|
|
Энергетическое загрязнение окружающей среды. Тема 5 Энергетическое загрязнение окружающей среды
Ионизирующее излучение состоит из трех компонент: α, β, γ. Рассмотрим каждое их них.
Рис.1. Компоненты ионизирующего излучения
Альфа(a)-излучение представляет собой поток ядер гелия, обладающих большой скоростью. Эти ядра имеют массу 4 и заряд +2. Они образуются при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях. В настоящее время известно более 120 искусственных и естественных альфа-радиоактивных ядер, которые, испуская альфа-частицу, теряют 2 протона и 2 нейтрона.
Энергия альфа-частиц не превышает нескольких МэВ. Излучаемые альфа-частицы движутся практически прямолинейно со скоростью примерно 20 000 км/с.
Под длиной пробега частицы в воздухе или других средах принято называть наибольшее расстояние от источника излучения, при котором еще можно обнаружить частицу до ее поглощения веществом. Длина пробега частицы зависит от заряда, массы, начальной энергии и среды, в которой происходит движение. С возрастанием начальной энергии частицы и уменьшением плотности среды длина пробега увеличивается. Если начальная энергия излучаемых частиц одинакова, то тяжелые частицы обладают меньшими скоростями, чем легкие. Если частицы движутся медленно, то их взаимодействие с атомами вещества среды более эффективно и частицы быстрее растрачивают имеющийся у них запас энергии.
Длина пробега альфа-частиц в воздухе обычно менее 10 см. Так, например, альфа-частицы с энергией 4 МэВ обладают длиной пробега в воздухе примерно в 2,5 см. В воде или в мягких тканях человеческого тела, плотность которых более чем в 700 раз превышает плотность воздуха, длина пробега альфа-частиц составляет несколько десятков микрометров. За счет своей большой массы при взаимодействии с веществом альфа-частицы быстро теряют свою энергию. Это объясняет их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию: при движении в воздуной среде альфа-частица на 1 см своего пути образует несколько десятков тысяч пар заряженных частиц - ионов.
Бета-излучение представляет собой поток электронов (β-излучение, или, чаще всего, просто β-излучение) или позитронов (β+-излучение), возникающих при радиоактивном распаде. В настоящее время известно около 900 бета-радиоактивных изотопов.
Масса бета-частиц в несколько десятков тысяч раз меньше массы альфа-частиц. В зависимости от природы источника бета-излучений скорость этих частиц может лежать в пределах 0,3-0,99 скорости света. Энергия бета-частиц не превышает нескольких МэВ, длина пробега в воздухе составляет приблизительно 1800 см, а в мягких тканях человеческого тела
2,5 см. Проникающая способность бета-частиц выше, чем альфа-частиц (из-за меньших массы и заряда). Например, для полного поглощения потока бета-частиц, обладающих максимальной энергией 2 МэВ, требуется защитный слой алюминия толщиной 3,5 мм. Ионизирующая способность бета-излучения ниже, чем альфа-излучения: на 1 см пробега бета-частиц в среде образуется несколько десятков пар заряженных ионов.
Нейтронное излучение представляет собой поток ядерных частиц, не имеющих электрического заряда. Масса нейтрона приблизительно в 4 раза меньше массы альфа-частиц. В зависимости от энергии различают медленные нейтроны (с энергией менее 1КэВ1), нейтроны промежуточных энергий (от 1 до 500 КэВ) и быстрые нейтроны (от 500КэВ до 20МэВ). Среди медленных нейтронов различают тепловые нейтроны с энергией менее 0,2эВ. Тепловые нейтроны находятся по существу в состоянии термодинамического равновесия с тепловым движением атомов среды. Наиболее вероятная скорость движения таких нейтронов при комнатной температуре составляет 2200 м/с. При неупругом взаимодействии нейтронов с ядрами атомов среды возникает вторичное излучение, состоящее из заряженных частиц и гамма-квантов (гамма-излучение). При упругих взаимодействиях нейтронов с ядрами может наблюдаться обычная ионизация вещества. Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии, но она существенно выше, чем у альфа- или бета-частиц. Так, длина пробега нейтронов промежуточных энергий составляет около 15 м в воздушной среде и 3 см в биологической ткани, аналогичные показатели для быстрых нейтронов - соответственно 120 м и 10 см. Таким образом, нейтронное излучение обладает высокой проникающей способностью и представляет для человека наибольшую опасность из всех видов корпускулярного излучения. Мощность нейтронного потока измеряется плотностью потока нейтронов (нейтр./см²*с).
