• Напечатать
• Спросить
• Отправить другу
• Поделиться
  • Facebook
  • Twitter
• Подписаться на новости

Ядерна енергетика бере свій початок з першої у світі атомної електростанції, яка була споруджена в колишньому СРСР під керівництвом І. В. Курчатова і введена до експлуатації 27 червня 1954 року (м. Обнінськ Калузької області).

Сьогодні в Україні працює 4 АЕС, які забезпечують понад 40% валового виробництва електроенергії в країні. Україна, де відсутні великі нафтогазові родовища, а вугілля, яке добувається в східних регіонах з великих глибин і має велику собівартість навряд, чи колись зможе відмовитись від атомної енергетики як досить стабільного енергоджерела.

Але серед техногенних джерел надзвичайних ситуацій і аварій найбільшу небезпеку за тяжкістю ушкоджень, масштабами та тривалістю дії ушкоджуючих факторів є радіаційні катастрофи.

За час існування ядерної енергетики виникло більше 300 значимих аварій, їх наслідки в основному не виходили за межі самих ядерних об‘єктів. Проте були випадки, коли наслідки аварій носили поширений і навіть глобальний характер.

Враховуючи потенційну небезпеку ядерних об‘єктів для навколишнього середовища, оволодіння основами знань про атомну енергетику, ядерні аварії та їх наслідки необхідне фахівцям різних професійних груп, включаючи і медичних працівників.

Ядерно-паливний цикл характеризує послідовність операцій з радіоактивними матеріалами, що використовуються в ядерній енергетиці, і складається з таких технологічних процесів і відповідних їм об’єктів, як:

• видобування, подрібнення і концентрування уранової руди – уранові рудники збагачувальні фабрики;
• вилучення урану із уранової руди та його збагачення ізотопом з масовим числом 235 - радіохімічні підприємства;
• перетворення урану в паливо і виготовлення термовиділяючих паливних елементів (твелів) - підприємства атомного машинобудування;
• використання паливних елементів у ядерних реакторах;
• виділення з відпрацьованого палива накопиченого плутонію, невикористаного урану та інших радіонуклідів, які застосовуються в різних галузях виробництва (наука, техніка, медицина, тощо) - радіохімічні заводи;
• регенерація палива і виготовлення паливних елементів (твелів) – радіохімічні підприємства та підприємства атомного машинобудування;
• перевезення свіжого і відпрацьованого ядерного палива, радіоактивних матеріалів та відходів - спеціалізовані транспортні підприємства;
• зберігання палива, радіоактивних матеріалів та відходів - тимчасові сховища на окремих підприємствах та постійні сховища на пунктах захоронення радіоактивних відходів.

Слід відзначити, що в Україні, як в багатьох інших країнах світу, немає повного (замкнутого) ядерно-паливного циклу. Проте окремі елементи його функціонують. До них відносяться: видобування, подрібнення і збагачення уранової руди (уранові рудники), використання ядерного палива (енергетичні та дослідницькі реактори), зберігання відпрацьованого палива (сховища), перевезення свіжого та відпрацьованого палива і радіоактивних відходів (спеціальні транспортні підприємства), зберігання радіоактивних відходів (пункти їх захоронення) та деякі інші.

Підприємства по видобуванню та переробці уранових руд знаходяться в Дніпропетровській, Кіровоградській та Миколаївській областях.

Переробка уранових руд з метою отримання окису-закису урану проводиться на спецкомбінаті в м. Жовті Води. До особливостей уранодобування та переробки слід віднести те, що всі відходи цього технологічного процесу є радіоактивними і представляють певну небезпеку в плані забруднення навколишнього середовища. В урановій руді крім природного урану міститься також торій-232 та продукти їх радіоактивного перетворення, в тому числі радіоактивний газ радон.

Атомна електростанція є одним з підприємств ядерного паливного циклу.

Ядерний реактор - це фізичний пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція ядерного поділу з виділенням і відведенням теплової енергії. Основною частиною ядерного реактора є активна зона, в якій певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтронно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловиділяючих елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.

Як ядерне паливо у більшості реакторів використовується уран – природний чи збагачений ізотопом з масовим числом 235. Ступінь збагачення знаходиться в межах від десяток часток проценту до декількох процентів. Природний уран складається із трьох ізотопів: U238, U235 та U234 з їх відсотковим вмістом: 99,284; 0,711 і 0,0055% відповідно. Серед них тільки уран-235 має здатність поділяться під дією теплових нейтронів. Його відсоток у суміші ізотопів урану можна збільшити методами газодифузійного розподілу ізотопів або із застосуванням спеціальних ультрацентрифуг.

