Ионизирующие поля и излучения

Ионизирующие поля и излучения: опасность, оценка, технические средства защиты. Безопасные технологии

1. Электростатические поля и загрязнение биосферы

Статическое электричество - это процесс образования, сохранения и разделения свободного электрического заряда на поверхности и в объеме диэлектрических и полупроводниковых веществ и материалов или на изолированных проводниках.

Экспериментально установлено, что положительные заряды скапливаются на поверхности того из двух соприкасающихся веществ, диэлектрическая проницаемость которого больше. Если соприкасающиеся вещества имеют одинаковую диэлектрическую проницаемость, то электрические заряды не возникают.

При статической электризации напряжение относительно Земли достигает десятков, а иногда и сотен тысяч вольт. Значения токов при явлениях статической электризации составляют доли ампера.

Явление статической электризации наблюдается в следующих основных случаях: в потоке и при разбрызгивании жидкостей; в струе газа или пара; при соприкосновении и последующем разделении двух твердых разнородных тел. Эти случаи являются базовыми для таких технологических процессов, как сушка в кипящем слое, пневмосушка и пневмотранспорт газов, паров и пыли, размол, дробление и рассев, слив, налив, перекачка, размешивание и фильтрование электризующихся жидкостей, подача мономеров и легковоспламеняющихся жидкостей в полимеризаторы и др. Опасность возникновения статического электричества проявляется в возможности образования электрической искры и вредном действии его на организм человека, причем не только при непосредственном контакте с зарядом, но и за счет действия электрического поля Е, возникающего вокруг заряженных поверхностей. У людей, работающих в зоне воздействия электростатического поля, встречаются разнообразные жалобы: на раздражительность, головную боль, нарушение сна, снижение аппетита и др. Легкие «уколы» и «пощипывания» при работе с сильно наэлектризованными материалами негативно влияют на психику рабочих, а в определенных ситуациях могут вызвать шоковое состояние. При постоянном прохождении через тело человека малых токов электризации возможны неблагоприятные физиологические изменения в организме, приводящие к профзаболеваниям.

Вследствие этого в соответствии с введены допустимые уровни напряженности электростатических полей Е_>пр>ед,- Данный уровень устанавливается равным 60 кВ/м в течение 1 ч. Для Е < 20 кВ/м время пребывания в электростатических полях не регламентируется. Для Е = 20-60 кВ/м допустимое время пребывания персонала в электростатическом поле без средств защиты зависит от конкретного уровня напряженности на рабочем месте и определяется по формуле:

где Е_>факт> - фактическое значение напряженности поля, кВ/м.

Основная величина, характеризующая способность различных материалов проводить ток, а также определяющая их способность к электризации

- удельное электрическое сопротивление р.

В соответствии с все вещества и материалы в зависимости от величины р подразделяются на диэлектрические, антистатические и электропроводящие. В соответствии с этими Правилами p_>v> и р_>5> должны указываться в технологическом регламенте, а также в исходных данных при проектировании любого технологического процесса. Для практических целей необходимо брать их максимальные значения или определять экспериментально для каждого конкретного продукта.

Меры защиты от статического электричества направлены на предупреждение возникновения и накопления зарядов статического электричества, создание условий рассеивания зарядов и устранение опасности их вредного воздействия.

Основные методы и средства защиты от статического электричества представлены на р и с. 1.

2. Радиационное излучение и загрязнение биосферы

Введение в радиоэкологию

Среди опасностей, угрожающих человеку, особо необходимо выделить ионизирующую радиацию, в частности, техногенную составляющую. Главными источниками ионизирующих излучений и радиоактивного загрязнения являются предприятия ядерного топливного цикла: атомные станции; предприятия по изготовлению ядерного топлива; предприятия по переработке и захоронению радиоактивных 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 АЭС.

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.

Однако только атомная энергетика может дать реальный выход из энерго-экологического тупика, возникающего при использовании основных источников энергии: 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, продукты коррозии, осколки деления урана от цинка до гадолиния.

Действительно, ядерное топливо при горении не потребляет 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 топливе. Уникальной особенностью ядерного топлива является возможность его воспроизводства, то есть искусственная наработка нового ядерного топлива в реакторе. 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 или фотонное.

Испускание ядром двух протонов и двух нейтронов - это а-излучение, испускание электронами -. Иными словами, а-частицы представляют собой поток ядер гелия. Их энергия лежит в пределах 3-9 МэВ. Пробег такой частицы в воздухе 8-9 см, а в мягких биологических тканях - десятки микронов, р-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 а-частиц. Максимальный пробег в воздухе - 1,8 м, в тканях - 2,5 см. Гамма-лучи - результат высокочастотного электромагнитного излучения, возникающего 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.

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 у-излучения считается равной 600±100 Р. Так называемая смерть под лучом наступает при дозе около 200000 Р. Доказано, что облучение может иметь генетические последствия, вызывать 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.

