Вопрос радиационной безопасности в экологическом образовании в средней школе

Міністерство освіти і науки України

Дніпропетровський національний університет

Факультет фізичний

Кафедра теоретичної фізики

ДИПЛОМНА РОБОТА

Питання радіаційної безпеки в екологічній освіті у середній школі

Виконавець

студентка групи

ФІ-99-1 Цюпак Е.В.

Керівники

ст.викл. Смойловський О.Н.

доц., к. ф.-м. н. Ярошенко А.П.

Рецензент

проф., д. ф.-м. н. Башев В.Ф.

Консультант

доц. Агапова В.Т.

Допускається до захисту:

Зав. кафедри

проф., д. ф.-м. н. Тутік Р.С..

Дніпропетровськ

2004

План

Вступ.

1. Види, фізичний зміст і одиниці вимірювання доз опромінення.

3. Природні й антропогенні джерела іонізуючого випромінювання.

4. Проблеми, пов'язані з використанням ядерної енергії.

4.1. Теплове забруднення навколишнього середовища.

4.2. Розробка родовищ урану та його збагачення.

4.3 Обробка і ліквідація радіоактивних відходів.

5. Основні заходи захисту населення від іонізуючого випромінювання

6. Лекція на тему: Радіація та її вплив на живий організм.

7. Забезпечення рівня фізичного захисту під час захоронення радіоактивних відходів.

Висновки.

Використана література.

Додаток.

Втуп

Радіація та екологія – дуже актуальне питання в останні десятиліття постає в зв’язку з тим, що людство вступило в атомне століття. Ядерна енергія в Україні використовується в усіх галузях народного господарства – промисловості, медицині, сільському господарстві, наукових дослідженнях, а також у побуті. Разом з цим значно росте кількість людей, які безпосередньо професіонально та не професіонально пов’язані з іонізуючим випромінюванням. Крім того, в теперішній час при великій кількості технологічних процесів отримання та застосування атомної енергії, виробництва та використання штучних радіоізотопів існує можливість попадання радіоактивних відходів в навколишнє середовище. Тому необхідно деякі початкові знання про ядерну енергію надавати ще школярам. Більшість теперішніх учнів отримають такі знання тільки в школі.

Зараз основною задачею людства в області радіаційного контролю – не допустити помітного збільшення радіоактивності, що створена природою, тобто недопущення збільшення природного радіаційного фону. Для рішення такої задачі людству необхідно мати представлення про фізико-хімічну основу такого явища як радіоактивність; знати як взаємодіє іонізуюче випромінювання з речовиною та, обов’язково, як впливає радіація на живий організм; а також мати деякі знання по дозам та заходам захисту населення від дії іонізуючого випромінювання. Для нас ця тема особливо актуальна тим, що на Україні працює чотири атомних електростанції, є родовища уранової руди в Дніпропетровській (м. Жовті Води) та Кіровоградській (м. Олександрія) областях, а також вже відбулася аварія в 1986 році на Чорнобильській атомній електростанції.

Дуже великої шкоди екології України завдала катастрофа на Чорнобильській АЕС 26 квітня 1986 р. Її наслідки виходять далеко за межі проблем довкілля і переростають у ряд соціально-економічних, медичних, біологічних та психологічних проблем. Екологічну небезпеку становить також ядерне паливо та радіоактивні речовини, викинуті під час аварії, які осіли навколо блоку, а потім були закриті піском та бетоном. З паливномісткими матеріалами з часом можуть статися такі зміни: роздрібнення паливних частинок, утворення на їхній поверхні нових сполук, які можуть розчинятися у воді, вимивання радіонуклідів водою. Усе це може викликати міграцію радіонуклідів. Безпосередня загроза екологічній безпеці з боку ЧАЕС є приводом для виникнення суперечностей між Україною і сусідніми державами, які можуть значною мірою ускладнити міждержавні відносини з ними.

Аварія на ЧАЕС є найбільшою екологічною катастрофою, за останні десятиліття. В результаті понад 41 тис. км2
території було забруднено радіонуклідами. Близько 46 тис. га орної землі та 46 тис. га лісу за рівнями забруднення, що перевищують 15 кюрі на квадратний кілометр (Ки/км2
), вилучено з виробництва. Зона відчуження Чорнобиля становить серйозну загрозу для навколишнього середовища внаслідок наявності 800 поховань радіоактивних відходів.

Але зараз більше 50 відсотків всієї електроенергії виробляється на атомних станціях. Зараз на Україні дїє 4 атомних електростанції: Рівненська, Хмельницька, Південно-Українська та Запорізька. За кількістю реакторів та їх потужністю Україна посідає восьме місце у світі.

1. Види, фізичний зміст і одиниці вимірювання доз опромінення.

Атом схожий на сонячну систему в мініатюрі: навколо ядра рухаються по орбітах електрони. Розміри ядра в сто тисяч разів менше самого атома.

Деякі нукліди стабільні, тобто під час відсутності зовнішнього впливу ніколи не перетерплюють ніяких перетворень.

Значна кількість нуклідів нестабільні, тобто без якого-небудь зовнішнього впливу вони увесь час перетворюються в інші нукліди. 99 % від загальної кількості урану, який міститься в земній корі, займає уран-238. Нижче наведено схему розпаду урану-238, урану-235 та урану-236.

Мал.1 Схема перетворення урану-238

З мал.1 видно, що весь ланцюжок перетворення урану-238 закінчується стабільним нуклідом свинцю. Випущення ядром частки, що складає з двох протонів і двох нейтронів – це альфа-випромінювання; випущення електрона – це бета-випромінювання.

Основною характеристикою іонізуючого випромінювання є доза випромінювання.

Доза випромінювання
– це кількість енергії іонізуючого випромінювання, поглиненої одиницею маси середовища, що опромінюється. Розрізняють експозиційну, поглинену й еквівалентну дози випромінювання. Для визначення поглиненої енергії будь-якого виду випромінювання в середовищі прийняте поняття поглиненої дози випромінювання.

Поглинена доза

випромінювання визначається як енергія, поглинена одиницею маси речовини, що опромінюється. За одиницю поглиненої дози випромінювання приймається джоуль на кілограм (Дж/кг).

У системі СІ поглинена доза виміряється в греях (Гр). 1Гр
– це така поглинена доза, при якій 1 кг речовини, що опромінюється, поглинає 1 Дж енергії, тобто 1 Гр = 1 Дж/кг
.

Відповідно до вищевикладеного,

де Dпогл
- поглинена доза випромінювання,

ΔE - енергія, поглинена речовиною, що опромінюється, Δm - маса речовини.

Величина поглиненої дози випромінювання залежить від властивостей випромінювання і поглинаючого середовища.

Для оцінки біологічного впливу іонізуючого випромінювання використовується еквівалентна доза
Dекв
. Вона дорівнює добутку поглиненої дози Dпогл
на так названий коефіцієнт відносної біологічної ефективності даного виду випромінювання η
.

Dекв
= Dпогл
·
η

Для рентгенівського, гама-, бета-випромінювань η
=1; для альфа-випромінюванняη
=20; для нейтронів з енергією менше 20 КеВ η
=3; для нейтронів з енергією 0,1-10 МеВ η
=10.

Одиницею вимірювання еквівалентної дози в системі СІ використовується зіверт (Зв), несистемною одиницею є біологічний еквівалент рада (бер);

1Зв = 100 бер =1 Грη
·

Для характеристики джерела випромінювання по ефекту іонізації застосовується так названа експозиційна доза

рентгенівського і гамма-випромінювань. Експозиційна доза виражає енергію випромінювання, перетворену в кінетичну енергію заряджених часток в одиниці маси атмосферного повітря. З вище викладеного випливає :

де Dексп
- експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань;

ΔQ - заряд, що виникає в результаті іонізації повітря в елементі об’єму; Δm - маса повітря, що опромінюється, у цьому об’ємі.

За одиницю експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань приймається кулон на кілограм – 1 Кл/кг. Кулон на кілограм – експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань, при якій сполучена з цим випромінюванням корпускулярна емісія на кілограм сухого повітря при нормальних умовах (при t0
= 0°C і тиску 760 мм рт. ст.) робить у повітрі іони, що несуть заряд в один кулон електрики кожного знаку.

Несистемною одиницею експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань є рентген.