Уран із збагаченням по U235 до 20% має назву – низькозбагачений уран. При збагаченні у діапазоні 3-5% уран є енергетичним, оскільки він слугує паливною сировиною для енергетичних реакторів діючих АЕС. Уран з 20% та більшим вмістом U235 класифікується як високозбагачений уран. Він використовується, в основному, у складі тепловиділяючих елементів (ТВЕЛів) усіх корабельних ядерних реакторів і реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах, а також реакторів, які виробляють тритій і в завантаженні деяких дослідницьких реакторів. І, нарешті, уран, що збагачений по U235 більше за 90% - є так званим збройовим ураном.

У зв’язку з тим, що металевий уран при взаємодії з водою і повітрям займається, для виготовлення ТВЕЛів використовують оксид урану (IV) (UO2). У ТВЕЛах оксид урану (IV) знаходиться у оболонках з цирконію, нержавіючий сталі чи спеціальних сплавах. Це запобігає контакту палива з теплоносієм та виходу у нього продуктів поділу. ТВЕЛи виготовляють у вигляді стержнів, трубок або пластинок, які зібрано у касети і мають назву тепловиділяючі складання.

У реакторах, що працюють на повільних нейтронах, необхідно зменшувати енергію, яка утворюється внаслідок поділу нейтронів (до енергії меншій за 1 еВ). Для цього між ТВЕЛами розташовують сповільнювач. В якості сповільнювача використовують матеріали з низьким атомним номером (наприклад, графіт, легку і важку воду та інші), а також органічні сполуки.

Реактори, що працюють на швидких нейтронах, не мають сповільнювача, так як експлуатація їх базується на поділі урану під впливом швидких нейтронів (з енергією більшою за 100 кеВ).

Потужність реактора, який працює на повільних нейтронах, регулюється за допомогою керуючих стержнів. Ці стержні містять матеріали, які поглинають нейтрони (наприклад, карбід бору). При введенні таких стержнів в активну зону кількість нейтронів, що беруть участь у поділі, зменшується, а відповідно знижується і потужність реактору. Крім цього, в реакторі є стержні аварійного захисту, які містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони. При вводі їх в активну зону відбувається зупинка реактору.

Для відводу тепла від ТВЕЛів застосовують всілякі системи охолодження реактору. Теплоносіями можуть бути вода (легка або важка), гази (гелій, азот, діоксид вуглецю), рідкі метали (натрій) та деякі інші речовини.

Оскільки активна зона, а також комунікації та оснащення першого контуру є джерелом іонізуючого випромінювання, реактор повинен мати біологічний захист.

Класифікація ядерних реакторів. За своїм призначенням ядерні реактори поділяються на дослідницькі, експериментальні та енергетичні. На сьогодні у ядерній енергетиці використовуються п’ять основних модифікацій реакторів, які працюють на повільних нейтронах, і один тип реактора-розмножувача на швидких нейтронах.

На вітчизняних АЕС найбільш широкого застосування набули водоводяні енергетичні реактори (ВВЕР), в яких як теплоносієм, так і сповільнювачем є легка вода, і реактори великої потужності канальні (РВПК), де теплоносієм є легка вода, а сповільнювачем – графіт.

Принципова відмінність цих двох типів реакторів полягає ще й в тому, що в реакторі типу ВВЕР теплоносій прокачується через всю активну зону, а тому весь корпус реактора перебуває під тиском, а в реакторах типу РВПК теплоносій циркулює по робочих каналах і тільки вони перебувають під тиском. В зв’язку з цими особливостями, реактори першого типу прийнято називати корпусними, а реактори другого типу – канальними.

На Чорнобильській АЕС використовувались реактори великої потужності канальні (РВПК-1000), де теплоносієм служить легка вода, а сповільнювачем - графіт. На одному з них (четвертому) і сталася аварія.

При розгляді характеристиці радіонуклідів, що утворюються при роботі ядерного реактора, викладач використовує наочне приладдя у вигляді таблиці.

Ядерні реактори є генераторами величезної кількості штучних радіонуклідів, які за своїм походженням поділяються на продукти ядерного поділу (ПЯП), продукти наведеної активності (ПНА) та ізотопи трансуранових елементів (ІТЕ).

Продукти ядерного поділу виникають у процесі розщеплення ядер урану або плутонію під дією нейтронів. До них відносяться близько 200 радіоактивних ізотопів 35 хімічних елементів, що знаходяться в середині таблиці Д. І. Менделєєва - від цинку (порядковий номер 30) до гадолінію (порядковий номер 64). ПЯП є, як правило, бета- і гама-випромінювачами. Періоди їх напіврозпаду знаходяться в межах від кількох секунд до десятків років.

Продукти наведеної активності з’являються при опроміненні нейтронами елементів конструкції активної зони, теплоносія, що циркулює через неї. До ПНА відносяться близько 400 радіонуклідів, які як і ПЯП є, в основному, бета- і гама-випромінювачами з періодами напіврозпаду від секунд до десятків і тисяч років.

