Реферат: Вопрос радиационной безопасности в экологическом образовании в средней школе

ДИПЛОМНА РОБОТА

Питання радіаційної безпеки в екологічній освіті у середній школі

Виконавець

студентка групи

ФІ-99-1 Цюпак Е.В.

Керівники

ст.викл. Смойловський О.Н.

доц., к. ф.-м. н. Ярошенко А.П.

Рецензент

проф., д. ф.-м. н. Башев В.Ф.

Консультант

доц. Агапова В.Т.

Допускається до захисту:

Зав. кафедри

проф., д. ф.-м. н. Тутік Р.С..

Дніпропетровськ

2004

План

Вступ.

1. Види, фізичний зміст і одиниці вимірювання доз опромінення.

2. Вплив радіації на живий організм.

3. Природні й антропогенні джерела іонізуючого випромінювання.

4. Проблеми, пов'язані з використанням ядерної енергії.

4.1. Теплове забруднення навколишнього середовища.

4.2. Розробка родовищ урану та його збагачення.

4.3 Обробка і ліквідація радіоактивних відходів.

5. Основні заходи захисту населення від іонізуючого випромінювання

6. Лекція на тему: Радіація та її вплив на живий організм.

7. Забезпечення рівня фізичного захисту під час захоронення радіоактивних відходів.

Висновки.

Використана література.

Додаток.

Втуп

Радіація та екологія – дуже актуальне питання в останні десятиліття постає в зв’язку з тим, що людство вступило в атомне століття. Ядерна енергія в Україні використовується в усіх галузях народного господарства – промисловості, медицині, сільському господарстві, наукових дослідженнях, а також у побуті. Разом з цим значно росте кількість людей, які безпосередньо професіонально та не професіонально пов’язані з іонізуючим випромінюванням. Крім того, в теперішній час при великій кількості технологічних процесів отримання та застосування атомної енергії, виробництва та використання штучних радіоізотопів існує можливість попадання радіоактивних відходів в навколишнє середовище. Тому необхідно деякі початкові знання про ядерну енергію надавати ще школярам. Більшість теперішніх учнів отримають такі знання тільки в школі.

Зараз основною задачею людства в області радіаційного контролю – не допустити помітного збільшення радіоактивності, що створена природою, тобто недопущення збільшення природного радіаційного фону. Для рішення такої задачі людству необхідно мати представлення про фізико-хімічну основу такого явища як радіоактивність; знати як взаємодіє іонізуюче випромінювання з речовиною та, обов’язково, як впливає радіація на живий організм; а також мати деякі знання по дозам та заходам захисту населення від дії іонізуючого випромінювання. Для нас ця тема особливо актуальна тим, що на Україні працює чотири атомних електростанції, є родовища уранової руди в Дніпропетровській (м. Жовті Води) та Кіровоградській (м. Олександрія) областях, а також вже відбулася аварія в 1986 році на Чорнобильській атомній електростанції.

Дуже великої шкоди екології України завдала катастрофа на Чорнобильській АЕС 26 квітня 1986 р. Її наслідки виходять далеко за межі проблем довкілля і переростають у ряд соціально-економічних, медичних, біологічних та психологічних проблем. Екологічну небезпеку становить також ядерне паливо та радіоактивні речовини, викинуті під час аварії, які осіли навколо блоку, а потім були закриті піском та бетоном. З паливномісткими матеріалами з часом можуть статися такі зміни: роздрібнення паливних частинок, утворення на їхній поверхні нових сполук, які можуть розчинятися у воді, вимивання радіонуклідів водою. Усе це може викликати міграцію радіонуклідів. Безпосередня загроза екологічній безпеці з боку ЧАЕС є приводом для виникнення суперечностей між Україною і сусідніми державами, які можуть значною мірою ускладнити міждержавні відносини з ними.

Аварія на ЧАЕС є найбільшою екологічною катастрофою, за останні десятиліття. В результаті понад 41 тис. км² території було забруднено радіонуклідами. Близько 46 тис. га орної землі та 46 тис. га лісу за рівнями забруднення, що перевищують 15 кюрі на квадратний кілометр (Ки/км² ), вилучено з виробництва. Зона відчуження Чорнобиля становить серйозну загрозу для навколишнього середовища внаслідок наявності 800 поховань радіоактивних відходів.

