Введение.
Чрезвычайные ситуации мирного и военного времени.
Характеристика радиационно опасных объектов
Основным радиоактивным элементом на этих этапах ЯТЦ являются уран и радий. Сбросы этих радионуклидов влияют на экологическую обстановку в регионе, однако в силу низкой вероятности аварий и незначительной радиоактивности практически не приводят к возникновению чрезвычайных ситуаций. Характеристика потенциальной опасности предприятий ядерного топливного цикла представлена в табл.1. Как известно… Читать ещё >
Введение. Чрезвычайные ситуации мирного и военного времени. Характеристика радиационно опасных объектов (реферат, курсовая, диплом, контрольная)
Современное развитие общества все в большей мере сталкивается с проблемой обеспечения безопасности и защиты человека и окружающей среды от воздействия техногенных природных и экологических вредных факторов.
Как известно, наибольшую техногенную опасность несут в себе аварии и катастрофы на радиационно и химически опасных объектах. За последние 40 лет эксплуатации ПЯТЦ случилось несколько крупных аварий, среди них аварии на ядерном реакторе по производству плутония в Уиндскейле (Англия) и Южном Урале (1957), на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) в 1979 г., на ЧАЭС в 1986 г., на СХК в 1993 г.
Крупных аварий на объектах с химической технологией, сопровождающихся тяжелыми последствиями, происходит значительно больше. Для примера достаточно назвать лишь некоторые из них: аварию с выбросом диоксина, которая произошла в 1976 г. в г. Севезо (Италия), катастрофу, имевшую место в 1984 г. в г. Бхопал (Индия) с большим i выбросом изоцианата, которая повлекла многочисленные человеческие жертвы.
Классификация и этапы развития радиационных аварий
Классификация радиационно опасных объектов
Радиационно опасный объект (РОО) — это объект, при аварии на котором или разрушении которого может произойти выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации значения, что может привести к массовому облучению людей, сельскохозяйственных животных и растений, а так же радиоактивному загрязнению природной среды выше допустимых норм.
Основную и главную группу РОО по степени их потенциальной опасности загрязнения природной среды представляютЗ предприятия Зядерного топливного цикла (ПЯТЦ).
В ядерный топливный цикла входят предприятия по получению, применению, переработке, хранению и захоронению ядерных материалов. Ниболее широкое применение полученные ядерные материалы находят в ядерных энергетических реакторах на атомных станциях.
После отработки облученное ядерное топливо определенное время выдерживается в специальных хранилищах для его расхолаживания и распада наиболее активных короткоживущих радионуклидов. Далее ядерное топливо транспортируется на радиохимические заводы для его переработки, где производится извлечение оставшегося урана и наработанного плутония, которые вновь возвращается на изготовление ядерного топлива (уран),.
Высокоактивные отходы, образовавшиеся после переработки облученного топлива (продукты деления урана, другие продукты наработки реактора) поступают на захоронение.
К предприятия по добыче, переработке и получению ядерных материалов относятся: урановые рудники; переработка урановой руды; аффинаж урана и получение тетрафторида урана; получение гексафторида урана; Обогащение урана; заводы по очистке урановых концентратов и изготовлению твэлов.
Основным радиоактивным элементом на этих этапах ЯТЦ являются уран и радий. Сбросы этих радионуклидов влияют на экологическую обстановку в регионе, однако в силу низкой вероятности аварий и незначительной радиоактивности практически не приводят к возникновению чрезвычайных ситуаций. Характеристика потенциальной опасности предприятий ядерного топливного цикла представлена в табл.1.
