к снижению мощности реактора, работавшего на номинальных параметрах.
13 ч 05 мин – при тепловой мощности 1600 МВт был отключён
от сети турбогенератор № 7, входящий в систему 4-го энергоблока.
Электропитание собственных нужд (главные циркуляционные насосы и другие потребители) перевели на турбогенератор № 8.
14 ч 00 мин – в соответствии с программой испытаний отключается система аварийного охлаждения реактора. Поскольку реактор не
может эксплуатироваться без системы аварийного охлаждения, его
необходимо было остановить. Однако диспетчер «Киевэнерго» не
разрешил останавливать реактор в намеченное на ЧАЭС время, так
как в единой энергосистеме не хватало электроэнергии из-за того, что
на другой электростанции неожиданно вышел из строя энергоблок.
23 ч 10 мин – получено разрешение на остановку реактора. Началось дальнейшее снижение его мощности до 1000–700 МВт (тепловых), как и предусматривалось программой испытаний. Но оператор
не справился с управлением, в результате чего мощность аппарата упала почти до нуля. В таких случаях реактор должен глушиться. Но персонал не посчитался с этим требованием. Начали подъём мощности.
В 1 ч 00 мин 26 апреля персоналу, наконец, удалось поднять мощность реактора и стабилизировать её на уровне 200 МВт (тепловых)
вместо 1000–700, заложенных в программе испытаний.
В 1 ч 03 мин и 1 ч 07 мин к шести работающим главным циркуляционным насосам дополнительно подключили ещё два, чтобы повысить
надёжность охлаждения активной зоны аппарата после испытаний.
В 1 ч 20 мин (примерно – по математической модели) стержни
автоматического регулирования (АР) вышли из активной зоны в
верхнее положение. Только так удалось удержать мощность реактора
на уровне 200 МВт (тепловых). При этом был нарушен строжайший
запрет работать на реакторе без определённого запаса стержней-поглотителей нейтронов.
1 ч 22 мин 30 с – по данным распечатки программ быстрой оценки
состояния, в активной зоне находилось всего шесть – восемь стержней. Эта величина примерно вдвое меньше предельно допустимой.
1 ч 23 мин 04 с – оператор закрыл стопорно-регулирующие клапаны турбогенератора № 8. Подача пара на него прекратилась. Начался
режим выбега. В момент отключения турбогенератора № 8 должна
была бы сработать ещё одна автоматическая защита по остановке реактора. Но персонал, зная это, заблаговременно отключил её, чтобы,
85
по-видимому, иметь возможность повторить испытания, если первая
попытка не удастся.
В ситуации, возникшей в результате нерегламентированных действий персонала, реактор попал по расходу теплоносителя в такое состояние, когда даже небольшое изменение мощности приводит к увеличению объёмного паросодержания, во много раз большему, чем при
номинальной мощности.
1 ч 23 мин 40 с – начальник смены 4-го энергоблока, поняв опасность
ситуации, дал команду старшему инженеру управления реактором нажать кнопку самой эффективной аварийной защиты (АЗ-5). Стержни пошли вниз, однако через несколько секунд раздались удары, и
оператор увидел, что они остановились. Тогда он обесточил муфты
приводов, чтобы стержни упали в активную зону под воздействием
собственной тяжести. Но большинство стержней-поглотителей так и
осталось в верхней половине активной зоны.
В результате уже названных причин произошёл кризис теплоотдачи. Это привело к разогреву топлива, его разрушению, бурному вскипанию теплоносителя и интенсивному парообразованию, резкому
повышению давления в технологических каналах. Произошел тепловой взрыв, который сдвинул трехтысячатонную крышку и развалил
реактор.
Второй взрыв произошел спустя 2–3 с после первого в результате
соединения воздуха со смесью горячего водорода и окиси углерода.
Кроме того, доступ воздуха привел к горению графита, что вызвало
пожар.
Взрывы в 4-м реакторе ЧАЭС сдвинули со своего места металлоконструкции верха реактора, разрушили все трубы высокого давления, выбросили некоторые регулирующие стержни и горящие блоки
графита, разрушили разгрузочную сторону реактора, подпиточный
отсек и часть здания. Осколки активной зоны и испарительных каналов упали на крышу реакторного и турбинного зданий. Была пробита
и частично разрушена крыша машинного зала второй очереди станции.
Необходимо отметить, что в ходе цепной реакции образуется целый спектр химических элементов. При делении ядер урана появляется йод, имеющий период полураспада около семи часов. Затем он
переходит в ксенон-135, обладающий свойством активно поглощать
нейтроны. Ксенон, который иногда называют «нейтронным ядром»,
имеет период полураспада около девяти часов и постоянно присутствует в активной зоне реактора. Но при нормальной работе аппарата
он частично выгорает под воздействием тех же нейтронов, поэтому
практически количество ксенона сохраняется на одном уровне. А при
снижении мощности реактора и соответственно ослаблении нейтронного поля количество ксенона (за счёт того, что его выгорает меньше)
увеличивается. Происходит так называемое «отравление реактора».
