Радиационное излучение и загрязнение биосферы

Введение в радиоэкологию (на примере ядерной энергетики) Среди опасностей, угрожающих человеку, особо необходимо выделить ионизирующую радиацию, в частности, техногенную составляющую. Главными источниками ионизирующих излучений и радиоактивного загрязнения (заражения) являются предприятия ядерного топливного цикла: атомные станции (реакторы, хранилища отработанного ядерного топлива, хранили­ща отходов); предприятия по изготовлению ядерного топлива (урановые рудники и гидрометаллургические заводы, предприятия по обогащению урана и изготовлению тепловыделяющих элементов - ТВЭлов); предпри­ятия по переработке и захоронению радиоактивных отходов (радиохими­ческие заводы, хранилища отходов); исследовательские ядерные реакто­ры, транспортные ядернохимические установки и военные объекты. Сведе­ний о влиянии радиоактивных осадков на биологические объекты пока не­достаточно. Особенно много дискуссий и акций протеста возникает по поводу атомной энергетики. Обеспокоенность населения резко обострилась после аварии на Чернобыльской АЗС (26 апреля 1986 г.).

Приводятся аргументы в пользу замедления или приостановления раз­вития ядерной энергетики на том основании, что на период до начала мас­сового использования термоядерных реакторов хватит источников обыч­ного топлива. Термоядерные реакторы относят при этом к более экологи­чески чистым системам, чем ЯЭУ - ядерные энергетические установки [6].

Однако только атомная энергетика может дать реальный выход из энергo-экологического тупика, возникающего при использовании основных источников энергии (нефть, природный газ, уголь): парниковый эффект, уве­личение среднегодовой температуры на Земле, потребление кислорода из атмосферы и др. При делении ядерного горючего 80 % образующейся энергии превращается в тепло, а 20% выделяется в виде радиоактивных излу­чений. Это радиоактивные изотопы в воде (натрий-24), продукты коррозии (марганец-54, железо-55), осколки деления урана от цинка до гадолиния (200 изотопов: цезий-137, ксенон-133, йод-131, молибден-99, цирконий-95, уран-235 и др.).

Действительно, ядерное топливо при горении не потребляем кислород, а выделение углекислого газа происходит в небольших количествах на предприятиях при производстве урана. Следовательно, не происходит уси­ления парникового эффекта в атмосфере и заметных климатических изме­нений. Технология производства тепла и электроэнергии из ядерного топ­лива хорошо разработана и экономически конкурентоспособна по сравне­нию с технологиями на ископаемом (природном) топливе. Уникальной особенностью ядерного топлива является возможность его воспроизводства, то есть искусственная наработка нового ядерного топлива в реакторе [7]. Ядерные электростанции в нормальном режиме производства электро­энергии обеспечивают наибольшую экологическую чистоту. В то же время они могут представлять огромную опасность для окружающей среды в слу­чае тяжелых аварий. Таким образом, ставится задача создания таких сис­тем, которые не допускали бы возникновения тяжелых аварий и локализо­вали бы внутри аппарата последствия менее серьезных аварий. В свою очередь, все это заставляет разрабатывать новые конструкционные мате­риалы и топливные композиции или искать технические решения для рас­ширения рабочих температурных интервалов существующих.

В отличие от других способов получения энергии в процессе работы ЯЭУ остаются экологически более опасные отходы в виде выгоревшего топлива с высокой долгоживущей радиоактивностью. Отсюда вытекают задачи по оптимизации топливного цикла ЯЭУ, способов переработки об­лученного топлива и обращения с полученными при этом радиоактивными отходами.

О механизме излучений

Согласно определениям атомной физики и радиоэкологии, атомы, имею­щие ядра с одинаковым числом протонов, но различающиеся по числу нейтронов, относятся к разновидностям одного и того же химического эле­мента и называются изотопами. Ядра всех изотопов образуют группу «нук­лидов». Большинство нуклидов нестабильны, они все время превращают­ся в другие нуклиды. Сложные процессы, происходящие внутри атома, со­провождаются высвобождением энергии в виде излучения. Процесс само­произвольного распада нуклида называется радиоактивным распадом, а сам такой нуклид - радионуклидом. Ионизирующее излучение делится на корпускулярное (альфа, бета, нейтронное) или фотонное (рентгеновское, гамма).

