Вопрос радиационной безопасности в экологическом образовании в средней школе

| | | |алюмінію до 0,5 мм. |

|( |Електромагнітне |Значно низька|Дуже висока. Захист: |

| |випромінювання | |шар свинцю до |

| | | |декількох см. |

Види і одиниці вимірювання доз опромінення.

Біологічну дію іонізуючого випромінювання умовно можна розділить на:

первинні фізико-хімічні процеси, що виникають в молекулах живих клітин та

порушення функцій організму як наслідок первинних процесів – біологічний.

Початковий етап розвивається на атомарному рівні – іонізація і

збудження атомів. Час протікання цього процесу складає 10-16-10-14с. Це

фізико-хімічний етап радіаційного впливу на живий організм

Первинним фізичним актом взаємодії іонізуючого випромінювання з

біологічним об'єктом є іонізація. Саме через іонізацію відбувається

передача енергії об'єкту. Не можливо прямо виміряти іонізацію об’єкта. Тому

найкращим способом вимірювання енергії є доза опромінення.

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. Поглинена доза залежить від матеріалу, що

опромінюється. Так історично склалось, що еталонним матеріалом є повітря.

Для оцінки біологічного впливу іонізуючого випромінювання

використовується еквівалентна доза Dекв. Вона залежить від коефіцієнта

відносної біологічної ефективності даного виду випромінювання ?.

Для рентгенівського, гама-, бета- випромінювань ? =1; для альфа-

випромінювання ? =20; для нейтронів ? =3ч10.

Одиницею вимірювання еквівалентної дози в системі СІ використовується

зіверт (Зв), названий на честь одного з перших дослідників по радіаційній

безпеці. 1Зв = 100 бер =1 Гр( ? ·

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.

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 =0°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. Випромінювання може вимірятися в рентгенах - Р,

мілірентгенах - мР чи мікрорентгенах - мкР (1 Р = 103 мР = 106 мкР).

Рентген – це випромінювання від 1 гр радія на відстані 1м.

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 за проміжок часу.

У системі СІ одиницею вимірювання активності є бекерель (Бк),

названий на честь Анрі Бекереля, який виявив у 1896 р., що джерелом

невидимого випромінювання є уран. 1 Бк – це один розпад за секунду.

Несистемною одиницею є кюрі (Ки), також названий на честь подружжя Марії

Складовської-Кюрі і П’єра Кюрі, які виявили невидиме випромінювання у

торію, а потім у полонію та радію.

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 рентген в секунду ( р/сек):

Співвідношення між одиницями СІ і несистемними одиницями активності і

характеристик поля випромінювання:

