лекции Еко / радиац_Чорнобиль

Джерела іонізуючого випромінювання в житті людини

Внесок різних ДІВ до середньої річної ефективної еквівалентної дози опромінення середньостатистичної особи складає: на частину природних ДІВ припадає 2 мЗв (або 83%), а на частину техногенних – 0,421 мЗв (17%); у сумі – 2,421 мЗв.

При цьому природне опромінення складається з земного і космічного. На частину земного припадає приблизно 69%, (у тому числі на частину внутрішнього опромінення

– 55%, на частину зовнішнього – 14%), а космічного – 14%. Усі відсотки дано від загальної суми 2,421 мЗв.

Техногенне опромінення складається з опромінення під час медичних обстежень і лікування – 16%, опромінення від радіоактивних опадів – 0,8%, атомної енергетики – 0,04%. Залишок, 0,16%, іде на опромінення під час польотів на літаках, при використанні фосфатних добрив, діяльності вугільних електростанцій, опромінення від споживчих товарів (годинники з люмінісцентними циферблатами, кольорові телевізори і т.п.).

Але все це середньостатистичні дані. Як приклад приведемо деякі більш конкретні факти і цифри.

Так, пасажир реактивного літака за 4 години польоту одержує в середньому дозу в 0,027 мЗв, тому що рівень космічного випромінювання в салоні літака сягає 200 мкР/год і вище, у залежності від висоти польоту. На висоті 12 тис. м над рівнем моря рівень космічного опромінення сягає 5 мкЗв/год.

Люди, що живуть на висоті 2000 м над рівнем моря, отримують дозу в 3–4 рази більшу, ніж ті, що живуть на рівні моря (без урахування земної радіації), тому що на рівні моря космічний фон становить 0,03 мкЗв/год, а на зазначеній висоті – 0,1 мкЗв/год. Ті, що живуть на екваторі, отримують меншу дозу, ніж жителі півночі, і т.д.

Також різноманітна картина і чисто земної радіації.

'95% населення Франції, Німеччини, Італії, Японії і США живе в місцях, де потужність річної дози опромінення коливається від 0,3 до 0,6 мЗв/рік;

'3% населення Землі отримують у середньому 1 мЗв/рік; 1,5% – більш 1,4 мЗв/рік.

Але є ділянки суші (у тому числі й курорти) з постійним проживанням населення, де рівень земної радіації в 600–800 разів вищий за середній. Окремі групи людей отримують більш 17 мЗв/рік тільки від зовнішнього опромінення земною радіацією, що в 50 разів більше за середню річну дозу зовнішнього опромінення; часто знаходяться (тимчасово проживають) у зонах, де рівень радіації сягає 175 мЗв/рік і т.д.

як її виміряти і звідки вона береться?

Вплив іонізуючого випромінювання на людину

Іонізуюче випромінювання може викликати серйозні ушкодження в людському організмі, тому що в результаті іонізації виникають високореактивні радикали, що вступають у реакцію з частинками клітин і тканин.

Те ж саме відбувається й у тканинах біологічних об'єктів. Через те, що біологічні тканини людини на 70% складаються з води, великою мірою піддаються іонізації, насамперед, саме молекули води. З осколків молекул води – з іонів і вільних радикалів утворюються винятково шкідливі для організму та реакційноздатні перекисні сполуки, що запускають цілий ланцюг послідовних біохімічних реакцій і поступово призводять до руйнування клітинних мембран (стінок клітин та інших структур).

Людина більш чутлива до дії радіації, ніж всі біологічні об'єкти. Вплив радіації на людство в цілому викликає три різних негативних ефекти.

Перший – це генетичний ефект для спадкоємних статевих клітин організму. Він проявляється тільки в потомстві. Це народження дітей з різними відхиленнями від норми.

Другий – це теж генетичний ефект, але для спадкоємного апарата соматичних клітин – клітин тіла. Він проявляється при житті конкретної людини у вигляді різних (переважно ракових) захворювань.

