Реферати українською » Военная кафедра » Ядерна небезпека. Семипалатинський полігон


Реферат Ядерна небезпека. Семипалатинський полігон

іменованих пікомБрегга-Грея. У цьому доза на вершині перевершує таку в оточуючих тканинах в 2,5-3,5 разу.

>Пи-мезанное випромінювання - потік елементарних частинок, мають проміжну масу між електроном і протоном.Пи-мезони може бути позитивно зарядженими частинками, негативно і нейтральні. Заряд позитивних і негативнихпи-мезонов дорівнює заряду електрона, а маса становить 273 маси електрона. Як і в протона щільність іонізації упи-мезонов зростає до кінця пробігу. Проте на відміну від протонів, негативніпи-мезони захоплюють ядрами атомів кисню, вуглецю, азоту, водню, та був розщеплюються з вивільненням величезної кількості енергії, створюючи у своїй максимум іонізації. У цьому співвідношення дози на вершині до дозі оточуючих тканин сягає 10:1. Основним джереломпи-мезонов є ядерні реактори.

Гальмівний випромінювання високої енергії (вище 1Мев) є електромагнітним коливанням, іонізуюче випромінювання, виникає за зміни кінетичною енергії заряджених часток отримують за безперервним спектром.

>Генерируется він у прискорювачах /лінійний прискорювач чи бетатрон/. Основним властивістю їх є спроможність проникати в щільні середовища проживання і викликати процеси іонізації. Процес іонізації є основою біологічного дії, відносна біологічна ефективність визначається щільністю іонізації в тканинах.


>ДЕЛЕНИЕЯДЕР

 

Після відкриття нейтрона в 1932 р., та бувискусствен іншої радіоактивності в 1934 р. вчені захопилися «>современной алхімією», т. е. створення нових радіоактивних елементів під впливом нейтронів.

Молодий ще той час Фермі, прагнучи отримати новий невідомий світу 93-й елемент, спробувавоблучить нейтронамиуран—92-й елемент таблиціМенделеева. Однак у результаті захоплення нейтронів ядрами урану утворився чимало штучно радіоактивний елемент, а, по крайнього заходу цілий десяток.

Природа поставила людині нове завдання. Можна вважати, що відразу ж почався новий етап у розвитку ядер іншої фізики — зокрема можливість використання енергії,таив шийся у надрах атома, стала реальністю.

Пояснення новому явища дали Фредерік Жоліо-Кюрі і ЛізіМейтнер. Вони засвідчили, у процесіоблучения урану нейтронами відбувається новим типом ядерної реакції — розподіл ядра урану на приблизно однакові частини (осколки). Енергія, що виділятимуться нині реакції, становить близько 200Мев, т. е. вдесятеро більше, ніж за звичайних відомих у той час ядерних реакціях.

Теорія розподілу урану розробили це й незалежно друг від друга радянським ученим Френкелем і датським ученим Бором.

Особливість реакції розподілу урану у тому, що з кожному акті розподілу, окрім двох осколків, образуются два-три нейтрона, які можуть викликати розподіл інших ядер. При кожному з цих процесів звільняються нові нейтрони, які у своє чергу викликають розподіл наступних ядер (рис). Отже один нейтрон може започаткувати цілої ланцюжку ділень, у своїй кількість ядер, які піддалися діленню, лавиноподібно наростає, т. е. реакція розподілу урану розвивається ланцюгова реакція. Наприклад, частки секунд цілком достатньо, щоб розділилися все ядра, які у 1 кг урану (приблизно 3 • 1024 ядер). Енергія,виделяющаяся у своїй, дорівнює енергії,освобождаемой вибухом 20 000 т тротилу або за спалюванні 2,5 тис. т кам'яного вугілля.

При розподілі ядер урану приблизно 83% енергіїпреоб роззується в кінетичну енергію осколків; 3% пов'язані з енергієюg-квантов, утворювані миттєво під час ділення, і трьох% несеться що утворюються під час діленнянейтронами. Інші 11% енергії виділяються поступово як енергії (>b-частиц іg-квантов у процесірадиоактивного розпаду ядер ізотопів (осколків), які виникають під час ділення.

>Рис. Ланцюгова реакція розподілу урану.

