textarchive.ru

Главная > Конспект


Альфа-излучение.

Альфа-излучение, это поток α-частиц, представляющих собой комбинацию 2 нейтронов и 2 протонов ( ядер гелия ). Их скорость движения составляет около 20000 км/сек. Пробег в пространстве незначительный: в воздухе- см, в воде мм, вметалле тысячные доли мм, поэтому защита от альфа-излучения не представляет труда и защитную функцию может играть одежда, лакокрасочное покрытие, упаковочный материал. Основной проблемой является защита органов дыхания и желудка от попадания радионуклидов в виде пыли и с пищей, а также защита открытых участков кожи от непосредственного контакта с источниками альфа-излучения.

Альфа-излучение имеет самую большую, из всех ионизирующих излучений, ионизирующую способность. Поэтому несмотря на относительную простоту защиты представляют серьёзную опасность при непосредственном контакте с альфа-активными изотопами. Ионизирующая способность альфа-излучения в 20 раз выше, чем у гамма-изллучения.

Источником альфа-излучения является альфа-распад. который может происходить в ядрах некоторых элементов естественным путем или в искусственных изотопах, образующихся при бомбардировке ядер нейтронами. К альфа-распаду склонны ядра с большим количеством протонов, т.к. именно в них могут сложиться условия когда кулоновские силы отталкивания между протонами превысят силы внутриядерного взаимодействия. В этом случае ядро теряет альфа-частицу( 2n2p), т.е. теряет в заряде 2 единицы, а в массе 4, таким образом происходит превращение в другой элемент, который нужно искать на две позиции влево по таблице Менделеева. Происходит «левое смещение».

Опасные источники.

  1. Альфа-активные минералы, находящиеся в недрах Земли, в том числе радиоактивные газы такие, как радон и торон.

  2. Некоторые строительные материалы ( керамика, гранит, мрамор и др.)

  3. Горнодобывающие предприятия по добыче урана.

  4. Предприятия ядерной энергетики (АЭС, РХЗ и др.).

  5. Радиоактивное заражение местности после аварий на АЭС и после ядерных взрывов на поверхности земли.

Действие на человека.

  1. При попадании на кожу альфа-активные изотопы могут вызвать лучевой дерматит и лучевые ожоги.

  2. При попадании с пищей в ЖКТ может вызвать тяжелые поражения печени, поджелудочной железы, стенки желудка. Возможно попадание через ЖКТ радионуклидов в эндокринную систему и т.д.

  3. При попадании в легкие поражаются бронхи, альвеолы, верхние дыхательные пути, что ведёт к возникновению ангин, бронхитов, пневмонии в тяжелой форме.

При вдыхании альфа-активных газов ( радон ), в результате ингаляционного эффекта, может произойти тяжелое поражение всего организма.

Защита.

  1. Одежда с капюшонами, шарфы, перчатки, резиновая обувь, брюки, заправленные в сапоги. Использовать ватно-марлевые повязки, тканевые маски, респираторы. Использование комплектов защиты кожи ОЗК и Л-1.

  2. Герметизация квартиры. Заклеивание щелей в окнах, уплотнение дверей, закле-

ивание вентиляционных отверстий.

3) Ежедневная влажная уборка квартиры, выбивание верхней одежды, обтирание

обуви влажной ветошью Ежедневная помывка со сменой нижнего и постельного

белья.

4) Хранение пищи и воды в герметизированной таре, холодильниках, полиэтиленовых

пакетах..

5) Ежедневный прием препаратов йода, кальция, небольшого количества сухого

красного вина.

6) Находясь на улице, избегать запыленных мест : дорог с интенсивным движением,

не сидеть на скамейках, не прислоняться к стенам и т.д.

. 1.5. Бета – излучение.