Таблиця 2

|Величина та |Назва та позначення одиниць | |

|її символ | |Зв’язок між одиницями |

| |Одиниця СІ |Несистемна | |

| | |одиниця | |

|Активність |Бекерель (Бк), |Кюрі (Ки) |1 Ки = 3.700?1010 Бк; |

|(А) |дорівнює одному | |1 Бк = 1 розпад/с; |

| |розпаду в | |1 Бк = 1 розпад/с = |

| |секунду | |2.703?10-11 Ки |

| |(розпад/с) | | |

|Поглинена |Грей (Гр), |Рад (рад) |1 рад = 1?10-2 Дж/кг=1 ?10-2|

|доза (Dпогл)|дорівнює одному | |Гр; |

| |джоулю на | |1 Гр = 1 Дж/кг; |

| |кілограм (Дж/кг)| |1 Гр = 1 Дж/кг=100рад. |

|Еквівалентна|Зіверт (Зв), |Бер (бер) |1 бер = 1 рад/ ? = 1?10-2 |

|доза (Dекв) |дорівнює одному | |Дж/кг/ ? |

| |грею на | |= 1?10-2 Гр ? = 1?10-2 Зв; |

| |коефіцієнт | |1 Зв=1Гр ? =1Дж/кг/ ? = |

| |якості ? | |=100 рад ?=100 бер. |

| |1 Зв = 1 Гр ? | | |

|Потужність |Зіверт в секунду|Бер в |1 бер/с = 1?10-2 Зв/с; |

|еквівалентно|(Зв/с) |секунду |1 Зв/с = 100 бер/с |

|ї дози (Рекв| |(бер/с) | |

|) | | | |

|Експозиційна|Кулон на |Рентген (Р)|1 Р = 2,58?10-4 Кл/кг; |

|доза (Dексп)|кілограм (Кл/кг)| |1Кл/кг=3,88?103Р |

|Потужність |Кулон на |Рентген в |1 Р/с = 2,58?10-4 Кл/кг?с; |

|експозиційно|кілограм в |секунду |1Кл/кг?с=3,88?103Р/с |

|ї дози |секунду |(Р/с) | |

|(Рексп ) |(Кл/кг?с) | | |

Природний фон.

Основну частину опромінення населення земної кулі одержує від

природних джерел радіації. Всі дозиметри вимірюють потужність дози. Якщо

людина хоче виміряти дозу опромінення, то необхідно час перебування біля

радіоактивного джерела помножити на показання дозиметра в цьому

місці(Р/год). Нормальним радіаційним фоном є 15-20 мкР/год. Ці цифри

залежать від того, в якій місцевості проживає людина. Наприклад, якщо

людина проживає в зоні вапняків, то вона може отримати 0,3 мЗв за рік, у

зоні осадових порід – 0,5 мЗв за рік, а у зоні гранітів – 1,2 мЗв за рік.

Людина піддається опроміненню двома способами. Радіоактивні речовини можуть

знаходитися поза організмом і опромінювати його зовні. Основна частина

населення отримує опромінення за рахунок природних джерел радіації. 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 через органи дихання. Такий спосіб опромінення називається

внутрішнім. Попадання твердих часток у дихальні органи залежить від розміру

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.

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.

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 мкЗв у рік за рахунок калію-40, що засвоюється

організмом разом з нерадіоактивними ізотопами калію, необхідними для

життєдіяльності організму.

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. Тому необхідно

провітрювати приміщення, не залежно від того знаходиться це приміщення в

підвальному приміщенні чи ні.

Вплив радіації на живий організм.

Відомо, що 70-80% загального складу тканини людини складає вода. У

результаті іонізації молекули води утворюють вільні радикали Н+ і ОН– за

такою схемою:

H2O+ > H+ + OH–

Також утвориться вільний радикал гідроперекису (H2O–) і перекис водню

(H2O2), 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.

Найважливіші біологічні реакції організму людини на вплив іонізуючого

випромінювання умовно розділені на дві групи. До першої відноситься

променева хвороба, 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

дозах опромінення більш 1 Зв можливий розвиток променевої хвороби,

тяжкість проходження якої залежить від дози опромінення. Дози однократного

опромінення 6-10 Зв при відсутності медичної допомоги вважаються в 100 %

випадків смертельними.

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. 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 вмісті альфа-

радіоактивні ізотопи в організмі в кількостях порядка 0,5 мкКи. Але точно

вказати мінімальні дози не можливо.

Вивчення генетичних наслідків опромінення зв'язано з великими

труднощами. По-перше, мало відомо про те, які ушкодження виникають у

генетичному апараті людини при опроміненні; по-друге, повне виявлення всіх

спадкоємних дефектів відбувається лише протягом багатьох поколінь; і, по-

третє, ці дефекти неможливо відрізнити від тих, котрі виникли з інших

причин.

Близько 10% усіх живих немовлят мають ті або інші генетичні дефекти,

починаючи від необтяжливих фізичних недоліків типу дальтонізму і кінчаючи

такими важкими станами, як синдром Дауна, хорея Гентингтона і різні пороки

розвитку. Багато хто з ембріонів і плодів з важкими спадкоємними

порушеннями не доживають до народження. Але навіть якщо діти зі

спадкоємними дефектами народжуються живими, імовірність для них дожити до

свого першого дня народження в п'ять разів менше, ніж для нормальних дітей.

