Ядерний паливний цикл
Ядерний паливний цикл – це вся послідовність виробничих процесів, що повторюються, починаючи від видобутку палива і кінчаючи видаленням радіоактивних відходів. Залежно від вигляду ядерного палива і конкретних умов ядерні паливні цикли можуть розрізнятися в деталях, але їх загальна принципова схема зберігається.
 |
Р и с.1 План – схема: Виробництва ядерного паливного циклу.
1) Ядерний паливний цикл:
1.Видобуток руди:
Початкова стадія паливного циклу – гірничодобувне виробництво, тобто уранова копальня, де добувається уранова руда.
Середній вміст урану в земній корі досить великий і розцінюється як 75·10-6. Урану приблизно в 1000 разів більше, ніж золото і в 30 разів більш ніж срібло. Уранові руди відрізняються винятковою різноманітністю складу. В більшості випадків уран в рудах представлений не одним, а декількома мінеральними утвореннями. Відомо близько 200 уранових і урансодержащих мінералів. Найбільше практичне значення мають уранинит, настуран, уранова чернь і ін.
Видобуток уранової руди, також як і інших корисних копалини, здійснюється в основному або шахтним, або кар'єрним способом залежно від глибини залягання пластів. Останніми роками стали застосовуватися методи підземного вилуговування, що дозволяють виключити виїмку руди на поверхню і проводити витягання урану з руд прямо на місці їх залягання.
2.Переробка руди:
Уранова руда, що витягує із землі, містить рудні мінерали і порожню породу. Подальше завдання полягає в тому, аби руду переробити – відокремити корисні мінерали від порожньої породи і отримати хімічні концентрати урану. Обов'язкові стадії при здобутті уранових хімічних концентратів – дроблення і подрібнення вихідної руди, вилуговування (переклад урану з руди в розчин). Дуже часто перед вилуговуванням руду збагачують – різними фізичними методами збільшують вміст урану.
3.Аффінаж:
На всіх етапах переробки уранових руд відбувається певне очищення урану від супутніх йому домішок. Проте повного очищення досягти не удається. Деякі концентрати містять всього 60 – 80%, інші 95 – 96% оксиду урану, а останнє – різні домішки. Такий уран не придатний як ядерне паливо. Наступна обов'язкова стадія ядерного паливного циклу – аффинаж, в якому завершується очищення сполук урану від домішок і особливо від елементів, що володіють великим перетином захвату нейтронів (гафній, бор, кадмій і так далі).
4.Збагачення урану:
Сучасна ядерна енергетика з реакторами на теплових нейтронах базуються на низькозбагаченому (2 – 5%) урановому паливі. У реакторі на швидких нейтронах використовується уран з ще більшим вмістом урану-235 (до 93%). Отже перш ніж виготовляти паливо природний уран, що містить лише 0,72% урану-235, необхідно збагатити – розділити ізотопи урану-235 і урану-238. Хімічні реакції дуже малочутливі до атомної маси реагуючих елементів. Тому вони не можуть бути використані для збагачення урану; необхідні фізичні методи розділення ізотопів.
Основним промисловим методом виробництва збагаченого урану є газодифузійний. Також існує відцентровий метод, заснований на використанні високошвидкісних газових центрифуг.
5.Виготовлення палива:
Збагачений уран служить вихідною сировиною для виготовлення палива ядерних реакторів. Ядерне паливо застосовується в реакторах у вигляді металів, сплавів оксидів карбідів, нітриду і інших паливних композицій, яким додається певна конструкційна форма. Конструкційною основою ядерного палива в реакторі є тепловиділяючий елемент – твел, що складається з палива і покриття. Всі твели конструкційно об'єднують в ТВС.
Підприємства, що виробляють реакторне паливо, є промисловими комплексами, технологічний цикл яких включає наступні етапи: здобуття порошку діоксиду урану з гексафторида, виготовлення спечених пігулок, підготовку трубчастих оболонок твелів і кінцевих деталей, упаковку паливних пігулок в оболонки, установку кінцевих деталей, герметизацію (зваркою), підготовку і комплектуванню деталей для ТВС, упаковку паливних пігулок в оболонки, виготовлення ТВС, розбирання забракованих твелів, ТВС і переробку відходів. Товарний продукт на даній стадії паливного циклу є ядерне паливо у вигляді, придатному для безпосереднього використання в реакторі.
