Радиационное воздействие АЭС на окружающею среду

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

5. Техногенно-измененный радиационный фон

Техногенный радиационный фон  формируется естественными радионуклидами, поступающими в окружающую среду  в результате использования в  производстве при-родных материалов, содержащих радионуклиды. Это сжигание органического топлива, внесение минеральных удобрений, применение светосоставов постоянного действия, использование авиации и т.д. Некоторые технологические процессы могут снижать воздействие природного радиационного фона, например, очистка питьевой воды.

Вклад в облучение населения  за счет техногенного радиационного  фона вносят содержащиеся в стройматериалах радионуклиды.

В помещениях доза внешнего облучения изменяется в зависимости  от соотношения двух конкурирующих  факторов: экранирования внешнего излучения  зда-нием и интенсивности излучения содержащихся в стройматериалах радионуклидов. При этом основное значение в формирование дозы вносят 40К, 226Ra, 232Th с продуктами распада, содержащимися в стройматериалах.

Сжигание органического  топлива, в первую очередь, каменного  угля является источником выбросов в  окружающую среду ряда естественных радионуклидов, таких как 40К, 226Ra, 228Ra, 232Th, 210Po, 210Рb. Отечественные электростанции, работающие на угле с большой зольностью при степенях очистки 90-99% дают значительное количество выбросов этих радионуклидов, формирующее эффективную эквиваленту дозу в 5-40 раз большую, чем атомные станции аналогичной мощности. Индивидуаль-ная эффективная эквивалентная доза в СССР в 80-х годах от этого источника облучения оценивалась около 2 мкЗв/год.

Уровни облучения от использования  фосфорных удобрений формируются  за счет содержащихся в них 238U, 232Тh, 210Ро, 210Pb, 226Ra, 40К и оцениваются  эффективной эквивалентной дозой 136 нв/год.

Еще меньший вклад в  формирование суммарной эффективной  эквивалентной дозы вносят полеты на самолетах и применение содержащих радионуклиды предметов широкого потребления.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

6. Искусственные радионуклиды

Искусственные радионуклиды попадают в окружающую среду при  испытаниях ядерного оружия и работе предприятий ядерного топливного цикла.

Взрывы ядерных устройств

С 1945 по 1980 г. в атмосфере  было испытано 423 ядерных устройства. При этом образовалось и было выброшено в окружающую среду огромное количество радионуклидов. Большая доля глобального радиоактивного загрязнения окружающей среды обусловлена выпадениями из стратосферы. Средняя продолжительность тропосферных осадков составляет около 30 сут., а территория загрязнения от них – от нескольких сот до тысяч километров.

Считается, что 1 Мт энергии  деления соответствует 1,45х1026 делений. Поэтому общая активность Q, Бк, образующихся при взрыве мощностью 1 Мт радионуклидов рассчитывается по формуле:

Q = l,45 · 1026 · k · λ,

где:

k – коэффициент выхода нуклида при делении, %;

λ – 0,693/т- постоянная распада, 1/сек.

Научный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАР) выделяет 21 радионуклид, которые вносят тот  или иной вклад в дозу облучения  населения. Среди них особо опасными являются 8 радионуклидов. Это (в порядке  уменьшения вклада в дозу) 14С, 137Cs, 95Zr, 106Ru, 90Sr, 144Ce, 3H, 131I.

При этом внутреннее облучение  организма формируется за счет 14С, 90Sr, 106Ru, 131I, 137Cs, кроме того, выделяются 85Kr, 81Sr, плутоний и трансплутониевые элементы, поступающие в организм человека с водой, продуктами питания, воздухом.

Внешнее облучение формируется  главным образом такими радионуклидами, как 95Zr, 95Nb, 106Ru, 103Ru, 140Ba и 137Cs.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

7. Работа предприятий ядерного топливного цикла

В ядерный топливный цикл входят предприятия по добыче урановой и ториевой руд, их переработке, получению  топлива для атомных станций  и оружейного урана и плутония, регенерации отработанного топлива.

