Радіобіологія фул вершин (передмовалесс, вступлесс етс. едишн)

41

джерелом є випромінювання газорозрядних ламп (дейтерієвих, меркурій-кварцевих та ін.). Ультрафіолетове випромінювання Сонця поділяють на три діапазони: УФВ(А) (довжина хвилі 320-400 нм), УФВ(В) (280-320 нм) і УФВ(С) (280-100 нм).

Природним ослаблювачем УФВ є озоновий шар. Озон утворюється в стратосфері (максимальна концентрація на висоті 20-25 км) у фотохімічні реакції оксигену (О2) з УФВ – до молекули оксигену приєднується ще один атом цього хімічного елементу, який виникає при фотолізі (розпаді) оксигену атмосфери під дією УФВ.

В реакції фотолізу О2 з УФВ в основному беруть участь УФ(В) і УФ(С). Саме тому вони до поверхні Землі не доходять. На живі організми, які мешкають на поверхні нашої планети, діє ослаблений потік УФВ(А). Вода є сильним поглиначем УФВ. Але УФВ здатне впливати на організми, які мешкають біля поверхневої плівки води ( прикріплюються до неї або пересуваються по ній).

Озон в атмосфері Землі складає менше однієї мільйонної частки від сумарного вмісту всіх інших газів. Його накопичення обмежується руйнуванням в реакції з оксидом нітрогеном природного походження:

O3 NO NO2 O2

Для підтримки необхідної природної кількості озону концентрація оксиду нітрогену повинна становити не більше 1% від концентрації озону.

Без озоносфери теперішнє життя на Землі було б неможливим. За межами земної атмосфери щільність УФВ становить 1,6 мВт/см2 (за винятком спалахів на Сонці, коли потік УФВ посилюється). Якби все УФВ досягло поверхні Землі, то потужність поглинної дози, наприклад, в шкірі людини, досягла б приблизно 1 Гр/год, що більше ніж у 2000 разів перевищує нинішній природний фон від усіх джерел іонізуючої радіації.

Таким чином, незважаючи на малу товщину озонового шару, він відіграє надзвичайно велику роль в радіаційному захисті живих організмів Землі від УФВ.

Потоньшання озонового шару над певною територією називають озоновою “дирою”. Вперше це було виявлено над Антарктидою, а останнім часом і в інших частинах Землі, в тому числі в Європі. Разом з тим, саме над південною півкулею Землі, озонові “діри” займають найбільшу площу, що складає кілька мільйонів квадратних кілометрів.

Одним із пояснень поширення озонових “дірок”є широке використанні в промисловості та побуті фреонів (хлорфторметанів), які з висхідними повітряними течіями здатні потрапляти в стратосферу. Під впливом УФ-В вони розпадаються з вивільненням атомів хлору, що здатні розкладати озон до оксигену. Азотні добрива і бромвмісні сполуки також при поданні в стратосферу здатні руйнувати озоновий шар.

Утворення і розширення озонових “дірок”, що пов’язується з антропогенною діяльністю людини, погано узгоджується з багатьма факторами. Так, зокрема, озонові “діри” виникають, переважно, над південною півкулею Землі, а не над північною, де більше промисловорозвинених країн. Існування озонової “дірки” над Антарктидою, як свідчать результати спостережень, – явище природне, яке існувало задовго до широкого застосування фреону. Таким чином, з’ясування причин виникнення озонових „дірок” потребує подальших досліджень.

Слід відмітити, що підвищення інтенсивності УФ-В в районі озонової „дірки” несприятливо впливає на живі організми. Так, знижується урожайність

42

сільськогосподарських рослини і продуктивність скотарства. У повітрі містяться чисельні спори бактерії, грибів, пилок рослин тощо, дія на які підвищених доз УФ-В збільшує вірогідність мутагенезу, що може призвести до несприятливих змін.