Генетичні порушення можна віднести до двох основних типів: хромосомні

аберації, що включають зміни числа або структури хромосом, і мутації в

самих генах. Генні мутації підрозділяються далі на домінантні (які

виявляються відразу в першому поколінні) і рецесивні (які можуть проявитися

лише в тому випадку, якщо в обох батьків мутантним є той самий ген; такі

мутації можуть не проявитися протягом багатьох поколінь або не виявитися

взагалі). Обидва типи аномалій можуть привести до спадкоємних захворювань у

наступних поколіннях, а можуть і не проявитися взагалі. інші дослідження

цього не підтверджують.

Трохи насторожує повідомлення про те, що в людей, що одержали малі

надлишкові дози опромінення, дійсно спостерігається підвищений зміст кліток

крові з хромосомними порушеннями. Але біологічне значення таких ушкоджень і

їхній вплив на здоров'я людини не з'ясовані.

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.

Дія іонізуючого випромінювання на організм не відчутна 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.

Орієнтовні дози і можливі наслідки опромінення:

. 4500 м3в – важкий ступінь променевої хвороби (помирає 50% опромінених).

. 1000 м3в – нижній рівень розвитку легкого ступеня променевої хвороби.

. 750 мЗв – незначна короткочасна зміна складу крові.

. 200-300 мЗв – опромінення під час рентгенографії шлунка (місцеве).

. 2-3 мЗв – опромінення при рентгенографії зубів.

. 2-3 мЗв – флюорографія легень.

. 1-2 мЗв – фонове опромінення за рік.

. 0,1 мЗв – перегляд одного футбольного матчу(0,05 мЗв – телевізор і

монітор за 1 годину )

. 0,01-1 мЗв – польоти на літаку в залежності від висоти та тривалості

перельоту.

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.

Поглинена доза випромінювання, що викликає уразку окремих частин тіла,

а потім смерть, перевищує смертельну поглинену дозу опромінення всього

тіла. При абсолютній смертельній дозі, що дорівнює для людини 10 Зв на все

тіло, в 1 см3 тканини утворюється одна іонізована молекула на 10

мільйонів молекул.

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 клітини. Велика

чутливість кровотворних органів до радіації лежить в основі визначення

характеру променевої хвороби.

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.

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 молодша людина, тим вища її чутливість до опромінення, особливо

висока вона в дітей. Доросла людина у віці 25 років і більше найбільш

стійка до опромінення.

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 високу густину іонізації, руйнує слизову оболонку, що є слабким

захистом внутрішніх органів у порівнянні з зовнішнім покривом.

Ступінь небезпеки залежить також від швидкості виведення речовини з

організму. Якщо радіонукліди, що потрапили усередину організму однотипні з

елементами, що споживаються людиною, то вони затримуються на тривалий час в

організмі, заміщуючи не радіоактивні елементи (натрій, хлор, калій і інші).

Висновки

В результаті зробленої випускної роботи визначені наступні етапи:

1. Охарактеризований вплив іонізуючого випромінювання на організм людини.

2. Порівняно вплив на організм різних видів випромінювання.

3. Визначені основні методи та способи захисту населення від радіації.

4. Визначені особливості розвитку атомної енергетики України.

5. Порівняні дози випромінювання від фонового випромінювання для

середньої людини з різних джерел(книги та газети).

7. Забезпечення рівня фізичного захисту під час захоронення

радіоактивних відходів.

Атомна енергетика в Україні почала свій відлік з 1977р., коли було

введено до експлуатації перший блок Чорнобильської АЕС. Згідно з планами

розвитку атомної енергетики в колишньому Радянському Союзі, на території

України повинно було бути споруджено 9 АЕС. За період з 1977 по 1989 рр.

було введено 16 енергоблоків загальною потужністю 14800 МВт на 5 атомних

станціях: Запорізькій, Рівненській, Хмельницькій, Чорнобильській,

Південноукраїнській. Проекти будівництва Чигиринської та Харківської АЕС

були анульовані через серйозні геологічні помилки при виборі місця для

проммайданчиків.

