Файл: Перцов Л.А. Ионизирующие излучения биосферы.pdf

Скачать файл
Заказать решение

ВУЗ: Не указан

Категория: Не указан

Дисциплина: Не указана

Добавлен: 11.04.2024

Просмотров: 154

Скачиваний: 0

ВНИМАНИЕ! Если данный файл нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам.

долгоживущих радионуклидов. С помощью расчетов были най­ дены вероятные границы распространения радионуклидов при крупной аварии реактора, сопровождающейся выбросом про­ дуктов ядерного деления во внешнюю среду.

Оказалось, что при мощности реактора 100 кет загрязнение ландшафта в безветренную погоду может быть в радиусе 5,7 км,

при

мощности 1000 кет—18

км,

при мощности

10 000

кет —

87

км,

при

мощности 50

000

кет—128

км,

100 000

кет —

180

км

[53].

Это

свидетельствует

о том,

что, несмотря

на ис­

пользование

всех

известных

предупредительных

мероприятий,

вероятность радиоактивного загрязнения ландшафта при ава­ риях реактора пока существует.

Особо серьезную опасность представляют аварии, обуслов­ ленные продолжающимся выделением тепла из активной зоны реактора после прекращения цепной реакции. Такого рода про­ исшествия могут возникать вследствие нарушения работы охлаждающей системы, поломки или выключения источника водопитания и т. п. В этом случае даже немедленное прекра­ щение цепной реакции не предотвратит аварию, так как теп­ ловая нагрузка будет сохраняться еще некоторое время [54]. Остро стоит проблема обеспечения радиационной безопасности при запуске в космос или верхние слои атмосферы ракет, осна­ щенных ядерными источниками энергии.

Определенную радиационную опасность, как показали экс­ перименты с моделью ядерного реактора, представляет авария космического аппарата, связанная с его сгоранием при входе в плотные слои атмосферы. В этом случае может произойти ин­

тенсивный

разброс

радиоактивного

материала — образование

радиоактивного облака

с последующим выпадением

обломков

и радиоактивных частиц

на относительно большой

площади

земной поверхности

[55].

 

 

 

 

ЛИТЕРАТУРА

 

 

 

1. П е т р о в

П. А. Ядерные

энергетические

установки. М.—Л.,

Энергоиз

дат, 1958.

 

 

 

 

2.З а й м о в с к и й А. С. и др. Тепловыделяющие элементы атомных реакто­ ров. Изд. 2. М., Атомиздат, 1966.

3. Г о р д е е в И. В. и др. Справочник

по ядерно-физическим константам

для расчетов реакторов. М., Атомиздат,

1960.

4.Г л е с с т о н С. Атом, атомное ядро, энергия. Перев. с англ. М., Изд-во иностр. лит., 1961.

5.

О к р е н т

Д.

и др. Доклад Р/267

(США),

представленный

на

Третью

 

международную конференцию

по

мирному

использованию

атомной энер­

 

гии. М., Атомиздат,

1964.

 

 

 

 

 

 

6.

Б ы х о в с к и й

И.

А. Атомные

подводные

лодки. Л.,

Судпромгиз, 1963.

7.

М э р р е й

Р.

Введение в ядерную

технику. Перев. с

англ.

М.,

Изд-во

 

иностр. лит.,

1955.

 

 

 

 

 

 

 

8.

С т е ф е н с о н

Р. Введение в ядерную технику. Перев. с англ. М., Гос-

 

техиздат,

1956.

 

 

 

 

 

 

 

9.М а к - Л е й н С. Лекции по технике реакторостроения. Перев. с англ. М., Судпромгиз, 1957.

10.

Г а й с и н с к и й

М. Ядерная

химия

и ее

приложение.

Перев. с франц.

 

М., Изд-во

иностр. лит., 1961.

 

 

 

 

 

 

 

11.

М а р т и н

Ф. С ,

М а й л с

Дж . Л.