У людини під впливом УФ-В спостерігаються різноманітні фотобіологічні ефекти, найважливіші з яких: почервоніння шкіри, внаслідок розширення кровоносних судин, та її опіки; фотоалергія – підвищення чутливості шкіри під впливом фотоалергенів; фотоканцерогенез – розвиток карценом і сарком шкіри; фотоушкодження очей – кератити (запалення рогівки), кон’юктевіти (запалення слизової оболонки), ушкодження кришталика ока, яке може призвести до розвитку катаракти, а також інші захворювання.

2.2. Штучні джерела іонізуючої радіації

Штучні джерела іонізуючої радіації поділяють на такі, що не забруднюють радіоізотопами довкілля (генератори іонізуючих випромінювань та закриті джерела, які використовуються у наукових цілях, для діагностики і лікування в медицині, ветеринарії, радіаційно-біологічних технологіях тощо, в деяких споживчих товарах – телевізорах, радіолюмінесцентні прилади та ін.), а також такі, що забруднюють (випробування ядерної зброї, промислові ядерні вибухи, підприємства атомної енергетики та її паливного циклу, тощо).

ГЕНЕРАТОРИ ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ. Для одержання іонізуючих випромінювань широко використовується різноманітні прискорювачі заряджених частинок (електронів, протонів, ядер атомів, іонів тощо). В основі їх роботи лежить використання електромагнітного поля. Оскільки відбувається їх прискорення, що призводить до підвищення енергії.

В залежності від траєкторії заряджених частинок в прискорювачах їх розрізняють на лінійні прискорювачі, в яких траєкторія руху частинок близька до прямої лінії, та циклічні прискорювачі, в яких траєкторія руху частинок близька до кола або спіралі.

Улінійних прискорювачах створюються потоки швидких електронів і протонів,

ациклічних як цих, так і інших в залежності від типу.

Прискорювачі заряджених частинок, за характером прискорюючого поля, розрізняються на резонансні і нерезонансні. У резонансних –прискорювання надається змінним високочастотним електромагнітним полем і частинки рухаються в резонансі зі змінами поля. Прискорювальне поле створюється за рахунок різниці електростатичних потенціалів або за рахунок змін магнітного поля. У нерезонансних прискорювачах напрям поля залишається незмінним.

На даний час найчастіше використовуються циклотрони, синхротрони,

синхрофазотрони і бетатрони.

Циклотрони – це циклічні резонансні прискорювачі протонів (1Н), дейтронів (2Н),-частинок (ядер атомів 3Не і 4Не) та заряджених іонів з малим атомним номером. Вони мають постійне магнітне поле і постійний період високочастотного електричного поля.

У синхротронах потоки швидких електронів створюються за їх циклічного прискорювання, у них змінне магнітне поле і постійна частота високочастотного електричного поля.

43

Синхрофазотрони – це циклічні резонансні прискорювачі протонів, у яких прискорювання здійснюється за дії високочастотного електричного поля в зростаючому магнітному полі.

Бетатрони створюють потоки швидких електронів за використання вихрового електричного поля, яке утворюється зростаючим неоднорідним магнітним полем.

Потоки нейтронів створюють в ядерних реакторах і генераторах нейтронів.

Ядерні реактори можуть створювати потоки з потужністю 1015нейтронів за 1с через переріз 1 см2, а імпульсні в момент спалаху – 1029нейтронів за 1с через переріз 1 см2. В ядерних реакторах можна отримати як “теплові” нейтрони так і “швидкі” (див підрозділ 1.5.).

“Швидкі” нейтрони можна отримати і за дії прискорювачів. Так, при спрямованні високоенергетичних електронів на мішень з важких металів утворюються -кванти гальмівного випромінювання, які здатні брати участь у ядерних реакціях або поділу ядер з виділенням нейтронів.

В реакції “швидких” дейтронів (2Н) з тритієм (3Н) теж можна отримувати нейтрони. Ще один із можливих шляхів утворення нейтронів – це реакція α-частинок, які випромінюються, наприклад, полонієм, радієм або плутонієм з берилієм (сумішшю 7Ве і 8Ве).