Бета-излучение, это поток электронов, двигающихся в пространстве со скоростью,

близкой к скорости света. Источником бета-излучения является бета-распад, кото

рый происходит в природных минералах, либо в искусственных изотопах, получаемых в результате бомбардировки ядер нейтронами. К бета-распаду склонны ядра, в которых внутриядерные связи сильнее кулоновских сил взаимоотталкивания протонов. В таких ядрах нейтрон распадается на протон и электрон.

Образовавшийся протон повышает заряд и массу ядра на1, превращая его в другой элемент, который находится на одну позицию правее по таблице («правоесмещение»), а электрон излучается ядром в виде бета-частицы. Бета частица имеет бόльшую проникающую способность, чем альфа-излучение, но меньшую ионизирующую способность. Проникающая способность в воздухе может достигать десятков метров, в воде –несколько сантиметров, в металле- несколько миллиметров

.

Опасные источники.

См. альфа-излучение.

Действие на человека

См. альфа-излучение.

Защита.

Бόльшая проникающая способность бета-излучения требует для защиты от него дополнительных средств, по сравнению с альфа-излучением. Это обязательное использование таких средств, как комплекты ОЗК и Л-1, применение зщитных экранов из металла или другого плотного материала толщиной несколько миллиметров или использования для защиты, например, салонов автобусов, троллейбусов, автомашин, вагонов ж.д., КУНГов и т.д.

Фактор расстояния и времени играет значительно более серьёзную роль, чем при защите от альфа-излучения.

    1. Нейтронное излучение.

Нейтронное излучение – это поток нейтронов, источником которого являются ядер-

ные реакции деления ядер тяжелых элементов ( уран-235, плутоний-239) или синтеза

лёгких ядер ( изотопы водорода- дейтерий и тритий). В итоге каждого акта деления,

ядро урана-235 делится на два осколка, масса и зарядовое число которых в сумме равно массе и зарядовому числу разделившегося ядра. Продукты деления – это изотопы элементов, расположенных в средней части таблицы Менделеева, наприме такие как стронций-90, цезий-137 и пр. При каждом акте деления появляются два-три

новых нейтрона, которые производят деление следующих ядер ( если им удаётся с ними встретиться). Нейтроны, которые не встретились с ядрами улетают из зоны реакции и находятся в свободном состоянии, пока не будут захвачены ядрами элементов окружающей среды или прекратят существование (жизнь нейтрона 15,3 минуты). Процесс образования свободных нейтронов происходит и в реакции синтеза

ядер изотопов водорода, когда, в результате слияния ядер дейтерия и трития, образуется ядро гелия и свободный нейтрон.

Нейтроны сочетают проникающую способность гамма-излучения и огромную ионизирующую способность альфа-излучения. Проникающая способность нейтро-

новв воздухе составляет сотни метров, в воде более 10 метров, в бетоне-несколько метров, в металле около метра. Ионизирующая способность в 10 раз больше чем у гамма-излучения. Исходя из этих особенностей нейтронов, можно уверенно утверждать, что это наиболее опасный вид ионизирующих корпускулярных излучений. Это утверждение справедливо и другой стороны: свободные нейтроны, проникая в ядра элементов, расположенных в пространстве, в котором действует нейтронное излучение, превращает их в изотопы, вызывая альфа и бета распады и, как следствие гамма излучение. Это явление называется наведённая активность.

Значит, кроме сильной ионизации мы имеем ещё « добавочную» радиацию,

продолжительность действия которой определяется периодом полураспада образовавшихся изотопов. Обычно для грубого подсчета спада наведенной радиации пользуются «правилом семёрки»: наведённая радиация уменьшается через2 часа- в 2 раза, через 3 часа- в 4 раза, через 7 часов- в 10 раз, через 49 часов- в 100 раз. Это правило справедливо только для элементов, расположенных на поверхности Земли и атмосфере.

Опасные источники.

  1. Работающий ядерный реактор ( Уровень радиации 10000 Р/час на расстоянии 100 метров при отсутствии биологической защиты ).

  2. Судовые ядерные силовые установки ( подводные лодки, ледоколы и др.).