Химическая

переработка

ядерного

 

топлива. Перев. с англ. М., Гостехиздат, 1961.

 

 

 

 

12.

Б ы х о в с к и й

И. А. Атомные суда. М., Судпромгиз, 1961.

 

 

13.

У ш а к о в

Г. Н.

Первая

атомная

электростанция.

Л.,

Госэнергоиз-

 

дат, 1959.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

14.

Л э п п Р. Е.,

Э н д р ю с

Г. Л. Физика ядерного

излучения.

М.,

Воениз-

 

дат, 1956.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

15.

У э л т о н

Г. Н. В кн. «Отходы атомной

промышленности».

М.,

Атомиз­

дат, 1963, стр. 7.

16.3 ы с и н Ю. А. и др. Выход продуктов деления и их распределение по массам. М., Атомиздат, 1963.

17.

Г у с е в

Н. Г. и др. Гамма-излучение

радиоактивных изотопов

и

продук­

 

тов

деления. М., Физматтиз,

1958.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

18.

F l e t c h e r

I . М. Progr. Nucl. Energy, 111, 41, 107 (1956).

 

 

 

 

 

19.

D i l l o n

І., В u r і s L. Nucl. Sci. Engng,

2, 567

(1957).

 

 

 

 

 

 

20.

Б э г л и К- Плутоний

и его сплавы. М., Атомиздат,

1956.

 

 

 

 

 

 

21.

С и в и н ц е

в Ю. В. Радиационная

безопасность

на ядерных

реакторах.

 

М.,

Атомиздат,

1967.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

22.

П о л и к а р п о в

В. Н. и др. Контроль

герметичности

тепловыделяющих

 

элементов. М., Атомиздат,

1962.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

23.

Л а с т м а н

Б. Радиационные явления в двуокиси урана. Перев.

с

англ.

 

М., Атомиздат,

1964.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

24.

Д е

Р у в и л л е

и др. В кн. «Труды

Второй

международной

конферен­

 

ции по мирному использованию атомной энергии. Женева,

 

1958».

Из­

 

бранные

доклады

иностранных

 

ученых.

Т. 4.

М., Атомиздат,

1959, стр. 17.

25.

В r u t

s h y

F. et al. In: Proceed.

Conf. Held

 

of

Salzburg,

 

1962,

1,

133,

 

IAFA,

Vienna, 1962.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

26.

B u p p

L. R. In: Reactor Handbook. V. 4.

 

Engineering. 2 n d ed. N.Y., 1964,

 

p. 307.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

27.

С и в и н ц е в

Ю. В., П о л о г и х

Б. Г.

В кн. «Труды

Второй

междуна­

 

родной конференции по мирному использованию атомной

энергии. Же ­

 

нева,

1958». Доклады советских

ученых. Т. 2.

М.,

Атомиздат,

1959, стр. 87.

28.

Л ю ш

Д. В., Н и к о л а е в

Б. Н. Дозиметрический

контроль

на

атомных

 

суднах. Л., Судпромгиз, 1962.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

29.

I s k a n d е г і a n

A. et al.

In:

Operation

 

Exper.

With

Power

Reactors,

 

IAEA, Vienna, I , 1963, p. 355.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

30.

С т е р

п е р

Д ж . Г. Доклад

Р/288

(США),

представленный

 

 

на

Третью

 

международную

 

конференцию

по мирному

использованию

атомной энер­

 

гии. М., Атомиздат,

1966.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

31.

Л о у р е н с Г. С. и др. Доклад Р/28 (Канада). Там же.

 

 

 

 

 

 

32.

Л и б е р м а н Д ж . А. и др. Доклад

Р/282

 

(США).

 

 

 

 

 

 

 

 

33.

Д е б р и

Г. и др. Доклад Р/85 (Франция). Там же.

 

 

 

 

 

 

 

 

34.