ПРЕДМЕТИ ШИРОКОГО ВЖИТКУ, ЩО МІСТЯТЬ ДЖЕРЕЛА ІОНІЗУЮЧОГО ВИПРОМІНЮВАННЯ. Джерелами іонізуючого випромінювання, є деякі споживчі товари, які генерують іонізуюче випромінювання або містять радіоізотопи. Їх можна поділити на такі групи: електронна і електрична апаратура, антистатичні прилади, детектори газу і аерозолів (димів), рівноміри; товари з радіолюмінесцентними речовинами; керамічні, скляні та зі сплавів випроби, які містять уран і торій.

Електронна і електрична апаратура (телевізори, комп’ютери та інші прилади, де використовуються електронно-променеві трубки; пускачі флуоресцентніх ламп; запобіжники; сигнальні протипожежні пристрої, зокрема детектори диму, тощо) можуть бути джерела іонізуючих випромінювань. Дози, які спричинює така апаратура за нормальної експлуатації, незначні, тому істотного значення не мають. Нині джерелами іонізуючих випромінювань здебільшого є споживчі товари, які містять радіолюмінесцентні речовини. До них належать, в першу чергу, годинники, циферблати яких покриті такими речовинами, що світяться в темряві. В цих виробах іонізуюче випромінювання радіоізотопів трансформується в світлове світіння за участю сцинтилятора, який містить, як правило, сірчаний цинк з домішками міді та срібла. Раніше в деяких країнах для виготовлення радіолюмінесцентних речовин широко використовували 226Rа. Тепер, як правило, 3Н або 157Рm, оскільки у них низькоенергетичне випромінювання. Це дає змогу практично запобігти зовнішньому опроміненню. Доза, поглинута всім тілом людини і зумовлена 3Н, що входить до матеріалу нанесеного на циферблат годинників люмінесцентними речовинами, становить в середньому 3·10-6 Гр/год. При вмісті 147Рm у люмінесцентному складі циферблатів годинників з активністю 3,7·107 Бк, поглинута доза становить 1·10-5 Гр/год.

Радіолюмінісцентні матеріали використовуються також у табло, що світяться, а також у компасах та багатьох інших пристроях. Зумовлена ними доза навіть менше, за ту, що утворюють годинники з радіолюмінісцентним покриттям циферблатів.

44

Таким чином, дози опромінення від сучасних споживчих товарів дуже малі (в середньому 1,2 ּ10-5 Зв/рік) і значно менші за рівень природного радіаційного фону

(див. табл. 5.1).

ЯДЕРНА ЕНЕРГЕТИКА. Для забезпечення зростаючих потреб людства в електроенергії та теплі використовується ядерна енергія. На підприємствах ядерноенергетичного комплексу відбувається добування та переробка уранових руд; вилучення урану із цих руд та його збагачення; приготування ядерного палива та виготовлення паливних елементів; одержання ядерної енергії в реакторах; переробка (регенерація) відпрацьованого ядерного палива; зберігання і захоронення радіоактивних відходів (рис. 2.4).

Добування і переробка

Вилучення урану з уранової руди

Видалення і зберігання радіоактивн их відходів

Збагачення урану та перетворення в паливо

Виготовлення паливних елементів

Експлуатація

ядерного

енергетичного

Експлуатація ядерного Регенераці

енергетичного я палива реактора

Опромінене відпрацьоване Зберігання ядерне паливо

Рис. 2.4. Схема основних стадій ядерно-паливного циклу.

Підприємства ядерно-паливного циклу є потенційними джерелами радіоактивного забруднення довкілля. До таких потенційних джерел слід віднести також можливість радіаційного забруднення довкілля при транспортуванні

45

радіоактивних речовин, які використовуються або є відходами підприємств ядернопаливного циклу.

