«Д. Ким, Л. А. Геращенко Радиационная экология Учебное пособие Братск Издательство Братского государственного университета 2010 УДК 630.81 Ким Д., Геращенко Л. А. Радиационная экология : учеб. пособие. – Братск : ГОУ ВПО ...»

Основные радиологические величины и единицы Величина Поглощенная Рад (рад, rad) Грей (Гр, Gy) Эквивалент- Бэр (бэр, rem) Зиверт ния о пределах радиационной безопасности (РБ) Наиболее полно современные представления о радиационной безопасности изложены в публикациях МКРЗ № 26 и № 60. Основой построения системы радиационной безопасности в стране является нормирование любых лучевых воздействий на население с учетом возраста, пола, профессиональной принадлежности, числа облучаемых и доли облучаемых по профессиональной принадлежности от общего числа жителей страны. Нормирование должно предусматривать полное предупреждение соматических реакций (снижение сопротивляемости организма, нарушение нервнопсихического состояния) и максимальное снижение риска развития отдаленных реакций на облучение в виде опухолей, лейкозов, наследственных заболеваний (стохастические эффекты). Понятие о стохастическом эффекте и его размерах до сих пор спорно и нуждается в расшифровке.

Согласно трактовке Всемирной организации здравоохранения (ВОЗ), риск – это всякое скрытое явное, но проявляемое в будущем неблагоприятное влияние фактора среды на физическое развитие, здоровье и жизнедеятельность человека. Вместе с тем облучение в любых, даже незначительных, дозах сопряжено с риском. Поэтому в практику оценки РБ введено понятие «относительный риск» – это отношение риска от воздействия радиации (ее допустимые размеры) к риску от воздействия нерадиационного (принятого обществом) фактора при осуществлении аналогичной технологии, лечении одинаковых заболеваний, получение одинаковой энергии и т.

п. Иными словами, это «взвешенность» риска нового, радиационного, в риске старого, привычного.

Приемы оценок риска различны. Так, при оценке получения энергии радиационным и нерадиационным способами мы должны сопоставлять размеры риска по всей цепочке технологии производства, начиная от урановых и угольных шахт, транспортировки топлив, разгрузочно-перегрузочных работ и кончая риском непосредственно производства энергии на АЭС и аналогичной по мощности тепловой электростанции. Кроме того, риск должен оцениваться и по аналогичным последствиям воздействия производства: раковым заболеваниям, травмам (переоблучению), влиянию на заболеваемость в зоне производства и прилегающих районов.

Вместе с тем такая оценка риска чаще всего «смазывается»

фоновым воздействием социальных, коммунальных и прочих факторов. Распространенным подходом является оценка допустимости облучения по социально-экономическому соотношению «польза / вред». Общество должно принимать новую технологию только в том случае, если вред, наносимый новой технологией, окупается приносимой ей пользой. Японские обыватели, проживающие вблизи АЭС, находятся на полном государственном обеспечении.

Не менее остро встают вопросы определения общего числа облучаемого населения страны. Проблема связана с оплошностями при захоронении радиоактивных отходов атомной промышленности, отслуживших медицинских и технических гамма-установок, радиоизотопов, с ростом риска аварий на АЭС, массовостью медицинского профилактического облучения, с одной стороны, и ростом проявления генетических последствий облучения – с другой.

Еще в 1933 г. генетик Меллер говорил о необходимости оберегать от радиации генетический материал человека для сохранения человеческой расы в самом отдаленном будущем, а не увлекаться эфемерной выгодой одного, нынешнего поколения.

Во многих странах с этой целью введены правила жесткого ограничения любого вида облучения населения, в том числе и медицинского, в дозах, превышающих естественный радиационный фон. Число же облучаемых в более высоких дозах, близких к ПДД, не должно превышать 2 % от общего числа жителей страны. Рекомендуется защита «разбавлением» облучаемых среди необлучаемого населения. Врачам-радиологам не рекомендуется вступать в брак с лицами аналогичной профессии.

Более жестко эти вопросы поставлены в публикациях МКРЗ, которая настаивает на полном прекращении сверхфонового облучения населения и устранения из норм самого понятия «лица категории Б». Очень важна достоверная информация для населения о размерах радиационной опасности, методах снижения риска облучения. И превышение, и занижение риска может привести только к отрицательным изменениям в состоянии здоровья человека.

Любой облучаемый должен знать дозу облучения и вероятную реакцию организма на нее. Любое облучение должно быть оправданным (либо окупаемым) и добровольным. Окупаемость должна обосновываться и оговариваться в каждом конкретном случае облучения.

4.3. Нормы радиационной безопасности Нормы радиационной безопасности (НРБ) – это те границы, которые общество ставит перед атомной индустрией, исходя из имеющихся знаний.

Необходимость в нормировании радиации – определении уровней безопасного облучения – возникла сразу после открытия ионизирующих излучений и радиоактивности. Первое радиационное поражение от рентгеновского излучения получил в 1895 г.

Грауббе, а в 1896 г. – французский физик А. Беккерель при использовании соли урана (радиоактивное излучение).

Первая попытка выявить безопасные пределы облучения была предпринята П. Кюри в 1911 г. Он выявил «пороговую эритемную дозу», которая принималась как весовое количество радиоактивного вещества в сочетании с временем его действия при непосредственном соприкосновении с ним. Допустимыми считались такие последствия, при которых легкое покраснение кожи длилось не более суток. Доза, которая вела к безопасным реакциям (эритеме), равна 340 Р. Позже, в 1925 году, американский радиолог Матчелюр предложил снизить эту дозу в 100 раз. В 1928 году в Женеве была учреждена Международная комиссия по защите от рентгеновских лучей и радия (Ra), ставшая впоследствии наиболее авторитетной Международной комиссией по радиационной защите (МКРЗ). Она ввела в практику первую единицу измерения радиации – рентген.

Спустя пять лет на основании накопленного в мировой практике материала, обобщенного Зивертом, Барклеем и другими, в качестве переносимой (толерантной) была рекомендована доза 200 мР/сут, или 35 Р/год.

Изменения НРБ для персонала, работающего с радиоактивными веществами в разные годы, произошли следующим образом:

1925 год – 1560 мЗв/год; 1934 год – 300 мЗв/год; 1958 год – 50 мЗв/год; 1990 год – 20 мЗв/год.

Таким образом, с момента начала официального регулирования (1925 г.) эта доза уменьшилась в 78 раз.

Следующим шагом МКРЗ стал отказ от толерантной дозы и введение современной предельно допустимой дозы (ПДД), т. е.

такой дозы, которая не должна вызывать значительного повреждения человеческого организма в любой момент времени от начала радиационных воздействий на протяжении его жизни. Данная комиссия также впервые ввела понятие критических органов, то есть органов, облучение которых данной дозой причиняет наибольший вред облучаемому организму.

Расчеты и обобщения генетических исследований показали:

доза, удваивающая частоту спонтанных мутаций у человека, находится в пределах 0,1–1 Зв (10–100 Бэр). Это привело к выводу о необходимости ограничения лучевых нагрузок как на лиц, занятых в радиационной практике, так и на население в целом.

В 1948 году МКРЗ было предложено снизить суммарную лучевую нагрузку для профессионалов до 200 бэр (5 бэр в год), запретить работу с источником ИИ лицам моложе 18 лет, беременным женщинам, ограничив суммарную лучевую нагрузку в детородном возрасте (до 30 лет) до 60 бэр. В 1953 году в России появились «Санитарные нормы и правила при работе с радиоактивными изотопами» (СНИП). В документе регламентировалась допустимая доза -облучения для профессиональных работников – 0,3 Р/нед ( Р/год). Затем были внесены изменения в СНИП. Благодаря комиссии под руководством академика А. А. Летавета, в нашей стране введена международная норма радиационной безопасности (НРБ), принятая в 1999 году (НРБ-99/09), но пересмотренная и утвержденная в 2009 году.

Нормы радиационной безопасности применяются для обеспечения безопасности человека во всех случаях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования и нормативы, установленные нормами, являются обязательными для всех юридических и физических лиц, независимо от их подчиненности и форм собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администрации субъектов РФ, местных органов власти, граждан РФ, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории РФ.

Настоящие нормы устанавливают основные пределы доз, допустимые уровнем воздействия ионизирующего излучения, по ограничению облучения населения в соответствии с Федеральным законом № 3 «О радиационной безопасности населения» от 09 января 1996 года.

Последние НРБ-99/09 приняты в качестве юридического документа в нашей стране (СанПин 2.6.1.2523-09). В них предусмотрены следующие основные принципы радиационной безопасности:

• принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от • принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ИИ, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительно к естественному радиационному фону • принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине. Нормы распространяются на следующие источники ионизирующего излучения:

• техногенные – за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

• техногенные – в результате радиационной аварии;

Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения служит только для оценки радиационной обстановки и медицинских последствий.

Требования НРБ-99/09 не распространяются на источники ИИ, создающие годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв и коллективную годовую дозу не более 1 чел.Зв при любых условиях их использования, а также на космическое излучение на поверхности Земли, и облучение, которое создается K40, содержащимся в организме человека, и на которое практически невозможно влиять.

В 1950 году выдающийся шведский радиобиолог Зиверт пришел к выводу, что действие радиации на живые организмы не имеет порогового уровня.

Пороговый уровень – такой уровень, ниже которого не обнаруживается поражение у каждого облученного организма, то есть отсутствует детерминированный определенный эффект. При облучении в меньших дозах эффект будет стохастическим (случайным), то есть определенные изменения среди групп облучаемых обязательно возникнут, но у кого именно, заранее неизвестно. Отсутствие порогового уровня при действии радиации не исключает существования приемлемого по опасности для общества уровня облучения.

Отношение людей к той или иной опасности определяет степень их представления о том или другом факторе риска по Булатову, т. е. приемлемый проинформированный риск.

Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимают, что облучение в коллективной эффективной дозе 1 чел.Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни населения устанавливается методическими указаниями федерального органа госсанэпиднадзора в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

В нормах регламентируются требования к ограничению техногенного облучения в нормальных условиях эксплуатации. Категории облучаемых лиц: персонал (группы А и Б); все население.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются 3 класса нормативов:

1) основные пределы доз (ПД);

2) допустимые уровни многофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз:

• пределы годового поступления (ПГП), • среднегодовые допустимые объемные активности • среднегодовые допустимые удельные активности 3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.); значения должны учитывать достигнутый в организации уровень РБ и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Основные ПД (табл. 4.4), как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны значений для персонала группы А. Далее все нормативные значения по категории «персонал» приводятся только для группы А.

Основные дозовые пределы (ДП), (НРБ-99/09) Эффективная доза (в год) 20 мЗв в среднем 1 мЗв в среднем Эквивалентная доза (в год):

Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам. Так, ПД в коже относится к среднему по площади 1 см2 его значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2.

На ладонях толщина покровного слоя – 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека, если при усредненном облучении любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен.

К указанным основным ПД не относятся дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы, полученные вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. Эффективная доза для персонала за период трудовой деятельности (50 лет) не должна превышать мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв. При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать указанных ПД.

Годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в прил. 1 и 2 (НРБ 99/09), где ПД взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения. В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются методическими указаниями федерального органа госсанэпиднадзора.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Администрация организации (предприятия) обязана перевести беременную женщину на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения, с того дня, когда она сообщила о беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Планируемое облучение персонала группы А выше установленных пределов доз при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасти людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и в эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных выше, допускается с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значениях эквивалентных доз – только с разрешения федерального органа госсанэпиднадзора.

Повышенное облучение не допускается: для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в 4 раза указанные ПД;

для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв в год. Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года – потенциально опасное. Работников, получивших такую дозу, следует немедленно выводить из зоны облучения и направлять на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии. Лица, не относящиеся к персоналу, но привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Есть ситуации, о существовании которых люди часто не подозревают, хотя они значительно опаснее, чем те, которые известны.

Мало кто обращает внимание на естественную радиацию, вклад от которой составляет ~ 80 % среднегодовой эквивалентной дозы облучения, и на облучение, связанное с наличием радона (Rn) в закрытых помещениях. Для населения пределы опасной дозы установлены в 1952 г. – 15 мЗв/год, в 1959 г. – 5 мЗв/год, в 1990 г. – 1 мЗв/год.

В последнее время настаивают, чтобы такая доза была 0,25 мЗв/год.

В США установлена максимальная допустимая доза искусственного облучения в год – 0,1 мЗв/год.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв.

4.4. Предельно допустимые дозы облучения (ПДД) По отношению к облучению население делится на три категории:

• категория А – облучаемые лица или персонал (профработники) – лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ИИ;

• категория Б – облучаемые лица или ограниченная часть населения – лица, которые не работают непосредственно с источниками ИИ, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ИИ;

• категория В – облучаемые лица или население – население страны, республики, края и области.

Для категории А вводятся ПДД – наибольшее значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Законом установлены три группы критических органов для определения ПДД (табл. 4.5):

1) все тело, красный костный мозг;

2) мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудок, легкие, хрусталики глаз;

3) кожный покров, костная ткань, кисти, предплечье, голени и стопы.

Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения, Бэр/год Для категории А установлены:

– Предельно допустимое годовое поступление (ПДП) радионуклида через органы дыхания.

– Допустимое содержание радионуклида в критическом – Допустимая объемная активность в воздухе рабочей – Допустимое загрязнение кожных покровов, специальной одежды.

– Допустимая мощность дозы излучения.

Для персонала группы А ПГП и ДОА дочерних изотопов радона (Rn222 и Rn220) – изотопы Po218 (RaA); Pb214 (RaB); Bi214 (RaC);

Pb212 (ThB); Bi212 (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности составляют:

ПГП: 0,10ПRaA + 0,52ПRaB + 0,38ПRaC = 3,0 МБк;

ДОА: 0,10АRaA + 0,52ARaB + 0,38ARaC = 1200 Бк/м3;

Для категории Б также установлены:

– Предел годового поступления радионуклида через органы дыхания и пищеварения.

Допустимая объемная активность радионуклида в воздухе и воде.

– Допустимая мощность дозы излучения.

– Допустимое загрязнение кожных покровов, одежды Численные значения о допущенных уровнях содержатся в нормах радиационной безопасности (табл. 4.6 и 4.7).

Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимо Уровни вмешательства при хроническом облучении Ответственного за соблюдение настоящих Норм назначают в соответствии со статьей 55 Закона РФ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».

4.5. Ограничение природного облучения Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. При проектировании новых жилых и общественных зданий должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) изотопов радона и тория в воздухе помещений не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощности дозы на открытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч.

Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), не должна превышать:

• для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях где АRa и ATh – удельные активности 226 Ra и 232 Th, находящихся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов;

AK – удельная активность 40 кБк/кг;

• для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс):

• для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):

При 1,5 кБк/кг < Аэфф < 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с федеральным органом госсанэпднадзора. Если Аэфф > 4,0 кБк/кг, то материалы не должны использоваться в строительстве. В случае, когда в питьевой воде содержатся природные и искусственные радионуклиды, создающие эффективную дозу меньше 0,1 мЗв в год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности. Этому значению дозы при потреблении воды 2 кг в сутки соответствуют средние значения удельной активности за год (уровни вмешательства – УВ). При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов должно выполняться следующее условие:

где Аi – удельная активность i-го радионуклида в воде; УВ – соответствующий уровень вмешательства.

Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей может быть дана по удельной суммарной альфа- и бета-активности, которая не должна превышать 0,1 и 1, Бк/кг соответственно.

Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должна превышать:

где АU и АTh – удельные активности 238 U ( 226 Ra ) и 232 Th ( 228 Th ), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов соответственно.

Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства). Средние значения радиационных факторов в течение года, в случае монофакторного воздействия эффективной дозы 5 мЗв в год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м3/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

• мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте – 2,5 мкЗв/ч;

• ЭРОАU в воздухе дыхания – 310 Бк/м3;

• ЭРОАTh в воздухе дыхания – 68 Бк/м3;

• удельная активность в производственной пыли урананаходящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, – 40/f, кБк/кг, где f – среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м3;

• удельная активность в производственной пыли ториянаходящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, – 27/f, кБк/кг.

При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1. На основании значений ПГП радионуклидов через органы пищеварения, соответствующих пределу дозы 1 мЗв в год и квот от этого предела, может быть рассчитана (для конкретных условий) допустимая удельная активность основных пищевых продуктов с учетом их распределения по компонентам рациона и в питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклида через органы дыхания и внешнего облучения.

4.6. Ограничение медицинского облучения Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой и полезной диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются ПД, но используются принципы обоснования назначения радиологических медицинских процедур и оптимизации мер защиты пациентов.

При проведении профилактических медицинских рентгеновских исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая доза их облучения не должна превышать 1 мЗв. Установленный норматив годового профилактического облучения может быть превышен лишь в условиях неблагоприятной эпидемиологической обстановки, требующей проведения дополнительных исследований или вынужденного использования методов с большим дозообразованием. Такое решение о временном вынужденном превышении этого норматива профилактического облучения принимается областным (краевым, республиканским) управлением здравоохранения.

Проведение научных исследований на людях с применением источников излучения должно осуществляться по решению федерального органа здравоохранения. При этом требуется обязательное письменное согласие испытуемого и предоставление ему информации о возможных последствиях облучения. Лица (не являющиеся работниками рентгенорадиологического отделения), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 1 м от пациента, которому с терапевтической целью выделены радиофармацевтические препараты, не должна превышать при выходе из радиологического отделения 3 мкЗв/ч.

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/09) устанавливают требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ионизирующего излучения; являются обязательными при проектировании, строительстве, эксплуатации, реконструкции, перепрофилировании и выводе из эксплуатации радиационных объектов.

4.7. Воздействие радиации на ткани живого организма В органах и тканях биологических объектов, как и в любой среде, при облучении в результате поглощения энергии идут процессы ионизации и возбуждения атомов. Эти процессы лежат в основе биологического действия излучения. Его мерой служит количество поглощенной в организме энергии.

В реакции организма на облучение можно выделить четыре фазы. При этом длительность первых трех фаз не превышает единиц микросекунд, в течение которых происходят различные молекулярные изменения, а в четвертой медленной фазе эти изменения переходят в функциональные и структурные изменения в клетках органах и организме в целом.

Первая фаза ионизации и возбуждения атомов длится 10–13 с;

во второй фазе, протекающей за 10–10 с, образуются высокоактивные в химическом отношении радикалы, которые, взаимодействуя с различными соединениями, дают начало вторичным распадам, имеющим значительно большие по сравнению с первичными сроки жизни. В третьей фазе (10–6 с) образующиеся радикалы вступают в реакции с органическими молекулами клеток, что приводит к изменению биологических свойств молекул. Описанные процессы первых трех фаз являются первичными и определяют дальнейшее развитие лучевого поражения. В четвертой, биологической фазе химические изменения молекул приводят к клеточным изменениям, и здесь наиболее чувствительным к облучению является ядро клетки. Последнее вызывает наибольшее поражение ДНК, содержащей наследственную информацию.

В результате облучения (это зависит от величины поглощаемой дозы) клетка гибнет, становится неполноценной. Время протекания четвертой фазы различно и в зависимости от условий может растянуться на годы или на всю жизнь.

Различные виды излучений характеризуются разной биологической эффективностью, связанной с проникающей способностью и характером передачи энергии органам и тканям живого объекта (табл. 4.8).

Химический состав мягкой ткани и костей организма человека Основное воздействие на биологическую ткань оказывают протоны, образующиеся в реакции (n, p) и теряющие всю свою энергию в месте рождения.

Для медленных нейтронов сечение захвата мало. Большая часть энергии расходуется на возбуждение и расщепление молекул ткани.

Для быстрых нейтронов до 90 % энергии в ткани теряется при их упругом взаимодействии. При этом решающее значение имеет рассеяние нейтронов на протонах. Дальнейшее выделение энергии происходит в результате ионизации среды протонами отдачи.