Зараз на Україні діє 4 атомних електростанції: Рівненська, Хмельницька,

Південно-Українська та Запорізька. П’ята – Чорнобильська АЕС – була

законсервована в 2003 році.

Впродовж кількох десятиліть в Україні здійснюється масштабна ядерна

програма, але тільки з набуттям незалежності в національному законодавстві

проголошено пріоритет безпеки людини і довкілля як основи державної

політики в ядерній галузі. Згідно закону України “Про поводження з

радіоактивними відходами” (від 30.06.95) основними принципами державної

політики у сфері поводження з радіоактивними відходами є:

. пріоритет захисту життя та здоров'я персоналу, населення та

навколишнього природного середовища від впливу радіоактивних

відходів згідно з державними нормами радіаційної безпеки;

. розмежування функцій державного контролю та управління у сфері

поводження з радіоактивними відходами;

. реалізація державної політики у сфері поводження з радіоактивними

відходами шляхом розробки та виконання довгострокової Державної

програми поводження з радіоактивними відходами;

. перегляд і затвердження Державної програми поводження з

радіоактивними відходами кожні 3 роки;

. забезпечення мінімального рівня утворення радіоактивних відходів,

якого можна досягти на практиці;

. недопущення неконтрольованого накопичення радіоактивних відходів;

. забезпечення державного нагляду за поводженням з

радіоактивними відходами;

. прийняття рішень щодо розміщення нових сховищ радіоактивних відходів

з участю громадян, їх об'єднань, а також місцевих органів державної

виконавчої влади і органів місцевого самоврядування;

. гарантування надійної ізоляції радіоактивних відходів від

навколишнього природного середовища при обґрунтуванні безпеки

сховищ радіоактивних відходів;

. зберігання радіоактивних відходів у виробників відходів обмежений

час з наступною передачею спеціалізованим підприємствам по поводженню

з радіоактивними відходами;

. відповідальність виробників радіоактивних відходів за безпеку під час

поводження з радіоактивними відходами до передачі їх

спеціалізованим підприємствам по поводженню з радіоактивними

відходами;

. заборона проведення робіт по захороненню радіоактивних відходів

юридичним і фізичним особам, внаслідок діяльності яких утворюються

радіоактивні відходи та які поставляють і використовують радіоактивні

речовини, ядерні установки;

. міжнародне співробітництво у сфері поводження з радіоактивними

відходами;

. активна науково-дослідницька діяльність у сфері поводження з

радіоактивними відходами.

Досвід розвинутих ядерних держав свідчить про те, що безпечне

використання ядерних технологій пов’язане з вирішенням численних і складних

проблем і можливе тільки за умов ефективного регулювання безпеки,

управління нею та наявності адекватного наукового, аналітичного,

технічного, методичного та експертного супроводу.

Україна має п’ять регіональних підприємств Державного об’єднання

“Радон” по поводженню з радіоактивними відходами, які приймають на

збереження радіоактивні відходи від усіх галузей народного господарства

(крім ядерної енергетики). Вони знаходяться поблизу Києва, Харкова, Львова,

Донецька та Дніпропетровська. Ці підприємства, як і АЕС, не мають повного

технологічного циклу переробки відходів у форму, безпечну для зберігання і

захоронення.

У 30-кілометровій зоні Чорнобильської АЕС в об’єкті “Укриття”

зберігаються радіоактивні та ядерні матеріали, які утворились внаслідок

аварії на 4-му енергоблоці.

Підприємства по видобутку та переробці уранової руди знаходяться у

Дніпропетровській, Миколаївській та Кіровоградській областях і належать до

виробничого об’єднання “Східний гірничо-збагачувальний комбінат”.