2) Ядерний реактор:
Ядерний реактор - це технічна установка, в якій здійснюється ланцюгова реакція ділення важких ядер, що самоподдерживающаяся, із звільненням ядерної енергії. Ядерний реактор складається з активної зони і відбивача, розміщених в захисному корпусі. Активна зона містить ядерне паливо у вигляді паливної композиції в захисному покритті і сповільнювач. Паливні елементи зазвичай мають вигляд тонких стержнів. Вони зібрані в пучки і поміщені в чохли. Такі збірні композиції називаються складками або касетами.
Уздовж паливних елементів рухається теплоносій, який сприймає тепло ядерних перетворень. Нагрітий в активній зоні теплоносій рухається по контуру циркуляції за рахунок роботи насосів або під дією сил Архімеда і, проходячи через теплообмінник, або парогенератор, віддає тепло теплоносію зовнішнього контура.
Перенесення тепла і руху його носіїв можна представити у вигляді простої схеми:
1.Реактор 2.Теплообмінник, парогенератор 3.Паротурбінна установка 4.Генератор 5.Конденсатор 6.Насос
|
Р и с.2. Схема ядерного реактора.
3) Ядерний паливний цикл після АЕС:
Зараз вже важко повірити, що в найперші роки після зародження атомної енергетики практично всі радіоактивні відходи (РАО) викидалися майже як звичайне сміття. Проте саме в атомній промышлен- ности проблему відходів вперше усвідомили і почали вирішувати по – сьогоденню серйозно. Сумарний світовий об'єм РАО в порівнянні із звичайними відходами надзвичайно малий. Пробуємо оцінити його хоч би в першому наближенні. Відомо, що з реактора ВВЕР – 1000 (електрична потужність – 1ГВт) щорік вивантажується 23т відпрацьованого ядерного палива з вмістом продуктів ділення 40кг/т, тобто 920 кг в рік. За рік в світі накопичується біля 300тонн РАО. Якщо додати відходи енергоустановок атомних підводних човнів і тому подібне, їх загальна кількість буде нікчемною в порівнянні з десятками і сотнями мільйонів тонн традиційних відходів.
1.Зберігання відпрацьованого палива:
Вигорілі тепловиділяючі елементи – твели, що тільки що витягують з реактора (звичайно, за допомогою дистанційних маніпуляторів), містять високоактивні ізотопи. Працювати з таким матеріалом дуже небезпечно. Тому твели перш за все направляють в басейн витримки – (сховище), що є при кожній АЕС. Там вони проводить від 3 до 10 років, поки не розпадуться короткоживучі нукліди. Після цього активність відпрацьованого ядерного палива визначається продуктами ділення (ПД) з великим часом розпаду. Серед них головний вклад вносять стронцій – 90 (період напіврозпаду Т=29,2 року), криптон – 85 (10,8 років), технецій – 99 (213тыс. років) і цезій – 137 (28,6 років). А окрім довгоживучих ПД, залишаються ще і трансуранові елементи – актиноїди: нептуній, плутоній, америцій, кюрій; всі вони, як відомо, радіоактивні, з дуже великими періодами напіврозпаду (десятки і сотні тисяч років).
І хоча за 10 років після вивантаження активність вмісту твелів зменшується приблизно в 10 разів в порівнянні з тією, що була через полгода, вона і тоді складає 325 тис. кюрі на тонну. Після витримки в басейні відпрацьоване паливо перевозять на радіохімічний завод для витягання урану, що залишився, а також плутонію. Для цього, як правило, використовується технологія водного розчинення, і в результаті майже всі РАО стають рідкими.
Довго тримати їх у такому вигляді, навіть в спеціальних ємкостях, ризиковано. Адже за рахунок радіонуклідів, що залишилися, ці рідини постійно нагріваються.