Гамма-излучение (γ-излучение) представляет собой электромагнитное излучение с высокой энергией и с малой длиной волны. Оно испускается при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Высокая энергия (0,01-3МэВ) и малая длина волны обусловливает большую проникающую способность гамма-излучения. Гамма-лучи не отклоняются в электрических и магнитных полях. Это излучение обладает меньшей ионизирующей способностью, чем альфа- и бета-излучение.
Рентгеновское излучение может быть получено в специальных рентгеновских трубах, в ускорителях электронов, в среде, окружающей источник бета-излучения, и др. Рентгеновские лучи представляют собой один из видов электромагнитного излучения. Энергия его обычно не превышает 1 МэВ.
Рентгеновское излучение, как и гамма-излучение, обладает малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения [12].
1.3 Радиационное загрязнение биосферы
Одной из составляющих радиационного загрязнения биосферы является технологически изменённый естественный радиационный фон - за счёт поступления в природную среду естественных радионуклидов, извлекаемых из глубин земли вместе с углём, газом, нефтью, минеральными удобрениями, строительными материалами и др. К нему также относят: дополнительное облучение при полётах в самолётах; радионуклиды радий-226, прометий-147, тритий, используемые для светосоставов постоянного действия, цветные телевизоры и другие устройства, содержащие радионуклиды или излучающие рентгеновское излучение; радионуклид Ро-210, используемый для снятия статического электрического заряда в некоторых производствах; некоторые пожарные дымовые детекторы; керамическую и стеклянную посуду, содержащую уран и торий и др.
Ряд радионуклидов содержится в сжигаемых углях. Удельная активность угольной золы достигает следующих величин, Бк/кг: 265 - 40К, 200 - 238U, 240 - 226Ra, 930 - 210Pb, 1700 - 210Ро и т.д. Индивидуальная средняя годовая доза облучения в районе ТЭС мощностью 1 млн. кВт (район радиусом 20 км) может достигать 0,005 Зв. Эта доза зависит от зольности угля и эффективности очистки дымовых газов от твёрдых частиц (летучей золы).
Значительное количество радионуклидов содержится в удобрениях, применяемых в сельском хозяйстве. После внесения удобрений в почву радионуклиды по пищевым цепям поступают в живые организмы. Так, тройной суперфосфат (производства США) имеет удельную активность, Бк/кг: 2100 - 238U, 1800 - 230Th, 780 - 226Ra, азотно-фосфорно-калиевые удобрения (Бельгия): 470 - 238U, 210 - 226Ra, 5900 - 40К.
Предметы широкого потребления - дополнительные источники облучения человека. Так, часы с циферблатом, содержащим радий - 226, создают мощность дозы 0,074 мкГр/ч, цветной телевизор - 0,003 мкГр/ч (на расстоянии 2,5 м от экрана).
Огромное количество радионуклидов поступило в биосферу при испытаниях ядерного оружия в 1945-1980 гг. Установлено, что основной вклад в ожидаемую эффективную эквивалентную дозу вносят 21 радионуклид, образовавшихся при испытаниях: 14С, 137Cs, 95Zr, 106Ru, 90Sr, 144Cl, 3H, 131I и др. Полная ожидаемая доза от всех этих радионуклидов составляет 4 мЗв.