Дорогою практичного використання ланцюгову реакцію розподілу урану важливого значення мало відкриття радянських фізиків Р. М.Флерова і Ко- А.Петржака, які у 1940 р. показали, що є нового вигляду радіоактивності — мимовільна (спонтанне) розподіл ядер ізотопу U235 з періодом піврозпаду Т— ~1017 років. Отже від використання ланцюгову реакцію розподілу непотрібні сторонние нейтрони: вони утворюються у урані внаслідокспонтанного розподілу.

Ланцюгова реакція розподілу може здійснюватися під впливом як швидких, і повільних нейтронів лише за бомбардуванню ядер ізотопу U235. Природний уран є переважно суміш ізотопів U238 і U238, причому зміст U235 не перевищує 0,7%.Остальное — це ізотоп U238. Тож здійснення практиці ланцюгову реакцію необхідно розділити ціизотопи, що завданням хоч і можливо розв'язати, але дуже складним. Це з тим, що U238 може ділитися толь до під впливом нейтронів з енергією більшої, ніженергия нейтронів, які виникають під час ділення U235. Отже, нейтрони, що утворюють під час ділення U236 з енергією порядку 1 >Мев, переважно розсіюються ядрами U238,которих значно більше; енергія нейтронів поступовоубивает до того часу, поки вони досягнуть енергій,соответствующих так званої резонансної області (приблизно— 10 ев). У цій сфері енергій різко зростає можливість захоплення нейтронів ядрами U238 проти U235. Розпочата в природному урані ланцюгова реакція розподілу швидко загасає, оскільки нейтрони переважно захопленняваются ядрами U238, яка встигла викликати подальшого справіния ядер U235.    ,

При захопленні нейтронів ядрами U238 утворюється ізотоп U239, що у процесіb-распада перетворюється на новий 93-й елементNp239. Період піврозпаду U239 дорівнює 23 хв.

>ИзотопNp239 є також хистким; у процесіb-распада = 2, 3 дня) він перетворюється на елемент з атомним номером 94, під назвою плутонієм:

Плутоній також радіоактивний: у процесі a-розпаду він перетворюється на ізотоп U 23592. Період піврозпадуплутония дорівнює 24 000 років.

Плутоній цікавий стосовно того, що він під впливом нейтронів, як і й у U235, можепроисходить ланцюгова реакція розподілу. Отже, плутоній, поруч із U235, є ядерним пальним, якеслужит щоб одержати атомної енергії.

Ядра урану чи плутонію, захопивши нейтрони, можуть розділитися у різний спосіб (до 30—40). Масові числа які виникають продуктів розподілу мають значення від 72 до 158. Наприклад, під час ділення утворюються ізотопи стронцію, барію,лантана, цезію, йоду, цирконію, ніобію, аргону, ксенону та інших елементів. Найімовірніше розподіл ядра на осколки із масовими числами 95 і 139.

Більшість які виникають продуктів розподілуявляются нестабільними і цього одного, котрий іноді трьох послідовних р ->распадов перетворюються настабильний ізотоп. В окремих продуктів розподілу цей розпад супроводжуєтьсяg-излучением. Періоди піврозпаду раз особистих продуктів розподілу змінюються на вельми межах: від часткою секунди до багатьох років.


>РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ

У установах, де відбуваються роботи з радіоактивнимивещест вами чи джерелами іонізуючого випромінювання здійснюватиме, має здійснювати ся радіаційний дозиметричний контроль. Залежно від обсягу й характеру робіт контроль проводиться або штатної службоюрадиационной безпеки (у кожному зміні), або спеціально виділеним обличчям.

Радіаційний контроль може бути організований те щоб в помещениях, де працюють роботи з стаціонарних установках з джерелами зкерма-еквивалентом понад 2.000нГр*м/с (1г-екв.Ra) на прискорювачах заряджених частинок, з нейтронними джерелами після виходу понад десять9нейтр./с, зделящимися матеріалами, і навіть на ядерні реактори і критичних зборках, було встановлено дозиметричні прилади з автоматичними звуковими і світловими що сигналізують пристроями. За необхідності передбачається сигналізація трьох рівнів: нормального, попереднього, аварійного.

Під час проведення оперативного дозиметричного контролю, відповідно доНРБ—76/87, слід керуватися припустимими і контрольними рівнями. Обсяг контролю встановлюється залежно від дози b-, g-, n- та інших випромінювань; змістом газів і аерозолів в віз дух і радіонуклідів твердих і рідких відходах; викидом радіо нуклідів у повітря; рівнем забруднення радіонуклідами поверхонь, шкірних покровів і прикрашання одягу, об'єктів довкілля, транс кравців коштів; індивідуальної дозою зовнішнього й внутрішньогооблучения. Результати всіх видів радіаційного контролю мусить зберігатися протягом 50 років.