Испускание ядром двух протонов и двух нейтронов - это α-излучение, испускание электронами (позитронами) - β-излучение, испускание порции квантовой энергии перевозбужденным нестабильным нуклидом - y-излуче­ние (y-квант). Иными словами, a-частицы представляют собой поток ядер гелия. Их энергия лежит в пределах 3-9 МэВ (1г8 = 1,6х10*¹⁹ Дж). Пробег такой частицы в воздухе 8-9 см, а в мягких биологических тканях - десятки микронов. (3-частицы - это поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактивном распаде Их энергия находится в диапазоне 0,0005-3,5 МэВ. Ионизирующая способность ниже, а проникающая выше, чем у α-частиц. Максимальный пробег в воздухе - 1,8 м, в тканях - 2,5 см. Гамма-лучи - результат высокочастотного электромагнитного излучения, возни­кающею в процессе ядерного распада. Эти лучи обладают большой про­никающей способностью и малым ионизирующим действием. Энергия их лежит в пределах 0,01-3 МэВ.

Вышеуказанные излучения, таким образом, характеризуются ионизирую­щей и проникающей способностью, Эти свойства и определяют их воздей­ствие на биологические объекты.

В табл. 11.1 приведены некоторые свойства излучений [8].

Таблица 11.1

Основные свойства α-, β- и γ-излучений естественных радиоактивных веществ

Излучение	Природа	Электрический заряд	Ионизизирующая способность	Проникающая способность
α	Ион Не+++	+	Очень высокая	Низкая: 0,1 мм воды, лист бумаги
β	Электрон	-	Высокая	Высокая: до 0,5 мм алюминия
γ	Электро­магнитное излучение	Нейтраль­ное	Низкая	Очень высокая: до нескольких сантимет­ров свинца

Действие радиации на человека

Биологическое действие ионизирующего излучения заключается в том, что поглощенная энергия расходуется на разрыв химических связей и раз­рушение клеток живой ткани. Облучение кожи в зависимости от величины дозы вызывает разной степени ожоги, а также может наносить серьезные отдаленные последствия: перерождение кровеносных сосудов, возникно­вение хронических язв и раковых опухолей со смертельным исходом через 6-30 лет. Смертельная доза γ-излучения считается равной 600±100 Р. Так называемая смерть под лучом наступает при дозе около 200000 Р. Доказано, что облучение может иметь генетические последствия, вызнавать мутации. При дозах внешнего облучения не более 25 бэр никаких изменений в организмах и тканях человека не наблюдается.

Некоторые сведения об эффектах внешнего воздействия ионизирующих излучений приведены в табл. 11.2 [8].

Таблица 11.2

Некоторые эффекты внешнего воздействия ионизирующих излучений на человека

Условия облучения	Доза (накопленная) или мощность дозы	Эффект
Однократное острое, пролонгированное, дроб­ное, хроническое - все виды	Любая доза, отличная от 0	Увеличение риска отдален­ных последствий и генетиче­ских нарушений
Хроническое в течении ряда лет	0,1З в (10 бэр) в год и более	Снижение неспецифической резистентности оpганизма
0,5 Зв (50 бэр) в год и более	Специфические проявления лучевого воздействия, снижение иммунореактивности, катаракта (при дозах более 30 бэр)

Окончание табл. 11.2

Острое однократное	1,0 Зв (100 бэр) и более	Острая лучевая болезнь разной степени тяжести
4,5 Зв (450 бэр) и более	Острая лучевая болезнь со смертельным исходом у 50% облученных
Пролонгированное, 1-2 месяца, на щитовидную железу	10,0 Зв (1000 бэр) и более	Гипофункция щитовидной железы, возрастание риска развития опухолей (аденом и рака) с вероятностью около 1x102

При внутреннем облучении опасны все виды излучения, так как действуют непрерывно и практически на все органы.

Внутреннее облучение вызывается источниками, входящими в состав организма или попавшими в нею с воздухом, водой или пищей, во много раз опаснее, чем внешнее, при тех же количествах радионуклидов, так как:

1. Время облучения увеличивается и совпадает со временем пребывания радиоактивного вещества в организме; такие вещества, как ²²⁶Ra или ²³⁹Ри, из организма практически не выводятся, и облучение длится всю жизнь.

2.Доза облучения резко возрастает из-за бесконечно малого расстоя­ния до ионизируемой ткани.

3.Отсутствует защитное действие кожного покрова; α-частицы из пол­ностью безопасных при внешнем облучении становятся наиболее опасны-

4.Нельзя использовать методы защиты, разработанные для внешнего облучения.

При внешнем облучении α- и β частицы из-за малой проникающей способности вызывают в основном поражения кожи, γ-излучение может вызвать гибель организма при отсутствии внешних изменений кожных покровов [9].

Оценка и нормирование радиоактивного излучения

Для количественной оценки облучения населения и производственного персонала существуют следующие величины: активность радиоактивного вещества, поглощенная доза, эквивалентная доза, эффективная ожи­даемая доза, эффективная доза, коллективная эффективная доза.

