Аварії на об'єктах, що містять джерела радіаційних випромінювань
Характеристика радіаційно небезпечних об'єктів
Потенційна небезпека експлуатації радіаційно небезпечних об'єктів (РНО) полягає у можливості викиду радіоактивного матеріалу за межі, не передбачені проектом для нормальної експлуатації об'єкта, і в кількостях понад установлену межу безпечної експлуатації об'єкта. Наслідком такого викиду може бути аварійне радіоактивне опромінення персоналу і населення.
Основний показник ступеня потенційної небезпеки таких об'єктів, за інших рівних умов (надійність технологічних процесів, якість професійної підготовки фахівців тощо) – це загальна кількість радіоактивних речовин, які знаходяться на РНО.
До типових РНО відносяться:
- • атомні станції;
- • підприємства з видобування та переробки уранових руд;
- • підприємства з виготовлення ядерного палива;
- • підприємства з переробки відпрацьованого ядерного палива і захоронення радіоактивних відходів;
- • науково-дослідні та проектні організації, які мають дослідні реактори;
- • ядерні енергетичні установки на морських та космічних судах і апаратах;
- • стаціонарні військові об'єкти для зберігання ядерних боєприпасів і ракетні старти, а також транспорт, що перевозить радіоактивні матеріали;
- • джерела іонізуючого випромінювання (ДІВ) у багатьох сферах господарства і наукової діяльності.
Нині в Україні існує близько 8 тисяч підприємств та організацій, які використовують понад 100 тисяч ДІВ. До радіаційно-небезпечних об'єктів відносяться також підприємства, які використовують у невеликих кількостях радіоактивні речовини та вироби на їх основі, в тому числі прилади, апарати і установки, що не становлять ядерної небезпеки.
Крім техногенних (штучних) джерел радіоактивності існують і джерела радіоактивності природного походження. За геологічними та геохімічними природними особливостями Україна належить до держав з високим рівнем опромінення радоном. Ризик смертності від раку легенів, що обумовлений опроміненням Радоном-222 в повітрі приміщень, становить 1,32•10-4. За Міжнародною шкалою ризиків смертельних небезпек – це високий ризик.
NON MULTA, SED MULTUM
Радон-222 – це газ, який утворюється при радіоактивному розпаді природних радіонуклідів уранового ряду. Розпадаючись, Радон-222 утворює короткоживучі дочірні продукти розпаду – Полоній, Свинець, Вісмут, які, приєднуючись до часток пилу чи вологи, утворюють радіоактивний аерозоль. Потрапляючи у легені, радіоактивний аерозоль, через малий період напіврозпаду дочірніх продуктів Радону-222, опромінює бронхіальний епітелій, що приводить до відносно високих доз опромінення, які можуть бути причиною додаткового ризику захворювань на рак легенів.
За даними обстеження житлового фонду окремих регіонів України (28 тисяч будинків) ДУ "Інститут гігієни та медичної екології ім. О.М. Марзєєва НАМНУ", середньозважена за окремими областями середньорічна ефективна доза опромінення населення від Радону становить 2,4 мЗв/рік, для сільського населення ця величина майже вдвічі більше і складає 4,1 мЗв/рік.
Щороку від раку легенів, заподіяних дією Радону, в Україні гине близько 6 тисяч осіб. Прямі збитки для країни за рахунок неучасті померлих осіб у створенні валового внутрішнього продукту оцінюються у 0,5 мільярда гривень на рік, непрямі збитки – 6...30 мільярдів гривень на рік.
Атомні станції як об'єкти підвищеної радіаційної небезпеки. З перерахованих вище ядерно небезпечних об'єктів найнебезпечнішим джерелом потенційної радіаційної небезпеки для персоналу, населення і оточуючого середовища є працюючі ядерні реактори. Це обумовлено накопиченням і можливим викидом продуктів поділу ядерного палива вказаних об'єктів, а також інших джерел радіаційної небезпеки (сховищ відпрацьованого ядерного палива, транспортних та перевантажуючих контейнерів для транспортування ядерного палива і радіоактивних відходів, сховищ радіоактивних відходів тощо).
За обсягами виробництва електричної енергії АЕС України посідають восьме місце у світі після СІЛА, Франції, Японії, Росії, Республіки Корея, Великобританії та Німеччини. Атомна енергетика України виробляє 48% електроенергії від її загального обсягу. Вона включає 4 атомні станції (Запорізьку, Рівненську, Південноукраїнську, Хмельницьку) з 15-ма реакторами. Нині альтернативи атомній енергетиці не існує, тому найближчим часом слід очікувати збільшення потужностей атомних електростанцій.