Характеристика процесів добування, переробки та збагачення урану,

виготовлення паливних елементів. Концентрація природного урану в руді коливається в межах від 0,1 до 3% (за виключенням деяких високовмісних руд). Добувають уранову руду у відповідних копальнях. Переробні та збагачувальні заводи розміщуються в зоні добування уранових руд, щоб запобігти транспортуванню великої кількості уранової руди на значні відстані.

В Україні видобування уранової руди проводиться на Жовтоводському, Кіровоградському, Смоленському та Новоконстянтинівському уранових рудниках. Переробка уранових руд з метою отримання оксиду-закису урану проводиться на Жовтоводському спец комбінаті.

Особливостями добування уранової (торієвої) руди та її переробки є те, що всі відходи цих технологічних процесів є радіоактивні. Це становить певну небезпеку в плані забруднення довкілля. В урановій руді, окрім природного урану, міситься також 232Th та радіоактивний газ 222Rn. Цей радіоізотоп є основним і найнебезпечнішим компонентом газоподібних відходів підприємств по добуванню та переробці урану.

Рідкі радіоактивні відходи цих підприємств – це шахтні та технологічні води, які містять в основному, природний уран, 222Rn, 226Ra, 232Th.

Тверді радіоактивні відходи уранових копалень та заводів по переробці уранової руди складає відпрацьована руда, яка має низьку концентрацію урану і високу 210Po,

222Rn, 226Ra.

Концентрати уранової руди, які виготовляються на заводах переробки руди, зазнають обробки, очищення і збагачення. Як ядерне паливо використовують природний уран, який збагачений 235U ( 2 - 4,4%). Одним із методів збагачення природного урану 235U є газодифузійний. Добутий із руди концентрат урану перетворюють у летку сполуку UF6, яку пропускають через систему пористих мембран, що селективні до 235U і зменшують прохідність через них більш важкого 238U. Одержаний UF6, який збагачений 235U, перетворюють в порошок UО2, гранулюють, спікають і у вигляді пігулок вміщують у трубки з цирконієвого сплаву, які після запаювання використовують як паливні елементи.

Добування, переробка та збагачення уранових і торієвих руд пов’язано з потенційною можливістю опромінення обслуговуючого персоналу та населення, яке живе поблизу таких підприємств. За нормальної експлуатації відповідного обладнання, виконання санітарно-гігієнічних правил і додержання норм техніки безпеки обслуговуючий персонал опромінюється незначними дозами. Середня доза опромінення населення, яке живе в радіусі 100 км від підприємств по добуванню та переробці уранових і торієвих руд, збагаченню урану, не перевищує 10-7 Зв/рік, що значно менше природного фону (див. табл. 2.5).

З метою зменшення забруднення довкілля радіоактивними відходами, що утворюються при добуванні, переробці та збагаченню урану, аерозольні радіоактивні забруднюючі речовини уловлюють спеціальними фільтрами, а рідкі збирають у спеціальні відстійники та закриті водоймища. Створюють спеціальні сховища для твердих відходів.

Принцип отримання ядерної енергії. До енергетичних підприємств, де використовується енергія ядерного палива відносяться ядерні електростанції, які

46

називають ще атомними електростанціями (АЕС), ядерні станції побутового та промислового тепло забезпечення, станції подвійного призначення – виробництва електроенергії та тепла, опріснювачі морської води. Певні особливості мають ядерні енергетичні установки на надводних та підводних човнах, на космічних апаратах.

В основі роботи цих станцій лежить явище виділення енергії при діленні (розчепленні) ядер хімічних елементів, для яких виконуються умови: Z2/А ≥ 17 (Z – порядковий номер хімічного елемента, А – масове число). Це відношення називають

параметром ділення.