В соответствии с [10, 11] все население делится на 2 категории: 1. Персонал, непосредственно работающий с источниками излучения; 2. Все население (включая 1 категорию вне сферы производственной деятельности).

Персонал в свою очередь делится на 2 группы: А - работающие с ис­точниками излучения и Б - по условиям работы находящиеся в сфере их воздействия.

Для каждой категории облучаемых лиц установлено 3 класса нормати­вов: основные дозовые пределы, допустимые уровни и контрольные уров­ни (устанавливаются администрацией учреждения по согласованию с ор­ганами Госкомсанэпиднадзора).

В т а б л . 11.3 представлены основные дозовые пределы [10].

Таблица 11.3

Основные дозовые пределы

Нормируемые величины	Дозовые пределы, мЗв
Эффективная доза	Персонал (группа А)	Население
20 м3/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 м3/год	1м3/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 М3/год
Эквивалентная доза за год в: хрусталике коже кистях и стопах

Превышение допустимых и контрольных уровней является порогом ухудшения радиационной обстановки и сигналом к принятию соответст­вующих мер безопасности.

Расчетные уровни индивидуального радиационного риска, соответству­ющие установленным нормами радиационной безопасности пределам доз облучения представлены в та6л. 11.4 [12].

 

Таблица 11.4

Уровни индивидуального радиационного риска, соответствующие установленным пределам доз

Категория лиц, подвергающихся облучению	Уровень дозы	Риск соматико-стохастических последствий в год	Риск генетических последствий в год	Общий риск в год
Персонал	Предел дозы, 0,05 Зв	6,25х10-4	2x10-4	8,25x10-4
Средняя доза при установлен­ном пределе, 0,005 Зв	6,25х10-5	2x10-5	8,25x10-5
Отдельные ли­ца из населения	Предел дозы, 0,005 Зв	6;25х10-5	2x10-5	8,25x10-5
Средняя доза при установлен­ном пределе, 0,0005 Зв	6,25x10-6	2х10-6	8,25x10-6

 

При сочетании внешнего, внутреннего облучения и поступления нескольких радионуклидов в организм должно выполняться условие безопасности

 

 

где Дэi - эквивалентная доза i-го излучения на данный орган; П_j - поступ­ление j-го радионуклида; ПДД_i - предельно допустимая доза; ПДП_} - пре­дельно допустимое годовое поступление радиоактивных веществ через ор­ганы дыхания и пищеварения.

Для комплексной оценки состояния окружающей среды и сферы жизне­деятельности человека (инженерных объектов и др.) принято использовать следующие параметры:

- плотность радиоактивного загрязнения почвы (запас) по отдельным радионуклидам: ¹³ Cs, ⁹⁰Sr и Pu (по сумме изотопов плутония);

- мощность экспозиционной дозы на расстоянии 1 м от поверхности почвы;

- эффективная (ожидаемая) эквивалентная годовая доза облучения на­селения.

Таблица 11.5

Критерии экологического состояния территорий

№	Параметры	Экологическое состояние
“Экологическое бедствие	Чрезвычайная экологическая ситуация	Удовлетворительная ситуация
	Мощности экспозиционной почвы, мкР/час	Более 400	200-400	До 20
	Радиоактивное загрязнение, Ки/км2	Более 40 Более 3	15-40 1-3 Более 0,1	До1 До 0,3
	Эффективная доза облучения	Более 10	5-10	Менее 1

 

В т а б л . 11.5 представлены критерии экологического состояния радио­активно загрязненной территории, определенные, исходя из вышеназван­ных параметров [13].

Для обнаружения ионизирующих излучений, измерения их энергии и других свойств применяются дозиметрические приборы (рентгенометры, радиометры и дозиметры).

Защита от излучения

Основные методы в производственном цикле: защита расстоянием, защита временем, защита экранированием источника излучения и защита количеством (мощностью источников). Защита расстоянием основана на том, что интенсивность облучения уменьшается пропорционально квад­рату расстояния между источником излучения и работающим. «Защита временем» заключается в уменьшении продолжительности контакта чело­века с источником излучения. «Защита экранированием» укрытие источ­ника излучения конструкционными материалами, хорошо поглощающими излучение: свинец, железо, бетон, бор- или свинецсодержащее стекло и др. «Защита количеством» заключается в уменьшении мощности источников до минимальных величин.

Безопасные ресурсосберегающие технологии

Для широкого внедрения атомной энергетики необходимо решить две технические проблемы: разработать реактор с повышенной безопасностью и технологию удаления опасных высокоактивных отходов, отвечающую требованиям промышленной экологии.