К о л л и н з е

Р. Д.,

Э г г л о т

А. Е. Доклад

Р/186

(Англия).

Там

же.

35 Санитарные

правила

работы

с радиоактивными веществами

 

и

источника­

 

ми ионизирующих

излучений М., Атомиздат,

1960.

 

 

 

 

 

 

 

 

36.

В е т е р

Ф. и др. Доклад

Р/82

 

(Франция),

 

представленный

 

на

Третью

 

международную

 

конференцию

по мирному

использованию

атомной энер­

 

гии. М., Атомиздат,

1966.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

37. Цит. по [31].

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

38.

З а д о н ц е в В. И. и др. Дозиметрия

радиоактивных

газов

 

и аэрозолей

 

на судах. Л., «Судостроение», 1965.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

39.

3 ы к о в а А. С. В кн. «Радиационная

гигиена».

Т. 2.

М.,

Медгиз,

1962,

 

стр.

103.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

40.

Т а р а с е н к о Н. Ю. Гигиена

труда

на

атомных

электростанциях.

М.,

 

Медгиз,

1960.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

41.

З а б е л и н

П. А. «Теплоэнергетика», 6,

16

(1964).

 

 

 

 

 

 

 

 

42.

З а б е л и н

П. А. Дозиметрический

и

специальный

технологический конт­

 

роль

на

атомной

электростанции.

М.—Л.,

Госэнергоиздат,

 

1961.

 

43.

Б е р р и

П.

Д ж . Доклад Р/27

(Канада), представленный на Третью меж­

 

дународную

 

конференцию

по

мирному

использованию

атомной

энергии.

 

М., Атомиздат,

1966.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

44.

Х а н е о н

В. К., К о р н б е р г

Г. А. В кн. «Материалы

Международной

 

конференции по мирному использованию атомной

энергии. Женева, 1955».

 

Т. 13. М„ Машгиз, 1957,'стр. 464.

 

 

 

 

 

 

 

 

45.

M c B r i d e

R. Health

Phvs., 9,

12, 1227

(1963).

 

 

 

 

 

 

46.

S i l l С ,

F l u

n g a re

J. Health

Phys., 2, 3, 261 (1960).

 

 

 

 

 

47.

M a p e й

A. H. Сб. рефератов

по радиационной

медицине.

М.,

Медгиз,

 

1961, стр. 223.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

48.

А д а м с

К. А. В кн. «Защита населения при радиоактивных

авариях».

 

ВОЗ. Женева,

1966.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

49.

И п п о и м а ц у

Т. Доклад

Р/528

(Япония), представленный

на

Третью

 

международную конференцию по мирному использованию атомной энер­

 

гии. М.,

Атомиздат,

1966.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

50.

Д а н с т е р

X. и др. В кн. «Труды

Второй международной

конференции

 

по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1958». Избранные

 

доклады

иностранных

ученых. Т. 8. М., Атомиздат,

1959, стр.

56.

51.

E n n a l t

D., B a i n b r i d g e

A. Nature,

209, 5026,

903

(1966).

 

 

 

52.

H o r a n

I . et

al. Health

Phys., 9, 2,

177

(1963).

 

 

 

 

 

 

53.

M a p л и

У.,

Ф p а й

Т. В кн. «Материалы Международной

конференции

 

по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1955». Т.

13. М.,

 

Машгиз,

1957,

стр. 128.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

54.

М а к - К о л л о х. Там же, стр. 101.

 

 

 

 

 

 

 

 

55.

Ф а у л е р

Г. А. Доклад Р/286 (США), представленный на Третью меж­

 

дународную

 

конференцию

по мирному

использованию

атомной

энергии.