В конце 1995 г. в 26 странах  эксплуатировалось более 430 ядерных  энергетичес-ких установок, а доля АЭС в производстве электроэнергии составляет до 72% во Франции. Всего в мире на АЭС получают сейчас около 16% производимой в мире энергии. В России доля производимой АЭС электроэнергии составляет около 12%.

Выбросы естественных радионуклидов  при добыче и переработке урановых и ториевых руд представлены в  основном газообразным 222Rn из урановых шахт; твердыми отходами руды из хвостохранилищ, где основная активность формируется долгоживущим 232Тh с продуктами распада, и урановыми отходами с обогатительных фабрик, содержащих незначительное количество урана, тория и продуктов их распада.

Считается, что в урановый концентрат переходит 14% суммарной  активности исходной руды, в которой содержится 90% урана.

Обогащение природного урана 235U и изготовление тепловыделяющих  элементов сопровождается незначительными  выбросами в окружающую среду. Твердые  и жидкие отходы при этом изолируются.

Работа ядерного реактора сопровождается большим числом радионуклидов  – продуктов деления и активации.

Количество и качественный состав радионуклидов, поступающих  в окружающую среду, зависит от типа реактора и систем очистки воздуха  и сточных вод. В окружаю-щую среду удаляются газообразные отходы после очистки, а также частично аэрозоль-ные и жидкие. Твердые отходы хранятся на площадке с последующим захоронением.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

8. Воздействие ионизирующих излучений на организм

Все живые организмы на Земле являются объектами воздействия ионизирующих излучений.

Воздействие ионизирующего  излучения на живой организм называется облучением.

Различают внешнее облучение  организма (тела) ионизирующим излучением, приходящее извне, и внутреннее облучение  организма, его органов и тканей излуче-нием содержащихся в них радионуклидов.

 

Облучение может быть хроническим, в течение длительного времени, и острым – однократным кратковременным  облучением такой интенсивности, при  которой имеют место неблагоприятные  последствия в состоянии организма.

По степени радиационной опасности с точки зрения потенциальной  тяжести последствий внутреннего  облучения радионуклиды разделены  на группы радиацион-ной опасности. В порядке убывания радиационной опасности выделены 4 группы с индексами А, Б, В и Г.

Результатом облучения являются физико-химические и биологические  изменения в организмах. Радиационный эффект является функцией физических характеристик Аi взаимодействия поля излучения с веществом:

η = F(Ai)

Величины Ai называются дозиметрическими. Основной из них является поглощенная доза D – это средняя энергия, переданная излучением единице массы тела.

Единица поглощенной дозы – Грэй:

1 Гр = 1 Дж/кг

Повреждение тканей связано  не только с количеством поглощенной  энергии, но и с ее пространственным распределением, характеризуемым линейной плотностью ионизации, или, иначе, линейной передачей энергии (ЛПЭ). Чем выше ЛПЭ, тем больше степень биологического повреждения.

Для учета этого эффекта  вводится понятие эквивалентной  дозы Н, определяемой как произведением  поглощенной дозы D на коэффициент качества излучения К:

H = D · K

Коэффициент качества излучения К определяется как регламентированное значение относительной биологической эффективности (ОБЭ) излучения, характери-зующей степень опасности данного излучения по отношению к образцовому рентгеновскому излучению с граничной энергией 200 кэВ.

Таким образом, коэффициент  качества позволяет учесть степень  опасности облучения людей независимо от вида излучения. При хроническом  облучении всего тела его значение составляет:  а) для рентгеновского и γ-излучения – 1;  б) для β-излучения – 1;  в)  для протонов с энергией < 10 МэВ – 10;  г) для α-частиц с энергией < 10 МэВ – 20.

Единица измерения эквивалентной  дозы – зиверт (Зв):

1 Зв = 1 Гр для излучений

В практике часто используется внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр:

1 3в= 100 бэр

В реальных условиях облучение  бывает неравномерным по телу и органам. Необходимость сравнения ущерба здоровью от облучения различных  органов привела к введению понятия  эффективной эквивалентной дозы, определяемой соотношением:

HE = ∑i Li · Hi,

где

Hi – среднее значение эквивалентной дозы в i-ом органе или ткани;

Li – взвешивающий коэффициент, равный отношению риска смерти в результате облучения i-гo органа или ткани к риску смерти от облучения всего тела при одинако-вых эквивалентных дозах.