Рентген
– це доза гамма-випромінювання, під дією якої в 1см3
сухого повітря при нормальних умовах (t =°C і тиску 760 мм рт. ст.) створюються іони, що в одиниці об’єму несуть одну електростатичну одиницю електрики одного знака. Дозі в 1Р відповідає утворенню 2,08·109
пар іонів у 1см3
повітря.

Одиниця рентген може бути використана до значення енергії 3 Мев рентгенівського і гамма-випромінювань. Випромінювання може вимірятися в рентгенах - Р, мілірентгенах - мР чи мікрорентгенах - мкР (1 Р = 103
мР = 106
мкР).

Отже, для одержання експозиційної дози в один рентген потрібно, щоб енергія, витрачена на іонізацію в одному кубічному сантиметрі повітря (чи грамі), відповідно дорівнювала

1 Р = 2,58·10- 4
Кл/кг або 1 P = 3,86·10-3
Дж/кг

Джерела іонізуючих випромінювань характеризуються активністю
, що визначається кількістю ядерних розпадів dN
за проміжок часу dt
:

У системі СІ одиницею вимірювання активності є беккерель (Бк).

1 Бк
– це один розпад за секунду. Несистемною одиницею є кюрі (Ки).

1 Ки = 3,7·1010
Бк.

Поглинена доза випромінювання й експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань, поділені на одиниці часу, називаються відповідно потужністю поглиненої дози

випромінювання і потужністю експозиційної дози

рентгенівського і гамма-випромінювань (Рпогл
і Рексп
).

За одиницю потужності поглиненої дози випромінювання і потужності експозиційної дози прийнятий відповідно ват на кілограм (Вт/кг) і ампер на кілограм (А/кг).

Несистемними одиницями потужності поглиненої дози випромінювання і потужності експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань відповідно є рад в секунду і рентген в секунду (рад/сек и р/сек):

Ступінь забруднення навколишнього середовища радіоактивними речовинами характеризується густиною забруднення, що виміряється кількістю радіоактивних розпадів атомів в одиницю часу на одиницю поверхні, або в одиниці маси, або в об’ємі (Ки/кг, Бк/кг, Ки/л, Бк/л, Ки/км2
, Бк/км2
).

Співвідношення між одиницями СІ і несистемними одиницями активності і характеристик поля випромінювання:

Таблиця 1

У результаті впливу іонізуючого випромінювання на організм людини в тканинах можуть відбуватися складні фізичні, хімічні і біологічні процеси.

Дію іонізуючого випромінювання на біологічні об'єкти можна розділити на кілька етапів, що відбуваються на різних рівнях. Початковий розвивається на атомарному рівні - іонізація і збудження. Час протікання цього процесу складає 10-16
-10-14
с. Надалі в результаті прямої чи непрямої дії спостерігаються зміни в молекулярній структурі біологічного об'єкта, що опромінюється. Тривалість цього процесу складає 10-10
-10-6
с. На цьому закінчується фізико-хімічний етап радіаційного впливу на живий організм і починається біологічний.

Первинним фізичним актом взаємодії іонізуючого випромінювання з біологічним об'єктом є іонізація. Саме через іонізацію відбувається передача енергії об'єкту.

Відомо, що дві третини загального складу тканини людини складають вода і вуглець. У результаті іонізації молекули води утворюють вільні радикали Н+
і ОН–
за наступною схемою:

H2
O+
→ H+
+ OH–

У присутності кисню утвориться також вільний радикал гідроперекису (H2
O–
) і перекис водню (H2
O2
), що є сильними окислювачами.

Вільні радикали й окислювачі, що утворюються в процесі радіолізу води, володіють високою хімічною активністю і вступають у хімічні реакції з молекулами білків, ферментів і інших структурних елементів біологічної тканини, що приводить до зміни біологічних процесів в організмі. У результаті порушуються обмінні процеси, придушується активність ферментних систем, сповільнюється і припиняється ріст тканин, виникають нові хімічні сполуки, не властиві організму – токсини. Це приводить до порушень життєдіяльності окремих функцій чи систем організму в цілому. У залежності від величини поглиненої дози й індивідуальних особливостей організму, викликані зміни можуть бути оборотними чи необоротними.

Деякі радіоактивні речовини накопичуються в окремих внутрішніх органах. Наприклад, джерела альфа-випромінювання (радій, уран, плутоній), бета-випромінювання (стронцій і ітрій) і гамма-випромінювання (цирконій) відкладаються в кісткових тканинах. Усі ці речовини важко виводяться з організму.

При вивченні дії випромінювання на організм були визначені наступні особливості:

· висока ефективність поглиненої енергії. Малі кількості поглиненої енергії випромінювання можуть викликати глибокі біологічні зміни в організмі;

· наявність схованого прояву дії іонізуючого випромінювання. Цей період часто називають періодом уявного благополуччя. Тривалість його скорочується при опроміненні великими дозами;

· дія від малих доз може сумуватись чи накопичуватися. Цей ефект називається кумуляцією;

· випромінювання впливає не тільки на даний живий організм, але і на його потомство. Це так називаний генетичний ефект;

· різні органи живого організму мають свою чутливість до опромінення;

· не кожен організм у цілому однаково реагує на опромінення;

· опромінення залежить від частоти. Одноразове опромінення у великій дозі викликає більш глибокі наслідки, ніж порціонні.

дія іонізуючого випромінювання на організм не відчутно людиною. Тому це небезпечно. Дозиметричні прилади є як би додатковим органом почуттів, призначеним для сприйняття іонізуючого випромінювання.

У результаті впливу іонізуючого випромінювання порушується нормальний плин біохімічних процесів і обмін в організмі.

Різні ферментні системи реагують на опромінення неоднозначно. Активність одних ферментів після опромінення зростає, інших - знижується, третіх - залишається незмінною.

Поглинена доза випромінювання, що викликає поразку окремих частин тіла, а потім смерть, перевищує смертельну поглинену дозу опромінення всього тіла. Смертельні поглинені дози для всього тіла наступні: голова - 2000 рад, нижня частина живота - 5000 рад, грудна клітка - 10 000 рад.

Ступінь чутливості різних тканин до опромінення неоднакова. Якщо розглядати тканини органів у порядку зменшення їхньої чутливості до дії опромінювання, то одержимо наступну послідовність: лімфатична тканина, лімфатичні вузли, селезінка, кістковий мозок, зародкові клітки. Велика чутливість кровотворних органів до радіації лежить в основі визначення характеру променевої хвороби. При однократному опроміненні всього тіла людини поглиненою дозою 50 рад через день після опромінення може різко скоротитися число лімфоцитів, зменшиться також і кількість еритроцитів (червоних кров'яних тілець) через два тижні після опромінення.

Важливим фактором при впливі іонізуючого випромінювання на організм є час опромінення. Зі збільшенням потужності дози вражаюча дія випромінювання зростає. Чим більш дробове випромінювання за часом, тим менше його вражаюча дія.

Біологічна ефективність кожного виду іонізуючого випромінювання знаходиться в залежності від питомої іонізації. Так, наприклад, альфа-частинки з енергією 3 мев утворять 40 000 пар іонів на одному міліметрі шляху, бета-частинки з такою же енергією – до чотирьох пар іонів. Зовнішнє опромінення альфа- і бета-випромінюваннями менш небезпечно, тому що альфа- і бета-частинки мають невелику величину пробігу в тканині і не досягають кровотворних і інших органів.

Ступінь поразки організму залежить від розміру поверхні, що опромінюється. Зі зменшенням поверхні, що опромінюється, зменшується і біологічний ефект. Індивідуальні особливості організму людини виявляються лише при невеликих поглинених дозах.

Чим молодше людина, тим вище його чутливість до опромінення, особливо висока вона в дітей. Доросла людина у віці 25 років і більше найбільш стійка до опромінення.

Є ряд професій, де існує велика імовірність опромінення. При деяких надзвичайних обставинах (наприклад, вибух на АЕС) опроміненню може піддатися населення, що живе на визначених територіях. Деякі відомі речовини, здатні цілком захистити, частково захищають організм від випромінювання. До них відносяться, наприклад, азид і ціанід натрію, речовини утримуючі сульфогідридні групи і т.д. Вони входять до складу радіопротекторів.