Але зараз більше 50 відсотків всієї електроенергії виробляється на атомних станціях. Зараз на Україні дїє 4 атомних електростанції: Рівненська, Хмельницька, Південно-Українська та Запорізька. За кількістю реакторів та їх потужністю Україна посідає восьме місце у світі.

1. Види, фізичний зміст і одиниці вимірювання доз опромінення.

Атом схожий на сонячну систему в мініатюрі: навколо ядра рухаються по орбітах електрони. Розміри ядра в сто тисяч разів менше самого атома.

Деякі нукліди стабільні, тобто під час відсутності зовнішнього впливу ніколи не перетерплюють ніяких перетворень.

Значна кількість нуклідів нестабільні, тобто без якого-небудь зовнішнього впливу вони увесь час перетворюються в інші нукліди. 99 % від загальної кількості урану, який міститься в земній корі, займає уран-238. Нижче наведено схему розпаду урану-238, урану-235 та урану-236.

Мал.1 Схема перетворення урану-238

З мал.1 видно, що весь ланцюжок перетворення урану-238 закінчується стабільним нуклідом свинцю. Випущення ядром частки, що складає з двох протонів і двох нейтронів – це альфа-випромінювання; випущення електрона – це бета-випромінювання.

Основною характеристикою іонізуючого випромінювання є доза випромінювання.

Доза випромінювання – це кількість енергії іонізуючого випромінювання, поглиненої одиницею маси середовища, що опромінюється. Розрізняють експозиційну, поглинену й еквівалентну дози випромінювання. Для визначення поглиненої енергії будь-якого виду випромінювання в середовищі прийняте поняття поглиненої дози випромінювання.

Поглинена доза випромінювання визначається як енергія, поглинена одиницею маси речовини, що опромінюється. За одиницю поглиненої дози випромінювання приймається джоуль на кілограм (Дж/кг).

У системі СІ поглинена доза виміряється в греях (Гр). 1Гр – це така поглинена доза, при якій 1 кг речовини, що опромінюється, поглинає 1 Дж енергії, тобто 1 Гр = 1 Дж/кг .

Відповідно до вищевикладеного,

де D_погл - поглинена доза випромінювання,

ΔE - енергія, поглинена речовиною, що опромінюється, Δm - маса речовини.

Величина поглиненої дози випромінювання залежить від властивостей випромінювання і поглинаючого середовища.

Для оцінки біологічного впливу іонізуючого випромінювання використовується еквівалентна доза D_екв . Вона дорівнює добутку поглиненої дози D_погл на так названий коефіцієнт відносної біологічної ефективності даного виду випромінювання η .

D_екв = D_погл · η

Для рентгенівського, гама-, бета-випромінювань η =1; для альфа-випромінюванняη =20; для нейтронів з енергією менше 20 КеВ η =3; для нейтронів з енергією 0,1-10 МеВ η =10.

Одиницею вимірювання еквівалентної дози в системі СІ використовується зіверт (Зв), несистемною одиницею є біологічний еквівалент рада (бер);

1Зв = 100 бер =1 Грη ·

Для характеристики джерела випромінювання по ефекту іонізації застосовується так названа експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань. Експозиційна доза виражає енергію випромінювання, перетворену в кінетичну енергію заряджених часток в одиниці маси атмосферного повітря. З вище викладеного випливає :

де D_експ - експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань;

ΔQ - заряд, що виникає в результаті іонізації повітря в елементі об’єму; Δm - маса повітря, що опромінюється, у цьому об’ємі.

За одиницю експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань приймається кулон на кілограм – 1 Кл/кг. Кулон на кілограм – експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань, при якій сполучена з цим випромінюванням корпускулярна емісія на кілограм сухого повітря при нормальних умовах (при t₀ = 0°C і тиску 760 мм рт. ст.) робить у повітрі іони, що несуть заряд в один кулон електрики кожного знаку.

Несистемною одиницею експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань є рентген.

Рентген – це доза гамма-випромінювання, під дією якої в 1см³ сухого повітря при нормальних умовах (t =°C і тиску 760 мм рт. ст.) створюються іони, що в одиниці об’єму несуть одну електростатичну одиницю електрики одного знака. Дозі в 1Р відповідає утворенню 2,08·10⁹ пар іонів у 1см³ повітря.