Видобування уранової руди в Україні, головним чином, провадиться на 3-х

виробничих майданчиках: Жовтоводському, Кіровоградському та Смолінському

рудниках. Але збагачення уранової руди в Україні не відбувається, так як не

має необхідних підприємств. Видобуту уранову руду Україна експортує за

кордон, зокрема в Росію, де збагачується. Збагачена руда повертається

назад в Україну, де і використовується як паливо для АЕС.

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.

Проблема поводження з відпрацьованим ядерним паливом в Україні гостро

постала в зв’язку з порушенням традиційної практики відправлення

відпрацьованих тепловидатних збірок в Росію на переробку та захоронення.

Основними виробниками радіоактивних відходів і місцями їх концентрації на

сьогодні є:

. АЕС (відпрацьоване ядерне паливо та експлуатаційні радіоактивних

відходів);

. урановидобувна і переробна промисловість;

. медичні, наукові, промислові та інші підприємства і організації;

. українське державне об’єднання “Радон”;

. зона відчуження Чорнобильської АЕС .

85-90% радіоактивних відходів України є низько- і середньоактивними.

Високоактивні радіоактивні відходи, в основному, накопичуються на атомних

електростанціях у спеціальних сховищах.

Головними осередками накопичення найбільшої кількості високорадіоактивних

відходів в Україні є атомні станції, на яких здійснюється їх часткова

первинна переробка та тимчасове зберігання. На атомних електростанціях не

існує повного циклу первинної переробки відходів відповідно до вимог

норм, правил (ОСП) та стандартів з ядерної та радіаційної безпеки

(НРБУ-97), що призводить до нераціонального використання сховищ та

збільшує ризик радіаційних аварій.

Основні санітарні правила (ОСП) роботи з джерелами іонізуючого

випромінювання включають:

. вимоги до розміщення установок з радіоактивними речовинами і джерелами

іонізуючого випромінювання;

. вимоги до організації робіт з ними;

. вимоги до поставки, обліку та перевозу;

. вимоги до роботи з закритими джерелами;

. вимоги до опалення, вентиляції та пило-, газоочистки при роботі з

джерелами;

. вимоги до водозабезпечення і каналізації;

. вимоги до збору, видаленню та знешкодженню відходів;

. вимоги до змісту й дезактивації робочих приміщень та обладнання;

. вимоги по індивідуальному захисту та в власної гігієни;

. вимоги до проведення радіаційного контролю;

. вимоги по попередженню радіаційних аварій та ліквідацій їх наслідків.

Одне з найбільш хвилюючих питань ядерного паливного циклу – це питання

розміщення і збереження радіоактивних відходів.

За агрегатним станом радіоактивні відходи поділяються на слідуючи

види: рідкі, тверді та газоподібні.

По фізичним та хімічним властивостям рідкі радіоактивні відходи

класифікуються:

. на гомогенні та гетерогенні;

. на органічні (масла, емульсії масел у воді);

. на неорганічні.

Тверді радіоактивні відходи класифікуються в залежності від:

. ступеню радіоактивного зараження – на групи I, II та III;

. фізичної природи – на горючі та негорючі;

. методу переробки – на ті, що піддаються пресовці, що підлягають

спалюванню, що підлягають переплавці, що підлягають подрібненню та ті,

що не переробляються.

Тверді радіоактивні відходи повинні бути класифіковані в залежності

від:

. кількості і типу активності та радіонуклідного вмісту – на відходи

низького рівня(нижче 1• 10-5 Ки/л), проміжного рівня (від 1• 10-5 до 1

Ки/л) і високого рівня (1 Ки/л і більше);

. методів переробки – на ті, що піддаються пресовці, що підлягають

спалюванню, що підлягають переплавці, що підлягають подрібненню та ті,

що не переробляються

. пожежної безпеки – на горючі та негорючі.

Найбільш важливе питання - це питання про високорадіоактивні відходи.

У роботі з ними існують два різних підходи: перший полягає в переробці

вичерпаного палива для виділення високорадіоактивних відходів і їхня

переробка та поховання, а другий – це в пряме поховання високорадіоактивних

відходів.