Явище ділення ядер з вивільненням енергії було відкрито в 1938 р. німецькими фізиками О.Ганом і Ф.Штрасманом в дослідах з ураном. В подальшому було з’ясовано, що при діленні ядра урану випромінюється кілька нейтронів – нейтронів ділення. Це було покладено в основу розробленого методу самопідтримуючої ядерної ланцюгової реакції та використання явища ділення ядер урану як джерела енергії. Природним радіоізотопом, який здатний до ділення з виділенням енергії є 235U, а штучним – 239Pu,

який утворюється при захопленні 238U нейтронів (див. підрозділ 2.3):

1/2	23хв		1/2	2,5доби
розпад t			розпад t

238U+1n→239U 239Np 239Pu

Радіоізотопи 235U і 239Pu діляться тільки при захопленні “теплових” нейтронів (див. підрозділ 1.5). Тому, щоби в реакції брали участь нейтрони, які випромінилися в попередніх актах ділення, їх необхідно сповільнити. Це здійснюється при їх розсіянні на ядрах речовини-сповільнювача. В якості неї використовують, як правило, графіт (місить карбон), важку воду (Д2О); звичайну (легку) воду (Н2О). Як приклад, наведено деякі реакції ділення 235U:

235U + 1n → 145Ва + 88Kr + 3 ’n 235U + 1n → 139Xe + 95Sr + 2 ‘n 235U + 1n → 140Cs + 94Rb + 2 ‘n 235U + 1n → 135La + 97Br + 4 1n

На кожний нейтрон, який викликає акт ділення 235U утворюється 2-4 нейтрони, які після сповільнювання можуть спричинити наступні акти ділення. Але не всі з них знову реагують з ядрами 235U, оскільки певна їх кількість може випромінюватися за межі активної зони, де знаходиться речовина, ядра атомів якої діляться. Кількість нейтронів, які утворилися при діленні і беруть участь в наступних актах ділення, називається коефіцієнтом розмноження (К). Якщо К = 1, то реакція ділення відбувається з постійною швидкістю і потужність виділення енергії стала. За умов К < 1 кількість актів ділення в одиницю часу зменшується і реакція ділення згасає. Коли К > 1, то потужність виділення енергії буде збільшуватися і якщо не застосувати засобів зменшення коефіцієнта розмноження, то станеться ядерний вибух. При застосуванні таких заходів, зокрема введення в активну зону регульованої кількості бору або кадмію, можна керувати ланцюговою ядерною реакцією.

Як вже відмічалося, певна частина нейтронів, які випромінюються при діленні ядер, може покинути активну зону, так і не зазнавши взаємодії з ядрами атомів палива. Мінімальну кількість речовини, ядра якої здатні ділитися з виділенням енергії в ланцюговій реакції називають критичною масою. Для ядерних реакторів, де як паливо використовують солі чистих речовин, ядра атомів яких здатні до ділення, та

47

сповільнювачем нейтронів є звичайна вода, критична маса для 235U дорівнює 0,8 кг, для 239Рu – 0,5 кг.

Кожному акті ділення ядра 235U виділяється енергія порядку 200 МеВ, яка розподіляється наступним чином: кінетична енергія продуктів розпаду – 168 МеВ; кінетична енергія випромінених нейронів – 5 МеВ; енергія β-та γ-випромінювання продуктів розпаду – 13 МеВ; енергія нейтрино – 9 МеВ. При діленні ядер 1 кг 235U виділяється до 9·1013 Дж, що відповідає енергії, яка виділяється при згоранні приблизно в 2500 т кам’яного вугілля.

Ядерні реактори. Пристрій, в якому здійснюється керована ланцюгова ядерна реакція з виділенням і відведенням теплової енергії, називають ядерним (атомним) реактором. Перший такий реактор був побудований в 1942 р. в Чикаго під керівництвом італійського фізика Е. Фермі. В Європі перший реактор був створений в 1946 р. в Москві під керівництвом І.В.Курчатова.