4.8. Воздействие радиации на человека Ионизирующее излучение обладает громадной биологической активностью, способной привести к ионизации любых химических соединений внутри организма, образованию активных радикалов и этим вызвать длительно протекающие реакции в живых организмах. Результатом биологического действия радиации является нарушение нормальных биологических процессов с последующими функциональными и морфологическими изменениями в клетках и тканях. Механизм биологического действия ИИ до конца не изучен.

Условно в нем выделяют два основных этапа:

1) первичный – непосредственное действие излучения на биологические процессы, функции, структуры органов, тканей и др.;

2) вторичный – опосредованное действие, которое вызывается глубинными сдвигами в нервной и эндокринной системах организма.

Существует две теории первичного действия:

• теория прямого действия на вещество;

• теория косвенного (химического) действия на живые клетки через образование свободных радикалов.

Под прямым действием ионизирующей радиации понимают непосредственное разрушение молекул биологического вещества.

В основе механизма лежит разрушение и гибель клетки через повреждение процессов деления клетки. Прямое воздействие происходит очень быстро и является главной причиной разрушения ДНК. Под косвенным действием радиоактивного излучения понимают изменение молекул клетки и тканей, вызванные радиационным разрушением (радиолиз) воды и растворенных в ней веществ.

Вода составляет основу клетки (80–90 %). В воде растворены белки, нуклеидные кислоты, ферменты, гормоны и другие вещества, которые являются основными компонентами клетки. Первоначально радиационное разрушение инициируется прямым действием ИИ на молекулы воды. В результате образуются активные ионы H + и OH. Обладая очень высокой химической активностью, свободные радикалы взаимодействуют друг с другом и растворенными в воде органическими и неорганическими веществами по типу окислительных и восстановительных реакций. Особую роль играет O 2.

Он инициирует цепную реакцию образования целого ряда новых свободных радикалов, которые оказывают токсичное воздействие на клетку. Обладая чрезвычайно высоким окислительным потенциалом, они вызывают характерные для лучевого поражения реакции:

• нарушение в клеточных мембранах;

• нарушение метаболических процессов в клетке;

• торможение клеточного деления;

• нарушение кроветворения;

• поражение хромосомного аппарата и других, что приводит к изменению функций и структур органов, систем и реакции всего организма.

Таковы представления о первичных механизмах действия радиации на организм, которое в дальнейшем усиливается реакциями нервной и эндокринной систем, т. е. опосредованно. Это вторичное (опосредованное) участие обнаружено при развитии изменений во всех тканях и системах организма, представляющих основные синдромы лучевого поражения. Воздействие ИИ на организм может носить характер соматический и генетический (табл. 4.9). Степень проявления отрицательных биологических эффектов находится в прямой зависимости от дозы, времени, вида облучения и индивидуальной особенности организма.

Радиоактивная эффективность облучения Соматические эффекты Генетические эффекты Лучевая болезнь Генетические мутации Локальные лучевые поражения Хромосомные абберации (раздвоение) Соматическое воздействие выражается в осложнении на субклеточном, клеточном, тканевом уровнях, но не передается по наследству, то есть радиационное воздействие не затрагивает генетический код и половые хромосомы. Это поражение, причиненное самому облученному организму, не проявляется в нарушении роста и развития, преждевременном старении, нарушении иммунной системы и др. Сразу же после облучения большими дозами в живом организме возникают определенные причинно-обусловленные соматические (детерминированные) эффекты:

• острая и хроническая лучевая болезнь;

• локальное лучевое повреждение (катаракта), поражение кожи;

• нарушение репродуктивных функций и т. д.

Вероятность появления такого эффекта в целом равна нулю при малых дозах, но будет резко возрастать при повышении некоторого уровня доз. Таким образом, тяжесть эффекта определяется дозой.

Другая часть соматических эффектов носит стохастический (случайный) характер. Они возникают через длительное время после облучения и проявляются только в будущих поколениях, причем могут возникнуть не у всех облученных, а только у части, но у кого именно – предсказать невозможно. К таким эффектам относятся: понижение сопротивляемости к инфекциям, сокращение продолжительности жизни, возникновение опухолей, лейкозов.

Предполагают, что вероятность их проявления и тяжесть не имеют пороговой дозы.

Генетическое воздействие приводит к изменению наследственного материала и проявляется только у будущих поколений.

Оно выражается на молекулярном и генетическом, или субклеточном, уровнях – при радиационном воздействии на половые и зародышевые клетки. В результате этого могут возникать хромосомные перестройки (нарушения структуры хромосом – повреждения, разрывы, потери участков), генные мутации. Индикаторами последних могут быть: изменение соотношений полов при рождении, частота появлений врожденных пороков развития, количество новорожденных и их смертности. Процессы, приводящие к образованию мутаций в результате облучения, сложны и окончательно не выяснены. Известны следующие генетические мутации: доминантные, когда измененные черты видны сразу; рецессивные – мутации могут оставаться незаметными долгое время и проявляться только через несколько поколений. Когда наступает определенный критический уровень поколения и идет распределение рецессивных мутаций, то вред, нанесенный популяции, проявляется как генетическая катастрофа.

Генетические мутации вызывают чрезвычайно разнообразные изменения признаков. Они обуславливают возникновение генетических заболеваний (гипотония, припадки, умственная отсталость, порок сердца, почек и др.). Мутации в соматических клетках развивающегося эмбриона тоже приводят к различным порокам развития. Генетические эффекты являются также стохастическими.

Таким образом, ИИ не только действует сразу, вызывая ранние острые повреждения, но и являются причиной отдаленных эффектов: генетических, канцерогенных, тератогенных (вызывающих нарушение процесса эмбрионального развития).

В последние годы большое внимание стали уделять как прямым, так и опосредованным и отдаленным эффектам облучения, возникающим у людей и их потомства после 10–20 и более лет.

Среди этих эффектов следует назвать:

• воздействие на наследственность;

• ослабление иммунитета;

• повышение чувствительности организма;

• нарушение обмена веществ и эндокринного равновесия;

• возникновение катаракты;

• временная или постоянная стерильность;

• сокращение продолжительности жизни;

• задержка психического развития;

• появления рака в более молодом возрасте;

• физиологические расстройства;

• сердечно-сосудистые заболевания;

• заболевания дыхательных путей.

Последствия сильных однократных излучений изучены достаточно хорошо (табл. 4.10). Исследования велись, начиная с печального опыта первых ядерных бомбардировок городов Хиросимы и Нагасаки в 1945 году, когда в дополнение к ожогам и ранениям пострадавшие люди имели различные симптомы острого лучевого поражения, проявившиеся через несколько часов или дней после него. Первые симптомы – головная боль, головокружение, рвота, лихорадка, поносы, апатия.

По данным, полученным в результате обследования жертв ядерной бомбардировки этих городов, вызванный облучением рак разных органов стал в массе проявляться следующим образом:

лейкемия – через 5 лет, рак щитовидной железы – через 10 лет, рак груди и легких – через 20 лет.

(большие дозы, по данным А.В. Яблокова, 1997 г.) Примечание. Последствия Чернобыльской аварии:

Максимально серьезного отношения требуют данные, касающиеся влияния радиации на плод и потомство. Дополнительное продолжительное облучение даже в небольших дозах влияет на развитие плода, то есть вызывает преждевременные роды, увеличивает процент мертворождения и смертности детей, общую заболеваемость (табл. 4.11 и 4.12).

По данным исследований, период наибольшей радиочувствительности эмбриона человека начинается с момента зачатия и кончается приблизительно 38 сутками. Облучение эмбриона человека в период первых двух месяцев ведет к 100%-му поражению, 3– месяцев – к 64 %, 6–10 месяцев – к 23 %. Почти у половины детей, родившихся от матерей, подвергающихся облучению в сроки беременности 7–15 недель, наблюдается умственная отсталость.

У женщин, перенесших облучение в первую половину беременности, отмечены микроцефалия, задержка роста, монголизм, врожденные пороки сердца. Облучение матери в определенный период беременности дозой 0,001 Зв удваивает вероятность рождения ребенка с умственными дефектами. Частота возникновения лейкоза у детей, родившихся от облученных в период беременности матерей, приблизительно вдвое превышает норму. Эффекты взаимодействия радиации с другими факторами риска порознь являются не такими опасными. Например, малое количество пестицидов может усилить действие радиации. То же самое происходит при действии радиации в присутствии Нg. Недостаток селена в организме усиливает тяжесть радиационного поражении. У курильщиков, подвергающихся облучению 15 мЗв/год, риск заболеть раком легких возрастает более чем в 16 раз.

Примеры влияния малых доз разной мощности на организм человека при хроническом облучении Доза, мощность, Зв/год Последствия облучения чем предполагается, заболеваний раком поджелудочной железы, легких, костного мозга Примеры влияния малых доз разной мощности 0,006 Гр/сут Постоянное, длительное облучение: стерильность 0,002 Гр/сут Хроническое облучение, 4000 сут: количественные 0,006 Гр/с После облучения в течение 5 с: изменение частоты спонтанной импульсивной активности нейронов головного мозга крыс 0,005 Гр/с Усиление нервного импульса у кроликов после 5 мин 0,0035 Гр/с Изменение энцефаллограммы кроликов, сразу после 0,002 Гр/с Тотальное рентгеновское облучение в течение 12 с:

дыхательные и сердечнососудистые рефлексы у кроликов 0,001 Гр/с Тотальные гамма-облучения на протяжении 3–5 с:

0,0005 Гр/с 1 с облучения спящих крыс: пробуждение от сна 0,0001 Гр/с Включение источника гамма–излучения: активная 0,00008 Гр/с Воздействие на затылочную часть головы: изменение 0,00000001 Гр/сут Внутреннее облучение: аномалия строения плавников рыб Для жителей Чернобыльской зоны предлагались следующие меры предосторожности в целях защиты от радиационного поражения:

а) хорошее сбалансированное питание, включающее употребление:

• соков с красительными пигментами (томаты, свекла, • отваров крапивы, слабительных трав;

• черноплодной рябины, черной редьки, моркови, хрена, чеснока, изюма, грецких орехов;

• гречневой и овсяной крупы;

• аскорбиновой кислоты, глюкозы, активированного • молочных продуктов: творога, сливок, сметаны;

• мяса (свинина, птица);

• красного вина – 1 столовая ложка три раза в день и исключающее кофе, холодец, кости, говядину, вареные яйца;

б) обильное питье, баня.