 

М., Атомиздат,

1966.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

ГЛАВА 8

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

РАДИОАКТИВНЫЕ

ОТХОДЫ

 

 

 

 

 

 

 

 

АТОМНЫХ

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

ПРЕДПРИЯТИИ

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

§ 1. ПОТЕНЦИАЛЬНАЯ О П А С Н О С Т Ь ОТХОДОВ

 

 

 

 

 

Радиоактивные

отходы

сопровождают

любой

 

производст­

венный процесс, в ходе которого осуществляется

 

приготовле­

ние, применение или

переработка

радиоактивного

материала.

Они образуются при добыче урановой или ториевой руды, при обогащении последних, на различных этапах получения метал­ лов из рудных концентратов и изготовления тепловыделяющих элементов, при регенерации ядерного горючего, а также при многих вспомогательных, ремонтных и дезактивационных рабо­ тах. В итоге этих разнообразных процессов на атомных пред­ приятиях образуются сравнительно большие количества радио­ активных веществ или предметов, ими загрязненных, подлежа­ щих удалению из сферы производственной деятельности и последующему захоронению. При этом в связи с интенсивным •развитием ядерной энергетики количество радиоактивных от­ ходов из года в год возрастает. Динамику такого роста удобно проследить по данным, характеризующим валовое количество газообразных, жидких и твердых отходов, подвергнутых уда-

лению за период с 1952 по 1958 г. только с одной станции испытания реакторов (ИСР) в Айдахо-Фолс (табл. 65).

Т а б л и ц а 65

Радиоактивные отходы, удаленные с ИСР в Айдахо-Фолс [1]

Суммарная активность

отходов,

Суммарная активность

отходов,

 

1 О3 кюри

 

 

1 О3 кюри

 

Год

 

 

Год

 

 

газообраз­

жидких

твердых

газообраз­

ЖИДКИХ

твердых

ных

ных

 

 

 

 

1952

195

0,075

0,07

1956

213

0,87

10

1953

370

0,240

0,8

1957

77

1,7

15

1954

271

1,15

1,15

1958

145

3,6

10

1955

404

1,265

1,15

Всего

1675

8,9

38,17

 

 

 

 

Анализ материалов, отражающих общий рост активности отходов атомных предприятий США за последние годы и пер­ спективу развития атомной энергетики в последующие три де­ сятилетия, позволил составить прогноз последовательного уве­ личения суммарной активности отходов предприятий США. Ориентировочно было установлено, что активность отходов в

1970

г.

будет

соответствовать

примерно

1,5-1010

кюри, в

1980

г. —5,5-101 0 кюри,

а в 2000 г.— 3,0-10"

кюри

[2].

При

оценке

степени

опасности

эксплуатации радиохимиче­

ских установок было выявлено, что в некоторых случаях она существенно превосходит опасность функционирующих реакто­ ров {3]. Оказалось, что нередко суммарная активность радио­ активных материалов, подвергающихся переработке в радио­ химических установках, значительно выше, чем у топлива в реакторах. Например, было установлено, что на заводах по переработке облученного топлива удельная активность отходов

часто приближается к 150 кюри 90Sv/e.

В то же время

в реак­

торе

мощностью 500 Мет, содержащем

около

46 т UO2, после

180

суток эксплуатации концентрация

9 0 Sr

достигает

всего

лишь 6,5 -10~3 кюри/г [4].

Аварийные случаи, связанные с выбросом радиоактивных веществ, по своему характеру могут быть весьма разнообраз­ ными. Так, в Айдахо в октябре 1958 г. в результате поврежде­ ния устройств, фильтрующих радиоактивные газы, образую­ щиеся при резке твэлов, в атмосферу в виде крупнодисперсных частиц было выброшено около 100 кюри.

В Ок-Ридже в ноябре 1959 г. на опытной установке во вре­ мя ее очистки взорвался выпарной аппарат первого экстрак­ ционного цикла. Взрыв сопровождался выбросом в атмосферу около 150 г 2 3 9 Р и .