  3. Проникающая радиация ядерного взрыва ( 5-20 сек.).

Действие на человека.

Действие на организм человека такой же, как при облучении другими видами

ионизирующего излучения . Однако, при прогнозах и оценках действия нейтронов,

всегда необходимо учитывать, что большая проникающая способность нейтронов

сочетается с высокой ионизирующей способностью. Действие нейтронов отягоща-

ется их способностью вызывать альфа и бета распады в живой ткани, что эквива-

лентно проникновению в организм радионуклидов, т.е. поражение нейтронами

является наиболее тяжелым лучевым поражением..

Защита.

  1. Расстоянием, исходя из пробега в пространстве.

  2. Временем, исходя из уровня радиации и допустимых доз ( однократная- 50 Р,

недельная- 100 Р, квартальная- 200 Р, годовая – 300Р),

  1. Препятствием. Препятствием могут служить (как и при защите от гамма-излучения) толщи плотных материалов. Особенно хорошо ослабляют нейтронное излучение водородосодержащие материалы ( вода, парафин, полиэтилен).

Толщину защитного слоя можно использовать такую же, как при защите от гамма-излучения.

ВЫВОДЫ ПО МАТЕРИАЛАМ 1 ГЛАВЫ.

Принципы защиты от любых излучений:

а) расстоянием;

б) временем;

в) препятствием

Мощность электромагнитного излучения ( радиоволны, свет, гамма-излучение) уменьшается пропорционально квадрату расстояния от источника, а корпускулярного излучения уменьшается в соответствие с проникающей способностью в данной среде.

Опасность для человека определяется количеством энергии, которое поглощено телом,

это количество определяется произведением мощности излучения на время, в течение которого происходило облучение, т.е. дозой.

Каждая разновидность излучения реагирует на тот вид препятствия, который харак-

терен лишь для этого излучения, но все виды излучения хорошо задерживаются массивными препятствиями большой плотности.

Наиболее опасными видами излучений являются ионизирующие излучения, т.к. их действие на организм вызывает нарушение биохимических процессов в клетках и их гибель ( лучевая болезнь).

Наибольшие трудности представляет защита от проникающей радиации: нейтронов и гамма-излучения.

Опасность нейтронов состоит еще в том, что проникая в ядра атомов окружающей среды и вызывая в них альфа и бета распады, нейтроны вызывают наведённую активность, усиливая поражающее действие излучения.

Глава 2.

Действия населения при авариях

на АЭС и РХЗ.

Ядерная энергетика медленно, но верно захватывает позиции в производстве электроэнергии, силовых установках судов с большим временем автономного плавания ( подводные лодки, ледоколы и т.д.). Причиной,. несомненно, является то, что заправка реактора топливом производится один раз в несколько лет, количество энергии, получаемой из единице массы топлива на АЭС, намного выше, чем на тепловых станциях ,

практически отсутствуют вредные выбросы в окружающую среду, можно создавать компактные и очень мощные энергоблоки. Но всё диаметрально изменяется, когда на ядерном реакторе происходит аварии, теракт, диверсия, землетрясение или другие события, приводящие к его разрушению. В этом случае в окружающую среду попадает содержимое реактора, состоящее из невыгоревшего ядерного топлива, продуктов деления уже выгоревшего топлива, изотопы, которые возникли в результате действия нейтронов. Эта смесь имеет радиоактивность более, чем в миллиард раз выше, чем исходное топливо.

Попадание сотен тонн такой смеси в окружающую среду, делает непригодным для жизни пространство, простирающееся на несколько десятков километров вокруг аварийного объекта и опасным для жизни пространство в радиусе несколько сотен километров. Последствия такого радиоактивного заражения можно предвидеть, ознакомившись с содержанием вопросов, освещенных в Главе 1. Чтобы правильно оценить степень этой опасности, умело избегать опасности лучевого поражения, грамотно действовать в условиях аварии, необходимо, хотя бы в общих чертах, знать сущность процессов, происходящих в ядерных энергетических установках и наиболее опасные моменты в топливном цикле ядерной энергетики.