Активність РАО нехтуватиме малою, якщо знизиться, принаймні, на шість порядків в порівнянні з початковою. Легко підрахувати, що через 10 періодів напіврозпаду Т вона зменшиться в 1024 рази, а через 20Т – ще в стільки ж раз. Це означає, що, наприклад, стронцій і цезій слід зберігати в контрольованих умовах 300 – 600 років. Такі величезні терміни не можуть не викликати сумнівів – ситуація в настільки віддаленому майбутньому представляється дуже невизначеною. Не дивлячись на складність і дорожнечу переробки і зберігання, проблему РАО не можна вважати вирішеною остаточно. Не кажучи вже про те, що не досягнута повній безвідходній або замкнутості циклу, головним методом знешкодження небезпечних продуктів залишається чекання їх мимовільного розпаду.
2. К атегорії відходів, їх зберігання і переробка:
Відходи діляться на три категорії:
1) Матеріали типа А з коротким періодом напіврозпаду (менше 30 років) і слабкою радіоактивністю.
2) “ Сміття” типа В, який теж має малий період напіврозпаду і володіє малою радіоактивністю.
3) Відходи категорії З найбільш небезпечні – в них таїться 95% загальній радіоактивності.
Питання про зберігання РАО першого типа практично вирішене. Адже, власне кажучи, йдеться про таких компонентах, як фільтри, деталі систем охолоджування і тому подібне, які не мають власної радіоактивності – лише наведену. Випромінювання таких блоків порівняється з природним фоном “всього лише” через три століття, протягом яких, потрібне серйозне спостереження.
Відходи типів В і З утворюються безпосередньо при виробленні електроенергії на АЕС. Коли закладений в реактор оксид урану через три - чотири роки витягують як відпрацьоване паливо, в нім міститься ще 95,5% урану і лише 3,5% продуктів розпаду; крім того, уран – 238, поглинаючи нейтрони, перетворюється на плутоній (1%) або інший елемент сімейства актиноїдів з більшою, ніж в урану атомною масою.
Укладене в упаковку відпрацьоване паливо зберігається в траншеях, чекаючи остаточного складування. Сортують паливо на спеціальних заводах, який після складних хімічних і механічних операцій видає уран, плутоній і. бетонні і скляні блоки.
Вони начинені відходами класу З, розмолотими в парашек, утрамбованими і змішаними з компонентами скла на молекулярному рівні. Блоки зберігаються на заводі у вентильованих колодязях.
Відходи класу В – паливо і покидьки повторної переробки – поміщають в металеві футляри, а потім замуровують в бетон. Якщо застосувати пресування під тиском, то об'єм відходів можна зменшити в 4 рази.
Зберігання відходів типа В і Із з – за довгого періоду напіврозпаду не можна залишити на поверхні землі, доведеться чекати не три сотні, а сотні тисяч років, до їх безпечного стану.
Після тривалих дебатів учених (у деяких Європейських країнах) було вирішено зберігати відходи в товщі геологічних шарів, щоб надійно укрити їх на тисячоліття від зовнішніх пошкоджень (ерозія, землетруси, кліматичні зміни), і антропогенних.
Вивід:
Ще не так давно слова “атомна енергетика” і “науково-технічний прогрес” зливалися в нерозривне ціле. І тому було немало причин. Молода галузь вимагала прориву в майбутнє. Вона стимулювала розвитку цілого ряду нових напрямів у фізиці, хімії, біології. Більш того, відкривалася дуже веселкова перспектива вирішення енергетичних проблем, в першу чергу заміни традиційних видів палива принципово іншим – компактним, “бездимним” і, що особливо важливе, практично невичерпним. Саме по цьому атомна енергетика відразу отримала пріоритетний розвиток в багатьох промислово розвинених країнах.
Проте з часом ситуація змінилася. Чернобольський вибух породив у всьому світі бурхливі дискусії. Пропонувалося разом закрити всі АЕС “доки не пізно”. Але коли прохолонув гарячий “чернобольский слід”, припинилися люті спори. Якось непомітно все стали реалістами. Закрити існуючі АЕС ніхто вже серйозно не вимагає, – але ж їх тріумфальний хід по планеті віднині не передбачається. Судячи з усього, вони зберегли обмежене значення, причому особлива увага приділятиметься саме питанням їх безпеки і екологічної чистоти.
Ядерний паливний цикл
Ядерний паливний цикл – це вся послідовність виробничих процесів, що повторюються, починаючи від видобутку палива і кінчаючи видаленням радіоактивних відходів. Залежно від вигляду ядерного палива і конкретних умов ядерні паливні цикли можуть розрізнятися в деталях, але їх загальна принципова схема зберігається.
| |
Р и с.1 План – схема: Виробництва ядерного паливного циклу.