Т.е. коэффициент Li позволяет пересчитать дозу облучения i-гo органа на эквива-лентную по риску смерти дозу облучения всего тела. Понятие эффективной эквива-лентной дозы позволяет, таким образом, сравнить различные случаи облучения с точки зрения риска смерти человека, а также оценить суммарный риск при облучении раз-личных органов.

Сравнительная радиопоражаемость органов и тканей характеризуется понятием радиочувствительность. Очевидно, коэффициент U должен быть выше для наиболее радиочувствительных органов. МКРЗ рекомендованы следующие показатели Li для различных органов:

Половые железы…………………………………….0,20

Красный костный мозг……………………………..0,12

Легкие……………………………………………….0,12

Щитовидная железа………………………………...0,05

Кость (поверхность)……………………...…………0,01

Остальные органы (ткани)…………………………0,05

Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обновляющихся  тканей (костный мозг, половые железы и т.п.).

В результате облучения живой  ткани, на 75% состоящей из воды, проходят первичные физико-химические процессы ионизации молекул воды с образованием высокоактивных радикалов типа Н+ и  ОН– и последующим окислением этими радика-лами молекул белка. Это косвенное воздействие излучений через продукты разложения воды. Прямое действие может сопровождаться расщеплением молекул белка, разрывом связей, отрывом радикалов и т.п.

В дальнейшем под действием  описанных первичных процессов  в клетках происхо-дят функциональные изменения, следующие биологическим законам.

Возможные последствия облучения людей

В настоящее время накоплен большой объем знаний о последствиях облучения человека.

Радиационные  эффекты облучения людей делят на 3 группы:

1. Соматические (телесные) эффекты  – это последствия воздействия  на облученного человека, а не  на его потомство. Соматические  эффекты подразделяются на стохастические (вероятностные) и нестохастические.

К нестохастическим эффектам относятся последствия облучения, вероятность возникновения и тяжесть поражения от которых увеличиваются с увеличением дозы облучения и для возникновения которых существует дозовый порог. Это локальные повреждения кожи (лучевой ожог), потемнение хрусталика глаз (катаракта), повреждение половых клеток (стерилизация). В настоящее время считается, что длительное профессиональное облучение дозами до 50 мЗв в год не вызывает у взрослого человека никаких изменений, регистрируемых современными методами анализа.

2. Соматико-стохастические эффекты возникают у облученных людей и, в отличие от нестохастических, для них отсутствует порог, а от дозы зависит вероятность возникновения, а не тяжесть поражения. К ним относят канцерогенные эффекты поражения неполовых клеток: лейкозы (злокачественные повреждения кровообразующих клеток), опухоли разных органов и тканей.

3. Генетические эффекты  – врожденные аномалии возникают  в результате мутаций и других  нарушений в половых клетках.  Они являются стохастическими и не имеют порога действия.

Выход стохастических эффектов мало зависит от мощности дозы, а  определяется суммарной накопленной  дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или за всю жизнь.

Соматико-стохастические и генетические эффекты учитываются при оценке воздействия малых доз на большие группы людей. Для этой цели вводится понятие коллективной эквивалентной дозы S, определяемой выражением:

Единицей коллективной дозы является человеко зиверт.

Если коллективная доза меньше 100 чел.Зв, выявление стохастических эффектов очень сложно, а при нескольких чел.Зв наиболее вероятно нулевое количество эффектов. При этом выявление эффекта у отдельного индивида является непредсказуемым.

При этом установлено, что  в области средних и больших доз (более 0,25 Зв) биологический эффект прямо пропорционален эквивалентной дозе.

Для целей радиационной защиты принято допущение, что стохастические эффекты имеют беспороговую линейную зависимость вероятности возникновения при обычно встречающихся условиях облучения. В связи с тем, что коэффициенты зависимости доза-эффект были установлены на основе данных о стохастических воздействиях больших кратковременных доз, их перенос на обычные условия, как считается, вдвое завышает реальный риск малых доз.