Радіопротектори
частково запобігають виникнення хімічно активних радикалів, що утворюються під впливом випромінювання. Механізми дії радіопротекторів різні. Одні з них вступають у хімічну реакцію з радіоактивними ізотопами, що попадають в організм, і нейтралізують їх, утворюючи нейтральні речовини, які легко виводяться з організму. Інші мають відмінний механізм. Одні радіопротектори діють протягом короткого проміжку часу, час дії інших більш тривалий. Існує кілька різновидів радіопротекторів: таблетки, порошки і розчини.

При попаданні радіоактивних речовин всередину організму, вражаючу дію роблять в основному альфа-джерела, а потім бета- і гама-джерела, тобто в зворотній зовнішньому опроміненню послідовності. Слід альфа-частинки, що має густину іонізації, руйнує слизову оболонку, що є слабким захистом внутрішніх органів у порівнянні з зовнішнім покривом.

Таблиця 2

Властивості радіоактивного природного випромінювання

Попадання твердих часток у дихальні органи залежить від ступеня дискретності часток. Частки розміром менше 0,1 мкм при вході разом з повітрям попадають у легені, а при видиху видаляються. У легенях залишається тільки невелика частина. Великі частки розміром більше 5 мкм майже усі затримуються носовою порожниною.

Ступінь небезпеки залежить також від швидкості виведення речовини з організму. Якщо радіонукліди, що потрапили усередину організму однотипні з елементами, що споживаються людиною, то вони не затримуються на тривалий час в організмі, а виділяються разом з ними (натрій, хлор, калій і інші).

Інертні радіоактивні гази (аргон, ксенон, криптон і інші) не є вхідними до складу тканини. Тому вони згодом цілком видаляються з організму.

З організму швидко виводяться радіоактивні речовини, що концентруються в м'яких тканинах і внутрішніх органах (цезій, молібден, рутеній, йод, телур). Повільно виводяться – добре фіксовані в кістах (стронцій, плутоній, барій, ітрій, цирконій, ніобій, лантаноїди). Ці елементи, хімічно зв'язані з кістковою тканиною, дуже важко виводяться з організму. З великого числа радіонуклідів найбільшу значимість як джерело опромінення населення представляють стронцій-90 і цезій-137.

Стронцій - 90
. Період напіврозпаду цього радіоактивного елемента складає 29 років. При попаданні стронцію всередину його концентрація в крові вже через 15 хв. досягає значної величини, а в цілому цей процес завершується через 5 годин. Стронцій вибірково накопичується в основному в кістах і опроміненню піддаються кісткова тканина, кістковий мозок, кровотворна система. Унаслідок цього розвивається анемія, називана в народі "малокрів'ям". Дослідження показали, що радіоактивний стронцій може знаходитися й у кістах немовлят. Через плаценту він проходить у період всього періоду вагітності, причому в останній місяць перед народженням у кістяку його накопичується стільки ж, скільки акумулювалося за всі попередні вісім місяців. Біологічний період напіввиведення стронцію з кістяка складає понад 30 років. Прискорення виведення з організму стронцію є важкою задачею. Принаймні дотепер не знайдено високоефективних засобів для швидкого виведення цього радіоактивного елемента з організму.

Цезій - 137
. Після стронцію-90 цезій-137 є самим небезпечним радіонуклідом для людини. Він добре накопичується рослинами, попадає в харчові продукти і швидко всмоктується в шлунково-кишковому тракті. Цезій-137 - довгоживучий радіонуклід, період його напіврозпаду складає 30 років. До 80% цезію відкладається в м'язовій тканині. Біологічні процеси ефективно впливають на цезій, тому на відміну від стронцію, біологічний період напіввиведення цезію в дорослих людей коливається від 50 до 200 доби, у дітей у віці 6 - 16 років від 46 до 57 доби, у немовлят - 10 доби. Причому близько 10% нукліда швидко виводяться з організму, інша частина - більш повільними темпами. Але в будь-якому випадку щорічний його зміст в організмі практично визначається надходженням нукліда з раціоном у даному році.

Найважливіші біологічні реакції організму людини на вплив іонізуючого випромінювання умовно розділені на дві групи. До першої відносяться гострі поразки, до другої - віддалені наслідки, що у свою чергу розділяються на соматичні (вплив на тіло і кісти) і генетичні ефекти.

Променева хвороба.
У випадку однократного опромінення людини значною дозою радіації на короткий термін ефект від опромінення спостерігається вже в першу добу, а ступінь хвороби залежить від величини поглиненої дози.

При опроміненні всього організму людини дозою менше як 1 Зв, як правило, відзначаються лише легкі реакції організму, що виявляються в зрушеннях у формулі крові, зміні деяких вегетативних функцій.

При дозах опромінення більш 1 Зв розвивається гостра променева хвороба, тяжкість проходження якої залежить від дози опромінення. Перший ступінь променевої хвороби (легка) виникає при дозах 1-2 Зв, друга (середньої ваги) – при дозах 2-3 Зв, третя (важка) – при дозах 3-5 Зв і четверта (украй важка) – при дозах більше 5 Зв.

Дози однократного опромінення 5-6 Зв при відсутності медичної допомоги вважаються в 100 % випадків смертельними.

Інша форма гострої променевої хвороби виявляється у виді променевих опіків при опроміненні деякої невеликої ділянки тіла. У залежності від поглиненої дози іонізуючої радіації мають місце реакції 1-й ступеня (при дозі до 5 Зв), 2-й (до 8 Зв), 3-й (до 12 Зв) і 4-й ступінь (при дозі вище 12 Зв), що виявляються в різних формах: від випадання волосся, лущення і легкої пігментації шкіри (при 1-ої ступені опіку) до язвено-некротичних хвороб і утворення довгострокових незагойних трофічних виразок (при IV ступені променевої хвороби). При тривалому повторюваному зовнішнім чи внутрішнім опроміненні людини в малих, але перевищуючих допустимі величини, дозах можливий розвиток хронічної променевої хвороби.

Віддалені наслідки.
До віддалених наслідків соматичного характеру відносяться різноманітні біологічні ефекти, серед яких найбільш істотними є лейкемія, злоякісні утворення, катаракта кристалика ока і скорочення тривалості життя.

Лейкемія
– відносно рідке захворювання. Частота випадків виникнення лейкемії серед людей, які піддавалися впливу іонізуючої радіації, за даними ряду авторів, перевершує рівні, характерні для населення в цілому.

Більшість радіобіологів вважають, що імовірність виникнення лейкемії складає 1-2 випадків на рік на 1 млн. населення при опроміненні всієї популяції дозою 0,01 Зв.

Злоякісні утворення
. Перші випадки розвитку злоякісних утворень від впливу іонізуючої радіації описані ще на початку XX сторіччя. Це були випадки раку шкіри кистей рук у працівників рентгенівських кабінетів. Надалі була виявлена можливість виникнення остеосарком при змісті 226
Ра в організмі в кількостях, що перевищують 0,5 мкКи. Свідчення про можливість розвитку злоякісних утворень у людини поки ще носять описовий характер, незважаючи на те, що в ряді експериментальних досліджень на тваринах були отримані деякі кількісні характеристики. Тому точно вказати мінімальні дози не можливо.

Розвиток катаракти

спостерігалося в людей, які пережили атомні бомбардування в Хіросімі і Нагасакі, у фізиків, що працювали на циклотронах, у хворих, очі яких піддавалися опроміненню з лікувальною метою. Однократна катарактогенна доза іонізуючої радіації, на думку більшості дослідників, складає близько 2 Зв. Період до появи перших ознак хвороби звичайно складає від 2 до 7 років.

Скорочення тривалості життя в результаті впливу іонізуючої радіації на організм виявлено в експериментах на тваринах (припускають, що це явище обумовлене прискоренням процесів старіння і збільшенням сприйнятливості до інфекцій). Тривалість життя тварин, опромінених дозами, близькими до летальних, скорочується на 25-50% у порівнянні з контрольною групою. При менших дозах термін життя тварин зменшується на 2-4% на кожен 1 Гр.

Достовірних даних про скорочення термінів життя людини при тривалому хронічному опроміненні малими дозами дотепер не отримано. На думку більшості радіобіологів, скорочення тривалості життя людини при опроміненні знаходиться в межах 1-15 днів на 0,01 Зв.

Дози і можливі наслідки опромінення:

· 4,5 3в - важкий ступінь променевої хвороби (помирає 50% опромінених).