Радиоактивные вещества поступают в биосферу на всех стадиях ядерно-топливного цикла (ЯТЦ): добыча и переработка урановых и ториевых руд, обогащение урана изотопом U-235, изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), получение энергии в ядерных реакторах, переработка отработавшего ядерного топлива, переработка, хранение и захоронение радиоактивных отходов - на всех стадиях необходима транспортировка радиоактивных материалов.
Основные источники потенциальной ядерной опасности - ядерные реакторы. Несмотря на очень высокие требования по безопасной экс-плуатации ядерных реакторов, количество нарушений правил эксплу-атации весьма высоко, и целый ряд таких нарушений привёл к авариям с катастрофическими последствиями для биосферы: взрыв на предприятии «Маяк» на Северном Урале (1957 г.), аварии на Ленинградской АЭС (1974-1975 гг.), пожар на Белоярской АЭС (1978 г.), катастрофа на Чернобыльской АЭС (1986 г.), при которой выброс радиоактивных веществ составил более 1015 Бк по 131I, авария на Сибирском химическом комбинате (1993 г.). Аналогичные аварии происходили и в зарубежных странах: Тримайл-Айленд, США, 1979 г., выброс до 5Ч1013 Бк; Виндскейл, Великобритания, 1957 г., выброс до 5Ч1014 Бк. Аварии и катастрофы на ядерных объектах - основной аргумент противников развития ядерной энергетики.
При добыче ураносодержащей руды образуются газообразные, жидкие и твёрдые радиоактивные отходы (РАО). Газообразные - в основном за счёт радона-222, до 8Ч109 Бк на 1 т добытой руды. Жидкие отходы определяются шахтными водами, образующимися при дренаже, и водой для технологических целей. Твёрдые отходы - горная порода и руды с низким содержанием урана.
Руда обогащается в процессах грохочения, дробления, измельчения и перевода в растворимый в воде диоксид урана UО2. Отходы обогащения в виде суспензии с 50% -ой, твёрдой фракцией содержат радий и его дочерние радионуклиды, причём до 85% активности содержится в илистой фракции. Хвостохранилища - источник радиоактивных выбросов и долговременного облучения населения. Облучение можно ограничить, покрыв отвалы, например, асфальтом.
После обогащения урановый концентрат перерабатывают на химических и аффинажно-металлургических заводах с целью извлечения урана и очистки его от примесей. При этом образуются газообразные и жидкие отходы (альфа- и бета-излучатели), но доза облучения от них намного меньше, чем на других стадиях ЯТЦ. Обогащённый уран (в виде оксида урана) - исходное сырьё для производства ядерного топлива в виде таблеток массой до 15 г. Последние размещаются в оболочках из термостойких сплавов. Это - тепловыделяющие элементы. ТВЭЛами загружают активную зону (ядерную «топку») ядерного реактора. Безопасность работы реактора обеспечивается регулированием цепной реакции, охлаждением активной зоны и радиационной защитой.
Регулирование цепной реакции осуществляется путём погружения в активную зону стержней из материалов, поглощающих нейтроны (графит, бор, кадмий).
В активной зоне реактор выделяет огромное количество тепла, отводимого теплоносителем (вода, газ, жидкие металлы) на производство пара. Прекращение подачи теплоносителя в активную зону может привести к расплавлению топлива и серьёзной аварии. В конструкции реакторов предусмотрены решения, исключающие нарушения подачи теплоносителя. Реактор снабжается также аварийным запасом воды для аварийного охлаждения.
По мере работы реактора в топливе накапливаются высокоактивные продукты деления. Для защиты персонала активная зона реактора и коммуникации выгрузки отработанного топлива окружены мощным защитным экраном, имеется также система радиоактивных выбросов в штатных и аварийных режимах.
Современные реакторы разделяются на два основных типа: на тепловых нейтронах и на быстрых нейтронах.