При этом цепная реакция замедляется, реактор попадает в глубоко
86
подкритичное состояние, известное под названием «йодной ямы». И
пока она не пройдена, т. е. «нейтронный яд» не распадётся, ядерная
установка должна быть остановлена. Попадание аппарата в «йодную
яму» происходит при провале мощности реактора, что и случилось на
4-м энергоблоке ЧАЭС 25 апреля 1986 года.
Ксенон понизил мощность аппарата, и для поддержания его «дыхания» потребовалось вывести из активной зоны большое количество поглощающих стержней. Таким образом, стремление персонала,
несмотря ни на что, провести эксперимент вступило в противоречие
с требованиями регламента.
При первом взрыве были выброшены радионуклиды, соответствующие по своему составу продуктам деления в отработанном топливе. При пожаре с потоком горячего воздуха и продуктами горения
выбрасывалось большое количество радионуклидов, аналогичных
по составу радионуклидам первого выброса. Интенсивный процесс
выхода радиоактивных веществ из реактора продолжался 10 суток.
На протяжении первых пяти дней, предполагают, происходило с каждым днем сокращение величины выбросов радиоактивных веществ.
В последние четыре дня наблюдался рост выбрасываемой радиоактивности. Это связано с разогревом ядерного топлива до температуры выше 2000 °С. При такой высокой температуре начали испаряться
и тугоплавкие элементы (цирконий, барий, стронций и др.).
С целью создания барьеров на пути выбросов из разрушенного
энергоблока было принято решение о его изоляции от окружающей
среды различными материалами. Вертолетными подразделениями
армейской авиации с 27 апреля по 10 мая 1986 г. было сброшено на
разрушенный блок около 5 тыс. т различных материалов, в том числе
40 т соединений бора (эффективного поглотителя нейтронов), 600 т
доломита и 1800 т глины и песка. Около 2400 т свинца должны были
принять на себя выделяющееся тепло, препятствуя тем самым перемещению расплавленного топлива под фундамент реактора. Однако
и после этого в атмосферу продолжала поступать радиоактивность
вплоть до завершения строительства «саркофага».
Полагают, что в первый день было выброшено только 25 % радиоактивного материала. Общая радиоактивность материалов, находившихся в момент аварии в активной зоне 4-го блока, составляла
примерно 4 · 1019 Бк (1 млрд Ки). По оценкам экспертов с радиоактивной струёй выделилось около 5 · 1018 Бк (не менее 130 млн Ки) радиоактивных веществ общей массой 77 кг, не считая нескольких тонн
ядерного топлива, графита и материалов конструкции АЭС. Данные
о радиоизотопном составе чернобыльского выброса приведены в таблице 7.1.
Помимо этого, в атмосферу были выброшены тритий и угперод14 с периодами полураспада 12,3 и 5730 лет соответственно, которые
включились в биосинтез и оказались в тканях растений и животных.
87
Радиоизотопный состав чернобыльского выброса
Таблица 7.1
Радионуклид
Криптон-85 10,72 0,0330 100 3,3 0,26
Ксенон-133 5,25 1,7000 100 170 246
Йод-131 8,05 1,3000 50 65 142
Теллур-132 3,26 0,3200 35 11 9,8
Цезий-134 750,00 0,1900 25 4,7 980
Цезий-137 30,00* 0,2900 30 8,7 27000
Стронций-89 50,50 2,0000 10 20 186
Стронций-90 29,12* 0,2000 10 2 4000
Цирконий-95 84,00 4,4000 8 35 440
Молибден-99 2,80 4,8000 6 29 11,3
Рутений-103 39,50 4,1000 8 33 275
Рутений-108 388,00 2,1000 8 17 1370
Барий-140 12,80 2,9000 15 43,5 160
Цезий-141 32,50 4,4000 6 26,5 173
Церий-144 284,00 3,2000 8 25,6 2160
Нептуний-239 2,35 0,1400 8 1,1 0,9
Плутоний-238 87,70* 0,0010 8 0,008 125
Плутоний-239 24390* 0,0008 8 0,006 26400
Плутоний-240 6537* 0,0010 8 0,008 9470
Кюрий-242 163,00 0,0260 8 0,210 12
* Лет.
Период полу-
распада,
дни
Всего радио-
активности в
реакторе, 10
Бк
18
% выбро-
шенной
активности
Распространилось
в окружающую
среду
16
Бк грамм
10
После аварии было решено изолировать 4-й блок объектом «Укрытие». Объект «Укрытие», или «саркофаг», сооружен на месте четвертого аварийного энергоблока ЧАЭС. Основное назначение его состоит в предотвращении выхода в окружающую среду радиоактивных
веществ из поврежденного реактора и защите прилегающей территории от проникающего излучения. Объект «Укрытие» по назначению
и функциям не является ни хранилищем ядерного топлива, ни могильником высокоактивных отходов, он не имеет аналогов в ядерной
технологии. Этот объект должен был сыграть не только роль укрытия
разрушенного реактора. Ученые и конструкторы сразу задумали его
как целостную контрольно-измерительную систему, способную с помощью различных приборов следить за «самочувствием» реактора.
