Классификация и краткая характеристика радиационных аварий

Все источники ионизирующих излучений подразделяются на естественные и искусственные.

Естественные источники радиации формируют, примерно 4/5 общего радиационного фона. Большинство естественных источников ионизирующих излучений таковы, что избежать облучения от них совершенно невозможно. К ним относятся:

– космическое излучение;

– природные радиоактивные вещества, рассеянные в почве, воде, воздухе, строительных и других материалах;

– источники природной радиации, содержащиеся в самом организме и поступающие в него в составе пищи, воды, воздуха.

На протяжении всей истории существования Земли разные виды излучения падают на поверхность Земли из космоса и поступают от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре.

Облучению от естественных источников радиации подвергается любой житель Земли, однако, одни из них получают большие дозы радиации, чем другие. Это зависит, в частности, от того, где они живут. Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Одним из наиболее весомых по вкладу в дозу облучения естественных источников радиации является радон. Радон вместе со своими дочерними продуктами радиоактивного распада ответственен примерно за 3/4- х годовой индивидуальной дозы облучения, получаемой населением от земных источников радиации, и примерно за половину этой дозы от всех естественных источников радиации. Большую часть этой дозы человек получает с воздухом, особенно в непроветриваемых помещениях.

Искусственные источники ИИ. За последние несколько десятилетий человек создал несколько сотен искусственных радионуклидов и научился использовать энергию атома в самых разных целях:

– в медицине,

– для создания ядерного оружия,

– для производства электроэнергии,

– для изготовления светящихся циферблатов часов, приборов ночного видения и для поиска полезных ископаемых.

К сожалению, все это приводит к увеличению дозы облучения как отдельных людей, так и населения Земли в целом.

Техногенным источником радиационного фона является атомная энергетика, которая включает добычу и обогащение урановой руды, производство ядерного топлива, эксплуатацию ядерных энергетических установок, регенерацию отработанного ядерного топлива, захоронение и хранение радиоактивных отходов. И на всех этих стадиях в окружающую среду поступают радионуклиды. В целом ядерная энергетика в условиях нормальной эксплуатации оказывает на человека весьма слабое радиационное воздействие, приблизительно 0, 05 % от дозы, создаваемой естественным фоном.

В условиях повседневной деятельности самые большие дозы облучения от всех техногенных источников радиации получают люди, работающие на объектах атомной энергетики. Профессиональные дозы почти повсеместно являются самыми большими из всех видов доз.

Профессиональные дозы получают не только рабочие предприятий атомной промышленности. Облучению подвергаются и работники обычных промышленных предприятий, а также медицинский персонал.

Прежде чем приступить к изучению радиационных аварий и поражающих факторов ядерного оружия необходимо рассмотреть процессы, происходящие при цепных ядерных реакциях.

Ядерная реакция – это процесс взаимодействия атомного ядра с другим ядром или элементарной частицей, который сопровождается изменением состава и структуры ядра и выделением вторичных частиц или γ -квантов.

В результате ядерных реакций могут образовываться новые радиоактивные изотопы, которых нет на Земле в естественных условиях.

Ядерные реакции могут протекать при бомбардировке атомов быстрыми заряженными частицами (протоны, нейтроны, α -частицы, ионы). Однако наиболее интересными для практического использования являются реакции, протекающие при взаимодействии ядер с нейтронами. Так как нейтроны лишены заряда, они беспрепятственно могут проникать в атомные ядра и вызывать их превращения. Выдающийся итальянский физик Э. Ферми обнаружил, что ядерные превращения вызываются не только быстрыми, но и медленными нейтронами, движущимися с тепловыми скоростями.

Возможны два принципиально различных способа освобождения ядерной энергии.

1. Деление тяжелых ядер. В отличие от радиоактивного распада ядер, сопровождающегося испусканием α - или β - частиц, реакции деления – это процесс, при котором нестабильное ядро делится на два крупных фрагмента.

В результате деления ядра, инициированного нейтроном, также возникают новые нейтроны, способные вызвать реакции деления других ядер.

При полном делении всех ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется такая же энергия, как и при сгорании 3 т угля или 2, 5 т нефти.

Продукты деления ядра урана нестабильны, так как в них содержится значительное избыточное число нейтронов. Поэтому ядра-осколки испытывают серию последовательных β ^–-распадов, в результате которых число протонов в ядре увеличивается, а число нейтронов уменьшается до тех пор, пока не образуется стабильное ядро.

При делении ядра урана-235, которое вызвано столкновением с нейтроном, освобождается 2 или 3 нейтрона. При благоприятных условиях эти нейтроны могут попасть в другие ядра урана и вызвать их деление. На этом этапе появятся уже от 4 до 9 нейтронов, способных вызвать новые распады ядер урана и т. д. Такой лавинообразный процесс называется цепной ядерной реакцией.

Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы так называемый коэффициент размножения нейтронов был больше единицы. Другими словами, в каждом последующем поколении нейтронов должно быть больше, чем в предыдущем. Это может происходить тогда, когда масса урана превосходит так называемую критическую массу (это минимальная масса, в которой возможно протекание самоподдерживающейся цепной реакции деления). Критическая масса делящегося вещества зависит от его геометрической формы, объема, плотности и количества посторонних примесей, которые могут поглощать нейтроны, не подвергаясь делению, либо замедлять их, снижая при этом их энергию.

Для чистого урана-235 критическая масса составляет около 50 кг. Критическую массу урана можно во много раз уменьшить, если использовать так называемые замедлителинейтронов. Дело в том, что нейтроны, рождающиеся при распаде ядер урана, имеют слишком большие скорости, а вероятность захвата медленных нейтронов ядрами урана-235 в сотни раз больше, чем быстрых. Наилучшим замедлителем нейтронов является тяжелая вода D₂O. Обычная вода при взаимодействии с нейтронами сама превращается в тяжелую воду. Уран-238 также может поглощать нейтроны, но при этом не возникает цепной реакции.

Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтроны. При взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода нейтроны замедляются до тепловых скоростей.

Применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из бериллия, которая отражает нейтроны, позволяет снизить критическую массу до 250 г.

В атомных бомбах цепная неуправляемая ядерная реакция возникает при быстром соединении двух кусков урана-235, каждый из которых имеет массу несколько ниже критической.

Устройство, в котором поддерживается управляемая реакция деления ядер, называется ядерным (или атомным ) реактором.

Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием урана-235 (до 3 %). В активную зону вводятся регулирующие стержни которые интенсивно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции.

Активная зона охлаждается с помощью прокачиваемого теплоносителя, в качестве которого может применяться вода или металл с низкой температурой плавления (например, натрий, имеющий температуру плавления 98 °C). В парогенераторе теплоноситель передает тепловую энергию воде, превращая ее в пар высокого давления. Пар направляется в турбину, соединенную с электрогенератором. Из турбины пар поступает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя I и парогенератора II работают по замкнутым циклам.

Турбина атомной электростанции является тепловой машиной, определяющей в соответствии со вторым законом термодинамики общую эффективность станции. У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 0, 33. Следовательно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.

Однако, главная проблема состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой.

2. Термоядерные реакции. Второй путь освобождения ядерной энергии связан с реакциями синтеза. При слиянии легких ядер и образовании нового ядра должно выделяться большое количество энергии. Реакции слияния легких ядер носят название термоядерных реакций, так как они могут протекать только при очень высоких температурах (около млрд. ^оС). При такой температуре вещество находится в полностью ионизированном состоянии, которое называется плазмой. Это одна из наиболее перспективных термоядерных реакций для получения энергии.

На данном этапе развития науки и техники удалось осуществить только неуправляемую реакцию синтеза в водородной бомбе. Высокая температура, необходимая для ядерного синтеза, достигается здесь с помощью взрыва обычной ядерной бомбы.

Осуществление управляемых термоядерных реакций даст человечеству новый экологически чистый и практически неисчерпаемый источник энергии. Однако получение сверхвысоких температур и удержание плазмы, нагретой до миллиарда градусов, представляет собой труднейшую научно-техническую задачу на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза.

Термоядерные реакции играют чрезвычайно важную роль в эволюции Вселенной. Энергия излучения Солнца и звезд имеет термоядерное происхождение.

История атомной энергетики. В 1948 году в СССР, еще до окончания работ по созданию первой атомной бомбы (ее испытание, как известно, состоялось 29 августа 1949 года), начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии. В мае 1950 года в г. Обнинск Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС. Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года. Её реактор был заглушен 29 апреля 2002 года, успешно проработав почти 48 лет. Станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку поддержание ее в безопасном состоянии с каждым годом становилось все дороже и дороже.

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС (г. Северск, Томской области) мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). Сибирская АЭС является второй атомной электростанцией в СССР, и первой промышленной атомной электростанцией в стране. Её главным назначением являлась наработка оружейного плутония. Вырабатываемые тепло и электроэнергия были только полезным побочным продуктом. В соответствии с соглашением между Россией и США о прекращении производства оружейного плутония все реакторы данной АЭС остановлены, последний в 2008 году. Вместо этого предлагается ввести два энергоблока ВВЭР-1000.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются: США (788, 6 млрд кВт·ч/год), Франция (426, 8 млрд кВт·ч/год), Япония (273, 8 млрд кВт·ч/год), Германия (158, 4 млрд кВт·ч/год) и Россия (154, 7 млрд кВт·ч/год).

На начало 2004 года в мире действовал 441 энергетический ядерный реактор, российское ОАО «ТВЭЛ» поставляет топливо для 75 из них.