Ядерная опасность. Семипалатинский полигон (стр. 3 из 11)

Особенность реакции деления урана состоит в том, что при каждом акте деления, помимо двух осколков, образуются два-три нейтрона, которые могут вызвать деление других ядер. При каждом из этих процессов освобождаются новые нейтроны, которые в свою очередь вызывают деление последующих ядер (рис). Таким образом один нейтрон может положить начало целой цепочке делений, при этом количество ядер, подвергшихся делению, лавинообразно нарастает, т. е. реакция деления урана развивается как цепная реакция. Например, доли секунды достаточно для того, чтобы разделились все ядра, содержащиеся в 1 кг урана (примерно 3 • 10²⁴ ядер). Энергия, выделяющаяся при этом, равна энергии, освобождаемой при взрыве 20 000 т тротила или при сжигании 2,5 тыс. т каменного угля.

При делении ядер урана примерно 83% энергии преобразуется в кинетическую энергию осколков; 3% связано с энергией g-квантов, которые образуются мгновенно при делении, и 3% уносится образующимися при делении нейтронами. Остальные 11% энергии выделяются постепенно в виде энергии (b-частиц и g-квантов в процессе радиоактивного распада ядер изотопов (осколков), образующихся при делении.

Рис. Цепная реакция деления урана.

На пути практического использования цепной реакции деления урана важное значение имело открытие советских физиков Г. Н. Флёрова и К- А. Петржака, которые в 1940 г. показали, что существует новый вид радиоактивности — самопроизвольное (спонтанное) деление ядер изотопа U²³⁵ с периодом полураспада Т— ~10¹⁷ лет. Таким образом для использования цепной реакции деления не нужны сторонние нейтроны: они образуются в уране вследствие спонтанного деления.

Цепная реакция деления может осуществляться под действием как быстрых, так и медленных нейтронов только при бомбардировке ядер изотопа U²³⁵. Природный уран представляет собой в основном смесь изотопов U²³⁸ и U²³⁸, причем содержание U²³⁵ составляет всего 0,7%. Остальное — это изотоп U²³⁸. Поэтому для осуществления на практике цепной реакции необходимо разделить эти изотопы, что является задачей хотя и разрешимой, но весьма сложной. Это связано с тем, что U²³⁸ может делиться только под действием нейтронов с энергией большей, чем энергия нейтронов, образующихся при делении U²³⁵. Таким образом, нейтроны, образующие при делении U²³⁶ с энергией порядка 1 Мэв, в основном рассеиваются ядрами U²³⁸, которых значительно больше; энергия нейтронов постепенно убывает до тех пор, пока они не достигнут энергий, соответствующих так называемой резонансной области (примерно 1— 10 эв). В этой области энергий резко возрастает вероятность захвата нейтронов ядрами U²³⁸ по сравнению с U²³⁵. Начавшаяся в природном уране цепная реакция деления быстро затухает, поскольку нейтроны в основном захватываются ядрами U²³⁸, не успев вызвать дальнейшего деления ядер U²³⁵. ,

При захвате нейтронов ядрами U²³⁸ образуется изотоп U²³⁹, который в процессе b-распада превращается в новый 93-й элемент Np²³⁹. Период полураспада U²³⁹ равен 23 мин.

Изотоп Np²³⁹ также является неустойчивым; в процессе b-распада (Т = 2, 3 дня) он превращается в элемент с атомным номером 94, названный плутонием:

Плутоний также радиоактивен: в процессе a-распада он превращается в изотоп U²³⁵₉₂. Период полураспада плутония равен 24 000 лет.

Плутоний интересен в том отношении, что в нем под действием нейтронов, так же как и в U²³⁵, может происходить цепная реакция деления. Таким образом, плутоний, наряду с U²³⁵, является ядерным горючим, которое служит для получения атомной энергии.

Ядра урана или плутония, захватив нейтроны, могут разделиться различными способами (до 30—40). Массовые числа образующихся продуктов деления имеют значения от 72 до 158. Например, при делении образуются изотопы стронция, бария, лантана, цезия, иода, циркония, ниобия, аргона, ксенона и других элементов. Наиболее вероятно деление ядра на осколки с массовыми числами 95 и 139.

Большинство образующихся продуктов деления являются нестабильными и в результате одного, а иногда и трех последовательных р -распадов превращаются в стабильный изотоп. У некоторых продуктов деления этот распад сопровождается g-излучением. Периоды полураспада различных продуктов деления изменяются в очень широких пределах: от долей секунды до многих тысяч лет.

РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ

В учреждениях, где проводятся работы с радиоактивными веществами или источниками ионизирующих излучений, должен осуществляться радиационный дозиметрический контроль. В зависимости от объема и характера работ контроль проводится либо штатной службой радиационной безопасности(в каждой смене), либо специально выделенным лицом.

Радиационный контроль должен быть организован так, чтобы в помещениях, где ведутся работы на стационарных установках с источниками с керма-эквивалентом более 2000 нГр*м/с (1 г-экв. Ra) на ускорителях заряженных частиц, с нейтронными источниками с выходом более 10⁹ нейтр./с, с делящимися материалами, а также на ядерных реакторах и критических сборках, были установлены дозиметрические приборы с автоматическими звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами. При необходимости предусматривается сигнализация трех уровней: нормального, предварительного, аварийного.

При проведении оперативного дозиметрического контроля, согласно НРБ—76/87, следует руководствоваться допустимыми и контрольными уровнями. Объем контроля устанавливается в зависимости от дозы b-, g-,n- и других излучений; содержанием газов и аэрозолей в воздухе и радионуклидов в твердых и жидких отходах; выбросом радионуклидов в атмосферу; уровнем загрязнения радионуклидами поверхностей, кожных покровов и одежды, объектов внешней среды, транспортных средств; индивидуальной дозой внешнего и внутреннего облучения. Результаты всех видов радиационного контроля должны храниться в течение 50 лет.

Персонал, работающий с делящимися веществами, на ядерных реакторах и критических сборках, а также в условиях непредвиденного аварийного облучения, должен быть обеспечен индивидуальными аварийными дозиметрами.

Персонал, для которого условия труда таковы, что доза не может превышать 1/3 ППД, не обязательно обеспечивать индивидуальными дозиметрами, позволяющими контролировать квартальную, годовую и дневную дозы внешнего облучения. Для этой группы осуществляется контроль мощности дозы внешнего излучения и объемной активности радионуклидов в воздухе рабочей зоны. Оценка облучения проводится по этим данным.

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИИ, ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ И КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СБОРОК)

Санитарные правила разработаны в развитие и дополнение к нормам радиационной безопасности и отражают специфику обеспечения радиационной безопасности соответствующих объектов и установок.

При проектировании, строительстве и вводе в эксплуатацию указанных объектов и установок следует руководствоваться также санитарными нормами проектирования промышленных предприятий (СН 245—71).

ПРАВИЛА ДЛЯ АС (СП АС-88), ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ (СП ИР-89) И КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СП КС-88)

Санитарные правила для АС (СП АС-88) и исследовательских ядерных реакторов содержат несколько разделов: общие положения, основные требования к техническим средствам и организационным мероприятиям обеспечения радиационной безопасности, защите персонала, населения и охране окружающей среды; требования к выбору площадки размещения реакторов на местности и генеральному плану; радиационному контролю, планировке и отделке производственных помещений; требования к организации работ, организации технологического процесса и к оборудованию, отдельным операциям при эксплуатации и выполнении ремонтных работ; требования к предупреждению радиационных аварий и проведению работ по ликвидации их последствий; требования в общеобменной и технологической вентиляции, очистке и удалению газообразных и жидких отходов, системам водоснабжения и канализации; требования к санитарно-бытовым помещениям, мерам индивидуальной защиты, правилам личной гигиены и организации медицинского обслуживания; требования к персоналу и мерам повышения степени надежности оперативного персонала, участвующего в эксплуатации; мероприятия по снятию реактора с эксплуатации; требования по транспортированию отработавшего ядерного топлива. Эти правила не распространяются на транспортные ядерные энергетические установки и реакторные установки специального назначения.

«Санитарные требования к проектированию и эксплуатации систем централизованного теплоснабжения от атомных станций» (СТ ТАС-84) являются дополнением к СП АС-88. В них изложены требования, которые обусловлены спецификой атомного источника тепла к системе теплоснабжения: к системам централизованного теплоснабжения, присоединяемым к системе отпуска тепла от АС; к системам безопасности отпуска тепла от АС; к оборудованию системы отпуска тепла от АС; к организации и объему радиационного и санитарного контроля.

Критический стенд—комплекс, включающий ядерную критическую сборку и оборудование, необходимое для проведения экспериментов, управления критсборкой и радиационной безопасности и позволяющий осуществлять управляемую реакцию деления ядер в заданных условиях.

В санитарных правилах СП КС—88 отражены дополнительные специфические требования для критстендов. Они должны размещаться в специальном здании вне или внутри городской застройки. Каждая критсборка—в изолированном помещении (бокс, каньон), обеспечивающем локализацию и выдержку радиоактивных газов и аэрозолей в случае аварии с максимальными радиационными последствиями.