Для практических занятий предусмотрены задачи в прил. 2, п. 3.

1. Что называется дозой излучения?

2. Перечислите единицы измерения радиоактивности.

3. Расскажите о нормах радиационной безопасности.

4. Что называется предельно допустимой дозой облучения?

5. Как воздействует радиация на ткани живого организма?

6. Какие последствия наблюдаются при воздействии радиации на человека?

7. Опишите механизм биологического действия ИИ на организм.

8. Что называется соматическим воздействием ИИ?

9. Как проявляется генетическое воздействие ИИ?

10. Перечислите смертельные разовые дозы и последствия облучения.

11. Что является главной целью радиационной безопасности?

12. Опишите прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимо срочное вмешательство, а также такие уровни при хроническом облучении.

13. Какие ограничения накладывают при воздействии природного и медицинского облучения?

14. Назовите ограничения, которые вводят для женщин до 45 лет, работающих с источниками ИИ.

5. МЕТОДЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Основная задача дозиметрии – выявление и оценка степени опасности ИИ для населения, войск, невоенизированных формирований гражданской обороны в целях обеспечения их действия в различных условиях радиационной обстановки. С помощью дозиметрии осуществляются:

• обнаружение и измерение экспозиционной поглощенной дозы облучения для обеспечения жизнеспособности населения и успешного проведения спасательных, аварийно-восстановительных работ в очагах поражения;

• измерение активности радиоактивных веществ, плотности потока ИИ, удельной объемной, поверхностной активности различных объектов для определения необходимости и полноты проведения дезактивации и санитарной обработки, а также для установления норм потребления зараженных продуктов питания;

• измерение экспозиционной и поглощенной доз облучения в целях определения работо- и жизнеспособности населения и отдельных людей в радиационном отношении;

• лабораторное измерение степени зараженности радиоактивными веществами продуктов питания, воды, фуража.

5.2. Классификация и общие принципы устройства Дозиметрические приборы можно классифицировать по назначению, типу датчиков, измерению вида излучения, характеру электрических сигналов, преобразуемых схемой прибора.

По назначению все приборы разделяют на следующие группы.

Индикаторы – простейшие приборы радиационной разведки;

при помощи их решается задача обнаружения излучения и ориентировочной оценки мощности дозы, главным образом - и - излучений. Такие приборы имеют простейшие электрические схемы со световой и звуковой сигнализацией. Это дозиметры МКС-05, ДКГи другие.

Рентгенметры – предназначены для измерения мощности дозы рентгеновского и -излучения. Они имеют диапазон измерения от сотых долей рентгена до нескольких сот рентген в час (Р/ч). Такими приборами являются ДКГ-03Д, ДКГ-07Д, МКС-05, ДКГ-02У и другие.

Радиометры – применяются для обнаружения и определения степени радиоактивного заражения поверхностей оборудования, оружия, обмундирования, объемов воздуха главным образом альфа- и бета-частицами. Радиометрами можно измерить небольшие уровни гамма-излучения. Такими приборами являются РМ-1203, ДКГ-02У, МКГ-01-0.2, РМ-1402, МКС-3710 и другие.

Дозиметры предназначены для определения суммарной дозы облучения, получаемой личным составом за время прохождения в районе действия (главным образом, гамма-излучения). Это дозиметры РД-1503, ДКГ-03Д и другие.

Рассмотрим несколько приборов (рис. 5.1–5.5) и их характеристики (табл. 5.1–5.5).

Высокочувствительный дозиметр, удобный для проведения радиационных обследований. Результат измерения и его погрешность индицируются непрерывно с момента начала измерений и постоянно уточняются.

Процесс измерения можно прервать при достижении необходимой погрешности. Благодаря звуковым сигналам с частотой, пропорциональной мощности дозы, прибор также при- Рис. 5.1. Дозиметр ДКГ-03Д меняется для оценки радиационной обстановки.

Технические характеристики дозиметра ДКГ-03Д Диапазон измерения:

Диапазон энергий гамма-излучения 0,05 – 3,0 МэВ Пределы допускаемой основной ± [15 + 2,5/Н(10)] %, относительной погрешности изме- где Н(10) – измеренное значение, Энергетическая зависимость чувствительности (относительно эф- Не более 25 % фективной энергии 0,662 кэВ) Время непрерывной работы с одним комплектом батарей, не менее Сравнительные характеристики существующих дозиметров Параметр ДКГ-03Д ДКГ-07Д МКС-05 РМ-1203 ДКГ-02У Диапазон измерений энергий излучения, МэВ СБМ- Время выдачи первого для фона Прибор предназначен для измерения:

• мощности эквивалентной дозы (МЭД) гамма- и рентгеновского излучений;

• эквивалентной дозы (ЭД) гаммаи рентгеновского излучений;

• поверхностной плотности потока бета-частиц;

• времени накопления эквивалентной дозы;

• реального времени.

Диапазоны измерений и относительные основные погрешности дозиметра бытового «Терра П» МКС- Мощности эквивалентной дозы гаммаи рентгеновского излучений (137Cs), мкЗв/ч 0,1– Эквивалентная доза гамма и рентгеновского излучений Плотность потока бета-частиц Энергетический диапазон регистрируемого гаммаи рентгеновского излучений и энергетическая зависи- 0,05–3, мость, MэB Дискретность программирования пороговых уровней:

Время непрерывной работы от свежих элементов питания, ч Дозиметр-радиометр МКГ-01-0. Данный прибор повторяет все технические и конструктивные возможности прибора МКГ-01-0.2/2 за одним лишь исключением:

в нем с целью уменьшения цены снижена верхняя граница диапазона мощности эквивалентной дозы до значения 1 мЗв/ч.

По техническим характеристикам он имеет минимально необходимый для такого класса приборов диапазон измерения (0,1–1000 мкЗв/ч), а также простейшую систему переключения режимов.

Назначение. Прибор предназначен для контроля радиационной обстановки в помещениях и на территориях производственного, общественного и жилого назначения, на рабочих местах и т. д., а также для контроля за загрязненностью радионуклидами сырья, металлов, производственных отходов, транспорта, продуктов питания, воды. Рис. 5.3. ДозиметрПрибор используется персо- радиометр МКГ-01-0. налом радиологических и изотопных лабораторий, сотрудниками аварийных служб, гражданской обороны, охраны, строительных организаций и т. д.

Он имеет три режима измерений: F – мощность эквивалентной дозы (МЭД); гамма-излучения (однократное измерение и циклическое с обновлением результата измерения каждые 20 секунд).

Процесс измерения МЭД сопровождается характерным звуком (щелчками), частота следования которых пропорциональна измеряемой МЭД. Превышение значения 0,60 мкЗв/ч сопровождается тревожной сигнализацией.

Технические характеристики прибора Диапазон энергий гамма-излучений, МэВ 0,03…3, Энергия регистрируемого бета-излучения, МэВ более 0, Диапазон измерения мощности эквивалентной дозы, мкЗв/ч Диапазон измерения удельной активности, кБк/кг Диапазон измерения плотности потока бета- частиц, 1/ссм Основная погрешность измерения плотности потока, % Габаритные размеры, мм Время измерения:

в режиме измерения удельной активности, с 520 + Рабочие условия эксплуатации:

температура окружающего воздуха, °С –20 … + относительная влажность при температуре Электропитание от аккумуляторов или от сети переменного тока 220 В, частотой 50 Гц альфа-, бета-, гамма- и нейтронного, фотонного излучения с блоками детектирования БД-1, БД- Назначение. Поиск источников ионизирующего излучения.

Радиационная безопасность и радиационный контроль. Дозиметрия гамма и нейтронного излучения.

Применение. Аккредитованные испытательные лаборатории, спецслужбы, отраслевые и произпоисковый водственные лаборатории радиационного контроля.

Технические характеристики прибора Вид контролируемого излучения Альфа, бета, гамма, нейтронное Энергетический диапазон, мэВ:

Диапазон измерения мощности эквивалентной дозы, мкЗв/ч Диапазон измерения плотности потока, сммин бета-частицы имп/с на мкР/ч Состав:

БД-04 Детектор нейтронов на основе счетчика 3Не (с замедлителем для измерения дозы) Габаритные размеры блока обработки, мм для измерения эквивалентной дозы гамма-излучения, а также плотности потока альфа-, бета- частиц Назначение. Прибор предназначен для контроля радиационной обстановки производственной воздушной среды как в целом, так и на рабочих местах и для выявления радиационного загрязнения этой среды гаммабета-альфа – активными веществами.

Также может использоваться для измерения радиационного фона в местах проживания и работы населения, контроля радиационной чистоты жилых и про- Рис. 5.5. Дозиметр МКС изводственных помещений, зданий и сооружений, предметов быта, одежды, прилегающей территории, поверхности грунта, транспортных средств.