Третій ефект – це ослаблення імунної системи організму за рахунок руйнування клітинних мембран та інших структур. Він проявляється у вигляді збільшення частоти різних захворювань.

Однократне отримання індивідуальної дози від 1 Зв і вище є причиною променевої хвороби різного ступеня важкості.

При цьому треба знати, що за умови рівних поглинених доз внутрішнє опромінення набагато небезпечніше за зовнішнє.

як її виміряти і звідки вона береться?

Чому відбулася чорнобильська катастрофа

Чорнобильська катастрофа належить до найбільших техногенних катастроф в історії людства. Вона вплинула на різні сфери життя світового співтовариства і, насамперед, – на ставлення людей до "мирного атома". По всьому світу прокотилася хвиля протестів проти розвитку атомної енергетики. Так, під тиском громадськості уряд Німеччини змушений був прийняти рішення про відмову від будівництва нових атомних електростанцій.

Так чому ж відбулася Чорнобильська аварія? Чи можна було її уникнути і чи можливе її повторення в майбутньому?

15

Загальні відомості про ядерні реактори, їх типи та принцип роботи

Для забезпечення стаціонарного протікання ядерної реакції необхідно, щоб кількість знову утворених нейтронів дорівнювала кількості нейтронів, що вилетіли з реактора і були поглинені у ньому. Це співвідношення називається коефіцієнтом розмноження нейтронів k. При k = 1 реактор знаходиться в критичному стані і може працювати в стаціонарних умовах. Якщо k<1, реактор є підкритичним, і ланцюгова реакція згасає. При k>1 у кожному новому поколінні утвориться більше нейтронів, ніж у попередньо' му, і ланцюгова реакція наростає. Зрозуміло, що відхилення k від одиниці є дуже важ' ливим параметром реактора. Для характеристики цього відхилення вводять поняття реактивності b, обумовлене як b = (k'1)/k.

Для нормальної роботи реактора необхідно вміти керувати реактивністю. Досягається це за допомогою системи стержнів'поглиначів. При опусканні стержнів'поглиначів в активну зону реактора збільшується поглинання нейтронів, при висуванні – навпаки, зменшується. При роботі реактора ядерне паливо поступове вигоряє, і запас реактив' ності падає. Коли весь запас реактивності вичерпано, реакція припиняється (навіть якщо стержні'поглиначі цілком виведено з активної зони реактора). При вигорянні па' лива в ньому накопичуються продукти розподілу, більшість яких є радіоактивними. Радіоактивність накопичених продуктів розподілу є джерелом тепловиділення в зупи' неному реакторі.

Серед радіонуклідів, що утворюються в процесі роботи реактора відіграють значну роль у деяких режимах його роботи, особливо виділяється ксенон (135Хе). Він відрізняється величезним перетином захвату теплових нейтронів. Деяка кількість ксе' нону утворюється безпосередньо під час розподілу ядер палива, але основна його час' тина виходить під час розпаду радіоактивного йоду. У початковій стадії роботи реакто' ра в ньому відсутні і йод, і ксенон. Через деякий час після початку роботи реактора встановлюється рівновага між виробленням цих ізотопів та їхнім розпадом.

Під час зупинки реактора ксенон вже не вигоряє за рахунок поглинання нейтронів, а навпаки, накопичується через розпад йоду. Концентрація ксенону якийсь час інтен' сивно зростає, досягаючи максимуму через 12 годин (так зване "ксенонове отруєння"), після чого починає зменшуватися. Тільки тоді, коли відбудеться розпад ксенону (чи значне зниження його концентрації), можливий нормальний повторний підйом поту' жності реактора.

Робота реактора в стані "ксенонової ями", чи "провалу" дуже нестабільна і небезпечна. Під час ксенонового отруєння для підняття потужності реактора необхідно вводити ве' ликий позитивний запас реактивності (через сильне поглинання нейтронів ксеноном). Це досягається шляхом виведення з зони регулюючих поглинаючих стержнів, у дано' му випадку – їх великої кількості, але іноді і це не допомагає запустити реактор. Регла' ментом такі дії заборонені, і реактор повинен знаходитися десятки годин у непрацюю' чому стані, поки ксенон не розпадеться до прийнятного рівня.