    1. Реакция деления ядер урана-235.

Делению могут быть подвержены ядра тяжелых элементов ( начиная с тория), т.к. в таких ядрах много протонов, а, следовательно достаточно велики кулоновские силы отталкивания. При бомбардировке такого ядра нейтроном, внутриядерные связи становятся меньше кулоновских сил отталкивания и ядро делится на два осколка. Эти осколки имеют различную массу и разное зарядовое число, но в сумме они равны заряду и массе разделившегося ядра. Очевидно, продукты деления являются элементами середины таблицы Менделеева, очень сильно перегруженными нейтронами, т.е. изотопами с высокой активностью. В процессе деления, кроме двух осколков, появляются 2-3 быстрых нейтрона, которые делят следующие ядра. Поскольку нейтронов получается с каждым актом деления всё больше, то эта реакция носит лавинообразный характер, Деление ядер сопровождается выделением гигантского количества энергии. Если дать реакции развиваться произвольно, то эта энергия выделится за короткое время и будет иметь взрывной характер, если же на определённом этапе реакции принять меры к изъятию части нейтронов, то реакция будет идти на уровне этого изъятия. Таким образом, мы можем получить источник энергии с заданными параметрами, т.е. сделать реакцию управляемой и отбирать энергию в соответствии с нуждами. В качестве делящегося материала, в настоящее время, используется уран-235 и плутоний-239, которые могут делиться под действием медленных нейтронов. Чтобы замедлить быстрые нейтроны, получающиеся при делении, используют замедлители ( вода, графит ), а чтобы они не разлетались из пространства, где идёт реакция, используют отражатели из бериллия, урана-238 и др. Взрывная реакция деления используется в ядерном оружии. В ней используется плутоний-239. Управляемая реакция используется в энергетических ядерных реакторах (АЭС, АСТ, подводные лодки, ледоколы). В ней обычно используется уран-235 в смеси сдругими изотопами.

    1. Критическая масса.

Чтобы деление ядер происходило непрерывно, их количество должно быть таким, чтобы каждое поколение нейтронов, образовавшихся при делении, имело шанс быть захваченными еще не разделившимися ядрами. Наименьшее количество делящегосявещества, в котором возможно начало реакции деления называется критическоймассой. Критическая масса зависит не только от количества делящегося вещества, но и конфигурации (формы) того объёма, которое оно занимает. Наиболее выгодной формой является шар, поскольку по сравнению с другими фигурами он имеет наименьшую поверхность, т.е. потеря нейтронов из области реакции будет наименьшей. при данной массе. Значение имеет также и плотность материала, т.е пористая структура вещества потребует большего его количества для протекания реакции, т.е увеличение занимаемого объёма равносильно увеличению критической массы. Ещё большее влияние имеет чистота вещества. Введение добавок в делящееся вещество или использование его в соединении с другими элементами требует увеличения критической массы. В ядерных зарядах стремятся к уменьшению критической массы, а в ядерных реакторах к её увеличению, т.к. это создаёт технологические удобства для управления ходом реакции.

    1. Коэффициент размножения нейтронов.

Если, в процессе деления, количество нейтронов, образующихся при делении ядер уменьшается, то и количество ядер, подвергшихся делению будет уменьшаться и реакция постепенно прекратиться. Такие условия могут возникнуть при увеличении объёма, занимаемого делящимся веществом, например при разрушении реактора или при попадании в активную зону реактора веществ, сильно поглощающих нейтроны, например при «заглушении» реактора на АЭС и т.д., когда в активную зону полностью вводят регулирующие стержни из кадмия или бора. В таких случаях говорят, что коэффициент размножения нейтронов < 1.