1) Ядерний паливний цикл:
1.Видобуток руди:
Початкова стадія паливного циклу – гірничодобувне виробництво, тобто уранова копальня, де добувається уранова руда.
Середній вміст урану в земній корі досить великий і розцінюється як 75·10-6. Урану приблизно в 1000 разів більше, ніж золото і в 30 разів більш ніж срібло. Уранові руди відрізняються винятковою різноманітністю складу. В більшості випадків уран в рудах представлений не одним, а декількома мінеральними утвореннями. Відомо близько 200 уранових і урансодержащих мінералів. Найбільше практичне значення мають уранинит, настуран, уранова чернь і ін.
Видобуток уранової руди, також як і інших корисних копалини, здійснюється в основному або шахтним, або кар'єрним способом залежно від глибини залягання пластів. Останніми роками стали застосовуватися методи підземного вилуговування, що дозволяють виключити виїмку руди на поверхню і проводити витягання урану з руд прямо на місці їх залягання.
2.Переробка руди:
Уранова руда, що витягує із землі, містить рудні мінерали і порожню породу. Подальше завдання полягає в тому, аби руду переробити – відокремити корисні мінерали від порожньої породи і отримати хімічні концентрати урану. Обов'язкові стадії при здобутті уранових хімічних концентратів – дроблення і подрібнення вихідної руди, вилуговування (переклад урану з руди в розчин). Дуже часто перед вилуговуванням руду збагачують – різними фізичними методами збільшують вміст урану.
3.Аффінаж:
На всіх етапах переробки уранових руд відбувається певне очищення урану від супутніх йому домішок. Проте повного очищення досягти не удається. Деякі концентрати містять всього 60 – 80%, інші 95 – 96% оксиду урану, а останнє – різні домішки. Такий уран не придатний як ядерне паливо. Наступна обов'язкова стадія ядерного паливного циклу – аффинаж, в якому завершується очищення сполук урану від домішок і особливо від елементів, що володіють великим перетином захвату нейтронів (гафній, бор, кадмій і так далі).
4.Збагачення урану:
Сучасна ядерна енергетика з реакторами на теплових нейтронах базуються на низькозбагаченому (2 – 5%) урановому паливі. У реакторі на швидких нейтронах використовується уран з ще більшим вмістом урану-235 (до 93%). Отже перш ніж виготовляти паливо природний уран, що містить лише 0,72% урану-235, необхідно збагатити – розділити ізотопи урану-235 і урану-238. Хімічні реакції дуже малочутливі до атомної маси реагуючих елементів. Тому вони не можуть бути використані для збагачення урану; необхідні фізичні методи розділення ізотопів.
Основним промисловим методом виробництва збагаченого урану є газодифузійний. Також існує відцентровий метод, заснований на використанні високошвидкісних газових центрифуг.
5.Виготовлення палива:
Збагачений уран служить вихідною сировиною для виготовлення палива ядерних реакторів. Ядерне паливо застосовується в реакторах у вигляді металів, сплавів оксидів карбідів, нітриду і інших паливних композицій, яким додається певна конструкційна форма. Конструкційною основою ядерного палива в реакторі є тепловиділяючий елемент – твел, що складається з палива і покриття. Всі твели конструкційно об'єднують в ТВС.
Підприємства, що виробляють реакторне паливо, є промисловими комплексами, технологічний цикл яких включає наступні етапи: здобуття порошку діоксиду урану з гексафторида, виготовлення спечених пігулок, підготовку трубчастих оболонок твелів і кінцевих деталей, упаковку паливних пігулок в оболонки, установку кінцевих деталей, герметизацію (зваркою), підготовку і комплектуванню деталей для ТВС, упаковку паливних пігулок в оболонки, виготовлення ТВС, розбирання забракованих твелів, ТВС і переробку відходів. Товарний продукт на даній стадії паливного циклу є ядерне паливо у вигляді, придатному для безпосереднього використання в реакторі.