При "спалюванні" ядерного палива в реакторних установках утворюються

продукти розпаду, це, наприклад, такі як ізотопи барію, стронцію, цезію,

йоду, криптону і ксенону (Ba, Sr, Cs, I, Kr, і Xe). Багато з ізотопів, що

утворюються, накопичуються в межах самого палива. Вони високорадіоактивні,

і відповідно, недовговічні.

Ці атоми формуються з частини палива, що розпадається, а ізотопи

плутонію Pu-239, Pu-240 і Pu-241, а також і деякі ізотопи інших

трансуранових елементів, які формуються з атомів U-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.

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 менший період напіврозпаду, тим швидше дані ізотопи

розпадаються. Отже, чим вище рівень радіоактивності в деякому об’ємі

матеріалу, тим більша кількість короткоживучих ізотопів у ньому міститься.

Три основних принципи, що використовуються в роботі з відходами:

концентрувати й ізолювати;

розбавляти і розсіювати;

витримувати і розщеплювати.

Два перших принципи використовуються в роботі 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 розпаду і трансуранові елементи, що утворюються в процесі роботи

ядерного реактора.

Відпрацьоване ядерне паливо(це високорівневі відходи), що не підлягає

переробці, після відповідної витримки зберігається у спеціальних

сховищах відпрацьованого ядерного палива, забезпечених багатобар'єрною

системою ізоляції і захисту та обладнаних технічними засобами

вилучення палива із цього сховища.

Протягом усього часу зберігання або захоронення радіоактивних відходів

регулярно здійснюється контроль за їх станом, радіаційною обстановкою у

сховищах радіоактивних відходів та навколишньому природному середовищі.

Радіоактивні відходи розташовують в сховищах, які знаходяться під

землею. В таких сховищах передбачається захоронення радіоактивних відходів

в залізобетонних контейнерах ємністю 2-3 м3, призначених для захоронення

радіоактивних відходів. Сховище являє собою залізобетонну монолітну

площадку, споруджену на підготовці із слабкого розчину бетону товщиною до 1

м. Під підготовкою робиться сорбційний захисний шар з суміші глини та піску

товщиною 1 м, по прошаркам ущільнений до щільності 1–1,5 т/м3. Контейнери,

заповнені радіоактивними відходами та загерметизовані в будівлі підготовки

контейнерів до захоронення, встановлюються на площадці сховища в 4 яруса.

Після заповнення площадки контейнерами та завершення завантаження

перекриття залізобетонними плитами поверх них виконується верхній захисний

сорбційний шар товщиною 1 м з ущільненої суміші глини та піску. Поверх

захисного шару виконується засипка верхнього захисного дренажного шару

товщиною 150 мм з послідуючим посівом трав.

Законсервоване сховище являє собою земляний пагорб висотою до 10 м та з

розмірами у 250м х 100м. Нахил близько 1:4 обвалування та задерніння

верхнього рослинного шару шляхом посіву трав захищають верхній захисний шар

від руйнування під дією зовнішніх природних факторів.

Радіаційна безпека при захороненні радіоактивних відходів в сховищах

забезпечується утворенням основних та додаткових бар’єрів, що перешкоджають

виходу радіоактивних відходів в навколишнє середовище. Основними бар’єрами

являються залізобетонні контейнери, верхній та нижній сорбційні захисні

шари.

Додатковими бар’єрами являються залізобетонна плита основи сховища та

верхній шар ґрунту обвалування.

Верхня частина плити сховища виконана з нахилами від середини до краю.

По краях плити укладаються залізобетонні лотки, які служать для збирання та

відводу дощових вод під час наповнення сховища. Під час консервації сховища

лотки заповнюються щебінкою та служать для збирання дренажних вод, які

можуть з'явитися в законсервованому сховищі при руйнуванні верхніх захисних

і дренажних шарів. Залізобетонні лотки укладаються з нахилами. В нижніх

точках виконані відводи, по яких у випадку появи дренажних вод по

трубопровідній системі вони відводяться у спеціальні колодязі. Після

радіаційного контролю дренажні води відправляються на переробку як рідкі

радіоактивні відходи.