Білорусько'Українське Полісся, приблизно в 110 км на північ від Києва і в 12 км на за' хід від Чорнобиля (Київська обл.). Будівництво Чорнобильської АЕС почалося у 1970 р.

Введення в експлуатацію чотирьох енергоблоків ЧАЕС відбулося в 1977, 1979, 1981 і 1983 р.р.

16 Чому відбулася чорнобильська катастрофа

реакторів з водяним теплоносієм (Обнінська, Білоярська, Білібінська, Сибірська АЕС).

Принциповою особливістю конструкції канальних реакторів є відсутність спеціального міцного корпуса, властивого реакторам типу ВВЕР (водо' водяний енергетичний реактор). Крім того, на реакторах РВПК перевантаження ядерного палива здійснюється без їхньої зупинки, що дозволяє підвищити коефіцієнт використання потужності.

Вже в ході попереднього слідства після ядерної аварії на Чорнобильській АЕС було встановлено, що реактори типу РВПК'1000 мають деякі

недосконалості конструкції. Для підвищення безпеки і надійності реактора потрібно було зменшити паровий коефіцієнт реактивності і створити швидкодіючу систему аварійного захисту. Було відзначено, що під час зупинки реактора стержні аварійного захисту при початку руху донизу протягом перших п'яти секунд вносили до реактора не негативну, а позитивну реактивність (так званий ефект позитивної зупинки), тобто очевидним є дефект конструкції стержнів – потенційний фактор аварії.

Після чорнобильської аварії більшість недоліків було усунено. Зокрема, на всіх діючих у СРСР реакторах РВПК'1000 початкове збагачення урану було підвищено до 2,4%, час спрацьовування системи управління захистом знижено приблизно в 10 разів, що дозволило поліпшити нейтронно'фізичні характеристики реактора, зробити його більш стійким на всіх рівнях потужності.

реактора, коли накопичення радіоактивних продуктів розподілу було максимальним.

У таблиці 1 наведено дані щодо активності радіонуклідів у реакторі на момент аварії.

Таблиця 1. Активність радіонуклідів у реакторі 4!го енергоблоку ЧАЕС на момент аварії

Продовження таблиці 1.

18 Чому відбулася чорнобильська катастрофа

Хронологія розвитку і причини

Випробування було призначено на 25 квітня 1986р. при тепловій потужності реактора 700 МВт, після чого реактор планувалося зупинити для проведення планових ремонтних робіт.

Випробування повинні були проводитися в режимі зниженої потужності, незначного недогріву теплоносія до температури кипіння на вході до активної зони та мінімального паровмісту. Ці фактори вплинули на масштаб аварії.

Програмою передбачалося проведення випробувань турбогенератора при тепловій потужності реактора 700–1000 Мвт, але при переході від однієї системи регулювання потужності реактора до іншої, потужність реактора різко впала до величини, меншої за 30 МВт. За рахунок підйому поглинаючих стержнів, що впливають на запас реактивності реактора, до 1 години ночі 26 квітня потужність реактора вдалося стабілізувати на рівні 200 МВт.

Але ксенонове отруєння реактора продовжувалося, і під час спроб підняти потужність реактора до необхідного рівня, оператори зменшили кількість поглинаючих стержнів в активній зоні (АЗ) реактора до 6–8 замість передбаченого за регламентом їхньої мінімальної кількості 16–20.

Незважаючи на це, підготовка до випробувань продовжувалася. О 1 год. 03 хв. та о 1 год. 07 хв. до шести головних циркуляційних насосів, що працювали, було підключено ще два для того, щоб чотири з них могли використовуватися для проведення випробувань, а інші чотири забезпечували б надійне охолодження активної зони реактора. Збільшення витрати води через реактор призвело до зменшення пароутворення, падіння тиску пари в барабанах'сепараторах і небезпечної зміни інших параметрів реактора. Оператори намагалися вручну підтримати основні параметри реактора, але ці дії виявилися малоефективними.