2) Ядерний реактор:
Ядерний реактор - це технічна установка, в якій здійснюється ланцюгова реакція ділення важких ядер, що самоподдерживающаяся, із звільненням ядерної енергії. Ядерний реактор складається з активної зони і відбивача, розміщених в захисному корпусі. Активна зона містить ядерне паливо у вигляді паливної композиції в захисному покритті і сповільнювач. Паливні елементи зазвичай мають вигляд тонких стержнів. Вони зібрані в пучки і поміщені в чохли. Такі збірні композиції називаються складками або касетами.
Уздовж паливних елементів рухається теплоносій, який сприймає тепло ядерних перетворень. Нагрітий в активній зоні теплоносій рухається по контуру циркуляції за рахунок роботи насосів або під дією сил Архімеда і, проходячи через теплообмінник, або парогенератор, віддає тепло теплоносію зовнішнього контура.
Перенесення тепла і руху його носіїв можна представити у вигляді простої схеми:
1.Реактор 2.Теплообмінник, парогенератор 3.Паротурбінна установка 4.Генератор 5.Конденсатор 6.Насос
|
Р и с.2. Схема ядерного реактора.
3) Ядерний паливний цикл після АЕС:
Зараз вже важко повірити, що в найперші роки після зародження атомної енергетики практично всі радіоактивні відходи (РАО) викидалися майже як звичайне сміття. Проте саме в атомній промышлен- ности проблему відходів вперше усвідомили і почали вирішувати по – сьогоденню серйозно. Сумарний світовий об'єм РАО в порівнянні із звичайними відходами надзвичайно малий. Пробуємо оцінити його хоч би в першому наближенні. Відомо, що з реактора ВВЕР – 1000 (електрична потужність – 1ГВт) щорік вивантажується 23т відпрацьованого ядерного палива з вмістом продуктів ділення 40кг/т, тобто 920 кг в рік. За рік в світі накопичується біля 300тонн РАО. Якщо додати відходи енергоустановок атомних підводних човнів і тому подібне, їх загальна кількість буде нікчемною в порівнянні з десятками і сотнями мільйонів тонн традиційних відходів.
1.Зберігання відпрацьованого палива:
Вигорілі тепловиділяючі елементи – твели, що тільки що витягують з реактора (звичайно, за допомогою дистанційних маніпуляторів), містять високоактивні ізотопи. Працювати з таким матеріалом дуже небезпечно. Тому твели перш за все направляють в басейн витримки – (сховище), що є при кожній АЕС. Там вони проводить від 3 до 10 років, поки не розпадуться короткоживучі нукліди. Після цього активність відпрацьованого ядерного палива визначається продуктами ділення (ПД) з великим часом розпаду. Серед них головний вклад вносять стронцій – 90 (період напіврозпаду Т=29,2 року), криптон – 85 (10,8 років), технецій – 99 (213тыс. років) і цезій – 137 (28,6 років). А окрім довгоживучих ПД, залишаються ще і трансуранові елементи – актиноїди: нептуній, плутоній, америцій, кюрій; всі вони, як відомо, радіоактивні, з дуже великими періодами напіврозпаду (десятки і сотні тисяч років).
І хоча за 10 років після вивантаження активність вмісту твелів зменшується приблизно в 10 разів в порівнянні з тією, що була через полгода, вона і тоді складає 325 тис. кюрі на тонну. Після витримки в басейні відпрацьоване паливо перевозять на радіохімічний завод для витягання урану, що залишився, а також плутонію. Для цього, як правило, використовується технологія водного розчинення, і в результаті майже всі РАО стають рідкими.
Довго тримати їх у такому вигляді, навіть в спеціальних ємкостях, ризиковано. Адже за рахунок радіонуклідів, що залишилися, ці рідини постійно нагріваються.
Активність РАО нехтуватиме малою, якщо знизиться, принаймні, на шість порядків в порівнянні з початковою. Легко підрахувати, що через 10 періодів напіврозпаду Т вона зменшиться в 1024 рази, а через 20Т – ще в стільки ж раз. Це означає, що, наприклад, стронцій і цезій слід зберігати в контрольованих умовах 300 – 600 років. Такі величезні терміни не можуть не викликати сумнівів – ситуація в настільки віддаленому майбутньому представляється дуже невизначеною. Не дивлячись на складність і дорожнечу переробки і зберігання, проблему РАО не можна вважати вирішеною остаточно. Не кажучи вже про те, що не досягнута повній безвідходній або замкнутості циклу, головним методом знешкодження небезпечних продуктів залишається чекання їх мимовільного розпаду.