Технические характеристики дозиметра МКС 3710:

а) по каналу измерения -излучения:

• диапазон измерения мощности эквивалентной дозы фотонного ионизирующего излучения составляет от 0,1 мкЗв/ч до 10 000 мкЗв/ч. Пределы допустимой основной относительной погрешности измерения мощности эквивалентной дозы при градуировке по 137Сs – 25 % при доверительной вероятности, равной 0,95;

• диапазон энергий регистрируемого фотонного ионизирующего излучения от 0,05 МэВ до 3 МэВ. Энергетическая зависимость в диапазоне энергий регистрируемого излучения от 0,05 МэВ до 3 МэВ – 25 % при доверительной вероятности, равной 0,95;

• диапазон измерения эквивалентной дозы составляет от 0,1 мЗв до 100 мЗв. Пределы допустимой основной относительной погрешности измерения эквивалентной дозы при градуировке по 137Сs 25 % при доверительной вероятности, равной 0,95;

б) по каналу измерения -излучения:

• диапазон измерения плотности потока бета-частиц по 90Sr + 90Y – от 10 до 50 000 част./(см2мин). Предел допустимой основной относительной погрешности измерения плотности потока бета-частиц при градуировке по 90Sr + 90Y – (20 + 200/Р) % при доверительной вероятности, равной 0,95, где Р – численное значение измеренной плотности потока бета-частиц, выраженное в част./(см2мин);

• диапазон измеряемых энергий бета-излучения – от 0, в) по каналу измерения -излучения:

• диапазон измерения плотности потока альфа-частиц – от 10 до 10 000 част./(см2мин). Предел допускаемой основной относительной погрешности измерения плотности потока альфа-частиц при градуировке по 239Pu – (20 + 200/Р) % при доверительной вероятности, равной 0,95, где Р – численное значение измеренной плотности потока альфа-частиц, выраженное • диапазон измеряемых энергий альфа-излучения – • время установления рабочего режима дозиметра не более 10 с;

• время установления показаний дозиметра, при измерении мощности эквивалентной дозы фотонного ионизирующего излучения, плотности потока альфа-, бетачастиц, не должно превышать 300 с;

г) конструктивные требования:

• габаритные размеры дозиметра – не более 145 85 39 мм;

• масса дозиметра – не более 0,3 кг;

• пылевлагозащитный корпус.

Работа по радиометрическому анализу, проводимому в лаборатории, состоит из следующих этапов:

• взятие проб и доставка их в лабораторию;

• приготовление препаратов из взятых проб;

• измерение активности препаратов;

• расчет удельной зараженности исследуемых проб.

5.3.1. Отбор проб для радиометрического измерения Для радиометрических исследований отбирают пробы зараженных сред (продовольствия, воды и т. д.) в местах наибольшего заражения, которые обнаруживают с помощью приборов.

При отборе проб необходимо пронумеровать их, проставив номер на банке или полиэтиленовом мешке; на пробе указывают вид пробы, место ее взятия, дату, часы, минуты заражения и взятие пробы, фамилию взявшего пробу, т. е. заполняют форму табл. 5.6.

Мясо Продовольственный склад Отбор проб воды из водоема или водостока производится в объеме 0,5 л водозаборником с поверхностного и донного слоев в местах с взбаламученным донным грунтом.

Пробы снега берут на ровном участке на всю глубину снежного покрова. Место отбора проб должно быть с нетронутым снежным покровом. Проба помещается в стеклянную банку, плотно закрывается (0,5 л).

Отбор проб хлеба, свежих овощей, фруктов производят поштучно из верхнего ряда или с поверхности слоя и помещают в полиэтиленовые мешки, которые снабжают этикетками (овощи, фрукты – не менее 0,5 кг, 1 булка хлеба).

Сыпучие продукты, находящиеся в мягкой таре, отбирают с помощью металлического щупа. Пробы берут с поверхности слоя, который находится непосредственно под мешковиной (0,3 кг). Поскольку объем пробы, взятый за один прием, недостаточен для проведения анализа, то необходимо произвести отбор продукта 3–4 раза в различных местах тары.

Отбор проб мяса, рыбы, твердых жиров и других продуктов производят путем срезания ножом поверхностного слоя толщиной 10 мм (масса 0,4 кг).

Жидкие продукты берут при помощи подсобных средств (банка, ложка и т. д.). Перед отбором пробы содержимое тары перемешивают. Пробы помещают в стеклянную банку и маркируют (0,5 кг).

Отбор сушеных овощей, фруктов, галет, печенья, сухарей производят с поверхностного слоя. С брикетированных продуктов и фуража срезают поверхностный слой толщиной 10 мм.

Пробы густоконсистентных квашеных маркированных продуктов берут из поверхностного слоя без перемешивания в количестве около 0,5 кг каждого продукта.

5.3.2. Методы измерения радиоактивного заражения, используемые в радиометрической лаборатории В зависимости от толщины слоя отобранного продукта, наносимого на подложку, различают препараты толстослойные и тонкослойные.

Толстослойным называется препарат такой толщины, дальнейшее увеличение которой не приводит к повышению выхода -частиц, поступающих из нижних слоев этого препарата. Экспериментально установлено, что практически рост выхода -частиц прекращается при толщине слоя, равной утроенному значению слоя половинного ослабления вещества препарата. Для продовольствия и воды, зараженных продуктами ядерного взрыва такая толщина равна 10 мм.

Вне зависимости от вида используемого препарата в основу измерения его активности положена пропорциональная зависимость между частотой следования импульсов напряжения N, 1/с, снимаемых с выхода детектора излучений, и активностью препарата а. Эти вещества связаны между собой соотношением:

где – эффективность счета импульсов.

Выражение для удельной активности препарата А, мкКи/г, определяется формулой где а – активность препарата, мкКи; S – площадь препарата, см2;

d – толщина препарата, г/см2; – эффективность счета, зависящая от многих факторов, при которых вводятся поправки.

5.3.3. Относительный метод измерений удельной активности толстослойных препаратов Данный метод измерения удельной активности толстослойного препарата Апр основан на сравнении скорости счета от данного препарата Nпр со скоростью счета от эталонного толстослойного препарата Nэт, удельная активность которого известна (Аэт) и определяется формулой Из этого выражения следует, что для определения Апр по известному Аэт необходимо произвести только три измерения: Nпр, Nэт и Nфон.

5.4. Определение зараженности воды, продовольствия, других материалов, содержащих -активные вещества В лаборатории от доставленной пробы отбирается так называемая средняя лабораторная проба – такое количество вещества, которое необходимо для проведения радиометрического анализа.

Средняя лабораторная проба должна как можно полнее отражать среднюю зараженность всего образца. Все операции по отбору средней пробы и приготовлению препаратов производятся в вытяжном шкафу. Приготовление препаратов включает в себя следующие операции:

• отбор средней лабораторной пробы и доведение ее до порошкообразного состояния;

• перенесение определенной части измельченной пробы на подложку и закрепление ее там специальными растворами.

Для проведения анализа изготавливают препараты двух видов:

• тонкослойные (с нанесением материала пробы с плотностью не более 20 мг/см2 на ванночку) • толстослойные (только на круглых ванночках).

Толстослойные препараты приготавливают двумя способами:

1) заполнением ванночки (толщиной 5 мм) частью средней лабораторной пробы после ее измельчения;

2) заполнение ванночки золой, полученной сжиганием определенного количества анализируемой пробы.

В случае применения второго способа в переходную карточку заносят значение коэффициента концентрации пробы В, который определяется формулой где П – навеска пробы до сжигания, г; С – навеска пробы(зола) после сжигания, г.

Первый способ приготовления толстослойных препаратов рекомендуется использовать для определения зараженности грунта и продовольствия (ориентировочно).

Приготовление препарата из грунта. Если требуется определить поверхностное заражение грунта, то вначале устанавливают массу доставленной пробы, после чего от нее отбирают среднюю лабораторную пробу массой 10–15 г.

Для отбора средней лабораторной пробы методом вычерпывания грунт осторожно высыпают на лист кальки и разравнивают слоем толщиной 5 мм, затем делят его на ряд равных квадратиков (3 3 см). Из центра каждого квадратика ложкой берется небольшое количество образца. Общее количество отобранной пробы должно быть не меньше 10 г; ее перемешивают, разравнивают тонким слоем, и операция повторяется. Отобранную пробу взвешивают, сушат при температуре 105–110 °С до сухого состояния; после взвешивают и находят процент влаги по формуле где А – масса навески до высушивания; Б – масса навески после высушивания; Х – процент влаги.

Приготовление препаратов из пробы воды. Препараты из пробы воды изготавливают выпариванием определенного количества воды, взятой в ванночке. Перед внесением в ванночку вода тщательно перемешивается. При выпаривании 1 мм воды можно определить ее зараженность до 210–7 Ки/л, а при выпаривании 10, 100, 500 мл – зараженность соответственно 210–8, 210–9, 510–10 Ки/л.

Выпаривание производят при горизонтальном положении ванночки и температуре 85–90 °С. Замороженную воду перед приготовлением полностью оттаивают и тщательно перемешивают.

Выпаривают пробы воды до 10 мл произвольно в ванночке. Если воды больше 10 мл, сначала ее выпаривают в стакане до 10 мл, потом в ванночке. Стакан обливают несколькими милилитрами НNO и получают слой выпаривания. При наличии остатка больше 500 мг/л вода должна быть профильтрована. В данном случае пробы готовят из фильтра и остатка.

Приготовление препарата из пробы муки, крупы и других сыпучих веществ. Отбор средней лабораторной пробы (указанных продуктов) производят так, как это делается с пробой грунта. От средней пробы берут навеску 25 г и переносят в низкий фарфоровый тигель, который закрывают крышкой и сжигают в течение 30 минут. После сжигания тигель с пробой прокаливают при температуре 600–700 °С в течение 30 минут. Образовавшуюся золу взвешивают, растирают в тигле стеклянной палочкой, из него берут навеску, вносят в ванночку и закрепляют. Затем рассчитывают массу вещества:

где m – расчетная масса, г; П – навеска пробы до сжигания, г;

С – навеска пробы после сжигания, г; µ – коэффициент.

Приготовление препаратов из проб хлеба. Для определения заражения хлеба с буханки срезают поверхностный слой массой 30 г. Для этого измеряют площадь снятого слоя (дальнейший процесс – как с пробой грунта).

Приготовление препаратов из проб мяса, рыбы и жиров.

Эти пробы взвешивают, затем производят отбор средней лабораторной пробы. При этом мяса и рыбы отделяют кости, затем мякоть измельчают с помощью ножа, полученный фарш перемешивают и от него берут навеску массой 30 г.