NON MULTА, SED MULTUM
Головним елементом атомної станції (АС) є ядерна енергетична установка – реактор. Принцип його роботи – це отримання теплової енергії за рахунок реакції поділу ядерного палива, яке в більшості реакторів представлено Ураном. Однак ланцюгова реакція поділу в природному Урані неможлива через низький вміст у ньому основного ізотопу, що ділиться, – Урану-235, частка якого складає всього 0,7%. Ланцюгова реакція можлива лише за умови підвищення в природному Урані частки вмісту Урану-235 (23бU) не менш як до 25%, або шляхом уповільнення основної маси нейтронів, що утворюються в реакторі, використовуючи здатність 235U до більш активного захвату повільних (теплових) нейтронів.
В атомних реакторах застосовуються обидва способи. При цьому реактори, в яких використовується уповільнення нейтронів, називаються реакторами на повільних (теплових) нейтронах, а реактори з використанням сильно збагаченого Урану – реакторами на швидких нейтронах (ШН). Ядерним паливом у реакторах на повільних нейтронах слугує двооксид Урану з вмістом 236U близько 2...4%, в реакторах на швидких нейтронах окрім сильно збагаченого Урану використовується також Плутоній-239. У реакторі ядерне паливо розмішується у твелах (тепловиділяючих елементах) – зібраних у блоки цирконієвих трубок, що заповнені таблетками двооксиду Урану. Простір між твелами заповнюється уповільнювачем нейтронів – графітом чи водою. Унаслідок ланцюгової реакції поділу виділяється теплова енергія. Для її відведення через активну зону реактора прокачується рідка або газоподібна речовина – теплоносій. На сучасних АЕС у якості теплоносія в реакторах на повільних нейтронах використовується очищена та знесолена вода, а в реакторах на швидких нейтронах – рідкий метал натрій.
Надалі теплова енергія перетворюється на механічну енергію обертання турбіни, а далі – на електричну. Вона може бути також використана для підігріву води в комунальних чи виробничих мережах теплопостачання.
Замкнений контур, яким циркулює теплоносій, називається контуром теплоносія, або першим контуром АС. Другим замкненим колом АС є контур так званого робочого тіла. Робоче тіло – це звичайна очищена вода, якій через парогенератор теплоносій передає тепло з реактора, і вона у вигляді пари високого тиску обертає турбіну генератора, котрий, в свою чергу, виробляє електроенергію.
У деяких типах АС вода є одночасно і теплоносієм, і робочим тілом, циркулюючи в одному контурі. Такі станції називаються одноконтурними. У двоконтурних станціях високорадіоактивний теплоносій і робоче тіло знаходяться в роздільних контурах, які сполучаються через теплообмінник. Там, де потрібен особливо високий ступінь очищення води від радіоактивних речовин (наприклад, при використанні її в мережах теплопостачання міст), будуються триконтурні станції.
У реакторах на теплових нейтронах з метою зниження енергії, а отже й швидкості нейтронів, використовуються уповільнювачі нейтронів. На українських АЕС у канальних реакторах великої потужності (РВПК) – це графіт, а у водо-водяних енергетичних реакторах (ВВЕР) – вода.
Рознесення контурів теплоносія і робочого тіла пов'язане із забезпеченням радіаційної безпеки, оскільки теплоносій першого контуру є високорадіоактивним. Більшість аварійних ситуацій на АЕС виникає в контурі робочого тіла, особливо в тій його частині, де розміщені барабани-генератори і турбіни, а також знаходяться головні циркулярні насоси. В одноконтурних АЕС ці та багато інших елементів контуру теплоносія і робочого тіла завжди радіоактивні. Тому будь яке протікання радіоактивної води чи вихід пари високого тиску – це загроза безпеці людей і, перш за все, персоналу станції.
Двоконтурні АС із реакторами ВВЕР безпечніші, ніж одноконтурна оскільки в разі протікання в першому контурі елементи другого контуру не піддаються впливу радіації.
Найбезпечнішими є триконтурні АС теплопостачання. Безпека їх зумовлена насамперед зовнішнім захисним корпусом, виготовленим з металів високої міцності, у якому за принципом “матрьошки” розміщені страхувальний корпус і корпус реактора, що виключає у випадку руйнування реактора вихід радіоактивності до навколишнього середовища.
Під час роботи атомних станцій з "вигоранням" твелів у реакторах накопичується велика кількість радіоактивних продуктів поділу з різними періодами напіврозпаду: від короткоживучих – кілька годин або діб (Аргон-41, Йод-131) до довгоживучих– тисячі та мільйони років (Плутоній-239, Уран-235).
Радіоактивні продукти розпаду, що знаходяться в активній зоні реактора, є основними джерелами іонізуючих випромінювань. їх активність може сягати багатьох мільярдів Кюрі. Поза активною зоною реактора джерелами випромінювання на АС є переважно трубопроводи для устаткування контура теплоносія.
Для забезпечення надійної роботи АС і радіаційної безпеки персоналу та населення проектами передбачаються відповідні системи безпеки.