· 1 3в - нижній рівень розвитку легкого ступеня променевої хвороби.

· 0,75 Зв - незначна короткочасна зміна складу крові.

· 0,30 Зв - опромінення під час рентгенографії шлунка (місцеве)

· 0,10 Зв - припустиме разове опромінення населення.

· 0,03 Зв - опромінення при рентгенографії зубів.

· 0,005 Зв - припустиме опромінення населення при нормальних умовах за рік.

· 0,001 Зв - фонове опромінення за рік.

· 0,0001 Зв - перегляд одного футбольного матчу.

При впливі іонізуючого опромінення летальна доза для ссавців складає 10 Зв , а енергія, що поглинається при цьому тканинами й органами тварин, могла б підвищити їхню температуру усього на тисячні частки градуса. Ясно, що саме по собі таке підвищення температури не могло б викликати настільки вираженого ефекту поразки; в той же час безпосередньо прямі порушення в хімічних зв'язках молекул у клітинах і тканинах, що виникають слідом за опроміненням, незначні.

Надалі відбуваються реакції хімічно активних речовин з різними біологічними структурами, при яких відзначається як зміна, так і утворення нових, не властивих, для організму з'єднань, що опромінюється.

Наступні етапи розвитку променевої поразки виявляються в порушенні обміну речовин у біологічних системах зі зміною відповідних функцій. У вищих організмів це протікає на фоні нейрогуморальної реакції на розвиток порушення.

Явища, що відбуваються на початкових, фізико-хімічних етапах променевого впливу, прийнято називати первинними, оскільки саме вони визначають весь подальший хід розвитку променевих поразок.

Таблиця 3

Деякі дози випромінювання

3. Природні й антропогенні джерела іонізуючого випромінювання.

Основну частину опромінення населення земної кулі одержує від природних джерел радіації. Таке твердження випливає з того, що всі джерела радіації можна розділити на групи:

· природні джерела, що дають середні річні ефективні дози опромінення 2 мЗв;

· джерела, що використовуються в медицині, середньостатистичні дози опромінення від яких у рік складають 0,4 мЗв;

· радіоактивні опади, у середньому опромінення, що дають у рік дозу, рівну 0,02 мЗв;

· атомна енергетика, доза опромінення від якої складає в рік 0,001 мЗв.

Більшість з них такі, що уникнути опромінення від них зовсім неможливо, тому що ними є природні джерела радіації. Ними є:

· джерела земного походження, внутрішнє опромінення від яких складає 1,325 мЗв;

· джерела земного походження, зовнішнє опромінення від яких складає 0,35 мЗв;

· космічне зовнішнє опромінення, що складає 0,3 мЗв;

· космічне внутрішнє опромінення, що значно менше й у середньому складає 0,015 мЗв.

Людина піддається опроміненню двома способами. Радіоактивні речовини можуть знаходитися поза організмом і опромінювати його зовні. У цьому випадку говорять про зовнішнє опромінення. Але радіоактивні речовини можуть виявитися й у їжі, і у воді, і в повітрі і потрапити всередину організму разом з їжею, чи водою через органи дихання. Такий спосіб опромінення називається внутрішнім.

Зовнішнє опромінення

Протягом всієї історії існування Землі різні види випромінювання надходять від радіоактивних речовин, що знаходяться в земній корі, а також падають на поверхню Землі з космосу.

Космічні промені дають радіаційний фон ледве менше половини зовнішнього опромінення, одержуваного населенням від природних джерел. Космічні промені складаються в основному з заряджених часток.

Велика частина космічних променів приходить до нас з космосу, але деяка їхня частина народжується на Сонці під час сонячних спалахів. Космічні промені можуть досягати поверхні Землі чи взаємодіяти з її атмосферою, породжуючи вторинне випромінювання і приводячи до утворення різних радіонуклідів. Північний і Південний полюси одержують радіації більше, ніж екваторіальні області, через наявність у Землі магнітного полюса, що відхиляє заряджені частки. Рівень опромінення росте з висотою, оскільки при цьому над нами залишається усе менше повітря, що грає роль захисного екрана.

Земна радіація обумовлена тим, що основні радіоактивні ізотопи, що зустрічаються в гірських породах Землі – це калій-40, рубідій-87 і члени інших радіоактивних сімейств, включені до складу Землі із самого її народження. Вони беруть початок відповідно від урану-238 і торію-232 , що є довгоживучими ізотопами. Рівні земної радіації також неоднакові для різних місць і залежать від концентрації радіонуклідів у тій чи іншій ділянці земної кори. Приблизно 95% населення живе в місцях, де потужність дози в середньому складає від 0,3 до 0,6 мЗв в рік, близько 3% одержує в середньому один мЗв у рік, а близько 1,5% – більш 1,4 мЗв у рік. Є місця, де рівні земної радіації значно вищі. По підрахунках Наукового комітету з дії атомної радіації, створеного в рамках ООН у 1955 р, середня ефективна еквівалентна доза зовнішнього опромінення, що людина одержує від земних джерел природної радіації, складає приблизно 350 мЗв. Це чуть більше середньої індивідуальної дози опромінення через радіаційний фон, створюваний космічними променями на рівні моря.

Внутрішнє опромінення

У середньому дві третини ефективної еквівалентної дози опромінення, що людина одержує від природних джерел радіації, випромінювання яке надходить від радіоактивних речовин, які потрапили в організм із їжею, водою і повітрям.

Невелика частина цієї дози приходиться на радіоактивні ізотопи типу вуглецю-14 і тритію, що утворюються під впливом космічної радіації. Все інше надходить від джерел земного походження. У середньому людина одержує близько 180 мЗв у рік за рахунок калію-40, що засвоюється організмом разом з нерадіоактивними ізотопами калію, необхідними для життєдіяльності організму. Однак значно більшу дозу внутрішнього опромінення людина одержує від нуклідів радіоактивного ряду урану-238 і в меншому ступені від радіоактивного ряду торію-232 .

Деякі з них, наприклад нукліди свинцю-210 і полонію-210 , надходять в організм з їжею. Вони концентруються в рибі й у молюсках, тому люди, що споживають багато риби й інших дарунків моря, можуть одержати відносно високі дози опромінення.

Найбільш вагомим із усіх природних джерел радіації є важкий газ (у 7,5 разів важче повітря) - радон
. У природі радон зустрічається в двох формах: у виді радону-222 , члена радіоактивного ряду, утвореного продуктами розпаду урану-238 , і у виді радону - 220 , члена радіоактивного ряду торія-232. Основну частину дози опромінення від радону людина одержує, знаходячись у закритому, не провітрюваному приміщенні. Концентрація радону в закритих приміщеннях у середньому у вісім разів вище, ніж у зовнішнім атмосфернім повітрі.

Радон концентрується в повітрі усередині приміщень лише тоді, коли вони в достатній мірі ізольовані від зовнішнього середовища. Надходячи усередину приміщення тим чи іншим шляхом (просочуючись через фундамент і підлогу, чи ґрунт, вивільняючись з матеріалів, використовуваних у конструкції будинку), радон накопичується в ньому. У результаті в приміщенні можуть виникати досить високі рівні радіації. Іноді концентрація радону в закритому приміщенні в 5000 разів вище концентрації радону в зовнішнім повітрі (виявлене у Швеції й у Фінляндії в будівлях 70-х років). Найпоширеніші будівельні матеріали, такі як дерево, цегла і бетон, виділяють дещо небагато радону. Набагато більшою питомою радіоактивністю володіють граніт і пемза.

У таблиці 4 приведені питомі радіоактивності деяких будівельних матеріалів.

Таблиця 4

Тому радіаційний контроль будівельних матеріалів заслуговує самої пильної уваги.

Однак головне джерело радону в закритих приміщеннях – це ґрунт. Концентрація радону у верхніх поверхах багатоповерхових будинків, як правило, нижче, ніж на першому поверсі. Швидкість проникнення вихідного з землі радону в приміщення фактично визначається товщиною і цілісністю міжповерхових перекриттів.

Емісія радону зі стін зменшується в 10 разів при облицюванні стін пластиковими матеріалами типу поліаміду, чи полівінілхлориду поліетилену чи трьома шарами олійної фарби. Навіть при обклеюванні стін шпалерами швидкість емісії радону зменшується на 30%.