Спостерігалися провали за тиском пари і рівнем води в барабанах'сепараторах. Щоб уникнути зупинки реактора в таких умовах, персоналом було заблоковано сигнали аварійного захисту за цими параметрами. Тим часом реактивність реактора продовжувала повільно падати. О 1 год. 22 хв. 30 сек. "роздруківка програми швидкої оцінки запасу реактивності" показала, що потрібна негайна зупинка реактора. Проте, незважаючи на відступи від наміченої програми, випробування почалися.

О 1 год. 23 хв. 04 сек. при тепловій потужності реактора 200 МВт було закрито стопорно'регулюючі крани (СРК) турбогенератора №8 і заблоковано аварійний захист закриття СРК обох турбогенераторів, щоб мати можливість повторити випробування, якщо перша спроба виявиться невдалою. Через деякий час після початку випробування потужність реактора стала повільно зростати. О 1 год. 23 хв. 40 сек. начальник зміни енергоблока дав команду натиснути кнопку аварійного захисту АЗ'5, за сигналом якої до A3 уводяться всі регулюючі стержні та стержні аварійного захисту.

Стержні пішли донизу, однак почулися удари і стержні'поглиначі зупинилися, не дійшовши до нижніх концевиків. Оператор знеструмив муфти сервоприводів, щоб стержні впали до активної зони реактора під дією власної ваги. Через кілька секунд один за одним пролунали два вибухи…

Оцінюючи ситуацію та дії експлуатаційного персоналу після вибуху, можна сказати, що безумовний героїзм і самовідданість виявили персонал машинного залу і пожежні на покрівлі. Вони запобігли подальшому розвитку катастрофи як усередині, так і ззовні машинного залу і врятували в такий спосіб станцію.

Після вибуху персонал станції в повній темряві знеструмив усі розподільні щитки – у противному разі пожежні, що гасили машинний зал, загинули б від ураження електричним струмом.

Персонал, що працював на станції тієї ночі, окрім касок, бахил, захисної маски та звичайного спецодягу, не мав ніяких додаткових засобів захисту. Всі вони були професіоналами і знали, що працюють при дуже високих рівнях радіації, про що свідчила поява симптомів гострого променевого ураження, але, незважаючи на це, люди йшли і виконували свої обов'язки.

Оперативний персонал центрального щита управління (ЦЩУ) станції, що одержав інформацію про пожежу, викликав пожежну охорону ВПЧ'2.

Чергова телефоністка станції викликала адміністративно'технічне керівництво станції. Начальник зміни станції передав повідомлення про аварію черговому диспетчеру Київенерго і відповідальному черговому ВВО Союзатоменерго.

Третій енергоблок за розпорядженням начальника зміни станції було аварійно зупинено приблизно о 5 год. 26 квітня 1986 р.

Перший і другий блоки продовжували працювати в нормальному режимі, хоча в їхніх виробничих приміщеннях уже був високий рівень радіації за рахунок роботи приточної вентиляції, яку не відключили (і не могли відключити через працюючі блоки).

Оперативний персонал за розпорядженням керівництва ЧАЕС подав воду на охолодження четвертого реактора, використовуючи аварійну схему.

До медпрацівників інформація про аварію на четвертому блоці надійшла вже через 15 хв. Допомогу потерпілим у перші години надав черговий медичний персонал медпункту і лікарі швидкої медичної допомоги на АБК'1. Потерпілих з яскраво вираженими ознаками променевої хвороби відразу ж відправили до лікарні м. Прип'яті. Там їм було надано первинну медичну допомогу. Працюючому на проммайданчику персоналу ЧАЕС було видано препарати йоду.

Адміністративно'технічне керівництво ЧАЕС на чолі з директором зібралося в "бункері" – (приміщення цивільної оборони на АБК'1) і взяло керівництво ліквідацією аварії четвертого блоку на себе.

20 Чому відбулася чорнобильська катастрофа