Персонал, яка зделящимися речовинами, на ядерні реактори і критичних зборках, соціальній та умовах непередбачуваного аварійного опромінення, має бути забезпечений індивідуальними аварійними дозиметрами.

Персонал, котрій умови праці такі, що доза неспроможна перевищувати 1/3ППД, необов'язково забезпечувати індивідуальними дозиметрами, що дозволяє контролювати квартальну, річну і денну дози зовнішнього опромінення. З цією групи здійснюється контроль потужності дози зовнішнього випромінювання та об'ємної активності радіонуклідів повітря робочої зони. Оцінка опромінення проходить за цих даних.


>САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛАПРОЕКТИРОВАНИЯ ІЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНИХСТАНЦИИ,ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХЯДЕРНЫХ РЕАКТОРІВ ІКРИТИЧЕСКИХСТЕНДОВ (>СБОРОК)

Санітарні правила розроблено у розвиток виробництва і доповнення до нір мам радіаційній безпеці і відбивають специфіку забезпечення радіаційній безпеці відповідних об'єктів й установки.

Під час проектування, будівництві та введення в експлуатацію зазначенийних об'єктів й установки слід керуватися такожсанитарни ми нормами проектування промислових підприємств (СП 245—71).

 

ПРАВИЛА ДЛЯ АС (СПАС-88),ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРІВИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО ПРИЗНАЧЕННЯ (СПИР-89) ІКРИТИЧЕСКИХСТЕНДОВ (СПКС-88)

Санітарні правила для АС (СПАС-88) й дослідних ядерних реакторів містять кілька розділів: загальних положень, основні вимоги до технічних засобів і організаційниммероприятиям забезпечення радіаційній безпеці, захисту персоналу, населення і побудову охорони навколишнього середовища; вимоги у виборі майданчики розміщення реакторів на місцевості і генеральному плану;радиационному контролю, плануванні і опорядженні виробничих приміщень; вимоги до організації робіт, організації технологічного процесу до устаткуванню, окремим операціям при експлуатації івиполнении ремонтних робіт; вимоги до попередження радіаційних аварій та проведенню робіт з ліквідації наслідків; вимоги вобщеобменной і технологічного вентиляції, очищенні і видалення газообразних і рідких відходів, системам водопостачання і каналізації; вимоги до санітарно-побутовим приміщенням, заходам індивідуальної захисту, правилам особистої гігієни та молодіжні організації медичногообслуживания; вимоги до персоналові й заходам підвищення ступеня надїжакности оперативного персоналу, що у експлуатації;мероприятия про зняття реактора з експлуатації; вимогами зтранспортированию відпрацьованого палива. Ці правила нераспространяются на транспортні ядерні енергетичні встановлення і реакторні установки спеціального призначення.

«Санітарні вимоги до і експлуатації систем централізованого теплопостачання від атомних станцій» (СПТАС-84) є доповненням СПАС-88. Вони викладено вимоги,которие обумовлені специфікою атомного джерела тепла до системитеплоснабжения: до систем централізованого теплопостачання,присоединяемим до системи відпустки тепла від АС; до систем безпеки відпустки тепла від АС; до устаткуванню системи відпустки тепла від АС; до організації та обсягу радіаційного і санітарного контролю.

Критичнийстенд—комплекс, до складу якого ядерну критичну складання й устаткування, необхідне проведення, управліннякритсборкой і радіаційній безпеці і дозволяє здійснювати керовану реакцію розподілу ядер в заданихусловиях.

У санітарних правилах СПКС—88 відбиті додатковіспецифические вимоги докритстендов. Вони мають будуть показані у спеціальному будинку поза чи всередині міської забудови. Кожнакритсборка—в ізольованому приміщенні (бокс, каньйон),обеспечивающем локалізацію і витримку радіоактивних газів і аерозолів у разі аварії з максимальними радіаційними наслідками.

Ядерний реактор, як і критична складання, є пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція деления важких ядер (уран, плутоній, торій).

Процес розподілу палива в реакторі супроводжуєтьсяис пусканням нейтронного випромінювання із заснуванням радіоактивних продуктів розподілу, і навіть радіонуклідів активації нейтронами.