Ще одне важливе джерело надходження радону в приміщення являють собою вода і природний газ. Концентрація радону в звичайно використовуваній воді надзвичайно мала, але вода з деяких джерел, особливо з глибоких чи колодязів артезіанських шпар, містить дуже багато радону. Найбільша зареєстрована питома радіоактивність води в системах водопостачання складає 100 мільйонів Бк /м3
, найменша дорівнює нулю.

Однак основна небезпека виходить зовсім не від питної води, тому що люди звичайно споживають велику частину води в складі їжі після її кип'ятіння. При кип'ятінні води радон у значній мірі випаровується.

Велику небезпеку представляє попадання пари води з високим змістом радону в легені разом із вдихуваним повітрям, що найчастіше відбувається у ванній кімнаті. При обстеженні будинків у Фінляндії виявилося, що в середньому концентрація радону у ванній кімнаті в три рази вище, ніж на кухні, і приблизно в сорок разів вище, ніж у житлових кімнатах.

Радон проникає також у природний газ під землею. У результаті попередньої переробки газу й у процесі збереження, перед надходженням його до споживача, велика частина радону зникає. Але концентрація радону в приміщенні може зрости, якщо кухонні плити, опалювальні й інші нагрівальні пристрої, у яких спалюється природний газ, не мають витяжки.

По оцінках фахівців ефективна еквівалентна доза опромінення від радону і його дочірніх продуктів складає в середньому біля одного мЗв/рік, тобто приблизно половина всієї річної дози, одержувана людиною в середньому від усіх природних джерел радіації.

Вугілля
, подібно більшості інших природних матеріалів, містить незначні кількості первинних радіонуклідів. Останні після спалювання вугілля попадають у навколишнє середовище, де можуть служити джерелом опромінення людей.

Концентрація радіонуклідів у різних вугільних шарах відрізняється в сотні разів. В основному вугілля містить менше радіонуклідів, ніж земна кора. Але при спалюванні вугілля велика частина його мінеральних компонентів спікається в шлак чи золу, де в основному концентруються радіонукліди.

Використання золи як добавку до цементу і бетону може привести до збільшення радіаційного опромінення.

Ще одним джерелом опромінення населення є термальні води
. Вимірювання емісії радону на електростанції, що експлуатує підземні термальні води показали, що на кожен гігават-рік вироблюваної електроенергії приходиться в три рази більше від аналогічної дози опромінення від електростанцій, що працюють на вугіллі.

Видобуток фосфатів
, використовуваних для виробництва добрив, супроводжується підвищенням радіоактивного фону. Це зв'язано з тим, що більшість розроблювальних фосфатних родовищ містять уран. У процесі видобутку і переробки руди виділяється радон, та й самі добрива містять радіоізотопи, що проникають із ґрунту в харчові культури.

Штучні джерела радіації

За останнє десятиліття людиною створено кілька сотень штучних радіонуклідів, а також активно використовується енергія атома в різних цілях. Однак, на відміну від природних джерел, штучні джерела радіоактивного випромінювання практично у всіх випадках контролюються.

Умовно, технічні джерела радіації можна розділити на наступні групи:

· джерела, використовувані в медицині. Це: рентгенівський апарат, діагностичні прилади на базі використання радіоізотопів;

· променева терапія;

· ядерні вибухи;

· атомна енергетика;

· предмети, що містять радіоактивні речовини. Це: антистатичні щітки для видалення пилу з пластинок і фотопринадлежностей, дія яких засновано на випущенні альфа-частинок; детектори диму, принцип дії яких заснований на використанні альфа-випромінювання; кольорові телевізори та монітори, що випускають рентгенівське випромінювання й інші предмети.

4. Проблеми, пов'язані з використанням ядерної енергії.

Головну небезпеку, пов’язану з використанням ядерної енергії, становлять відходи ядерної промисловості, тобто радіоактивні відходи з ядерних реакторів, самі родовища урану та небезпека експлуатації взагалі ядерних електростанцій.

Місцями накопичення радіоактивних відходів є атомні станції, на яких здійснюється їх первинна переробка та тимчасове зберігання. На атомних електростанціях не існує повного циклу первинної переробки відходів відповідно до вимог норм, правил та стандартів з ядерної та радіаційної безпеки, що призводить до нераціонального використання сховищ та збільшує ризик радіаційних аварій. У 30-кілометровій зоні Чорнобильської АЕС зберігається в тимчасових, не пристосованих для зберігання сховищах велика кількість радіоактивних відходів, серед яких є відходи ядерної енергетики. Головним джерелом небезпеки у 30-кілометровій зоні Чорнобильської АЕС залишається об'єкт "Укриття", в якому зосереджені небезпечні радіоактивні речовини та ядерні матеріали, радіоактивність яких близько 20 млн. кюрі.

У шести областях України розташовані регіональні підприємства "Радон" з переробки та зберігання радіоактивних відходів, які приймають на зберігання радіоактивні відходи від усіх галузей народного господарства. Ці підприємства також не мають установок для первинної переробки відходів.

Підприємства з видобування та переробки уранових руд знаходяться у Дніпропетровській, Миколаївській та Кіровоградській областях. Характерним для уранопереробної промисловості є те, що майже всі її відходи – відвали шахтних порід, скиди та викиди (рідкі, газоподібні) є джерелами радіаційного забруднення навколишнього природного середовища. В них містяться природний уран, торій-232, продукти розпаду уранового та торієвого рядів, у тому числі і радіоактивний газ радон. Для природного середовища та людей головну небезпеку становлять великі за своїми обсягами сховища та зосереджені в них радіоактивні матеріали.

Україна належить до країн з дуже розвинутим використанням джерел іонізуючого випромінювання у багатьох сферах господарства і наукової діяльності. На даний час існує кілька тисяч підприємств та організацій (тільки по місту Києву їх близько 400), які використовують понад десятки тисяч джерел іонізуючого випромінювання.

Через існування великої кількості штучних і природних джерел іонізуючого випромінювання та в результаті Чорнобильської катастрофи в Україні склалася дуже складна радіоекологічна ситуація, яка викликає необхідність створення системи заходів радіаційного захисту населення та навколишнього природного середовища.

В систему таких заходів мають входити: основи ядерного законодавства, державне регулювання ядерної та радіаційної безпеки, державні програми мінімізації наслідків Чорнобильської катастрофи, норми поводження з радіоактивними відходами та підвищення безпеки атомних станцій, система соціального захисту населення.

4.1 Теплове забруднення навколишнього середовища.

Виробництво електроенергії за допомогою будь-яких форм вихідного палива завжди впливає на навколишнє середовище. Тепловий вплив
на навколишнє середовище зв'язано з неминучими втратами при виробництві електроенергії і, приблизно, однаково як для вугільних, так і атомних електростанцій. Тепловий ККД вугільних електростанцій коливається від 20 до 40 %. Більш нові електростанції мають ККД, звичайно, не нижче 32 %. Для атомних електростанцій, що використовують легко водяні реактори, ККД коливається від 29 до 38 % і для більшості електростанцій сьогодні дорівнює, приблизно, 34 %. Тому при існуючому рівні запитів на електроенергію не існує ніяких причин для переваги одного палива іншому (уран чи вугілля) за критерієм ефективності використання тепла. Це стосується як електростанцій, охолоджуваних проточною водою, так і атмосферні градирні, що використовують. У будь-якому випадку втрачене тепло не повинне бути "непотрібним". У більш холодних кліматичних зонах його використовують для централізованого теплопостачання і для сільськогосподарських нестатків. Це зменшує випадання локальних туманів, викликаних температурними перепадами в навколишнім середовищі.

Парниковий
ефект
– цим терміном називають здатність деяких газів, що присутні у земній атмосфері, затримувати інфрачервоне випромінювання (тобто теплоту) поблизу поверхні землі. Нагромадження "парникових газів", особливо СО2
, у земній атмосфері приводить до потепління клімату в багатьох частинах світу. Якщо цей процес не зупинити, то його продовження може, у кінцевому рахунку, привести до глобальних кліматичних змін на всій землі. Вважається, що саме двоокис вуглецю впливає на парниковий ефект.