2. К атегорії відходів, їх зберігання і переробка:
Відходи діляться на три категорії:
1) Матеріали типа А з коротким періодом напіврозпаду (менше 30 років) і слабкою радіоактивністю.
2) “ Сміття” типа В, який теж має малий період напіврозпаду і володіє малою радіоактивністю.
3) Відходи категорії З найбільш небезпечні – в них таїться 95% загальній радіоактивності.
Питання про зберігання РАО першого типа практично вирішене. Адже, власне кажучи, йдеться про таких компонентах, як фільтри, деталі систем охолоджування і тому подібне, які не мають власної радіоактивності – лише наведену. Випромінювання таких блоків порівняється з природним фоном “всього лише” через три століття, протягом яких, потрібне серйозне спостереження.
Відходи типів В і З утворюються безпосередньо при виробленні електроенергії на АЕС. Коли закладений в реактор оксид урану через три - чотири роки витягують як відпрацьоване паливо, в нім міститься ще 95,5% урану і лише 3,5% продуктів розпаду; крім того, уран – 238, поглинаючи нейтрони, перетворюється на плутоній (1%) або інший елемент сімейства актиноїдів з більшою, ніж в урану атомною масою.
Укладене в упаковку відпрацьоване паливо зберігається в траншеях, чекаючи остаточного складування. Сортують паливо на спеціальних заводах, який після складних хімічних і механічних операцій видає уран, плутоній і. бетонні і скляні блоки.
Вони начинені відходами класу З, розмолотими в парашек, утрамбованими і змішаними з компонентами скла на молекулярному рівні. Блоки зберігаються на заводі у вентильованих колодязях.
Відходи класу В – паливо і покидьки повторної переробки – поміщають в металеві футляри, а потім замуровують в бетон. Якщо застосувати пресування під тиском, то об'єм відходів можна зменшити в 4 рази.
Зберігання відходів типа В і Із з – за довгого періоду напіврозпаду не можна залишити на поверхні землі, доведеться чекати не три сотні, а сотні тисяч років, до їх безпечного стану.
Після тривалих дебатів учених (у деяких Європейських країнах) було вирішено зберігати відходи в товщі геологічних шарів, щоб надійно укрити їх на тисячоліття від зовнішніх пошкоджень (ерозія, землетруси, кліматичні зміни), і антропогенних.
Вивід:
Ще не так давно слова “атомна енергетика” і “науково-технічний прогрес” зливалися в нерозривне ціле. І тому було немало причин. Молода галузь вимагала прориву в майбутнє. Вона стимулювала розвитку цілого ряду нових напрямів у фізиці, хімії, біології. Більш того, відкривалася дуже веселкова перспектива вирішення енергетичних проблем, в першу чергу заміни традиційних видів палива принципово іншим – компактним, “бездимним” і, що особливо важливе, практично невичерпним. Саме по цьому атомна енергетика відразу отримала пріоритетний розвиток в багатьох промислово розвинених країнах.
Проте з часом ситуація змінилася. Чернобольський вибух породив у всьому світі бурхливі дискусії. Пропонувалося разом закрити всі АЕС “доки не пізно”. Але коли прохолонув гарячий “чернобольский слід”, припинилися люті спори. Якось непомітно все стали реалістами. Закрити існуючі АЕС ніхто вже серйозно не вимагає, – але ж їх тріумфальний хід по планеті віднині не передбачається. Судячи з усього, вони зберегли обмежене значення, причому особлива увага приділятиметься саме питанням їх безпеки і екологічної чистоти.
Використання радіації в медицині
Серед різноманітних видів іонізуючих випромінювань, як уже зазначалося вище, надзвичайно важливими при вивченні питання небезпеки для здоров'я і життя людини є випромінювання, що виникають в результаті розпаду ядер радіоактивних елементів, тобто радіоактивне випромінювання.