>Реактори класифікуються на кшталт активної зони (гетерогенні, гомогенні), за заданим режимом роботи (стаціонарний, імпульсний), поенергии нейтронів, що використовуються розподілу палива (реактор на теплових, швидких чи проміжних нейтронах), з вигляду уповільнювача і теплоносія (графітові,тяжеловодние,водо-водяние,жидкометаллические, газові, органічні та ін.), за заданим режимомтеплосъема (у може під тиском чи нуртуюча вода).

Основними видами радіаційного на персонал вусомловиях нормальної праці та зупинки реактора є зовнішні b-, g- і нейтронні випромінювання (переважноg-излучение) і внутрішнє опромінення внаслідок надходження радіоактивних аерозолів (главним чином у період ремонтних робіт). Зазвичай, на зупиненоном реакторі нейтронне випромінювання відсутня, крімреак торів, що мають у активної зоні берилій відбивач [утворюються швидкіфотонейтрони за реакцією (g, n)].

Характерною ознакою енергетичних реакторів АЕСявляется напружений теплової та гідравлічний режим активної зони, що одне може поступово спричинить розгерметизації металевих оболонок невеличкий частки твелів, у яких укладено ядернетопли у, і до виходу частини продуктів розподілу в теплоносій з сталинегерметичними твелівГазообразние і леткі продукти розподілу (криптон, ксенон, йод, цезій та інших.) внаслідок невеликихнеорганизо ваннихпротечек цього теплоносія з контурутеплосъема потрапляють у технологічні приміщення реактора, та був їдуть уатмосфе ру. Для АЕС мабуть незначне забруднення продуктами розподілу приміщень та устаткування, і навіть довкілля.

Дослідницькі реактори, зазвичай, обладнаніекспери ментальними каналами, що проходять через активну зону, дляоблучения у яких різних зразків. Вона має горизонтальні чи вертикальні пучки виведених нейтронів, містять експериментальні радіоактивні петлі, у яких не можуть вироблятися випробування окремих твелів, чи радіаційні контури для активації . теплоносія з наступним використанням його яквисокоактивногооблучателя тощо. буд. На дослідницьких реакторах зовнішнє опромінення імовірніше, ніж внутрішнє. 

Безпека АЕС й дослідних реакторів забезпечується шляхом застосування системи бар'єрів по дорозі поширення іонізуючого випромінювання здійснюватиме і радіаційних речовин ті бар'єри в що обслуговуються приміщення й у навколишнє середовище і системи технічних організаційних заходів для захисту бар'єрів і збереженню їхньої ефективності за захистом персоналові та населення.

Система бар'єрів включає паливну матрицю, оболонки твелів, кордон контуру теплоносія, охолоджуючого активну зону,герметичние приміщення і локалізувати системи безпеки для уловлювання й утримання радіоактивні речовини (фільтри,барботери,спринклерние встановлення і т п.).

У систему технічних і організаційних заходів забезпечення >безопасности АЕС й дослідних реакторів включається:

вибір майданчики розміщувати;

встановлення санітарно-захисної зони навколо реакторної >установ кі з огляду на вимогиНРБ—76/87,ОСП—72/87,СПАС—88;

розробку якісного проекту з урахуванням консервативного під ходу з досить розвиненим властивістюсамозащищенности реакторної встановлення і застосуванням систем безпеки;

забезпечення необхідного якості елементів всіх технологічних систем і виконуваних робіт;

експлуатація відповідно до нормативно-технічної документацией по обгрунтованого технологічного регламенту іексплуатационним інструкціям;

підтримку в справному стані важливих національній безпеці сістем шляхом проведення профілактичних заходів заміна який виробив ресурс устаткування;

своєчасне діагностування дефектів і виявленняотклонений від нормальної праці та вживання заходів з їх усунення;

запобігання з допомогою автоматизованих і/абоавтоматических технічних засобів переростання вихідних подій у проектні аварії, а проектних аварій у запроектні і гіпотетичні аварії;     

ослаблення наслідків аварій, які вдалося запобігти, буд шляхом локалізації що виділяються радіоактивні речовини;

підготовка і чітке здійснення за необхідності планів аварійних заходів на майданчику й її межами; добір і необхідний рівень підготовки експлуатаційного переклсонала на дію в нормальних і аварійних умовах,формирование культури безпеки.

При нормальної експлуатації все бар'єри і кошти його захисту має перебувати

Схожі реферати:

Навігація