За своїм призначенням ядерні реактори поділяються на дослідницькі, експериментальні та енергетичні. У переважній більшості існуючих ядерних реакторів для підтримування ланцюгової ядерної реакції використовують “теплові” нейтрони. Проте існують ядерні реактори на “швидких” (високоенергетичних) нейтронах, які є реакторами-розмножувачами, де утримують 239Pu з 238U. Основними частинами будь-якого ядерного реактору є активна зона, де знаходиться ядерне паливо і вивільнюється енергія; відбивач нейтронів, який оточує активну зону і не дає нейтронам її залишати; сповільнювач нейтронів та нейтронопоглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється регулювання ланцюгової ядерної реакції; теплоносій, який безперервно прокачують через активну зону для відведення тепла від тепловиділяючих елементів; система радіаційного захисту, яка містить залізобетонну конструкцію для захисту від γ-випромінювання, та кільцеподібний водяний резервуар для захисту від нейтронного випромінювання.

В найбільш поширених конструкціях ядерних реакторів блоки з ядерним паливом виготовлені у вигляді трубок з цирконієвого сплаву (стержнів), які заповнюють гранульованим спеченим порошком UО2 у вигляді пігулок, що містять збагачений природний уран. Такі стержні називають тепловидільними елементами

(ТВЕЛами) або тепловидільними зборками (ТВЗ).

Як сповільнювачі нейтронів в ядерних реакторах використовують, як вже відмічалося, графіт, звичайну та важку воду. Активна зона реактору розміщується в суцільному мурованому блоці з графіту, в отвори якого вставляють ТВЕЛи та стержні регулюючі, а також аварійного захисту . Найчастіше нейтроннопоглиначі стержні виготовляють з бористої або кадмієвої сталі, заглиблення яких в активну зону можна змінювати, що дає можливість вибирати потрібний коефіцієнт розмноження нейтронів. Переміщення сповільнювачів нейтронів здійснюється дистанційно з пульту керування.

Енергія, що виділяється при діленні ядер, як було наведено вище, представлена, в основному, кінетичною енергією осколків ділення. Вони при гальмуванні передають частину своєї енергії теплоносію, яким може бути звичайна або важка вода, рідкі метали (зокрема натрій), гази (гелій, азот, діоксид карбону) та деякі інші речовини.

В Україні зараз діють 4 ядерних електростанції – Запорізька, ПівденноУкраїнська, Рівненська та Хмельницька. Чорнобильська АЕС (ЧАЕС) виведена з експлуатації – на ній зупинено другий енергоблок у 1991р., перший – у 1996р., третій

48

– у 2000р., але його повне зупинення відбудеться у 2008р. Четвертий енергоблок ЧАЕС зруйновано аварією у 1986р., над яким споруджено захисний ковпак, який дістав назву об’єкт “Укриття” або “Саркофаг”. Крім АЕС, в Україні існує 2 дослідницьких реактори “ІР-100”.

На працюючих станціях України використовуються водоводяні енергетичні реактори (ВВЕР) електричною потужністю 440МВт (ВВЕР-440) і 1000 (ВВЕР-1000). На зупиненій Чорнобильській АЕС працювали реактори великої потужності канальні електричної потужності 1000МВт (РВПК-1000).

Вид сповільнювача нейтронів і теплоносія в реакторах типу ВВЕР і РВПК наведено в табл.2.6, а їх основні характеристики – в табл.2.7.

У вітчизняних реакторах типу ВВЕР сповільнювачем нейтронів є звичайна вода, яка під тиском також є теплоносієм. У цих реакторах теплоносій прокачується через всю активну зону і під тиском знаходиться весь корпус реактора, тому цей тип реакторів називають корпусними. Реактори типу ВВЕР працюють за двоконтурною схемою – вода першого контура нагрівається в активній зоні до 180-2200С під тиском і надходить у теплообмінник, де віддає тепло воді другого контура, нагріваючи її та перетворюючи на пару. Пара подається на турбіну. Потім пара конденсується і вода повертається в парогенератор. Двоконтурна схема практично виключає можливість надходження радіоізотопів із води першого контура (уразі її забруднення) у воду другого.