Одиниця рентген може бути використана до значення енергії 3 Мев рентгенівського і гамма-випромінювань. Випромінювання може вимірятися в рентгенах - Р, мілірентгенах - мР чи мікрорентгенах - мкР (1 Р = 10³ мР = 10⁶ мкР).

Отже, для одержання експозиційної дози в один рентген потрібно, щоб енергія, витрачена на іонізацію в одному кубічному сантиметрі повітря (чи грамі), відповідно дорівнювала

1 Р = 2,58·10^{- 4} Кл/кг або 1 P = 3,86·10^-3 Дж/кг

Джерела іонізуючих випромінювань характеризуються активністю , що визначається кількістю ядерних розпадів dN за проміжок часу dt :

У системі СІ одиницею вимірювання активності є беккерель (Бк).

1 Бк – це один розпад за секунду. Несистемною одиницею є кюрі (Ки).

1 Ки = 3,7·10¹⁰ Бк.

Поглинена доза випромінювання й експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань, поділені на одиниці часу, називаються відповідно потужністю поглиненої дози випромінювання і потужністю експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань (Р_погл і Р_експ ).

За одиницю потужності поглиненої дози випромінювання і потужності експозиційної дози прийнятий відповідно ват на кілограм (Вт/кг) і ампер на кілограм (А/кг).

Несистемними одиницями потужності поглиненої дози випромінювання і потужності експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань відповідно є рад в секунду і рентген в секунду (рад/сек и р/сек):

Ступінь забруднення навколишнього середовища радіоактивними речовинами характеризується густиною забруднення, що виміряється кількістю радіоактивних розпадів атомів в одиницю часу на одиницю поверхні, або в одиниці маси, або в об’ємі (Ки/кг, Бк/кг, Ки/л, Бк/л, Ки/км² , Бк/км² ).

Співвідношення між одиницями СІ і несистемними одиницями активності і характеристик поля випромінювання:

Таблиця 1

2. Вплив радіації на живий організм.

У результаті впливу іонізуючого випромінювання на організм людини в тканинах можуть відбуватися складні фізичні, хімічні і біологічні процеси.

Дію іонізуючого випромінювання на біологічні об'єкти можна розділити на кілька етапів, що відбуваються на різних рівнях. Початковий розвивається на атомарному рівні - іонізація і збудження. Час протікання цього процесу складає 10^-16 -10^-14 с. Надалі в результаті прямої чи непрямої дії спостерігаються зміни в молекулярній структурі біологічного об'єкта, що опромінюється. Тривалість цього процесу складає 10^-10 -10^-6 с. На цьому закінчується фізико-хімічний етап радіаційного впливу на живий організм і починається біологічний.

Первинним фізичним актом взаємодії іонізуючого випромінювання з біологічним об'єктом є іонізація. Саме через іонізацію відбувається передача енергії об'єкту.

Відомо, що дві третини загального складу тканини людини складають вода і вуглець. У результаті іонізації молекули води утворюють вільні радикали Н⁺ і ОН^– за наступною схемою:

H₂ O⁺ → H⁺ + OH^–

У присутності кисню утвориться також вільний радикал гідроперекису (H₂ O^– ) і перекис водню (H₂ O₂ ), що є сильними окислювачами.

Вільні радикали й окислювачі, що утворюються в процесі радіолізу води, володіють високою хімічною активністю і вступають у хімічні реакції з молекулами білків, ферментів і інших структурних елементів біологічної тканини, що приводить до зміни біологічних процесів в організмі. У результаті порушуються обмінні процеси, придушується активність ферментних систем, сповільнюється і припиняється ріст тканин, виникають нові хімічні сполуки, не властиві організму – токсини. Це приводить до порушень життєдіяльності окремих функцій чи систем організму в цілому. У залежності від величини поглиненої дози й індивідуальних особливостей організму, викликані зміни можуть бути оборотними чи необоротними.

Деякі радіоактивні речовини накопичуються в окремих внутрішніх органах. Наприклад, джерела альфа-випромінювання (радій, уран, плутоній), бета-випромінювання (стронцій і ітрій) і гамма-випромінювання (цирконій) відкладаються в кісткових тканинах. Усі ці речовини важко виводяться з організму.