Учені дотепер не знають, яка кількість вуглекислого газу може абсорбувати навколишнє середовище, і яким чином підтримується глобальний баланс СО2
в атмосфері. Однак, учені зі стурбованістю фіксують поступове збільшення змісту СО2
в атмосфері. Це обумовлено, зокрема, спалюванням вуглецевмісного органічного палива, у процесі якого вуглець швидко перетвориться в атмосферний СО2
. Такі процеси відбуваються, наприклад, в автомобільних двигунах внутрішнього згоряння, різних індустріальних печах, і при виробництві електроенергії. Постійна вирубка лісів також вносить вклад у парниковий ефект, оскільки зменшує поглинання атмосферного СО2
у процесі фотосинтезу.

Вже в 1977 у звіті Національної Академії Наук США відзначалося, що основним обмежуючим фактором на виробництво енергії за допомогою органічного палива в наступних сторіччях може виявитися кліматичний вплив від викидів вуглекислого газу. Сьогодні це вже загальноприйнята точка зору. Глобальний кліматичний ефект від вмісту СО2
, що збільшується, в атмосфері є сьогодні найбільш істотною відмінністю вугільної й атомної електроенергетики у впливі на навколишнє середовище.

Глобальні викиди СО2
від спалювання органічного палива складають, приблизно, 25 мільярдів тонн у рік. З них, приблизно, 45 % від спалювання вугілля і 40 % від нафти. Кожна електростанція потужністю 1000 МВт, що працює на кам'яному куті, викидає в атмосферу, приблизно, 7 мільйонів тонн СО2
у рік. Якщо використовується буре вугілля, то кількість викидів набагато більше. При використанні ядерних реакторів таких викидів в атмосферу не відбувається взагалі.

Тому для базисного виробництва електроенергії більш широке використання уранового палива є очевидним.

На сьогоднішній день існують міжнародні угоди, що визначають таку стратегію використання енергетичних ресурсів, що мінімізує викиди в атмосферу СО2
. Енергозберігаючі технології навряд чи будуть настільки ж ефективні в наступних десятиліттях, як це було, починаючи із середини 1970-их років, тому що їхні можливості вже практично вичерпані.

4.2 Видобуток і переробка уранової
руди

Мінерали, з яких добувають уран, завжди містять такі елементи як радій і радон. Тому, хоча уран мало радіоактивний, але руда, що добувається, потенційно небезпечна, особливо якщо це високоякісна руда. Радіаційна небезпека, зв'язана із супутніми елементами, характерна не тільки для урановмісних руд, але і для будь-якої гірничодобувної промисловості.

В Австралії уран добувається, головним чином, відкритим способом, при якому кар'єри мають природну добру вентиляцію.

Руда (тобто земна порода, що містить високу концентрацію урану, достатню для його економічного виділення) спеціальним образом подрібнюється. Потім цей порошок обробляється розчином сірчаної кислоти для розчинення урану, що в ньому міститься. Тверді частки, які залишаються після розчинення урану витягають (екстрагують), і поміщають на тривале збереження в спеціальні резервуари. Резервуари сконструйовані таким чином, щоб забезпечити надійне збереження цих матеріалів. Такі відходи містять основну частку радіоактивних речовин, що знаходяться в руді (таких, наприклад, як радій).

Дві нові шахти незабаром будуть пущені в експлуатацію в Австралії для витягу урану з піщаної руди, що добувається під землею. Кислотний, насичений киснем розчин, що містить уран, буде циркулювати через спеціальні фільтри, а уран буде витягатися на заводі, розташованому на поверхні.

Після екстракції з розчину (іноді для цього використовують процеси іонного обміну, супроводжувані осадженням), осад, що містить уран, має яскраво жовтий колір. Після високотемпературного сушіння окис урану (U3
O8
), тепер уже зеленого кольору, завантажується в спеціальні ємності обсягом 200 літрів. Потужність дози опромінення на відстані одного метра від такої ємності дорівнює, приблизно половині того, що людина одержує під час польоту на літаку, тобто приблизно 0,002 мЗв/рік. В Австралії всі ці операції проводяться відповідно до затвердженого урядом нормативами радіаційної безпеки на підприємствах гірничодобувної промисловості. У Канаді також застосовуються інструкції Комісії з радіаційної безпеки. В обох країнах ці правила і норми встановлюють строгі стандарти контролю за гамма-опроміненням, і можливим попаданням в організм радону й інших радіоактивних матеріалів. Стандарти відносяться як до персоналу підприємств, так і до населення. Доза 20 мЗв/рік протягом більш ніж п'яти років є максимально припустимою для персоналу підприємств, включаючи опромінення радоном і іншими радіоактивними речовинами (на додаток до природного фону і крім експозиції при медичній діагностиці).

Гамма-випромінювання виходить переважно від ізотопів вісмуту і свинцю. Газ радон виділяється з гірських порід, у яких відбувається розпад радію. Унаслідок спонтанного радіоактивного розпаду він переходить у дочірні ізотопи радону, що є ефективними випромінювачами альфа-частинок. Радон знаходиться в більшості гірських порід, і, як наслідок цього, знаходиться й у повітрі, що всі ми вдихаємо. При високих концентраціях радон становить небезпеку для здоров'я, тому що невеликий період напіврозпаду означає, що альфа-розпад може відбуватися усередині організму при його вдиханні, що, у кінцевому рахунку, може викликати рак легенів.

При видобутку і виробництві урану передбачаються різні запобіжні заходи для захисту здоров'я персоналу:

· Ретельно контролюється рівень пилу, щоб мінімізувати попадання в організм гама- чи альфа-випромінюючих речовин. Пил є головним джерелом радіоактивного опромінення. Він звичайно дає внесок в кількості 4 мЗв/рік у щорічну дозу, одержувану персоналом.

· Обмежується зовнішнє радіоактивне опромінення персоналу в шахтах, на заводах і місцях розміщення відходів. На практиці рівень зовнішнього опромінення від руди і відходів звичайно настільки низький, що він практично не впливає на збільшення припустимої щорічної дози.

· Природна вентиляція відкритих родовищ зменшує рівень експозиції від радону і його дочірніх ізотопів. Рівень опромінення від радону рідко перевищує один відсоток від рівня, припустимого для безупинного опромінення персоналу. Підземні шахти обладнюються зробленими системами вентиляції для досягнення того ж рівня. На Австралійському і Канадському підземному рудниках середня доза опромінення складає, приблизно, 3 мЗв/рік.

· Існують строгі гігієнічні норми на роботу персоналу з концентратом окису урану, оскільки він хімічно токсичний, подібно оксиду свинцю. На практиці починаються обережності, що захищають органи дихання від попадання токсинів.

Починаючи з п'ятнадцятого сторіччя, багато шахтарів, що працювали на підземних шахтах поблизу нинішньої границі між Німеччиною і Чеською Республікою, передчасно гинули від таємничої хвороби. Наприкінці 1800-их років хвороба була названа як рак легенів, але тільки в 1921 році газ радон був припущений у якості її можливої причини. Хоча це і було остаточно підтверджене в 1939 році, у період з 1946 по 1959 роки, багато підземних родовищ урану в США розроблялися без відповідних запобіжних заходів, що випливають з європейського досвіду. На початку 1960-их років був зареєстрований ріст ракових захворювань серед курящих шахтарів. Причиною росту був тоді також визнаний газ радон і, що більш важливо, його тверді дочірні продукти радіоактивного розпаду. Хвороба викликалася нагромадженням дози опромінення від радону, отриманої 10-15 роками раніше.

Слабко вентильовані, пиловмісні процеси видобутку урану в США, що вели до найбільшого ризику для здоров'я, сьогодні вже в минулому. За останні 35 років відбулися істотні зміни в технологічних процесах на підприємствах гірничодобувної промисловості, що захищають шахтарів від різних небезпек. Відкритий же кар'єрний видобуток урану фактично безпечний. Не існує жодного відомого випадку захворювання, викликаного опроміненням шахтарів, що працюють на відкритих уранових рудниках у Австралії чи Канаді.

Після технологічних процесів екстракції урану на підприємствах гірничодобувної промисловості практично весь радіоактивний радій, торій і актиній, що міститься у відвалах і, отже, рівні випромінювання радону з таких відходів будуть, цілком ймовірно, істотні. Однак, малоймовірно, що хто-небудь побудує житло на вершині відвальних порід і одержить підвищену дозу опромінення, що лежить за межами міжнародних норм. Проте, відходи повинні бути закриті достатньою кількістю ґрунту, щоб рівні гамма-випромінювання не перевищували рівня природного фону. У цьому випадку можливо і покриття цих місць рослинністю.