Таблиця 2.6. Вид сповільнювача і теплоносія в ядерних реакторах типу ВВЕР і РВПК

Тип реактору	Сповільнювач	Теплоносій
Реактори, що працюють на “теплових” нейтронах
ВВЕР	Звичайна вода	Звичайна вода	під
	Звичайна вода	тиском
	Графіт	Звичайна	вода
	Важка вода	кипляча
		Газ
		Важка вода
РВПК	Графіт	Звичайна вода

Таблиця 2.7. Технічні характеристики ядерних реакторів типу ВВЕР і РВПК

Технічна		Тип реактора
характеристика	ВВЕР-440	ВВЕР-1000		РВПК-1000
Теплова потужність,	1375	3000		3200
МВт
Електрична	440	1000		1000
потужність, МВт
Ядерне паливо	UО2	UО2		UО2
Збагачення палива	3,6	4,4		2
235U, %
Завантаження	42	70		192
ядерним паливом, т

49

Питома потужність,	32,7	40,2	16,7
кВт/кг урану

У реакції типу РВПК графітове мурування, де розміщена активна зона, складається з блоків, які зібрані у колони. Ці колони містять вертикальні циліндричні отвори (канали), що пронизують активну зону на всю її глибину. Саме тому реактори цього типу називають канальними.

Реактори типу РВПК-1000 – одноконтурні. Теплоносій у них є звичайна вода під тиском 65атм. Вона підводиться до кожного технологічного каналу, піднімається вгору і, омиваючи ТВЕЛи, нагрівається до 2800С і частково випаровується. Пароводяна суміш по трубопроводах потрапляє в сепаратори, звідки відокремлена пара подається на турбіну. Після цього пара конденсується і утворена вода знову повертається в активну зону реактора.

Характеристика радіоізотопів, що утворюються при роботі ядерного реактора. При експлуатації ядерних реакторів у його активній зоні утворюють радіоізотопи, які за своїм походженням поділяються на продукти ділення ядер атомів палива, продукти неведеної активності та радіоізотопи трансуранових елементів.

Продуктами ділення ядер атомів палива є близько 200 радіоізотопів 36 хімічних елементів. Вони, як правило, - і γ-випромінювачі з періодом напіврозпаду від мілісекунд до десятків років.

Ці радіоізотопи виникають в ТВЕЛах. Проте частина їх крізь мікротріщини та інші нещільні місця оболонки ТВЕЛів можуть дифундувати в твелоносій.

Продукти наведеної активності першого контура з’являються при опроміненні нейтронами елементів конструкції активної зони, теплоносія та існуючої в них невеликої кількості домішок, а також продуктів ділення ядерного палива, які продифундували із ТВЕЛів у теплоносій. До продуктів наведеної активності відноситься приблизно 400 радіоізотопів, які є, як правило, - і γ-випромінювачами з періодом напіврозпаду від секунд до десятків і тисяч років.

Радіоізотопи трансуранових елементів виникають при опроміненні уранового ядерного палива “повільними” нейтронами. До них відноситься близько 60 радіоізотопів, які є переважно - і β-випромінювачами з періодом напіврозпаду від десятків до мільйонів років.

Таким чином, під час експлуатації ядерного реактора в ньому утворюються майже 700 різних радіоізотопів. Вони з газоподібними, рідкими та твердими відходами можуть потрапляти у довкілля.

За даними Наукового комітету з дії атомної радіації Організації об’єднаних націй (НКДАР ООН) основний внесок в опромінення людей вносить 20 радіоізотопів 14 хімічних елементів, які можуть бути у відходах ядерних реакторів. Це 3H, 14C, 54Mr,

55Fe, 85Kr, 89Sr, 90Sr, 95Zr, 103Ru, 106Ru, 131I, 134Cs, 137Cs, 140Ba, 141Ce, 144Ce, 238Ru, 239Pu,

241Pu, 241Am. У цього переліку виділяють 8 радіоізотопів, внесок кожного з яких в ефективну еквівалентну дозу може перевищувати 1%. До них відносяться 3H, 14C,

90Sr, 131I, 95Zr, 106Ru, 137Cs, 144Ce.