При вивченні дії випромінювання на організм були визначені наступні особливості:

· висока ефективність поглиненої енергії. Малі кількості поглиненої енергії випромінювання можуть викликати глибокі біологічні зміни в організмі;

· наявність схованого прояву дії іонізуючого випромінювання. Цей період часто називають періодом уявного благополуччя. Тривалість його скорочується при опроміненні великими дозами;

· дія від малих доз може сумуватись чи накопичуватися. Цей ефект називається кумуляцією;

· випромінювання впливає не тільки на даний живий організм, але і на його потомство. Це так називаний генетичний ефект;

· різні органи живого організму мають свою чутливість до опромінення;

· не кожен організм у цілому однаково реагує на опромінення;

· опромінення залежить від частоти. Одноразове опромінення у великій дозі викликає більш глибокі наслідки, ніж порціонні.

дія іонізуючого випромінювання на організм не відчутно людиною. Тому це небезпечно. Дозиметричні прилади є як би додатковим органом почуттів, призначеним для сприйняття іонізуючого випромінювання.

У результаті впливу іонізуючого випромінювання порушується нормальний плин біохімічних процесів і обмін в організмі.

Різні ферментні системи реагують на опромінення неоднозначно. Активність одних ферментів після опромінення зростає, інших - знижується, третіх - залишається незмінною.

Поглинена доза випромінювання, що викликає поразку окремих частин тіла, а потім смерть, перевищує смертельну поглинену дозу опромінення всього тіла. Смертельні поглинені дози для всього тіла наступні: голова - 2000 рад, нижня частина живота - 5000 рад, грудна клітка - 10 000 рад.

Ступінь чутливості різних тканин до опромінення неоднакова. Якщо розглядати тканини органів у порядку зменшення їхньої чутливості до дії опромінювання, то одержимо наступну послідовність: лімфатична тканина, лімфатичні вузли, селезінка, кістковий мозок, зародкові клітки. Велика чутливість кровотворних органів до радіації лежить в основі визначення характеру променевої хвороби. При однократному опроміненні всього тіла людини поглиненою дозою 50 рад через день після опромінення може різко скоротитися число лімфоцитів, зменшиться також і кількість еритроцитів (червоних кров'яних тілець) через два тижні після опромінення.

Важливим фактором при впливі іонізуючого випромінювання на організм є час опромінення. Зі збільшенням потужності дози вражаюча дія випромінювання зростає. Чим більш дробове випромінювання за часом, тим менше його вражаюча дія.

Біологічна ефективність кожного виду іонізуючого випромінювання знаходиться в залежності від питомої іонізації. Так, наприклад, альфа-частинки з енергією 3 мев утворять 40 000 пар іонів на одному міліметрі шляху, бета-частинки з такою же енергією – до чотирьох пар іонів. Зовнішнє опромінення альфа- і бета-випромінюваннями менш небезпечно, тому що альфа- і бета-частинки мають невелику величину пробігу в тканині і не досягають кровотворних і інших органів.

Ступінь поразки організму залежить від розміру поверхні, що опромінюється. Зі зменшенням поверхні, що опромінюється, зменшується і біологічний ефект. Індивідуальні особливості організму людини виявляються лише при невеликих поглинених дозах.

Чим молодше людина, тим вище його чутливість до опромінення, особливо висока вона в дітей. Доросла людина у віці 25 років і більше найбільш стійка до опромінення.

Є ряд професій, де існує велика імовірність опромінення. При деяких надзвичайних обставинах (наприклад, вибух на АЕС) опроміненню може піддатися населення, що живе на визначених територіях. Деякі відомі речовини, здатні цілком захистити, частково захищають організм від випромінювання. До них відносяться, наприклад, азид і ціанід натрію, речовини утримуючі сульфогідридні групи і т.д. Вони входять до складу радіопротекторів.

Радіопротектори частково запобігають виникнення хімічно активних радикалів, що утворюються під впливом випромінювання. Механізми дії радіопротекторів різні. Одні з них вступають у хімічну реакцію з радіоактивними ізотопами, що попадають в організм, і нейтралізують їх, утворюючи нейтральні речовини, які легко виводяться з організму. Інші мають відмінний механізм. Одні радіопротектори діють протягом короткого проміжку часу, час дії інших більш тривалий. Існує кілька різновидів радіопротекторів: таблетки, порошки і розчини.