Если, в процессе деления, количество нейтронов возрастает, что естественно для нормальной реакции деления ( см. 2.8 ), то реакция принимает лавинообразный характер, а если учесть, что реакция идёт с выделением энергии, то она принимает форму взрыва. Это характерно для ядерных зарядов, где используется максимально очищенное и уплотнённое вещество и принимается ряд конструктивны мер для интенсификации процесса деления. В такой реакции коэффициент размножения нейтронов > 1.

Если, в процессе деления, количество нейтронов поддерживается на постоянном уровне, необходимом для подержания реакции в стабильном режиме, то реакция будет выделять энергию, соответствующую этому уровню. Это состояние соответствует коэффициенту размножению нейтронов = 1. Такой коэффициент применяется на ядерных реакторах, когда требуется стабильная и многолетняя работа в постоянном режиме. Достигается это введением в активную зону реактора поглотителей нейтронов. Обычно, это стержни из бора или кадмия, т.е. материалов, хорошо поглощающих нейтроны, т.е. «лишние» нейтроны изымаются из реакции и количество делящихся ядер поддерживается на одном уровне, а значити выделяющейся энергии.

    1. Принцип действия ядерного реактора.

Рассмотрим конструкцию и принцип работы ядерного реактора на примере ядерного ре-

актора типа ВВЭР-1000, который в настоящее время наиболее распространён на АЭС. Все размеры приведены в приближенном виде.

Корпус ядерного реактора представляет герметичный толстостенный стальной цилиндр диаметром около 5 метров и высотой более 10 метров. Весит корпус более 300 тонн. В его центре расположена активная зона, состоящая из нескольких десятков тысяч тепловыделяющих элементов, представляющих тонкие ( диаметром ок.1 см и длиной ок. 2 метров), сделанные из циркониевого сплава трубки, наполненные двуокисью урана, спрессованные в форме таблеток, имеющих размер ок. 8х8 мм. В каждом ТВЭЛе около 1,5 кГ диоксида урана.. Такое большое количество ТВЭЛов необходимо в активной зоне для того, чтобы обеспечить большую поверхность для отдачи тепловой энергии. Для обеспечения прочности всей конструкции активной зоны, ТВЭЛы собраны в пачки или тепловыделяющие сборки (ТВС), по несколько сотен в сборке. В сборках имеются каналы, в которые вводятся регулирующие стержни ( поглотители нейтронов ), число которых более 100. Общий размер активной зоны приблизительно 3х4 м, т.е. объём около 30 куб. м.

Масса урана в активной зоне составляет более 60 тонн.

Весь объём реактора заполнен водой, которая выполняет функции теплоносителя, которому ТВЭЛы передают тепловую энергию, выделяемую таблетками, находящимися внутри ТВЭЛов. Одновременно, вода выполняет функцию замедлителя нейтронов, т.к. находится в пространстве меду ТВЭЛами. Температура теплоносителя (воды) в реакторе автоматически, с помощью поглощающих стержней, поддерживается ок. 300оС при давлении 16 МПа.

Делящегося урана-235 в таблетках находится всего 4,4%. Этого достаточно, чтобы в активной зоне реактора (объёмом ок. 30 куб.м) образовалась критическая масса и происходила реакция деления. Остальные 95,6% составляет U-238.

В процессе деления изотопный состав таблеток изменяется, т.к. в них накапливаются продукты деления. Реактору не дают работать более 3 лет потому, что количество продуктов деления может достигнуть такого количества, что проблемы перевозки, переработки и захоронения отходов могут стать трудноразрешимыми ( реактор может без перезарядки более 10 лет !). Дело в том, что изотопы, составляющие продуктыделения в 109 раз активнее, чем исходный уран-235. Например: ТВЭЛ, проработавший в реакторе 3 года, создаёт на расстоянии 1 м уровень радиации 10000 Р/час. Это смерть через 1-2 часа.

Проработавшее 3 года в реакторе топливо (ТВС), извлекается с помощью дистанционных манипуляторов из реактора, укладывается на стеллажи в толстостенном бетонном хранилище и заливаются водой (5-метровым слоем). Это отработавшее топливо хранится 3 года.