Щоб уникнути плутанини в термінах, варто пам'ятати; що радіоактивні випромінювання, незважаючи на їхнє величезне значення, є одним з видів іонізуючих випромінювань. Радіонукліди утворюють випромінювання в момент перетворення одних атомних ядер в інші. Вони характеризуються періодом напіврозпаду (від секунд до млн. років), активністю (числом радіоактивних перетворень за одиницю часу), що характеризує їх іонізуючу спроможність. Активність у міжнародній системі (СВ) вимірюється в беккерелях (Бк), а позасистемною одиницею є кюрі (Кі). Один Кі = 37 х 109Бк. Міра дії іонізуючого випромінювання в будь-якому середовищі залежить від енергії випромінювання й оцінюється дозою іонізуючого випромінювання. Останнє визначається для повітря, речовини і біологічної тканини. Відповідно розрізняють:
* експозиційну,
* поглинену та
* еквівалентну дози іонізуючого випромінювання.
Експозиційна доза характеризує іонізуючу спроможність випромінювання в повітрі, вимірюється в кулонах на 1 кг (Кл/кг); позасистемна одиниця — рентген (Р); 1 Кл/кг — 3,88 х 103Р. За експозиційною дозою можна визначити потенційні можливості іонізуючого випромінювання.
Поглинута доза характеризує енергію іонізуючого випромінювання, що поглинається одиницею маси опроміненої речовини. Вона вимірюється в. греях Гр (1 Гр-1 Дж/кг). Застосовується і позасистемна одиниця рад (1 рад — 0,01Гр= 0,01 Дж/кг).
Доза, яку одержує людина, залежить від виду випромінювання, енергії, щільності потоку і тривалості впливу. Проте поглинута доза іонізуючого випромінювання не враховує того, що вплив на біологічний об'єкт однієї і тієї ж дози різних видів випромінювань неоднаковий. Щоб врахувати цей ефекту введено поняття еквівалентної дози.
Еквівалентна доза є мірою біологічного впливу випромінювання на конкретну людину, тобто індивідуальним критерієм небезпеки, зумовленим іонізуючим випромінюванням. За одиницю вимірювання еквівалентної дози прийнятий зіверт (Зв). Зіверт дорівнює поглинутій дозі в 1 Дж/кг (для рентгенівського та а, b випромінювань). Позасистемною одиницею служить бер (біологічний еквівалент рада). 1 бер = 0,01 Зв.
Біологічна дія іонізуючих випромінювань
Під впливом іонізаційного випромінювання атоми і молекули живих клітин іонізуються, в результаті чого відбуваються складні фізико-хімічні процеси, які впливають на характер подальшої життєдіяльності людини.
Згідно з одними поглядами, іонізація атомів і молекул, що виникає під дією випромінювання, веде до розірвання зв'язків у білкових молекулах, що призводить до загибелі клітин і поразки всього організму. Згідно з іншими уявленнями, у формуванні біологічних наслідків іонізуючих випромінювань відіграють роль продукти радіолізу води, яка, як відомо, становить до 70% маси організму людини. При іонізації води утворюються вільні радикали Н+ та ОН-, а в присутності кисню — пероксидні сполуки, що є сильними окислювачами. Останні вступають у хімічну взаємодію з молекулами білків та ферментів, руйнуючи їх, в результаті чого утворюються сполуки, не властиві живому організму. Це призводить до порушення обмінних процесів, пригноблення ферментних і окремих функціональних систем, тобто порушення життєдіяльності всього організму.
Вплив радіоактивного випромінювання на організм людини можна уявити в дуже спрощеному вигляді таким чином. Припустімо, що в організмі людини відбувається нормальний процес травлення, їжа, що надходить, розкладається на більш прості сполуки, які потім надходять через мембрану усередину кожної клітини і будуть використані як будівельний матеріал для відтворення собі подібних, для відшкодування енергетичних витрат на транспортування речовин і їхню переробку. Під час потрапляння випромінювання на мембрану відразу ж порушуються молекулярні зв'язки, атоми перетворюються в іони. Крізь зруйновану мембрану в клітину починають надходити сторонні (токсичні) речовини, робота її порушується. Якщо доза випромінювання невелика, відбувається рекомбінація електронів, тобто повернення їх на свої місця. Молекулярні зв'язки відновлюються, і клітина продовжує виконувати свої функції. Якщо ж доза опромінення висока або дуже багато разів повторюється, то електрони не встигають рекомбінувати; молекулярні зв'язки не відновлюються; виходить з ладу велика кількість клітин; робота органів розладнується; нормальна життєдіяльність організму стає неможливою.