Вміст конкретних радіоізотопів в активній зоні реактора залежить від ступеня збагачення ядерного палива, тривалості експлуатації реактора та часу витримки реактора після його зупинки.

50

Увідходах, що викидаються в атмосферу, за нормальної експлуатації ядерних реакторів переважають радіоізотопи інертних газів криптону і ксенону, які здебільшого є короткоживучими. Крім того можуть бути леткі продукти наведеної активності – 14C, 16N, 41Ar та ін., а також продукти поділу урану, зокрема радіоактивний йод (в основному 131I, 134I). Різке зменшення їх кількості в атмосфері досягається при застосуванні спеціальних фільтрувальних установок.

До рідких відходів експлуатації реакторів відноситься вода контуру, яка проходить через активну зону, басейнові витримки ТВЕЛів, санпропускників і використані дезактивуючі рідини. Всі рідкі реактивні відходи очищаються і дезактивуються у спеціальних очисних спорудах, після чого можливе їх повторне використання. В них містяться різні радіоізотопи, серед яких переважають продукти поділу урану – 89Sr, 90Sr, 95Zr, 131I, 134I, 137Cs, 141Ce, 144Ce, 95Nb а також наведеної активності – 51Cr, 54Mn, 55Fe, 59Fe, 65Zn, 58Co, 60Co, а також 3H.

Тверді відходи містять, в основному, продукти ділення ядер атомів палива та радіоізотопи трансуранових елементів з високою температурою плавлення (кипіння), які входять до складу дрібнодисперсного пилу (паливних частинок). Це, в першу чергу, радіоізотопи стронцію, а також молібдену, цирконію, цезію і плутонію. Співвідношення цих радіоізотопів залежить від ступеню нагрівання ядерного палива.

Уразі нормальної експлуатації ядерних реакторів доза зовнішнього опромінення, що її може отримати населення в районах розміщення ядерних електростанцій становить 1·10-7 Зв/рік, серед яких газоаерозольні радіоактивні викиди призводять до опромінення дозою, яка не більша 1·10-8 Зв/рік (див. табл. 5.1). Таким чином, середньорічні еквівалентні дози опромінення за нормальної експлуатації ядерних реакторів значно менші таких від природного фону.

Переробка відпрацьованого ядерного палива. В процесі роботи ядерних

реакторів вигоряє приблизно 75% ядерного палива, що міститься в ТВЕЛах. Для його повного використання відпрацьовані ТВЕЛи спочатку витримують у спеціальних сховищах не менше 120 діб, щоб розпалися короткоживучі радіоізотопи. Ці ТВЕЛи витримують під водою, для захисту від нейтронів. У подальшому відпрацьовані ТВЕЛи відправляють на спеціальні підприємства, щоб вилучити залишкову кількість 235U, а також деякі інші радіоізотопи, що застосовуються в господарських цілях (14C,

60Co, 90Sr, 137Cs та ін).

Радіоактивні відходи заводів з переробки відпрацьованих ТВЕЛів здебільшого містять 3H, 14C, 85Kr, 90Sr, 106Ru, 129I, 137Cs та трансуранові елементи.

Використання замкнутих технологічних процесів очисних споруд дозволяє знизити дозу опромінення відходів таких заводів до рівнів, які нижчі за природний радіоактивний фон.

Транспортування радіоактивних речовин. Захоронення радіоактивних відходів. Умови транспортування радіоактивних речовин, у тому числі для ядерної енергетики, регламентуються відповідними санітарними правилами. Основна їх суть зводиться до того, щоб запобігти опромінення персоналу та населення під час перевезення радіоактивних матеріалів. Це досягається надійністю спеціальних контейнерів, які захищають від зовнішнього опромінення. Вони герметичні, не здатні порушуватися в нормальних та екстремальних умовах. Ці контейнери перевозяться спеціальним автомобільним або залізничним транспортом дорогами, які обходять населенні пункти.