При попаданні радіоактивних речовин всередину організму, вражаючу дію роблять в основному альфа-джерела, а потім бета- і гама-джерела, тобто в зворотній зовнішньому опроміненню послідовності. Слід альфа-частинки, що має густину іонізації, руйнує слизову оболонку, що є слабким захистом внутрішніх органів у порівнянні з зовнішнім покривом.

Таблиця 2

Властивості радіоактивного природного випромінювання

Попадання твердих часток у дихальні органи залежить від ступеня дискретності часток. Частки розміром менше 0,1 мкм при вході разом з повітрям попадають у легені, а при видиху видаляються. У легенях залишається тільки невелика частина. Великі частки розміром більше 5 мкм майже усі затримуються носовою порожниною.

Ступінь небезпеки залежить також від швидкості виведення речовини з організму. Якщо радіонукліди, що потрапили усередину організму однотипні з елементами, що споживаються людиною, то вони не затримуються на тривалий час в організмі, а виділяються разом з ними (натрій, хлор, калій і інші).

Інертні радіоактивні гази (аргон, ксенон, криптон і інші) не є вхідними до складу тканини. Тому вони згодом цілком видаляються з організму.

З організму швидко виводяться радіоактивні речовини, що концентруються в м'яких тканинах і внутрішніх органах (цезій, молібден, рутеній, йод, телур). Повільно виводяться – добре фіксовані в кістах (стронцій, плутоній, барій, ітрій, цирконій, ніобій, лантаноїди). Ці елементи, хімічно зв'язані з кістковою тканиною, дуже важко виводяться з організму. З великого числа радіонуклідів найбільшу значимість як джерело опромінення населення представляють стронцій-90 і цезій-137.

Стронцій - 90 . Період напіврозпаду цього радіоактивного елемента складає 29 років. При попаданні стронцію всередину його концентрація в крові вже через 15 хв. досягає значної величини, а в цілому цей процес завершується через 5 годин. Стронцій вибірково накопичується в основному в кістах і опроміненню піддаються кісткова тканина, кістковий мозок, кровотворна система. Унаслідок цього розвивається анемія, називана в народі "малокрів'ям". Дослідження показали, що радіоактивний стронцій може знаходитися й у кістах немовлят. Через плаценту він проходить у період всього періоду вагітності, причому в останній місяць перед народженням у кістяку його накопичується стільки ж, скільки акумулювалося за всі попередні вісім місяців. Біологічний період напіввиведення стронцію з кістяка складає понад 30 років. Прискорення виведення з організму стронцію є важкою задачею. Принаймні дотепер не знайдено високоефективних засобів для швидкого виведення цього радіоактивного елемента з організму.

Цезій - 137 . Після стронцію-90 цезій-137 є самим небезпечним радіонуклідом для людини. Він добре накопичується рослинами, попадає в харчові продукти і швидко всмоктується в шлунково-кишковому тракті. Цезій-137 - довгоживучий радіонуклід, період його напіврозпаду складає 30 років. До 80% цезію відкладається в м'язовій тканині. Біологічні процеси ефективно впливають на цезій, тому на відміну від стронцію, біологічний період напіввиведення цезію в дорослих людей коливається від 50 до 200 доби, у дітей у віці 6 - 16 років від 46 до 57 доби, у немовлят - 10 доби. Причому близько 10% нукліда швидко виводяться з організму, інша частина - більш повільними темпами. Але в будь-якому випадку щорічний його зміст в організмі практично визначається надходженням нукліда з раціоном у даному році.

Найважливіші біологічні реакції організму людини на вплив іонізуючого випромінювання умовно розділені на дві групи. До першої відносяться гострі поразки, до другої - віддалені наслідки, що у свою чергу розділяються на соматичні (вплив на тіло і кісти) і генетичні ефекти.

Променева хвороба. У випадку однократного опромінення людини значною дозою радіації на короткий термін ефект від опромінення спостерігається вже в першу добу, а ступінь хвороби залежить від величини поглиненої дози.

При опроміненні всього організму людини дозою менше як 1 Зв, як правило, відзначаються лише легкі реакції організму, що виявляються в зрушеннях у формулі крові, зміні деяких вегетативних функцій.