Ізотопи трансуранових елементів виникають при опроміненні урану-238 повільними нейтронами. До ІТЕ відносяться близько 60 радіонуклідів, які в переважній більшості є альфа-випромінювачами з великими періодами напіврозпаду (тисячі років).

Таким чином, під час роботи ядерного реактора в ньому утворюється близько 700 різних радіонуклідів.

Науковий комітет з дії атомної радіації Організації об’єднаних націй (НКДАР ООН) вважає, що головне значення в опроміненні людей мають тільки 8 радіонуклідів, вклад кожного з яких в ефективну еквівалентну дозу перевищує 1%. До них відносяться вуглець-14, цезій-137, цирконій-95, рутеній-106, стронцій-90, церій-144, водень-3, йод-131.

Кількісне накопичення та якісний склад конкретних радіонуклідів в активній зоні реактора залежить від тривалості його роботи, ступеня збагачення ядерного палива та часу витримки реактора після його зупинки. Вихід продуктів поділу з активної зони за її перегріву або розплавлення визначається ступенем їх леткості.

Так, інертні гази криптон (Kr) і ксенон (Xe), які киплять при температурі, нижчій від 0оС, повністю випаровуються з палива.

Значною мірою можуть виділятись із палива йод (І2), цезій (Сs) і телур (Te), що мають температуру плавлення, відповідно: 184, 669, 990оС.

Такі хімічні елементи, як молібден (Мо), цирконій (Zr), церій (Ce) і плутоній (Pu), температура кипіння яких, відповідно: 4612, 4377, 3426, 3232 оС, міцніше зв’язані з паливом (паливні нукліди) і можуть надходити в навколишнє середовище у вигляді тонко дисперсного пилу (паливних частинок).

Таким чином, при аварії реактора радіоактивні викиди можуть складатись із двох компонентів:

• газоаерозольного, до складу якого входять леткі радіонукліди (радіоізотопи криптону, ксенону, йоду, цезію і телуру);
• паливного у вигляді дрібнодисперсного пилу, до складу якого входять радіонукліди з високою температурою кипіння (радіоізотопи молібдену, цирконію, церію, плутонію і в значній мірі стронцію).

Співвідношення цих компонентів залежить від ступеню перегрівання палива і механічного руйнування активної зони реактора.

При радіаційних аваріях на інших об'єктах ядерно-паливного циклу кількісний і якісний склад радіонуклідів, які потрапили у довкілля, супроводжується утворенням та накопиченням нових (дочірніх) радіонуклідів, а це приводить до відповідних змін радіонуклідного складу забруднення об’єктів навколишнього середовища.

Оскільки до складу аварійних викидів ядерних реакторів входять як недовговічні з періодом напіврозпаду менше 15 діб, так і довговічні з періодами напіврозпаду більше 15 діб, то з перебігом часу кількість недовговічних радіонуклідів буде зменшуватись більшою мірою, ніж довговічних.

Тому з часом буде змінюватись і внесок кожного з них в сумарну дозу опромінення населення. Зазначені закономірні зміни за часом радіонуклідного складу аварійних викидів ядерних реакторів та створюваного ними зараження навколишнього середовища враховуються при розробці, плануванні та впровадженні відповідних заходів радіаційного захисту населення.

Література

1. Військова токсикологія, радіологія та медичний захист: Підручник / За ред. Ю. М. Скалецького, І. Р. Мисули. – Тернопіль: Укрмедкнига, 2003. – С. 218-250.

2. Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97). – К.: Друкарня держсанепіднагляду МОЗ України, 1997. - С. 33-39, 87-95.

3. Медичні аспекти ядерних аварій: Навчальний посібник для слухачів УВМА та студентів вищих медичних навчальних закладів / Ю. М. Скалецький, М. І. Барасій, І. Ю. Худецький, В. Ф. Торбін та інші. – К.: Навчально-методичний відділ УВМА, 2000. - С. 4-17, 30-35, 43-51.

4. Чернобыльская катастрофа / Гл. ред. акад. НАН Украины В. Г. Барьяхтар. – К.: Наукова думка, 1995. - С. 405-520.

5. Медицинские последствия аварии на Чернобыльской атомной станции. Монография / Под ред. проф. В. А. Бузунова, проф. И. А. Лихтарева. - Книга 1. – К.: "МЕДЭКОЛ" МНИЦ БИО-ЭКОС, 1999. - С. 65-190.

6. Критерії для прийняття рішень про заходи захисту населення у випадку аварії ядерного реактору (Затв. МОЗ СРСР від 16.05. 90 р.). - М., 1990. – 16 с.

7. Мащенко Н. П., Мурашко В. А. Радиационное воздействие и радиационная защита населения при ядерных авариях на атомных электростанциях: Учебное пособие. – К.: Вища школа, 1992. – С. 42-61.

8. Маргулис У. Я. Атомная энергия и радиационная безопасность. - М.: Энергоатомиздат, 1988. – С. 154-194.

20.09.2011