Отбор средней лабораторной пробы жира таков: стеклянную банку с пробой подогревают на водяной бане или в сушильном шкафу до размягчения жира и тщательно перемешивают, после этого берут навеску 30 г. Отобранную среднюю лабораторную пробу помещают в тигель и нагревают на плитке. Расплавленный жир погружают в колпачок из обеззоленного фильтра. Пропитавшийся жиром колпачок поджигают. После сгорания жира тигель с пробой прокаливают в печи в течение 30 минут. Полученную золу взвешивают и приготавливают препарат, как из проб зерна, муки и других сыпучих материалов. Из костей животных препараты готовят отдельно: от костей отпиливают кусочки массой до 30 г, которые затем сжигают и озоляют.

Приготовление препаратов из проб молока. Для приготовления препарата берут 500 мл молока, тщательно перемешивают, переливают в фарфоровый стакан и осторожно выпаривают. Полученный остаток переносят в тигель и прокаливают. Образовавшуюся золу вносят в ванночку, как при приготовлении препаратов из проб сыпучих материалов.

Приготовление препаратов из проб готовых блюд. При исследовании жидкой пищи пробы взвешивают, переливают в фарфоровый стакан, выпаривают до получения вязкой консистенции (без подгорания). Далее пробы взвешивают и растирают в ступке до однородного состояния, затем отбирают пробу 30 г.

При исследовании вторых блюд несъедобную часть (например, кости) удаляют. Пробу растирают в ступке или измельчают ножом. После перемешивания отбирают среднюю лабораторную пробу массой 30 г, и т. д. Дальнейшее приготовление препарата производится так же, как из проб сыпучих материалов.

Приготовление препаратов из овощей, фруктов, ягод. Для приготовления препарата с овощей и фруктов срезают поверхностный слой. Для последующего расчета слой взвешивают и определяют его площадь. Затем все измельчают ножом и перемешивают.

В качестве средней лабораторной пробы берут навеску 100 г, высушивают при температуре 105–110 °С, затем сжигают и озоляют, далее все делается так, как с сыпучими продуктами.

Приготовление пробы из трав и кормовых культур. Пробу измельчают ножом и хорошо перемешивают. Методом квартования отбирают навеску 10–20 г, помещают в фарфоровую чашку, высушивают при температуре 105–110 °С, сжигают и озоляют. Затем поступают, как с сыпучими материалами.

Далее осуществляют измерение -активности препарата и расчет активности радионуклида. Измерение препаратов с объемным заражением производится в следующем порядке. На полочку для препарата устанавливают ванночку с чистой водой. Полочку вдвигают в паз столика для торцовых счетчиков, измеряют скорость счета фона Nф.

Скорость счета от препарата N0 определяется формулой Расчет приближенного значения объемной зараженности проб выполняют по формуле где K1 – коэффициент пропорциональности (см. табл. 5.7); N0 – число импульсов, которое показывает прибор.

Значение коэффициента пропорциональности Свежие овощи, вода, жидкости, хлеб, мясо, Сыпучие материалы, крупы, сахарный песок, Для расчета значения удельной зараженности поверхностного слоя Апов, расп./(минг), продуктов толщиной 10 мм используют формулу где Nпов – скорость счета от препарата с поверхностным заражением; K2 = 5 для хлеба и K2 = 2 для других продуктов.

Для семинарских занятий рассмотреть пример из прил. 1.

1. Перечислите основные задачи дозиметрии.

2. Классифицируйте дозиметрические приборы по назначению.

3. Опишите назначение индикаторов, рентгенометров и радиометров.

4. Какие существуют правила взятия проб для радиометрии?

5. Расскажите о методах измерения удельной активности толстослойных и тонкослойных препаратов.

6. Какие операции включают в процесс приготовления препаратов?

7. Опишите приготовление препаратов из проб грунта и воды.

8. Как приготовливают препараты из проб продуктов питания?

6. ТИПЫ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

6.1. Цепная реакция. Коэффициент размножения нейтронов То обстоятельство, что в результате деления ядер возникает большое число вторичных нейтронов, позволяет осуществить цепную реакцию и сделать возможным практическое использование ядерной энергии.

Рассмотрим идеализированную схему цепной реакции (рис. 6.1). Так, в неограниченной среде, содержащей U 235, под действием бомбардировки первичного нейтрона ядро урана делится на два новых ядра и при этом в среднем вылетает два вторичных нейтрона (I поколение). Эти нейтроны вступают в новую реакцию и вызывают деление двух новых ядер урана, в результате чего во втором поколении образуется четыре нейтрона. Они в следующем, III, поколении вызовут деление ядер урана и образование восьми нейтронов. В IV поколении образуется уже 16 нейтронов. В ходе реакции количество нейтронов непрерывно возрастает.

Рис. 6.1. Идеальная схема цепной реакции Пусть k – число поколений нейтронов, тогда число нейтронов, образовавшихся в k-поколении, будет равно N = 2k. Оценим, какая энергия выделяется при идеализированной цепной реакции.

Известно, что время жизни одного поколения нейтронов равно 10–7–10–8 с. Поэтому, например, на 80-е поколение потребуется всего лишь 10–5–10–6 с. За это время в урановой среде образуется порядка 280 1024 вторичных нейтронов, которые вызовут деление 1024 ядер U 235 (это примерно 140 г массы U 235 ), при этом высвобождается энергия, равная 31013 Втс. Такая энергия соответствует сжиганию 1000 тонн нефти. Если отсутствует препятствие дальнейшему развитию реакции, то число нейтронов через 10–3 с составит 1072.

В идеализированной схеме цепной реакции принято, что все вторичные нейтроны снова вступают в реакцию, образуя следующее поколение нейтронов. В действительности это не так. Не все вторичные нейтроны попадают в ядра делящегося вещества. В реальных условиях цепная реакция осуществляется в ограниченном пространстве, т. е. в устройствах, кроме делящегося вещества имеются другие вещества: теплоносители, замедлители нейтронов, защитные оболочки и покрытия, поглотители нейтронов и другие.

Поэтому часть вторичных нейтронов поглощается вышеуказанными веществами. Кроме того, из-за конечных размеров зоны реакции некоторая часть нейтронов покидает ее пределы. Следовательно, часть вторичных нейтронов участвует во вторичной реакции. Не все нейтроны, проникающие в ядра делящегося вещества, вызывают деление, а лишь их доля. В целях управления цепной реакцией обычно используют тепловые нейтроны. Для этого быстрые нейтроны замедляют веществом-замедлителем (тяжелая вода, графит). Опыт и теория показывают, что доля тепловых нейтронов (K – коэффициент размножения нейтронов), вызывающих деление ядер, определяется формулой где р – часть вторичных нейтронов, которые становятся тепловыми; f – часть тепловых нейтронов, захватываемых ядрами делящегося вещества; – среднее число вторичных нейтронов, приходящееся на один тепловой нейтрон, который проникает в ядро делящегося вещества; – часть быстрых нейтронов, вызывающих деление ядер до замедления.

Если K > 1, то такую цепную реакцию называют ускоряющейся.

Если K < 1 – затухающей.

Если K = 1 (критическое условие, при котором наступает цепная реакция) – самоподдерживающейся.

Для достижения K = 1 необходимо выбрать соответствующие размеры реактора, деталей, массы делящегося вещества. Размеры реактора, при достижении условия K = 1, называются критическими, а масса вещества – критической.

6.2. Устройство и типы ядерных реакторов Цепная реакция осуществляется в ядерных реакторах. Реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция. В соответствии с типом цепной реакции различают реакторы на медленных, промежуточных и быстрых нейтронах. Составляющие части любого реактора – это:

1) активная зона;

2) теплоноситель;

3) система регулирования;

4) радиационная защита;

5) пульт дистанционного управления 6) другие конструктивные элементы.

При работе реактора происходят следующие процессы:

• выделение тепла за счет реакции деления;

• выгорание и воспроизводство горючего;

• отравление активной зоны осколками деления;

• отравление защиты и конструктивных материалов Основной характеристикой реактора является его мощность, то есть количество выделенной энергии за единицу времени. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3106 актов деления ядер в 1 с. Главная часть любого реактора – активная зона. В тепловых реакторах и реакторах на промышленных нейтронах активная зона состоит из горючего как правило, смешанного с неделящимся изотопом U 238, и из замедлителя (рис. 6.2).

Рис. 6.2. Схематический разрез гетерогенного реактора В активной зоне реакторов на быстрых нейтронах замедлителя нет.

В зависимости от относительного расположения горючего и замедлителя различают гомогенные и гетерогенные реакторы.

Из них наиболее распространены гетерогенные. В гетерогенных реакторах активная зона состоит из замедлителя, в который помещаются кассеты, содержащие ядерное горючее и называемые тепловыделяющими элементами или ТВЭЛами. Активная зона с отражателем заключается в стальной кожух. Первая АЭС с графитовым замедлителем построена в 1954 году в Обнинске. В ее реакторы введено 128 ТВЭЛов, содержащих 550 кг обогащенного до 5 % урана. Мощность станции 5 МВт.

Отвод тепла реакции из активной зоны осуществляется теплоносителем. К теплоносителю предъявляются следующие требования:

• большая теплоемкость;

• слабое поглощение нейтронов;

• слабая химическая активность.

Теплоносителями являются: вода, воздух, азот, углекислый газ, жидкий натрий и др. Вода обладает хорошей теплопроводностью и большой теплоемкостью, слабо поглощает нейтроны.

В мощных реакторах, имеющих температуру активной зоны порядка 400 °С, использование воды затрудняется ее закипанием. Чтобы избежать кипения воды, необходимо высокое давление, требующее использования большого количества нержавеющей стали, которая сильно поглощает нейтроны. Кроме того, при высоких температурах вода химически активна.