При дозах опромінення більш 1 Зв розвивається гостра променева хвороба, тяжкість проходження якої залежить від дози опромінення. Перший ступінь променевої хвороби (легка) виникає при дозах 1-2 Зв, друга (середньої ваги) – при дозах 2-3 Зв, третя (важка) – при дозах 3-5 Зв і четверта (украй важка) – при дозах більше 5 Зв.

Дози однократного опромінення 5-6 Зв при відсутності медичної допомоги вважаються в 100 % випадків смертельними.

Інша форма гострої променевої хвороби виявляється у виді променевих опіків при опроміненні деякої невеликої ділянки тіла. У залежності від поглиненої дози іонізуючої радіації мають місце реакції 1-й ступеня (при дозі до 5 Зв), 2-й (до 8 Зв), 3-й (до 12 Зв) і 4-й ступінь (при дозі вище 12 Зв), що виявляються в різних формах: від випадання волосся, лущення і легкої пігментації шкіри (при 1-ої ступені опіку) до язвено-некротичних хвороб і утворення довгострокових незагойних трофічних виразок (при IV ступені променевої хвороби). При тривалому повторюваному зовнішнім чи внутрішнім опроміненні людини в малих, але перевищуючих допустимі величини, дозах можливий розвиток хронічної променевої хвороби.

Віддалені наслідки. До віддалених наслідків соматичного характеру відносяться різноманітні біологічні ефекти, серед яких найбільш істотними є лейкемія, злоякісні утворення, катаракта кристалика ока і скорочення тривалості життя.

Лейкемія – відносно рідке захворювання. Частота випадків виникнення лейкемії серед людей, які піддавалися впливу іонізуючої радіації, за даними ряду авторів, перевершує рівні, характерні для населення в цілому.

Більшість радіобіологів вважають, що імовірність виникнення лейкемії складає 1-2 випадків на рік на 1 млн. населення при опроміненні всієї популяції дозою 0,01 Зв.

Злоякісні утворення . Перші випадки розвитку злоякісних утворень від впливу іонізуючої радіації описані ще на початку XX сторіччя. Це були випадки раку шкіри кистей рук у працівників рентгенівських кабінетів. Надалі була виявлена можливість виникнення остеосарком при змісті ²²⁶ Ра в організмі в кількостях, що перевищують 0,5 мкКи. Свідчення про можливість розвитку злоякісних утворень у людини поки ще носять описовий характер, незважаючи на те, що в ряді експериментальних досліджень на тваринах були отримані деякі кількісні характеристики. Тому точно вказати мінімальні дози не можливо.

Розвиток катаракти спостерігалося в людей, які пережили атомні бомбардування в Хіросімі і Нагасакі, у фізиків, що працювали на циклотронах, у хворих, очі яких піддавалися опроміненню з лікувальною метою. Однократна катарактогенна доза іонізуючої радіації, на думку більшості дослідників, складає близько 2 Зв. Період до появи перших ознак хвороби звичайно складає від 2 до 7 років.

Скорочення тривалості життя в результаті впливу іонізуючої радіації на організм виявлено в експериментах на тваринах (припускають, що це явище обумовлене прискоренням процесів старіння і збільшенням сприйнятливості до інфекцій). Тривалість життя тварин, опромінених дозами, близькими до летальних, скорочується на 25-50% у порівнянні з контрольною групою. При менших дозах термін життя тварин зменшується на 2-4% на кожен 1 Гр.

Достовірних даних про скорочення термінів життя людини при тривалому хронічному опроміненні малими дозами дотепер не отримано. На думку більшості радіобіологів, скорочення тривалості життя людини при опроміненні знаходиться в межах 1-15 днів на 0,01 Зв.

Дози і можливі наслідки опромінення:

· 4,5 3в - важкий ступінь променевої хвороби (помирає 50% опромінених).

· 1 3в - нижній рівень розвитку легкого ступеня променевої хвороби.

· 0,75 Зв - незначна короткочасна зміна складу крові.

· 0,30 Зв - опромінення під час рентгенографії шлунка (місцеве)

· 0,10 Зв - припустиме разове опромінення населення.

· 0,03 Зв - опромінення при рентгенографії зубів.