Реакторы первого типа: водо-водяные (ВВЭР), паро-водяные (ПВР), водо-графитовые (ВГР, РБМК), графито-газовые (ГГР). В них тепло-носитель - вода (пар) или газ (гелий, углекислый газ), замедлитель - вода или графит, топливо - таблетки оксида урана - 238, слабообогащённого ураном-235, способным на самопроизвольную цепную реакцию. Теплоноситель прокачивается через активную зону (первый контур) и полученное в ней тепло передаёт на парогенератор (второй контур). Из него пар подаётся на турбину электрогенератора.
В реакторах второго типа теплоноситель - жидкий натрий, он прокачивается через активную зону и отводит тепло в теплообменник, в котором отдаёт тепло натрию второго контура. Натрий второго контура проходит в парогенератор, испаряя воду третьего контура, пар поступает в турбину электрогенератора. Топливо - уран, обеднённый ураном - 235 (практически чистый уран-238), не «работающий» в тепловых реакторах.
При работе АЭС образуются РАО, часть которых поступает в окружающую среду, поскольку системы очистки не дают 100 %-го эффекта.
Газообразные РАО: радиоактивные благородные газы (РБГ), например, около десяти радионуклидов Кr и Хе - продуктов деления, 41Ar - продукт нейтронной активации 40Ar, содежащегося в воздухе и в теплоносителе. Более 50 биологически значимых радионуклидов содержится в аэрозольных выбросах АЭС.
Жидкие РАО: пульпа ионо-обменных смол, фильтроматериалы, кубовые остатки выпарных аппаратов, в которые поступает загрязнённая радионуклидами вода при эксплуатации или ремонте реактора, дебалансные воды, активность которых создаётся в основном за счёт трития, т.к. система очистки не позволяет извлекать тяжёлую воду из воды.
Твёрдые РАО: отвердённые жидкие концентрированные РАО, детали оборудования реактора, снятые с эксплуатации, отработавшие материалы.
Доза облучения населения зависит от времени, расстояния и типа реактора. Например, расчётная индивидуальная средняя эффективная эквивалентная годовая доза облучения населения от газоаэрозольных выбросов составляет на расстоянии 10 и 100 км соответственно: для РБМК - 0,0013 и 0,0000135 мЗв/ГВт; для ВВЭР - 0,000079 и 0,0000036 мЗв/ГВт.
Значимый вклад в загрязнение биосферы вносят долгоживущие радионуклиды 3Н, 14С, 35Kr, 90Sr, 106Ru, 129I, 134Cs, 137Cs и изотопы трансурановых элементов, присутствующие в выбросах и сбросах заводов по переработке облучённого ядерного топлива. Такой завод, перерабатывающий 1500 тонн отработанного топлива, создаёт на расстоянии до 100 км индивидуальную годовую эффективную эквивалентную дозу до 0,25 мЗв. Кроме того, в окружающую среду могут поступать отходы кислот, химреагентов для обработки жидких РАО, органических растворителей, могущие отравить грунтовые воды на больших территориях.
На конечной стадии ЯТЦ производится захоронение высокоактивных РАО. До сих пор не определены оптимальные способы захоронений. Есть проекты захоронений в глубоких подземных выработках, например, в соляных шахтах, в герметичных ёмкостях глубоко под землёй или на дне океана и т.д. - каждый способ имеет свои недостатки, создающие угрозу глобального загрязнения в будущем. Оптимистические оценки лучших вариантов, например, отвердение отходов с последующим захоронением в геологически стабильных районах, показывают, что заметные количества радиоактивных веществ достигнут биосферы через 105…106 лет.
Облучение человека при медицинских обследованиях и радиационной терапии превышает воздействие всех других искусственных источников. Дозы облучения создаются при рентгеновской диагностике человека и диагностике состояния отдельных органов с помощью радиоактивных фармацевтических препаратов, а также при радиотерапии с использованием радиоактивных источников (кобальт-60, цезий-137), бетатронов, линейных ускорителей и радиофармпрепаратов.