На заводы, перерабатывающие ядерное горючее, ежегодно поступает весьма большое количество радиоактивных продук­ тов деления. При этом установлено, что из всей их массы при­ мерно 99,99% в конечном счете попадет в надежные подземные хранилища, находящиеся на территории завода. Остальная,

'

Размножающий

Атомная электростанция

(дридерный)

реактор

 

Рис.

34. Схема

взаимосвязи предприятий

атомной промышленности (по

Е. М.

Балабанову).

 

меньшая часть может попадать в окружающую среду путем выброса газов в атмосферу через вытяжные трубы; сброса растворов в почву в виде радиоактивных конденсатов, охлажда­ ющей воды или слива из бассейна, используемого для хране­ ния материалов, содержащих быстро распадающиеся радиону­ клиды; попадания в почву при захоронении таких твердых радиоактивных предметов, как перчатки, детали приборов и аппаратов и т. п. [5].

При рассмотрении комплекса предприятий атомной про­ мышленности (рис. 34) как источников радиоактивного за­ грязнения биосферы особая роль принадлежит заводам по переработке облученного горючего. Это связано с наличием большого числа обстоятельств, возникающих при отклонении от заданного технологического ритма и сопровождающихся ава­ рийными выбросами в окружающую среду радионуклидов, ко­ торые сосредоточиваются здесь в исключительно больших коли­ чествах. Помимо всего прочего потенциальная опасность заводов по переработке облученного горючего вытекает из того, что на

них при работе с делящимся материалом как следствие нару­ шения правил безопасности возможно возникновение критично­ сти и последующего ядерного взрыва [5].

§2. КЛАССИФИКАЦИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Взависимости от степени активности все жидкие радиоак­ тивные отходы по рекомендации Международного агентства по использованию атомной энергии (МАГАТЭ) делятся на три класса.

К

первому

классу относятся с л а б о а к т и в н ы е

отходы,

удельная р-активность которых не превышает

ЫСН5

кюри/л.

Ко

второму

классу — с р е д н е й степени

а к т и в н о с т и —

относятся отходы, удельная р-активность которых находится в

пределах 1-Ю- 6 -4-1,0 кюри/л.

 

К

третьему

классу — в ы с о к о а к т и в н ы х

отходов — отно­

сятся

те, удельная активность которых превышает 1,0 кюри/л.

Типичными

отходами с низким уровнем

концентрации ра­

дионуклидов обычно являются сточные воды из прачечных, ла­

бораторий, дезактивационных

пунктов, санпропускников, воды

из резервуаров, служащих

экранирующими устройствами,

и т. п. Однако радиоактивные отходы не всегда бывают жид­ кой консистенции. В сложной системе предприятий атомной промышленности на различных этапах обработки сырья и ядер­ ного горючего образуются также газообразные и твердые отхо­

ды.

При этом на некоторых начальных этапах

производствен­

ной

системы активность отходов

обусловливается

присутствием

в них природных радионуклидов,

общее содержание которых,

как

правило, возрастает по мере

увеличения их

концентрации

в обрабатываемом материале.

 

 

Высококонцентрированные отходы, содержащие преимуще­ ственно искусственные радионуклиды, образуются на предприя­ тиях, составляющих конечные звенья производственного цикла. Поэтому в зависимости от характера изотопного состава и условий возникновения все отходы можно разделить на три ус­ ловных вида, в определенной степени отражающих особенности того или иного производственного цикла: 1) отходы, содержа­ щие в своем составе природные радионуклиды; 2) отходы, со­ стоящие главным образом из радиоактивных продуктов деле­ ния ядерного горючего; 3) отходы, содержащие преимуществен­ но нуклиды, индуцированные нейтронами.

Главную опасность в экологическом и гигиеническом отно­

шении в связи с их количеством представляют отходы

заводов,

на которых осуществляется переработка облученных

твэлов,

сущность которой заключается в извлечении из них сохранив­ шегося ядерного горючего —урана или вновь образовавше­ гося 2 3 9 Р и .

Смотрите также файлы