Только для производства электроэнергии используется несколько раз­личных типов реакторов, которые можно классифицировать на две боль­шие группы: реакторы на тепловых и на быстрых нейтронах. На рис. 11.2 представлены упрощенные схемы реакторов различного типа.

 

 

Рис. 11.2.Упрощенные схемы реакторов различного типа:

а– реактор с водой под давлением (ВВЭР, PWR); б – реактор, охлаждаемый пароводяной смесью (кипящий реактор), (ПВР, BWR); в - водографитовый реактор (ВГР, LWGR); г – реактор на быстрых нейтронах петлевого типа (БН, LMFR).

 

В качестве топлива в атомной станции может использоваться ряд эле­ментов, основным из которых в настоящее время является уран. Сущест­вует три основных способа разработки урановых месторождений: подземный, открытый и наиболее современный способ подземного выщелачивания. В качестве выщелачивающего реагента применяют растворы серной кислоты и карбонат - бикарбонатных солей, насыщенных кислородом. Растворы закачивают в рудоносные пласты, растворяют там уран, и полу­ченный раствор солей урана извлекают на поверхность. Далее руду (по первым двум способам) или растворы урана перерабатывают на специаль­ных гидрометаллургических предприятиях в продукт, называемый «жел­тый кек», представляющий собой концентрат солей урана желтого цвета, содержащий около 80% U₃0₃. Концентрат урана очищают и переводят тем конверсии в легколетучее соединение - гексафторид урана. Извест­но пять основных методов разделения (обогащения) изотопов урана: газо­диффузионный, центрифужный, аэродинамический, химический и лазер­ный.

На рис. 11.3 показана схема ядерного топливного цикла, а на рис. 11.4 - общая схема образования и обезвреживания радиоактивных отхо­дов (РАО). РАО бывают твердыми, жидкими и газообразными. По содер­жанию в них радионуклидов и уровню тепловыделения их подразделяют на низкоактивные (НАО), среднеактивные (САО) и высокоактивные (ВАО).

Большее количество отходов относится к классу НАО, образующихся в основном при добыче и переработке урановых руд. Присутствующие про­дукты распада урана делают радиоактивными шахтные воды, рудные от­валы и отвалы горных пород. Для устранения пылеобразования проводит­ся распыление воды или пылевяжущих растворов. Во избежание загрязне­ния грунтовых вод все стоки собираются и перекачиваются на участки об­работки отходов. Наиболее интенсивно в окружающую среду проникают газообразный радон и легкорастворимые соединения радия. В связи с этим вокруг площадок с отвалами создают санитарно-защитные зоны. Твердые отходы прессуют. Жидкие - осаждают, концентрируют на ионооб­менных смолах или выпаривают. Загрязненные радионуклидами потоки воды пропускают через деминерализаторы (очистные колонны, заполнен­ные сорбентами) для достижения уровня чистоты питьевой воды. Газообразные отходы пропускают через угольные или другие фильтры и удаляют под соответствующим контролем через высокую вентиляционную трубу. Горючие отходы сжигают с обязательным улавливанием радиоактивных газов и концентрации на сорбентах. Затем отходы (НАО и САО) кондицио­нируют (отверждают) методами цементирования и битумирования. Ос­новной недостаток цементирования - низкая прочность готовых к захоро­нению или транспортировке блоков и невысокая устойчивость к влияниям погоды и к выщелачивающему действию воды. Битумирование - это более дорогостоящий процесс по сравнению с цементированием.

Рис.11.3. Схема ядерного топливного цикла

Рис. 11.4.Общая схема обращения с радиоактивными отходами

К ВАО относятся продукты деления урана, накапливающиеся в топли­ве. Их количество составляет менее 1%, а радиоактивное - 98% всей радиоактивности, образующийся в атомной промышленности. К категории ВАО относится выгруженное из реактора отработанное топливо и отходы, образующиеся на первых ступенях экстракции урана и плутония. Растворы последних упаривают и сливают в емкость для временного хранения. Топ­ливо хранится на площадках АЭС. Для подготовки к долговременному хра­нению или окончательному удалению ВАО подвергают остекловыванию (капсулированию): упаренные растворы прокаливают и подвергают обра­ботке расплавами фосфатных или боросиликатных стекол. Такая форма токсикантов обеспечивают полную безопасность, так как большая часть радионуклидов ВАО распадается в течение 300 лот (справ­ка: для растворения 1 мм поверхностного слоя стекломассы в воде требу­ется не менее 100 лет). Для окончательного удаления НАО и САО пред­полагается строительство подземных специальных хранилищ, разрабаты­ваются методы хранения в пустотах горных пород или выработанных шахт.