Специфічність дії іонізуючого випромінювання полягає в тому, що інтенсивність хімічних реакцій, індуційованих вільними радикалами, підвищується, й у них втягуються багато сотень і тисячі молекул, не порушених опроміненням. Таким чином, ефект дії іонізуючого випромінювання зумовлений не кількістю поглинутої об'єктом, що опромінюється, енергії, а формою, в якій ця енергія передається. Ніякий інший вид енергії (теплова, електрична та ін.), що поглинається біологічним об'єктом у тій самій кількості, не призводить до таких змін, які спричиняє іонізуюче випромінювання.
Також необхідно відзначити деякі особливості дії іонізуючого випромінювання на організм людини:
* органи чуття не реагують на випромінювання;
* малі дози випромінювання можуть підсумовуватися і накопичуватися в організмі (кумулятивний ефект);
* випромінювання діє не тільки на даний живий організм, але і на його, спадкоємців (генетичний ефект);
* різні організми мають різну чутливість до випромінювання.
Найсильнішого впливу зазнають клітини червоного кісткового мозку, щитовидна залоза, легені, внутрішні органи, тобто органи, клітини яких мають високий рівень поділу. При одній і тій самій дозі випромінювання у дітей вражається більше клітин, ніж у дорослих, тому у дітей всі клітини перебувають у стадії поділу.
Небезпека різних радіоактивних елементів для людини визначається спроможністю організму їх поглинати і накопичувати.
Радіоактивні ізотопи надходять всередину організму з пилом, повітрям, їжею або водою і поводять себе по-різному:
*деякі ізотопи розподіляються рівномірно в організмі людини (тритій, вуглець, залізо, полоній),
* деякі накопичуються в кістках (радій, фосфор, стронцій),
*інші залишаються в м'язах (калій, рубідій, цезій),
* накопичуються в щитовидній залозі (йод), у печінці, нирках, селезінці (рутеній, полоній, ніобій) тощо.
Ефекти, викликані дією іонізуючих випромінювань (радіації), систематизуються за видами ушкоджень і часом прояву. За видами ушкоджень їх поділяють на три групи: соматичні, соматико-стохастичні (випадкові, ймовірні), генетичні. За часом прояву виділяють дві групи —' ранні (або гострі) і пізні. Ранні ураження бувають тільки соматичні. Це призводить до смерті або променевої хвороби. Постачальником таких часток є в основному ізотопи, що мають коротку тривалість життя, y - випромінювання, потік нейтронів.
Гостра форма виникає в результаті опромінення великими дозами за короткий проміжок часу. При дозах порядку тисяч рад ураження організму може бути миттєвим. Хронічна форма розвивається в результаті тривалого опромінення дозами, що перевищують ліміти дози (ЛД). Більш віддаленими наслідками променевого ураження можуть бути променеві катаракти, злоякісні пухлини та інше.
Для вирішення питань радіаційної безпеки населення передусім викликають інтерес ефекти, що спостерігаються при малих дозах опромінення — порядку декілька сантизиверів на годину, що реально трапляються при практичному використанні атомної енергії. У нормах радіаційної безпеки НРБУ-97, введених 1998 p., як одиниці часу використовується рік або поняття річної дози опромінення. Це викликано, як зазначалося раніше, ефектом накопичення «малих» доз і їхнього сумарного впливу на організм людини.
Існують різноманітні норми радіоактивного зараження: разові, сумарні, гранично припустимі та інше. Всі вони описані в спеціальних довідниках.
ЛД загального опромінення людини вважається доза, яка у світлі сучасних знань не повинна викликати значних ушкоджень організму протягом життя.
Форми променевої хвороби: гостра і хронічна.
ГПД для - людей, які постійно працюють з радіоактивними речовинами, становить 2 бер на рік. При цій дозі не спостерігається соматичних уражень, проте достовірно поки невідомо, яким чином реалізуються канцерогенний і генетичний ефекти дії. Цю дозу слід розглядати як верхню межу, до якої не варто наближатися.
Дата: 2019-05-29, просмотров: 164.