Условия облучения	Доза (накопленная) или мощность дозы	Эффект
Однократное острое, пролонгированное, дробное, хроническое - все виды	Любая доза, отличная отО	Увеличение риска отдаленных последствий и генетических нарушений
Хроническое в течение ряда лет	0,1 Зв (10 бэр) в год и более	Снижение неспецифической резистентности организма
0,5 Зв (50 бэр) в год и более	Специфические проявления лучевого воздействия, снижение иммунореактивности, катаракта (при дозах более 30 бэр)
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 1x10"²

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 него с воздухом, водой или пищей, во много раз опаснее, чем внешнее, при тех же количествах радионуклидов, так как:

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.

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

Отсутствует защитное действие кожного покрова; а-частицы из полностью безопасных при внешнем облучении становятся наиболее опасными.

Нельзя использовать методы защиты, разработанные для внешнего облучения.

При внешнем облучении а- и р-частицы из-за малой проникающей способности вызывают в основном поражения кожи, у-иэлучение может вызвать гибель организма при отсутствии внешних изменений кожных покровов.

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 все население делится на 2 категории: 1. Персонал, непосредственно работающий с источниками излучения; 2. Все население.

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.

Нормируемые величины	Дозовые пределы, мЗв
Персонал (группа А)	Население
Эффективная доза	20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год	1 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год
Эквивалентная доза за год в:
хрусталике	150	15
коже	500	50
кистях и стопах	500	50

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 т а б л. 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	6,25x10"⁴	2x10^	8.25Х10"⁴
Средняя доза при установленном пределе, 0,005 Зв	6,25x10"⁵	2x10'⁵	8,25x10"⁵
Отдельные лица из населения	Предел дозы, 0,005 Зв	6,25x10"⁵	2x10"⁵	8,25x1 О*⁵
Средняя доза при установленном пределе, 0,0005 Зв	6,25x10"⁶	2Х10-⁶	8,25x1 О*⁶

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

где Д_>3>1 - эквивалентная доза /-го излучения на данный орган; /7, - поступление у-го радионуклида; ПДД принято использовать следующие параметры:

плотность радиоактивного загрязнения почвы по отдельным радионуклидам:¹³ Cs, ⁹⁰Sr и Pu;

мощность экспозиционной дозы на расстоянии 1 м от поверхности почвы;

эффективная эквивалентная годовая доза облучения населения.

В та б л. 5 представлены критерии экологического состояния радиоактивно загрязненной территории, определенные, исходя из вышеназванных параметров.

№	Параметры	Экологическое состояние
		Экологическое бедствие	Чрезвычайная экологическая ситуация	Удовлетворительная ситуация
1	Мощность экспозиционной дозы на уровне 1 м от поверхности почвы, мкР/час	Более 400	200^00	До 20
2	Радиоакгивное загрязнение, Ки/км^2 137Cs ⁹⁰Sr Pu (сумма изотопов)	Более 40 Более 3	15-40 1-3 Более 0,1	До1 До 0,3
3	Эффективная доза облучения, мЗв/год	Более 10	5-10	Менее 1

Для обнаружения ионизирующих излучений, измерения их энергии и других свойств применяются дозиметрические приборы.

Защита от излучения

Основные методы в производственном цикле: защита расстоянием, защита временем, защита экранированием источника излучения и защита количеством. «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. 2 представлены упрощенные схемы реакторов различного типа.

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 или растворы урана перерабатывают на специальных гидрометаллургических предприятиях в продукт, называемый «желтый кек», представляющий собой концентрат солей урана желтого цвета, содержащий около 80% U_>3>0_>8>. Концентрат урана очищают и переводят путем конверсии в легколетучее соединение - гексафторид урана. Известно пять основных методов разделения изотопов урана: газодиффузионный, центрифужный, аэродинамический, химический и лазерный.

На рис. 3 показана схема ядерного топливного цикла, а на рис. 4 - общая схема образования и обезвреживания радиоактивных отходов. РАО бывают твердыми, жидкими и газообразными. По содержанию в них радионуклидов и уровню тепловыделения их подразделяют на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные.

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 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 кондиционируют 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.

К ВАО относятся продукты деления урана, накапливающиеся в топливе. Их количество составляет менее 1%, а радиоактивность - 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: упаренные растворы прокаливают и подвергают обработке расплавами фосфатных или боросиликатных стекол. Такая форма обезвреживания токсикантов обеспечивают полную безопасность, так как большая часть радионуклидов ВАО распадается в течение 300 лет. Для окончательного удаления НАО и САО предполагается строительство подземных специальных хранилищ, разрабатываются методы хранения в пустотах горных пород или выработанных шахт.

Для окончательного удаления ВАО предложен метод трансмутации радионуклидов, заключающийся в переводе радионуклидов в стабильные нуклиды под действием р-излучения или потока нейтронов. Путь удаления ВАО в космос не является радикальным, так как существует опасность непредвиденного возвращения на Землю ракеты - носителя. Наиболее приемлемым 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; тепловой период; период геологического контроля - в миллионы лет для обезвреживания актиноидов. Конструкция хранилища представлена на р и с. 5.

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-защитная - 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.