За это время его активность снижается более, чем в 100 раз за счет распада короткоживущих изотопов. Только после этого становится возможным вывозить использованное топливо с АЭС.

Работающий реактор смертельно опасен на расстоянии до 100-200 м, т.к. проникающая радиация (гамма-излучение и нейтроны) свободно проникают сквозь толщу стенок

корпуса реактора и распространяются в пространстве вокруг реактора на расстояния, соответствующие физическими свойствами (см.1.3; 1.6).этих излучений.

Эти излучения даже на расстоянии 100 м от реактора имеют мощность ок. 10000 бэр/час.

Чтобы обезопасить персонал станции, вокруг реактора создаётся мощная биологическая защита, сводящая это излучение до безопасных уровней. ( слой воды ок. 5 м, слой железобетона ок. 3 м. См. 1.3).

2.11. Функциональная схема АЭС.

1-й этап. Превращение энергии деления ядер урана в тепловую энергию. Этот процесс рассмотрен в 2.10. В реакторе ТВЭЛы преобразуют ядерную энергию в тепловую и отдают её теплоносителю – воде.

2-й этап. Вода, нагретая в реакторе до 300 градусов с помощью мощных насосов ( ок. 60 тонн в час по трубам диаметром ок. 1 метра подаётся в парогенератор. Парогенератор представляет теплообменник, в котором вода из реактора проходит через несколько десятков тысяч трубок, соединённых параллельно и возвращается в реактор. Эти трубки погружены в воду, заполняющую парогенератор. Вода из реактора, проходя по трубкам разогревает их, а трубки, в свою очередь, отдают тепло воде, которая заполняет парогенератор и превращает её в пар.

3-этап. Пар подаётся по трубам к паровой турбине. Благодаря тому, что пар стремится занять гораздо больший объём, чем вода, из которой он образовался, соответственно тепловая энергия сообщенная воде, превращается в кинетическую энергию пара, а она, в свою очередь давит на лопатки турбины, заставляет её вращаться и, таким образом, преобразуется в механическую энергию вращения вала турбины. Отработавший пар охлаждается в конденсаторе, превращается в воду и возвращается в парогенератор.

4-й этап. Вал паровой турбины соединен с валом электрического генератора, в котором, за счет перемещения магнитного поля ротора относительно проводников статора механическая энергия преобразуется в электрическую.

Из описанного выше следует, что каждый этап работы АЭС представляет замкнутый цикл и исключает попадание технологической воды и пара в атмосферу. АЭС является наиболее чистой в экологическом отношении источником электрической энергии, если гарантирована безаварийность её работы.

    1. Причины аварий ядерного реактора.

  1. Внешнее воздействие: землетрясение, теракт, диверсия, военные действия.

  2. Человеческий фактор: недееспособность персонала, грубые ошибки в эксплуатации и проведении регламентных работ,

  3. Технические причины:

а) Перегрев реактора. В результате этого, возросшее давление может разрушить корпус реактора, либо, в результате расплавлении оболочек ТВЭЛов, таблетки выпадут на дно реактора, критическая масса уменьшится, разогрев скачкообразно возрастёт, корпус реактора будет прожжен.

б) Образование гремучей смеси в реакторе в результате электролиза теплоносителя под действием ионизирующих излучений и высокой температуры.

в) Уменьшение прочности корпуса реактора в результате длительного ( 20-30 лет) действия нейтронов, вследствие чего многочисленные альфа и бета распады приводят к образованию новых элементов в металле корпуса, что приводит к значительному уменьшению его прочности.



Скачать документ

Похожие документы:

  1. Философия Учебник / Под ред

    Список учебников
    д-р филос. наук, проф. О.А. Митрошенков - руководитель авторского коллектива (Предисловие, Введение, гл. 17, 20-22, 27); д-р филос. наук, проф. К.Х. Делокаров (гл.

Другие похожие документы..