Первый атомный реактор мощностью порядка 2 кВт с управляемой цепной реакцией был построен в 1942 году в Чикаго под руководством Ферми. В последующие годы в США, Канаде, Англии, СССР, Франции и в других странах были построены многочисленные реакторы, разнообразные по своему назначению и мощности, по структуре активной зоны и используемому «горючему», по способу теплоотвода и виду используемого замедлителя. Существующие реакторы могут быть классифицированы следующим образом:

1) по энергии нейтронов, под действием которых происходит деление ядер горючего:

– реакторы на тепловых нейтронах;

– реакторы на промежуточных нейтронах;

– реакторы на быстрых нейтронах;

2) по виду используемого горючего:

– реакторы с использованием природного урана (0,71 % – реакторы на слабообогащенном уране (1–2 % – U235);

– реакторы на высокообогащенном уране (90 % – U235);

3) по структуре активной зоны:

– гетерогенные реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель размещены в виде раздельных блоков и представляют собой неоднородную среду для – гомогенные реакторы, в которых ядерное горючее и замедлитель находятся в смеси и представляют собой однородную среду для нейтронов;

4) по виду замедлителя:

– реакторы с обычной и тяжелой водой;

– графитовые реакторы, например уран-графитовый реактор;

– реакторы с бериллием и окисью бериллия;

5) по виду теплоотвода:

– только теплоноситель;

– горючее, смешанное с теплоносителем;

6) по виду теплоносителя:

– реакторы с обычной и тяжелой водой;

– реакторы с жидкими металлами;

– реакторы с органическими жидкостями;

– реакторы с газовым теплоносителем;

7) по назначению:

– исследовательские реакторы, в которых получают мощные пучки нейтронов, используемые для различных физических исследований;

– энергетические реакторы, предназначаемые для получения электрической энергии с промышленными или – реакторы для промышленного получения искусственно-радиоактивных изотопов;

– теплофикационные реакторы, с помощью которых вырабатывается тепло;

– бридерные (воспроизводящие) реакторы, используемые для воспроизводства из U238 и Th232 делящихся материалов Pu239 и U233, которые по своим свойствам – транспортные реакторы, предназначаемые для использования в больших кораблях, подводных лодках, на 6.3. Устройство атомной электростанции и ядерная энергетика Второе место по искусственному радиоактивному загрязнению среды занимают атомные электростанции (АЭС), которые вырабатывают до 30 % электроэнергии мира. В настоящее время в мире функционирует более 500 ядерно-энергетических блоков АЭС мощностью 400 ГВт, из которых 163 – в странах Западной Европы, 121 – в США, 45 – в России и 60 – в Юго-Восточной Азии.

Преимущество АЭС состоит в том, что она требует меньшего количества исходного сырья и земельных площадей (табл. 6.1), чем тепловые станции, не загрязняет атмосферу дымом и сажей. Опасность АЭС состоит в возможности возникновения катастрофических аварий реактора, а также в реально не решенной проблеме утилизации радиоактивных отходов (РАО) и утечке в окружающую среду небольшого количества радионуклидов.

На рис. 6.3 приведена принципиальная схема атомной электростанции. Здесь 1 означает бетонную защиту атомного реактора, 2 – цилиндры, 3 – стержни с ураном внутри них. Урановые стержни-блоки 2, 3 погружены в воду 5, которая одновременно служит и замедлителем, и теплоносителем. Вода находится под большим давлением и поэтому может быть нагрета до высокой температуры, порядка 300 °С.

Расход природных ресурсов для производства 1 ГВт/год электроэнергии в угольном и ядерном топливных циклах (без топлива), тыс. т * При содержании урана в руде мене 0,1 %.

** При прямоточном охлаждении.

Такая горячая вода из верхней части активной зоны реактора поступает через трубопровод 6, в парогенератор 8 (где испаряется вода 9), охлаждается и возвращается через трубопровод 7 в реактор. Насыщенный пар 10 через трубопровод 11 поступает в паровую турбину 12 и после отработки возвращается в парогенератор через трубопровод 13. Турбина вращает электрический генератор 14, ток от которого поступает в распределительное устройство и затем во внешнюю электрическую сеть. В реакторе имеются аварийные стержни 4, которые изготавливаются из поглотителей нейтронов. При аварии эти стержни опускают в реактор, и так прекращается цепная реакция.

Производство электроэнергии на АЭС является одним из звеньев ядерного топливного цикла, производственная дозовая структура которого показана в табл. 6.2.

Оценки ожидаемой коллективной эффективной эквивалентной дозы (чел.-Зв) на 1 ГВт Основные этапы В процессе работы в ядерных реакторах накапливается огромное количество продуктов деления и трансурановых элементов (табл. 6.3, 6.4).

В условиях нормальной эксплуатации АЭС выбросы продуктов деления во внешнюю среду незначительны и состоят в основном из радионуклидов I131 и инертных радиоактивных газов (Xe, Kr85) (ИРГ), периоды полураспада которых (кроме Kr85) не превышают несколько суток. Эти нуклиды образуются в процессе деления урана и могут просачиваться через микротрещины в оболочках ТВЭЛов. Так, в течение 1992 года максимальные среднесуточные радиоактивные выбросы на АЭС России в процентах от допустимой нормы составили:

• на АЭС с ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) йода – от 0,02 до 54 %, ИРГ – от 0,15 до 10 %;

• на АЭС с РБМК (реактор с большой мощностью – канальный) йода – от 0,02 до 24 %, ИРГ – от 0,02 до 55 %.

Значения удельной активности (Бк/т урана) основных продуктов деления в ТВЭЛах, извлеченных из реактора ВВЭР после трехлетней эксплуатации Sr90 3,511015 3,511015 3,48110 3,431015 3,261015 2, Nb95 7,231016 7,231016 3,571016 3,031015 1,141012 – Rb103 7,081016 6,951016 8,551015 1,141014 2,97108 – Rb106 2,371016 2,371016 1,891016 1,191016 3,021015 2, Cs134 7,51015 7,51015 6,711015 5,361015 2,731015 2, Cs137 4,691015 4,691015 4,651015 4,581015 4,381015 3, Ce141 7,361016 7,251016 5,731015 3,081013 5,33106 – Ce144 5,441016 5,441016 4,061016 2,241016 3,771015 7, Pm147 7,051015 7,051015 6,781015 5,681015 3,351014 – Среднесуточный допустимый выброс равен:

• по йоду 0,01 Ки/сут·1000 МВт;

Причем 90 % всей дозы облучения, возможной в результате выброса на АЭС и обусловленной короткоживущими изотопами, население получает в течение года после выброса, 98 % – в течение 5 лет. Почти вся доза приходится на людей, живущих вблизи АЭС.

Долгоживущие продукты выброса (Сs137, Kr85, Ce141 и другие) распространяются по всему миру. Оценка ожидаемой коллективной эквивалентной дозы облучения такими изотопами составляет 670 Звчел., на каждый 1 ГВт вырабатываемой электроэнергии. Известно, что за период 1971–1984 гг. в 14 странах мира произошла 151 авария на АЭС.

Характеристики основных естественных и антропогенных радионуклидов Радон (Rn222) 3,8 сут Не накапливаются. Облучают верхние Торон-220 54,5 сут 1. Что называется цепной реакцией?

2. Что собой представляют коэффициент размножения нейтронов и критические параметры?

3. Перечислите типы ядерных реакторов и расскажите о применении их.

4. Опишите устройство атомной электростанции.

5. Какие продукты деления трансурановых элементов накапливаются после работы в ядерных реакторах?

7. ДОБЫЧА И ПЕРЕРАБОТКА ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА.

ПЕРЕРАБОТКА И ЗАХОРОНЕНИЕ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ

Создание ядерного арсенала было бы невозможным без организации разветвлённой инфраструктуры предприятий ядерного топливного цикла (ЯТЦ), обеспечивающей производство и обработку делящихся материалов (рис. 7.1). Пик в развитии комплекса предприятий ядерного топливного цикла пришелся на начало и середину 1980-х гг.

Добыча урана осуществлялась комплексом крупных горнодобывающих предприятий в СССР и странах Восточной Европы.

Большая часть добываемого урана использовалась для производства топлива промышленных реакторов, а оставшаяся его часть поступала на обогатительные заводы, складировалась в государственных хранилищах и направлялась на экспорт. С горнодобывающих комбинатов уран в виде закиси-окиси (U3О8) отправлялся на Чепецкий механический завод для дополнительной очистки и переработки в металлические слитки. Слитки служили сырьем для завода химконцентратов в Новосибирске, занимавшегося производством металлических блочков топливных элементов промышленных реакторов.

После облучения в реакторах отработавшее топливо промышленных реакторов перерабатывалось на радиохимических заводах Челябинска-65, Томска-7 и Красноярска-26, а выщеленный плутоний использовался для производства ядерного оружия. Регенерированный, т. е. извлеченный из отработавшего топлива в процессе выделения плутония, уран (содержащий примерно 0,67 % U235) обогащался на мощностях Свердловска-44, Томска-7, Красноярска-45. Этот уран служил сырьем для производства практически всего оружейного урана.

Для производства топлива реакторов АЭС использовался как регенерированный, так и природный уран. Полученный на обогатительных заводах, гексафторид низкообогащённого урана направлялся на машиностроительный завод в Электростали (топливо реакторов ВВЭР-440) и Ульбинский металлургический завод (топливо реакторов ВВЭР-440/ 1000 и РБМК) для переработки в двуокись урана и производства керамических таблеток реакторного топлива. Топливные таблетки использовались для производства тепловыщеляющих элементов (ТВЭЛ) и тепловыделяющих сборок (ТВЭС) на машиностроительном заводе в Электростали (РБМК и ВВЭР-440) и заводе химконцентратов в Новосибирске (ВВЭРI000).

После извлечения из реакторов АЭС отработавшее топливо размещалось для промежуточного хранения на площадках станции.

Отработавшее топливо реакторов ВВЭР-l000, начиная со второй половины 1980-х гг., находилось в централизованном хранилище в Красноярске-26 в ожидании начала работы создаваемого там крупного радиохимического завода РТ-2. Топливо реакторов ВВЭР- перерабатывалось на заводе РТ-l в Челябинске-65. Выделенный при переработке этого топлива энергетический плутоний помещался в хранилище, а регенерированный уран отправлялся на Ульбинский металлургический завод для производства топлива реакторов РБМК.