Максимальная средняя годовая доза от рентгенодиагностических процедур приходится на костный мозг, желудочно-кишечный тракт и всё тело: 1310, 860 и 1386 мкГр, в то же время средняя эффективная эквивалентная годовая доза облучения человека, проживающего в районе с “нормальным” природным радиационным фоном, составляет 2000 мкЗв.
При радиотерапии поглощённые дозы составляют 20…60 Гр за несколько сеансов.
2. МЕХАНИЗМ ВОЗДЕЙСТВИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Ионизирующее излучение вызывает в организме цепочку обратимых и необратимых изменений. Пусковым механизмом воздействия являются процессы ионизации и возбуждения атомов и молекул в тканях. Диссоциация сложных молекул в результате разрыва химических связей - прямое действие радиации. Существенную роль в формировании биологических эффектов играют радиационно-химические изменения, обусловленные продуктами радиолиза воды. Свободные радикалы водорода и гидроксильной группы, обладая высокой активностью, вступают в химические реакции с молекулами белка, ферментов и других элементов биоткани, что приводит к нарушению биохимических процессов в организме. В результате нарушаются обменные процессы, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химические соединения, не свойственные организму. Это приводит к нарушению деятельности отдельных функций и систем организма.
Индуцированные свободными радикалами химические реакции развиваются с большим выходом, вовлекая в процесс сотни и тысячи молекул, не задействованных излучением. В этом состоит специфика действия ионизирующего излучения на биологические объекты. Эффекты развиваются в течение разных промежутков времени: от нескольких секунд до многих часов, дней, лет.
Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: · детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.); стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).
3. ЕДИНИЦЫ ИЗМЕРЕНИЯ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ
Основная характеристика взаимодействия ионизирующего излучения и среды - это ионизационный эффект. В начальный период развития радиационной дозиметрии чаще всего приходилось иметь дело с рентгеновским излучением, распространявшимся в воздухе. Поэтому в качестве количественной меры поля излучения использовалась степень ионизации воздуха рентгеновских трубок или аппаратов. Количественная мера, основанная на величине ионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, достаточно легко поддающаяся измерению, получила название экспозиционная доза.
Экспозиционная доза определяет ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. Экспозиционная доза - это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака в элементарном объёме воздуха к массе воздуха в этом объёме.
В системе СИ единицей измерения экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица - рентген (Р).
Кл/кг = 3880 Р
Поглощенная доза. При расширении круга известных видов ионизирующего излучения и сфер его приложения, оказалось, что мера воздействия ионизирующего излучения на вещество не поддается простому определению из-за сложности и многообразности протекающих при этом процессов. Важным из них, дающим начало физико-химическим изменениям в облучаемом веществе и приводящим к определенному радиационному эффекту, является поглощение энергии ионизирующего излучения веществом. В результате этого возникло понятие поглощенная доза. Поглощенная доза показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы любого облучаемого вещества и определяется отношением поглощенной энергии ионизирующего излучения на массу вещества.
За единицу измерения поглощенной дозы в системе СИ принят грэй (Гр). 1 Гр - это такая доза, при которой массе 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. 1 Гр=100 рад.
Эквивалентная доза. Изучение отдельных последствий облучения живых тканей показало, что при одинаковых поглощенных дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что более тяжелая частица (например, протон) производит на единице пути в ткани больше ионов, чем легкая (например, электрон). При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы. Эквивалентная доза рассчитывается путем умножения значения поглощенной дозы на специальный коэффициент - коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или коэффициент качества.
Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). Величина 1 Зв равна эквивалентной дозе любого вида излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани и создающей такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения. Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (до 1963 года - биологический эквивалент рентгена, после 1963 года - биологический эквивалент рада). 1 Зв = 100 бэр.
|
|
|
Скачать 65.68 Kb.