Приблизно 95 % радіоактивності в руді зі вмістом 0,3 % U3
O8
виходить від радіоактивного розпаду урану-238, що досягає, приблизно, 450 кБк/кг. Цей ряд має 14 радіоактивних довгоживучих ізотопів і, таким чином, кожний з них дає, приблизно, 32 кБк/кг (незалежно від масового співвідношення). Після обробки з руди видаляється уран-238 і небагато урану-234 (і уран-235) і радіоактивність знижується до 85% її первісного значення. Після видалення більшої частини урану-238, два короткоживучих продукти його розпаду (торій-234 і протактиній-234) незабаром зникають і, по витіканню декількох місяців, рівень радіоактивності знижується до 70% її первісного значення. Основним довгоживучим ізотопом тоді стає торій-230 (період напіврозпаду 77000 років), що перетворюється в радій-226 з наступним розпадом у радон-222.

Випромінювання радону, що знаходиться у відходах, протягом технологічних процесів до моменту їхнього надійного поховання може становити небезпеку для навколишнього середовища. Однак, варто мати на увазі, що радон присутній у більшості гірських порід і, крім локальних небезпек, згаданих вище, загальне регіональне збільшення радіоактивності від гірничодобувних операцій, зв'язаних з радоном, дуже мало.

Технічна вода, що використовується в технологічних процесах, також містить радій і інші метали, присутність яких було б небажано в зовнішнім середовищі. Ця вода зберігається і випаровується таким чином, щоб метали, що містяться в ній, були безпечні, і не попадали в навколишнє середовище. Технічна вода ніколи не скидається в природні стоки, а зберігається і випаровується в спеціальних дамбах.

Стік дощових опадів, відповідно до якості води, що міститься в них, здійснюється окремо по спеціальних дренажних системах. Металеві сульфіди в контакті з водою і повітрям у теплому кліматі мають тенденцію вступати в реакцію, особливо в присутності деяких бактерій. При цьому отримується сірчана кислота і токсично важкі метали (наприклад, мідь) можуть попадати через ґрунтові води у водойми. Вода поганої якості зберігається й обробляється.

4.2 Обробка і ліквідація радіоактивних відходів.

Одине з найбільш хвилюючих питань ядерного паливного циклу – це питання розміщення і збереження радіоактивних відходів. Найбільш важливим з них - це питання про високорівневі відходи. У роботі з ними існують два різних підходи: перший полягає в переробці вичерпаного палива для виділення високорівневих відходів і їхній наступне остекловування (чи бітумірування) і поховання, а другий – це в пряме поховання високорівневих відходів.

При "спалюванні" ядерного палива в реакторних установках утворюються продукти розпаду, це, наприклад, такі як ізотопи барію, стронцію, цезію, йода, криптону і ксенону (Ba, Sr, Cs, I, Kr, і Xe). Багато з ізотопів, що утворюються, накопичуються в межах самого палива. Вони високо радіоактивні, і відповідно, недовговічні.

Ці "малі" атоми формуються з частини палива, що розпадається, а ізотопи плутонію Pu-239, Pu-240 і Pu-241 (це той самий Pu-241, що перетворюється в америцій-241, використовуваний у побутових детекторах задимлення приміщень), а також і деякі ізотопи інших трансуранових елементів, які формуються з атомів урану-238 в активній зоні ядерного реактора при поглинанні ними нейтронів з наступним бета-розпадом. Усі ці ізотопи радіоактивні і крім плутонію, що розпадається, який "спалюється", залишаються у вичерпаному паливі, коли його видаляють з реактора. Більшість трансуранових ізотопів формує довгоживучу частину високорівневих відходів.

Радіоактивні відходи містять у собі різні матеріали, що вимагають окремих підходів по їхньому вмісту і збереження для запобігання впливу на людей і навколишнє середовище. Вони звичайно класифікуються як відходи низького рівня, проміжного рівня і високого рівня, відповідно до кількості і типу радіоактивності, що міститься в них.

Іншим фактором у роботі з відходами є час, протягом якого вони залишаються небезпечними. Цей час залежить від видів радіоактивних ізотопів, що містяться в них, і характеризується періодом напіврозпаду цих ізотопів. Період напіврозпаду – це час, протягом якого даний радіоактивний ізотоп утрачає половину своєї активності. Після чотирьох періодів напіврозпаду рівень активності знижується в 16 разів, а після восьми – у 256 разів.

Різні радіоактивні ізотопи мають періоди напіврозпаду від часток секунди до мільйонів років. Радіоактивність зменшується згодом унаслідок розпаду ізотопів і перетворення їх у стабільні, не радіоактивні елементи.

Швидкість розпаду ізотопів обернено пропорційна їхньому періоду напіврозпаду: чим менше період напіврозпаду, тим швидше дані ізотопи розпадаються. Отже, чим вище рівень радіоактивності в деякій кількості матеріалу, тим більша кількість короткоживучих ізотопів у ньому міститься.

Три основних принципи, що використовуються в роботі з радіоактивними відходами:

· "Концентрувати й ізолювати"

· "Розбавляти і розсіювати"

· "Витримувати і розщеплювати".

Два перших принципи використовуються в роботі і з нерадіоактивними відходами. Відходи концентруються й ізолюються, чи розбавляються (у дуже малих кількостях) до прийнятних рівнів і потім розсіюються в навколишнім середовищі. Принцип "витримувати і розщеплювати" відноситься тільки до радіоактивних відходів і означає, що відходи зберігають протягом визначеного часу, протягом якого їхня радіоактивність зменшується завдяки природному розпаду ізотопів.

Основна увага приділяється високорівневим відходам, що містять продукти розподілу і трансуранові елементи, що утворяться в процесі роботи ядерного реактора.

Високорівневі
відходи
містяться безпосередньо у відпрацьованому ядерному паливі чи в продуктах його переробки. Так чи інакше, їхня кількість не занадто велика – щорічно приблизно 25-30 тонн вичерпаного палива (або три кубометри осклованих відходів) утвориться в результаті експлуатації типового легко-водяного ядерного реактора потужністю 1000 Мвт. Така кількість може бути ефективно й ощадливо ізольовано. Рівень радіоактивності таких відходів швидко зменшується. Наприклад, відпрацьовані паливні елементи, витягнуті з легко-водяного реактора, настільки радіоактивні, що випускають кілька сотень кіловат теплової енергії, але рік по тому це випромінювання зменшується до п'яти кіловат, а після п'яти років – всього один кіловат. Через 40 років рівень радіоактивності в них падає, приблизно, у тисячу разів.

Після спеціальної переробки відпрацьованого палива, приблизно 3% високорівневих відходів знаходяться в рідкому стані і містять "золу" від згорілого урану. Це високорадіоактивні довгоживучі продукти розпаду урану і деяких важких елементів. Вони виробляють значну кількість теплоти і вимагають спеціального охолодження. Такі відходи остекловивають спеціальними складами в невеликі капсули, закладають на проміжне збереження з наступним довгостроковим розміщенням глибоко під землею. Такі принципи звертання з радіоактивними відходами прийняті у Великобританії, Франції, Німеччині і Японії.

З іншого боку, якщо відпрацьоване реакторне паливо не піддається обробці, то всі високо радіоактивні ізотопи залишаються в ньому. У цьому випадку з паливними елементами звертаються як з високорівневими відходами. Такий прямий підхід до роботи з відпрацьованим ядерним паливом прийнятий у США і Швеції.

Багато країн, включаючи Канаду, дотримуються різних концепцій, вибираючи між переробкою і прямим довгостроковим збереженням відпрацьованого ядерного палива.

Високорівневі відходи складають тільки 3 % від усіх радіоактивних відходів в усьому світі, але вони містять до 95 % усієї радіоактивності, що міститься в них.

Мал. 4. Що відбувається в легко-водяному реакторі через три 3 роки?