Высокообогащенный уран также проходил несколько стадий переработки. Уран, обогащенный до 90 % U235, использовался в промышленных, судовых и исследовательских реакторах. Отработавшее топливо перерабатывалось на заводе РТ-l (Челябинск-65), а регенерированный уран использовался для производства топлива реакторов подводных лодок (обогащение 20–45 % U235).

Основной задачей предприятий ядерного топливного цикла в настоящее время является производство топлива для реакторов АЭС, расположенных в России и за её пределами, и деятельность по обращению с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами.

Рис. 7.1. Ядерный топливный цикл Уран является достаточно распространенным в природе металлом. Несмотря на это, месторождения с высоким содержанием урана встречаются относительно редко. Целенаправленные масштабные работы по разведке урановых месторождений были организованы с середины 1940-х гг. В 1950–60-е гг. были открыты крупнейшие месторождения урана на территории бывшего СССР.

В 1960–70-е гг. на основе этих месторождений были введены в эксплуатацию крупнейшие уранодобывающие комплексы: Целинный (Степногорск) и Прикаспийский (Актау, бывший Шевченко), комбинаты в Казахстане, Навоийский комбинат в Узбекистане и Приаргунский комбинат в России. Значительное количество урана импортировалось из Восточной Германии, Чехословакии, Болгарии и Венгрии. В 1980-е годы уровень производства и импорта урана достиг более 30 тысяч тонн в год.

Сокращение оборонных заказов во второй половине 1980-х гг.

и заметное снижение темпов развития атомной энергетики после чернобыльской катастрофы привели к перепроизводству урана и снижению уровня его добычи. В 1991 г. уровень добычи снизился до 40 % производительности комплекса. Распад СССР значительно изменил структуру уранового комплекса и привёл к образованию индивидуальных производителей урана, ориентированных на продажу продукции на мировом рынке.

Всего к началу 1990-х гг. в СССР было произведено или импортировано из Восточной Европы примерно 660 тысяч тонн урана, из которых примерно 460 тысяч. тонн были использованы для производства оружейных делящихся материалов.

В настоящее время большая часть разведанных запасов урана находится в трёх республиках бывшего СССР: России, Казахстане и Узбекистане. Россия занимает 7-е место в мире по разведанным запасам урана в недрах (около 180 тысяч тонн), а первые места занимают Австралия (более 894 тысяч тонн), Казахстан (681 тысяч тонн) и Канада (507 тысяч тонн).

По состоянию на 1 января 1999 г. в государственном балансе запасов урана России учтены запасы 16 месторождений, из которых 15 сосредоточены в одном районе – Стрельцовском в Забайкалье (Читинская обл.) и одно расположено в Зауралье (Курганская обл.). Месторождения района эксплуатируются уже более 30 лет, и их сырьевая база существенно истощена. На сегодняшний день это единственный объект в мире, эксплуатация которого продолжается с 1968г. Запасы российских месторождений создают всего лишь 15-летнюю обеспеченность сырьём действующего уранодобывающего предприятия АООТ «Приаргунское производственное горно-химическое объединение».

Природный уран состоит из двух изотопов: делящегося (дающего цепную реакцию деления), или оружейного, урана-235 (его содержание – 7 кг в тонне руды, т. е. 0,711 %) и неделящегося урана-238 (993 кг в тонне). В реакторах военного назначения (промышленные реакторы) для наработки плутония используется природный уран в виде цилиндрических металлических блочков, находящихся в герметичных алюминиевых пеналах. Процесс деления урана-235 (управляемая цепная реакция) ведется 3–6 месяцев, при этом в каждой тонне урана образуется менее килограмма «осколков» и нарабатывается в основном один изотоп плутония – плутоний-239, делящийся, оружейный (500–700 г). В топливе для атомных электростанций урана-235 гораздо больше (45–46 кг в тонне – низкообогащенный уран), оно находится в виде гранул оксида урана в герметичных циркониевых трубках, которые собраны в пакеты – тепловыделяющие сборки (ТВС). Процесс ведётся дольше (около трёх лет), в результате чего образуется значительно (в 60–80 раз) больше «осколков» и нарабатывается в 20 раз больше плутония, причем этом не оружейного, а энергетического, т.е. смеси изотопов плутония. Эти «осколки» и плутоний, равно как и оставшийся (невыгоревший) уран-235 и почти весь неделящийся уран-238, находятся в отработавшем ядерном топливе в тех же трубках (сборках), которые теперь называются отработавшими тепловыделяющими сборками. Процессы переработки облучённого урана с реакторов военного назначения (промышленные реакторы) и отработавшего топлива с атомных электростанций однотипны.

7.3. Производство гексафторида урана Важное место в цепочке ЯТЦ занимает производство гексафторида урана (UF6), служащего сырьём для обогатительных заводов. В СССР исследования по производству гексафторида урана были начаты Наркоматом химической промышленности в начале 1940-х гг., и первые граммы материала были получены в 1943 г.

Промышленное производство по фторированию урана было освоено в 1947 г.

В настоящее время гексафторид урана производится посредством сжигания соединений урана в одноступенчатом плазменном реакторе. При этом в качестве сырья могут использоваться различные соединения урана. Соответствующая технология была разработана в 1960-е и освоена в 1970-е гг. на заводах в Томске- и Ангарске. Оба завода работали как с природным, так и с регенерированным ураном. В настоящее время переработкой природного урана занимается в основном АЭХК (Ангарский электролизнохимический комбинат). Его производительность оценивается в 18, тысяч тонн урана в год.

Перед тем как преобразовать уран в гексафторид урана, необходимо провести операцию доочистки урана для превращения его в ядерно-чистый материал (такая операция называется аффинаж).

Особое внимание уделяется очистке урана от бора, кадмия, гафния, являющихся нейтронопоглощающими элементами, а также от редкоземельных элементов (гадолиний, европий и самарий). Технологически аффинаж состоит в экстракционной очистке урана трибутилфосфатом после растворения уранового концентрата в азотной кислоте.

Технология включает производство чистого фтора, измельчение тетрафторида урана или оксида урана до состояния порошка с последующим сжиганием в факеле фтора. Затем производится фильтрация гексафторида урана и его конденсация в системе холодных ловушек.

В процессе производства ядерного топлива образуются твёрдые и жидкие радиоактивные отходы. Все они относятся к категории низкоактивных.

Отходом разделительного производства электролизного завода является отвальный (обеднённый) гексафторид урана, большое количество которого хранится в ёмкостях объёмом 2,5 м3 на открытых площадках, складах и которое представляет опасность для окружающей среды в случае их непредвиденной разгерметизации.

Это одна из проблем, требующая решения не только на АЭХК, но и на других электролизно-химических комбинатах:

Сибирском (Томск-7), Уральском (Свердловск-44), и Электрохимическом заводе (Красноярск-45).

По замечанию А. А. Козлова, гексафторид урана относится не к радиоактивному отходу (РАО), а к ядерным материалам (ЯМ), так как, согласно ст. 3 Федерального закона «Об использовании атомной энергии», подлежит дальнейшей переработке по трём основным направлениям:

• доизвлечение урана-235;

• переработка с целью извлечения фтора;

• переработка с целью применения в реакторах на быстрых нейтронах.

Отвальный гексафторид урана (0,4–0,5 % урана-235) с самого начала работы комбината конденсировался в стальные ёмкости, которые размещались на открытой площадке для хранения и возможного использования в дальнейшем.

Сегодня на комбинатах повторно в производство запускается отвальный гексафторид (хвостой), накопленный за прошлые годы.

После этой переработки конечные отвалы в виде того же гексафторида урана помещаются в специальные новые ёмкости и хранятся в обустроенных пунктах долговременного хранения.

В мировой атомной индустрии только Франция использует технологию по переводу отвального UF6 в другие формы, которые более безопасны для хранения (например, в закись-окись – твёрдое вещество). Но при этом получается очень много фтористого водорода, который не используется в промышленности и хранение его в тысячу раз опаснее по сравнению с хвостоем.

На АЭХК избрали другую технологию – перевод гексафторида урана (UF6) в тетрафторид урана (UF4), при этом извлечённые два атома фтора планируется использовать в работе сублиматного завода. Руководство АЭХК работает над этой темой в рамках государственной программы Минатома по переработке отвального гексафторида урана.

В рамках Федеральной целевой программы «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1995–2005 годы» в 2000 г.

на АЭХК созданы два траншейных долговременных хранилища (общей вместимостью 4 тыс. м3), которые позволят решить проблему хранения всех отходов, образующихся на комбинате, на ближайшие 20–30 лет. Помимо технологических отходов разделительного и сублиматного производства к твёрдым РАО относится твёрдый остаток после нейтрализации жидких стоков и осветления суспензии, а также нетехнологические отходы в виде средств индивидуальной защиты и спецодежды б/у, строительного мусора, пластиката, резины и тому подобное с основного производства.

Сегодня в хранилище уже помещены 803,6 т отходов суммарной активностью 123,9109 Бк.

На АЭХК отвальный гексафторид называется не отходами, а «нетоварной продукцией». Однако согласно информации, полученной от Госатомнадзора, в декабре 2000 г. на заседании коллегии Минатома РФ принята «Концепция обращения с обеднённым гексафторидом урана (ОГФУ) на период до 2010 г.». В материалах коллегии в качестве первоочередных задач определено «обоснование длительного безопасного хранения ОГФУ в стальных ёмкостях как основной формы обращения с ОГФУ в ближайшие десятилетия с разработкой соответствующей нормативной документации».

Один из видов отходов образуется в связи с переходом на новую центрифужную технологию по обогащению урана, что потребовало утилизации всех старых корпусов газодиффузного производства. Оборудование промывается специальными растворами и чистится от урана. «Отмытый» чёрный и цветной металлы сдаются в металлолом. Уран, глубоко проникший в корпус оборудования (на 5–7 мкм), извлекается путём пирометаллургической очистки.

Металл расплавляется в электро-дуговых сталеплавильных печах, уран переходит в шлак, а металл сливается в чушки. Образующиеся при этом твёрдые отходы в виде шлаков, в которых менее 1 % урана, помещаются в стальных контейнерах в траншейный могильник.