Получаемые данные позволили бы не только узнать, какие процессы
происходят внутри его, но и прогнозировать их.
88
Для контроля характеристик остатков топливных масс была разработана информационно-диагностическая система «Шатер». В нее
входят детекторы нескольких типов, измерительно-вычислительный
комплекс, периферийные устройства вывода информации. Их задачи: измерение температуры в контрольных точках объекта, теплового потока с поверхности различных участков и элементов объекта,
мощности дозы γ-излучения; определение величины вибраций в элементах конструкций, активной массе и на других участках объекта;
измерение нейтронного потока. Для поддержания безопасного подкритического состояния объекта в развал реактора может вводиться
раствор метабората калия. Запас раствора хранится в специальных
баках.
«Саркофаг» герметичен не полностью, что способствует охлаждению массы завала воздухом. Вентиляция осуществляется по следующей схеме. Естественный приток воздуха в подреакторные помещения (бассейн-барботер) охлаждает топливную массу и сбрасывается
посредством вытяжной вентиляции в атмосферу через систему специальных фильтров.
В настоящее время среднесуточный выброс радиоактивных продуктов деления в сотни раз ниже, чем на нормально работающих блоках. Температура в подреакторных помещениях около 30 °С.
Конструкторы «Саркофага» при его проектировании исходили из
того, что критерием долговечности любого объекта ядерной энергетики является срок работы атомного реактора, т. е. 30–40 лет. Поэтому ликвидация объекта «Укрытие» – задача нашего поколения. В
настоящее время ученые работают над решением и этой проблемы.
В развитии аварии ЧАЭС различают три стадии, каждая из которых требует определенных мер по радиационной защите населения.
Первая стадия – выброс из реактора смеси летучих продуктов
деления ядерного топлива. На первой стадии наибольшую опасность
представляет мощное γ-излучение радиоактивного облака. Единственным способом защиты от проникающего излучения является укрытие населения в жилых домах, подвалах, убежищах. Население не
получило указания укрыться.
На второй стадии основными факторами радиационной опасности становится поступление в организм человека радиоактивных
изотопов йода. С радиоактивной струёй из реактора вылетело несколько изотопов йода, в наибольшем количестве йод-131. Попадая в
организм человека, он накапливается в щитовидной железе и подвергает ее облучению. «Йодная опасность», в связи с малым периодом
полураспада йода-131 (8 дней), наблюдается в течение 1,5–2 месяцев.
Уже через месяц количество йода-131 уменьшилось почти в 250 раз.
В этот период времени реальную опасность представлял и теллур-132,
который имеет период полураспада 3,26 дня и распадается с образо-
89
ванием йода-132. Последний внес дополнительный вклад в облучение щитовидной железы.
Уменьшить опасность облучения щитовидной железы можно методом йодной профилактики – введением в организм сравнительно
стабильного изотопа йода-127 с целью уменьшения поступления в
щитовидную железу радиоактивных изотопов йода. В зонах, примыкающих к Чернобылю, йодная профилактика проводилась со значительным опозданием, так что облучения щитовидной железы избежать не удалось.
На третьей стадии, протекающей в настоящее время, наибольшую радиационную опасность представляют долгоживущие радионуклиды. В настоящее время γ-активность почв и растений в основном обусловлена цезием-137 и 134, в меньшей степени – церием-144
и рутением-137 и -134; β-активность – в основном стронцием-90,
цезием-137 и 134; α-активность – изотопами плутония-238, 239, 240,
241. Следует отметить, что в первые два года после аварии основной
вклад в α-активность природных объектов Гомельской области вносил кюрий-242 (Т
= 162,8 сут), содержание которого через 3 года
1/2
значительно уменьшилось. Доминирующими α-излучателями стали
изотопы плутония, среди которых более 95 % по активности приходится на плутоний-241 (Т
= 14,4 года). Он распадется с образова-
1/2
нием америция-241, период полураспада которого составляет 432,2
года. Таким образом, в результате радиоактивных превращений из
одного α-излучателя образуется другой, еще более долгоживущий.
Если предположить, что «нормальными» для проживания будут
условия, когда активность цезия-137 и стронция-90 составит 0,03 от
первоначальной, то расчеты показывают, что такие условия наступят
через 5 периодов полураспада этих элементов, т. е. через 150 лет. В
течение этого времени население будет подвергаться облучению при
проживании на загрязненных территориях.
Дозы облучения, полученные в первый год аварии населением,
относительно малы: в Европе – от 25 до 75 % годовой дозы облучения от естественной радиации; в других регионах мира – еще меньше.
Ожидаемая коллективная доза от аварии на ЧАЭС составляет 1200
тыс. чел.Зв.
7.1. Распространение радионуклидов
после аварии на ЧАЭС
Исследования, проведенные после аварии, показали, что пятна радиоактивности образовались не только вокруг ЧАЭС, но и на очень
больших расстояниях от нее, причем иногда удаленные территории
загрязнены сильнее, чем ближние. Обусловлено это несколькими
причинами.
90
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]