Поряд з високорівневими відходами ядерної енергетики, робота з радіоактивними матеріалами приводить до виникнення відходів низького рівня
(засобу очищення устаткування, рукавички, спеціальний одяг, інструменти і т.д.). Такі відходи хоча і не представляють особливої небезпеки, але вимагають більш ретельного звертання ніж звичайне сміття. Відходи низького рівня надходять також з медичних установ, науково-дослідних лабораторій і промисловості. Вони можуть бути спалені. Але звичайно їх розміщають у спеціальних сховищах під землею. У будь-якому випадку, з них спочатку виділяють усі високо токсичні матеріали і включають у високорівневі відходи, що забезпечує безпеку й ефективність роботи з такими, відносно нешкідливими, матеріалами. Багато країн мають сховища для розміщення відходів низького рівня. Відходи низького рівня мають, приблизно, такий же рівень радіоактивності, як і низькосортна уранова руда, а їхня кількість, що утвориться щороку, майже в п'ятдесят разів більше, ніж кількість високорівневих відходів. В усьому світі вони складають 90 % від усіх радіоактивних відходів, але мають лише 1 % радіоактивності.

Відходи проміжного рівня головним чином виникають у ядерній промисловості. Вони більш радіоактивні і їх ізолюють від людей перед обробкою і розміщенням на збереження. Звичайно вони містять у собі різні смоли, хімічні опади, компоненти реакторного устаткування і забруднені матеріали від реакторів, що знімаються з експлуатації. Звичайно, такі відходи бітумують і розміщають у спеціальних сховищах. Короткоживучі відходи (головним чином, різні компоненти реакторного устаткування) зберігають у підземних сховищах, але довгоживучі відходи (від переробки ядерного пального) розміщають глибоко під землею. В усьому світі відходи проміжного рівня складають 7 % від усіх радіоактивних відходів і має 4 % радіоактивності.

Переробка відпрацьованого
палива

Необхідність переробки вичерпаного ядерного палива викликається з однієї сторони можливістю відновлення невикористаного урану і плутонію у відпрацьованих тепловиділяючих елементах, а з іншого боку – можливістю зменшення кількості високорівневі радіоактивних відходів.

Переробка запобігає зайвій витраті коштовних ресурсів, тому що у своїй більшості відпрацьоване паливо містить до 1% ізотопу, що ділиться, урану-235 і трохи меншу кількість плутонію. Переробка дозволяє повторювати ядерний цикл у тепловиділяючих елементах, зберігаючи, приблизно, до 30 % природного урану. Таке змішане оксидне паливо – важливий ресурс. Виділені при цьому високорівневі відходи, перетворюють в невеликі, стійкі, незруйновані тверді капсули, більш зручні для подальшого збереження, ніж об'ємні відпрацьовані тепловиділяючі елементи.

На сьогоднішній день більш 75000 тонн відпрацьованого ядерного палива від цивільних енергетичних реакторів уже піддано повторній обробці, а щорічний обсяг переробки складає, приблизно, 5000 тонн.

Відпрацьовані паливні зборки, вилучені з реактора, дуже радіоактивні і виділяють тепло. Тому їх поміщають у великі резервуари, наповнені водою ("басейни витримки"), що охолоджує їх, а трьох метровий шар води поглинає небезпечне випромінювання. У такому стані вони залишаються (безпосередньо в реакторному відділенні чи на переробному заводі) протягом декількох років, поки рівень радіоактивності значно зменшиться. Для більшості видів ядерного палива, його переробка починається, приблизно, через п'ять років після вивантаження з реактора.

Звичайний легко-водяний реактор потужністю 1000 МВт виробляє щорічно, приблизно, до 25 тонн вичерпаного палива. Після попереднього охолодження воно може транспортуватися в спеціальних захисних контейнерах, що вміщають лише п'ять-шість тонн відпрацьованого палива, але самі важать до 100 тонн. Транспортування відпрацьованого палива й інших високорівневих відходів досить жорстко регламентуються.

Переробка відпрацьованого оксидного палива починається з розчинення тепловиділяючих елементів в азотній кислоті. Після цього роблять хімічний поділ урану і плутонію. Уран і плутоній можуть бути повернуті до початку паливного циклу – уран на конверсійний завод для дозбагачення, а плутоній безпосередньо на підприємства по виготовленню палива. Рідина, що залишається, після видалення урану і плутонію являє собою високорівневі відходи, що містять, приблизно, 3 % вичерпаного палива. Радіоактивність цих відходів висока, і вони продовжують виробляти багато теплоти.

Активна переробка ядерного палива вироблялася починаючи з 1940-их років, головним чином для регенерування плутонію у військових цілях. У Великобританії, металеві тепловиділяючі елементи від реакторів першого покоління з газовим охолодженням були повторно оброблені в Селфилде приблизно 40 років тому. За цей час завод, що переробляє 1500 тонн у рік, був значно удосконалений для підтримки належного рівня безпеки. З 1969 по 1973 рік на заводі також повторно оброблялося оксидне паливо на спеціально виділеній і модифікованій для цієї мети ділянці. Новий завод по переробці оксидного палива потужністю 1200 тонн у рік був побудований у 1994 році.

В Франції один завод потужністю 400 тонн у рік по переробці металевого палива від реакторів з газовим охолодженням працює в Марселі. У Ла Гаазі з 1976 року відбувається переробка оксидного палива, і в даний час тут експлуатується два заводи потужністю по 800 тонн у рік. Індія має завод по переробці оксидного палива з продуктивністю 100 тонн у рік Японія будує великий завод у Рокакошо, хоча велика частина вичерпаного палива, повторно обробляється в Європі (це складає всього 100 тонн у рік). Росія має завод по переробці оксидного палива в Челябінську потужністю 400 тонн у рік.

Після переробки відновлений уран дозбагачується і відправляється на підприємство по виготовленню свіжого реакторного палива. Плутоній же повинен пройти технологічний цикл по виготовленню змішаного оксидного палива на спеціальному заводі, що часто інтегрується з переробним підприємством. В Франції, наприклад, для того щоб уникнути створення не використовуваних запасів плутонію, вихід продукції переробного підприємства строго погоджений із завантаженням потужностей заводу по виготовленню оксидного палива. Якщо плутоній зберігається протягом декількох років, то в ньому збільшується рівень вмісту, ізотопу Америцію-241, який створює труднощі при виробництві оксидного палива через підвищення рівня гама випромінювання.

Таблиця 5

Обсяг виробництва змішаного оксидного палива (т/рік)

Нові заводи, передбачені для введення в лад до 2005 року, знаходяться в стадії будівництва. За прогнозами МАГАТЕ їхня потужність до 2005 року складе від 430 до 610 тонн у рік.

Високорівневі відходи після
переробки

Незважаючи на малі кількості, високорівневі відходи, що виникають після переробки відпрацьованого ядерного палива, вимагають великої обережності в звертанні, розміщенні і збереженні, тому що вони містять продукти розподілу і деяких трансуранових елементів, що активно випускають альфа, бета і гамма-випромінювання, а також виділяють багато теплоти. Теплота виділяється, головним чином, від продуктів розпаду. Такі матеріали звичайно називають "ядерними відходами".

На кожного з нас щорічно приходиться, приблизно, по 20 мл високорівневих відходів від переробки. Після остекловування чи бітумування їх кількість займає об’єм не більше одного кубічного сантиметра.

Рідкі відходи, створені на переробних заводах, тимчасово зберігаються в охолоджуваних, багатостінних резервуарах з нержавіючої сталі, усередині залізобетонних захисних корпусів. Їх необхідно потім перетворити в компактні, хімічно інертні тверді частки перед остаточним похованням.

Досягається це за допомогою процедури, що називається остекловування. Використання, так називаного, Австралійського "синтетичного каменю" (синрок)
є найкращим способом для ізоляції відходів, але це, однак, поки не одержало широкого застосування в ядерній енергетиці.

Технології на заводах по остекловуванню засновані на "кальцинуванні" відходів (випарюванні до одержання сухого порошку) з наступним перемішуванням у боросилікаті. Розплавлена скляна маса, змішана із сухими відходами, поміщається у великі резервуари, виготовлені з нержавіючої сталі і вміщають до 400 кг продукту. Кришка резервуара надійно приварюється. Щорічні відходи від експлуатації одного реактора потужністю 1000 Мвт містяться в 5 тоннах такої скляної маси (це приблизно дванадцять резервуарів висотою 1,3 метри кожний і діаметром 0,4 метри). У Великобританії, наприклад, вони зберігаються в бункерах глибоко під землею у вертикальному положенні.