 

Рис. 11.5. Окончательное удаление радиоактивных отходов:

низкоактивные отходы – в приповерхностные хранилища, среднеактивные отходы – в подземные хранилища, высокоактивные отходы – в глубокие геологические формации.

Для окончательного удаления ВАО предложен метод трансмутации радионуклидов, заключающийся в переводе радионуклидов в стабиль­ные нуклиды под действием 8-излучения или потока нейтронов. Путь уда­ления ВАО в космос не является радикальным, так как существует опас­ность непредвиденного возвращения на Землю ракеты - носителя. Наибо­лее приемлем способом является удаление ВАО в глубокие геологи­ческие формации. Такое хранилище должно состоять из наземной и под­земной частей. Наземная часть имеет центральную зону со вспомогатель­ными постройками. Подземная часть хранилища напоминает большую шах­ту, расположенную на глубине 600-1200 м. Для предотвращения миграции радионуклидов предполагается создание технических барьеров с целью обеспечения защиты в течение различных временных интервалов: началь­ный период (до помещения отходов в хранилище); тепловой период (до 300 лет); период геологического контроля - в миллионы лет для обезвре­живания актиноидов (от актиния до лоуренсия). Конструкция хранилища представлена на рис . 11.5 [7].

Таким образом, особое внимание должно уделяться сбору, удалению и захоронению твердых и высокоактивных жидких отходов, которые могут вызвать загрязнение окружающей природной среды.

Следует также помнить, что вокруг АЭС устанавливаются три зоны с различным по строгости режимом: контролируемая возможно об­лучение свыше 0,3 дозы, допустимой для персонала; санитарно-защ и т н а я - запрещено размещение производственных, жилых и культур­но-бытовых объектов, не относящихся к объекту; наблюдаемая до­зы облучения населения, проживающего в ее пределах, могут несколько превышать допустимые нормативы. Ширина зон устанавливается 3, 13 и 30 км соответственно [14].

 

 

ЛИТЕРАТУРА

 

1. Медведева B.C. Охрана труда и противопожарная защита в химической про­мышленности. М.: Химия, 1989. 288 с.

2. ГОСТ 12.1.045-84. Электростатические поля. Допустимые уровни на рабочих местах и требования к проведению контроля.

3. СН № 1757-77. Санитарно-гигиенические нормы допустимой напряженности электростатического поля.

4. Правила защиты от статического электричества в производствах химической, нефтехимической и нефтеперерабатывающей промышленности (утв. 31.01.72).

5. ГОСТ 12.4.124-83. Средства защиты от статического электричества. Общие технические требования.

6. Иванов В.Б., Цыканов В.А. Основные направления работ ГНЦ НИИАР для экс­периментального обоснования разработок современных ЯЭУ. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996.20 с.

7. Преображенская Л.Б., Зарубин В.А., Никандрова А.В. Популярно о ядерной энергетике. М.: AT, 1993. 48 с.

8. Русак О.Н. Радиационная безопасность». СПб.: ЛТА, 1993. 24с

9. Нейман Л.А. Безопасность жизнедеятельности: теория, вопросы и ответы. М.:Вузовская книга, 1997. 142 с.

10. НРБ-96. Нормы радиационной безопасности.

11. НРБ-76/87. Нормы радиационной безопасности. ОСП-72/87. Основные сани­тарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ио­низирующих излучений. М.: Энергоиздат, 1988. 60 с.

12.Измалков В.И., Измалков А.В. Безопасность и риск при техногенных воздей­ствиях. М.; СПб.: Изд-во РАН, 1994. 270 с.

13.Сынзыныс Б.И., Козьмин Г.В. Bведение в радиоэкологию. Радиационные факторы в природной среде с сфере жизнедеятельности человека. Обнинск: ОИАТЭ, 1997. 58 с.

14. Владимиров В.В. Урбоэкология. М.: Изд-во MHЭПУ, 1999. 204 с.

 

Тема V. ПРОМЫШЛЕННЫЕ АВАРИИ И ТЕХНОГЕННЫЕ ЧРЕЗВЫЧАЙНЫЕ СИТУАЦИЙ

Лекция 12

ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ЧЕЛОВЕКА, БИОСФЕРЫ ИПРОМЫШЛЕННЫХ (ИНЖЕНЕРНЫХ)ОБЪЕКТОВ В УСЛОВИЯХ ТЕХНОГЕННЫХ ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЙ (ТЧС)

И АВАРИЙ