Біологічний вплив різних видів випромінювання неоднозначний, тобто та

сама поглинена доза гама- і альфа- випромінювання приводить до різного

біологічного ефекту. При попаданні радіоактивних речовин всередину

організму, вражаючу дію роблять в основному альфа-джерела, а потім бета- і

гама-джерела, тобто в оберненій зовнішньому опроміненню послідовності.

Характер радіаційної поразки організму визначається не тільки видом

випромінювання, але і в значній мірі залежить від того яким було

опромінення – зовнішнім чи внутрішнім.

Основними методами захисту від іонізуючого випромінювання є:

1) Метод захисту кількістю, або по можливості зниження норми дози

опромінення.

2) Захист часом.

3) Захисні властивості матеріалів (свинець, бетон).

4) Захист відстанню.

Розглянемо 3-ій варіант тимчасового захисту населення від

радіоактивного зараження. У комплексі з іншими заходами, це використання

для захисних цілей властивостей усіляких будинків, споруд, глибинних

сховищ, споруджень метрополітену, підземних гаражів, підвалів і

т.д.(Основним варіантом захисту населення є його евакуація з зараженої

зони). Це зв'язано з тим, що проходячи через різні матеріали потоки гама- і

нейтронного випромінювань послабляються. Здатність того чи іншого матеріалу

послабляти іонізуючі випромінювання характеризують «шаром половинного

ослаблення». Значення шарів половинного ослаблення для деяких матеріалів

приведені в наступній таблиці:

Таблиця 7

| | | |

| | |Товщина шару половинного |

|Матеріал |Густина г/см3 |ослаблення, см |

| | | |Для |

| | |Для нейтронів |гамма-випроміню|

| | | |вання |

|Вода |1,0 |2,7 |23 |

|Поліетилен |0,92 |2,7 |24 |

|Броня |7,8 |11,5 |3 |

|Свинець |11,3 |12 |2 |

|Ґрунт |1,6 |12 |14,4 |

|Бетон |2,3 |12 |10 |

|Деревина |0,7 |9,7 |33 |

Згідно основним санітарним правилам при роботі з джерелами

іонізуючого випромінювання, активність природних радіонуклідів в

будівельних матеріалах, що використовуються у всіх будинках, не повинна

перевищувати для 226Ra - 1 • 10-8 Ки/кг, для 232Th - 7 • 10-9 Ки/кг и для

40K - 1,3 • 10-7 Ки/кг.

Порядок захоронення та зберігання радіоактивних відходів регулюється

законодавством України. Згідно ст. 17 закону України “Про використання

ядерної енергії та радіаційну безпеку” вiд 08.02.1995: зберігання та

захоронення радіоактивних відходів дозволяється тільки у спеціально

призначених для цього сховищах радіоактивних відходів. Під час

зберігання або захоронення радіоактивних відходів забезпечується

надійність їх ізоляції від навколишнього природного середовища системою

природних та штучних бар'єрів.

Радіаційна безпека сховищ радіоактивних відходів у звичайних умовах

забезпечується дотриманням норм, правил і стандартів з ядерної та

радіаційної безпеки.

Радіаційна безпека сховищ радіоактивних відходів при екстремальних

природних явищах (землетруси, повені, урагани тощо) чи аварійних

ситуаціях забезпечується науково обгрунтованими проектними рішеннями

щодо можливих сценаріїв подій, якими буде доведено неперевищення меж,

встановлених нормами, правилами і стандартами ядерної та радіаційної

безпеки.

Довгоіснуючі радіоактивні відходи підлягають захороненню лише в

твердому стані, у стабільних геологічних формаціях, з обов'язковим

переведенням їх у вибухо-, пожежо-, ядернобезпечну форму, що гарантує

локалізацію відходів у межах гірничого відводу надр.