Таблица 1. Характеристика опасности предприятий ЯТЦ
Предприятия. | Число объектов в РФ. | Радиоактивность, находящаяся на объекте. | Возможность СЦЯР на объекте. | Возможная площадь РЗМ, км2. | |
Горно-металл-гический комбинат. | единицы. | 0.3 Ки/Tu. | невозможна. | ||
Обогатитель; ный завод. | единицы. | 1 Ки/Tu. | возможна. | ||
Изготовление ядерного топлива. | единицы. | 1 Ки/Tu. | возможна. | ||
Атомная станция. | десятки. | 5 10 580−10 590 Ки. | возможна. | >100. | |
Транспорти; ровка ядерно; го топлива. | десятки. |
| возможна. | ||
Радиохимический завод. | единицы. |
| возможна. | >50. | |
Полигоны для захоронения высоко активных отходов. | единицы. | >10 580 Ки. | возможна. | ||
Ядерные реакторы на атомных станциях
Как видно из табл.5, одним из основных источников опасности для природной среды являются ядерные реакторы атомных станций, на которых сосредоточено значительное количество активности.
Образующиеся в процессе эксплуатации в активной зоне (A3) ядерного реактора (ЯР) радиоактивные вещества можно условно разделить на 3 группы (рис. 1).
Количество радиоактивных веществ, образующихся в реакторе, зависит от его мощности, типа ядерного топлива, режима его облучения, размеров активной зоны и некоторых других факторов.
Продукты активации и коррозии
Продукты активации и коррозии включают в себя радионуклиды, образующиеся в конструкционных материалах реактора и радиоактивные примеси теплоносителя и замедлителя.
Радиоактивная примесь теплоносителя/ образующаяся в результате взаимодейсвия нейтронов в A3 реактора с материалом теплоносителя и химическими веществами, содержащимися в нем является наведенной активностью.
Наиболее распространенными видами теплоносителя в реакторах на тепловых нейтронах является обессоленная вода, а в реакторах на быстрых нейтронах — жидкий натрий.
Основные радионуклиды — продукты активации и коррозии представлены в табл. 2.
радиационная авария зона загрязнение.
2. Основные продукты активации и коррозии ядерного реактора.
Нуклид. | Т41/20, ч. | Нуклид. | Т41/20, ч. | |
j. | 672 7.577 010 530 8.777 010 530 1.177 010 530 4.677 010 540 5.877 010 530. | 593 NOb 5950 Zr 5110 mOAg 530 H (T) 5140 C 5410 Ar. |
| |
Из перечисленных в таблице продуктов активации и коррозии особую опасность как источники внутреннего облучения представляют биогенные элементы тритий и С-14, которые являются 7ЬО-излучателями низких энергий.
Так, графитовый замедлитель реактора РБМК-1000 является источником образования радиоактивного С-14 в количестве 80 Ки в год.
В реакторах на быстрых нейтронах основной вклад в наведенную активность вносят Na-22 и Na-24. Оба этих нуклида являются интен сивными 7дО-излучателями и их удельная активность в теплоносителе очень высока и достигает для Na-24 2.0*105 120 Бк/кг.
Вторым важным источником активности теплоносителя являются продукты коррозии металлов технологических коммуникаций. Активация ПК происходит в основном за счет тепловых нейтронов.
Продукты активации и коррозии распределены в герметизированных объемах ядерного энергетического реактора и не представляют значительной радиационной опасности при нормальной работе установки.
При нарушении герметизации активной зоны ядерного реактора в случае аварии продукты активации и коррозии могут вызвать загрязнение территории, однако вследствие небольшого их количества это не вызовет значительных последствий для населения.
Радиоактивные продукты реакции деления
Процесс выделения ядерной энергии в A3 реактора сопровождается образованием и накоплением радиоактивных продуктов деления, которые представляют собой смесь (около 600} радионуклидов. Основная их часть является7 ЬО-, 7дО-излучателями.
При облучении ядерного топлива в реакторе происходит два конкурирующих процесса. Первый включает образование новых радионуклидов за счет деления ядер урана-235. Второй процесс, протекающий одновременно с первым, является процессом радиоактивного распада, В начальный период облучения процесс накопления является преобладающим и поэтому суммарная активность продуктов деления в реакторе быстро увеличивается.
В дальнейшем по мере накопления ПД в A3 реактора происходит постепенное выравнивание скоростей процессов образования и распада.
Время достижения равновесного состояния для каждого радионуклида различна и определяется, кроме других причин, в основном периодом его полураспада. Например для йода-131 (Т41/20 = 8 сут) равновесное состояние достигается примерно через 80 суток после начала облучения топлива и составляет для РБМК-1000 около 40 МКи. При этом очевидно, что время достижения такого равновесия полураспада радионуклида.