Кількість радіонуклідів, що підлягають захороненню, регламентується

нормами, правилами і стандартами з ядерної та радіаційної безпеки.

Захоронення короткоіснуючих радіоактивних відходів в твердому стані може

здійснюватись у приповерхневих і наземних сховищах радіоактивних

відходів.

Відпрацьоване ядерне паливо, що не підлягає переробці, після відповідної

витримки зберігається у спеціальних сховищах відпрацьованого

ядерного палива, забезпечених багатобар'єрною системою ізоляції і

захисту та обладнаних технічними засобами вилучення палива із цього

сховища. Протягом усього часу зберігання або захоронення радіоактивних

відходів регулярно здійснюється контроль за їх станом, радіаційною

обстановкою у сховищах радіоактивних відходів та навколишньому

природному середовищі.

Забезпечення фізичного захисту під час поводження з радіоактивними

відходами викладено в ст. 18 цього ж закону.

Забезпечення фізичного захисту під час поводження з

радіоактивними відходами передбачає єдину систему планування,

координації та контролю за комплексом організаційних та технічних заходів,

спрямованих на запобігання несанкціонованому проникненню до сховищ,

доступу до радіоактивних відходів та їх використання, на своєчасне

виявлення та припинення будь-яких посягань на цілісність і

недоторканність споруд. Забороняється діяльність, пов'язана з

поводженням з радіоактивними відходами, якщо не вжито заходів щодо

забезпечення фізичного захисту.

Порядок організації фізичного захисту під час поводження з

радіоактивними відходами визначається законодавством.

Обов'язки щодо забезпечення фізичного захисту під час поводження

з радіоактивними відходами покладаються на ліцензіатів.

Експлуатація сховищ радіоактивних відходів(ст. 20) дозволяється після

отримання ліцензії на право поводження з радіоактивними відходами.

Закриття (консервація) сховищ радіоактивних відходів (ст. 21)

здійснюється за рішенням органу державного управління у сфері

поводження з радіоактивними відходами, погодженим з органом

державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

Припинення приймання радіоактивних відходів та консервація сховища

радіоактивних відходів проводяться згідно з проектом закриття

(консервації) сховищ радіоактивних відходів та нормами, правилами і

стандартами радіаційної безпеки.

Після закриття (консервації) сховища радіоактивних відходів

забезпечується зниження можливості несанкціонованого доступу до

законсервованого сховища.

Відповідальність за збереження документації, яка характеризує об'єкт,

попереджувальних знаків, огорож тощо покладається на орган державного

управління у сфері поводження з радіоактивними відходами і місцевий

орган державної виконавчої влади.

Особливий режим на території сховищ радіоактивних відходів у санітарно-

захисній зоні після їх закриття регулюється законодавством.

Використана література

1. Маргулис У.Я.. Атомная энергия и радиационная безопасность. – 1983.

2. Холл Э. Дж. Радиация и жизнь. – 1989.

3. Надзвичайна ситуація. – 2000 – № 11.

4. Физика в школе. – 1996 – № 2.

5. Энергия: экономика, техника, экология. – М.– 2000 – № 10; 2002 – № 3;

1998 – № 1.

6. Економіка України. – 1997 – № 1.

7. Международная жизнь. – М. – 1997 – № 7.

8. Світ фізики. – Л. – 2002 – № 1.

9. Вісник НАН України. – К. – № 9-10.

10. Вестник АН СССР. – 1991 – № 2.

11. Атомная энергия. – 1990 – т.68, выпуск 2.

12. Білявський Г.О., Фурдуй Р.С. Практикум із загальної екології. – К.

–1997.

13. Закон України "Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань

(Закон N15/98-BP від 14.01.1998).

14. Лесси Я. Г.- Ядерное электричество, Ростов-на-Дону – 2002.

15. Перелік інтернет ресурсів:

http://nuclphys.npi.msu.su

http://www.kazsu.kz

http://www.tvel.com.ua

Страницы: 1, 2, 3, 4