Активность каждого радионуклида на различное приводится в специальных справочниках. (Колобашкин характеристики облученного топлива. Справочник. М. 1983).
Для оценки радиационной опасности ЯР необходимо активность ПД, находящуюся в нем на момент аварии. Суммарная активность продуктов деления за время tO непрерывной работы твэла в A3, называемое кампанией, можно оценить, используя эмпирическую формулу.
A{7tO) 7 0=7 06.377 010 560 (1 — 7 00.97t5−0.160) W4T.
где W4T — 0 тепловая мощность реактора Стандартная кампания основных отечественных реакторов РБМК и ВВЭР после вывода их в стандартный режим работы составляет, как правило, 3 года (1095 суток). При этом активность продуктов деления, накапливаемых в реакторе за это время составляет около 70 процентов активности, накопленной бы в реакторе при бесконечной кампании.
После останова реактора (аварии или разрушения) активность накопленных в нем радионуклидов наччинает уменьшаться в соответствии с законом радиоактивного распада с учетом радиоактивных цепочек.
Вклад каждого изотопа в суммарную активность ПД определяется в основном его независимым выходом, то есть вероятностью его образования при делении ядра урана-235, а также периодом его полураспада В табл. 3 представлено интегральное и дифференциальное распределение радионуклидов, образующихся в реакторе, по периодам их полураспада.
Таблица 3. Распределение радионуклидов в ЯР по периодам полураспада.
Характеристика радионуклида. | Период полураспада. | |||||||
<1c. | 1c-1мин. | 1мин-1ч. | 1ч — 1сут. | 1сут-1мес. | 1мес-1г. | >1г. | ||
Количество РН в ЯР. | ||||||||
Доля от общего количества, %. | 8.4. | 33.3. | 25.7. | 11.1. | 8.6. | 4.4. | 8.5. | |
Интегральная доля. | 8.4. | 41.7. | 67.4. | 78.5. | 87.1. | 91.5. | ||
Из данных, представленных в таблице, следует, что около 80 процентов всех радионуклидов, образующихся в ЯЭР, имеет период полураспада до одних суток. Анализ динамики накопления радионуклида в ЯР позволяет сделать вывод, что данный радионуклид достигает своего равновесия за время, равное примерно 10 периодам полураспада. Следовательно, в течение 10 суток 80 процентов РН достигнут своего равновесного состояния. За это время в ЯР накопится около 50 процентов активности, нарабатываемой за трехлетнюю кампанию.
Отсюда следует, что дальнейшее увеличение суммарной активности ПД в реакторе будет происходить за счет долгоживущих радионуклидов.
Небезынтересно сравнить относительное содержание радионуклидов в смеси продуктов деления ядерного взрыва и ядерного реактора (табл.4).
Таблица 4. Относительное содержание долгоживущих радионуклидов в продуктов деления ядерного взрыва и ядерного реактора.
Радионуклид. | Относительное количество РН в смеси ПД, %. | ||||
Ядерный. | ЯЭР при кампании. | ||||
взрыв. | 1 год. | 2 года. | 3 года. | ||
5900Sr. | 4.770 105 -50. | 0.03. | 0.06. | 0.08. | |
5950Zr. | 7.770 105 -30. | 0.41. | 0.35. | 0.31. | |
51060Ru. | 5.770 105 -30. | 0.68. | 0.64. | 0.62. | |
51310I. | 1.2 770 105 -30. | 0.66. | 0.62. | 0.60. | |
51370Cs. | 4.1 770 105 -50. | 0.03. | 0.06. | 0.09. | |
51 440Се. | 1.5 770 105 -30. | 0.30. | 0.23. | 0.19. | |
Из приведенных данных следует, что по приведенным изотопам увеличение относительного содержания в смеси долгоживущих продуктов деления ядерного реактора по сравнению с ядерным взрывом составляет тысячи раз, что и обусловливает более быстрый спад активности продуктов деления ядерного взрыва.