· 0,005 Зв - припустиме опромінення населення при нормальних умовах за рік.

· 0,001 Зв - фонове опромінення за рік.

· 0,0001 Зв - перегляд одного футбольного матчу.

При впливі іонізуючого опромінення летальна доза для ссавців складає 10 Зв , а енергія, що поглинається при цьому тканинами й органами тварин, могла б підвищити їхню температуру усього на тисячні частки градуса. Ясно, що саме по собі таке підвищення температури не могло б викликати настільки вираженого ефекту поразки; в той же час безпосередньо прямі порушення в хімічних зв'язках молекул у клітинах і тканинах, що виникають слідом за опроміненням, незначні.

Надалі відбуваються реакції хімічно активних речовин з різними біологічними структурами, при яких відзначається як зміна, так і утворення нових, не властивих, для організму з'єднань, що опромінюється.

Наступні етапи розвитку променевої поразки виявляються в порушенні обміну речовин у біологічних системах зі зміною відповідних функцій. У вищих організмів це протікає на фоні нейрогуморальної реакції на розвиток порушення.

Явища, що відбуваються на початкових, фізико-хімічних етапах променевого впливу, прийнято називати первинними, оскільки саме вони визначають весь подальший хід розвитку променевих поразок.

Таблиця 3

Деякі дози випромінювання

3. Природні й антропогенні джерела іонізуючого випромінювання.

Основну частину опромінення населення земної кулі одержує від природних джерел радіації. Таке твердження випливає з того, що всі джерела радіації можна розділити на групи:

· природні джерела, що дають середні річні ефективні дози опромінення 2 мЗв;

· джерела, що використовуються в медицині, середньостатистичні дози опромінення від яких у рік складають 0,4 мЗв;

· радіоактивні опади, у середньому опромінення, що дають у рік дозу, рівну 0,02 мЗв;

· атомна енергетика, доза опромінення від якої складає в рік 0,001 мЗв.

Більшість з них такі, що уникнути опромінення від них зовсім неможливо, тому що ними є природні джерела радіації. Ними є:

· джерела земного походження, внутрішнє опромінення від яких складає 1,325 мЗв;

· джерела земного походження, зовнішнє опромінення від яких складає 0,35 мЗв;

· космічне зовнішнє опромінення, що складає 0,3 мЗв;

· космічне внутрішнє опромінення, що значно менше й у середньому складає 0,015 мЗв.

Людина піддається опроміненню двома способами. Радіоактивні речовини можуть знаходитися поза організмом і опромінювати його зовні. У цьому випадку говорять про зовнішнє опромінення. Але радіоактивні речовини можуть виявитися й у їжі, і у воді, і в повітрі і потрапити всередину організму разом з їжею, чи водою через органи дихання. Такий спосіб опромінення називається внутрішнім.

Зовнішнє опромінення

Протягом всієї історії існування Землі різні види випромінювання надходять від радіоактивних речовин, що знаходяться в земній корі, а також падають на поверхню Землі з космосу.

Космічні промені дають радіаційний фон ледве менше половини зовнішнього опромінення, одержуваного населенням від природних джерел. Космічні промені складаються в основному з заряджених часток.

Велика частина космічних променів приходить до нас з космосу, але деяка їхня частина народжується на Сонці під час сонячних спалахів. Космічні промені можуть досягати поверхні Землі чи взаємодіяти з її атмосферою, породжуючи вторинне випромінювання і приводячи до утворення різних радіонуклідів. Північний і Південний полюси одержують радіації більше, ніж екваторіальні області, через наявність у Землі магнітного полюса, що відхиляє заряджені частки. Рівень опромінення росте з висотою, оскільки при цьому над нами залишається усе менше повітря, що грає роль захисного екрана.

Земна радіація обумовлена тим, що основні радіоактивні ізотопи, що зустрічаються в гірських породах Землі – це калій-40, рубідій-87 і члени інших радіоактивних сімейств, включені до складу Землі із самого її народження. Вони беруть початок відповідно від урану-238 і торію-232 , що є довгоживучими ізотопами. Рівні земної радіації також неоднакові для різних місць і залежать від концентрації радіонуклідів у тій чи іншій ділянці земної кори. Приблизно 95% населення живе в місцях, де потужність дози в середньому складає від 0,3 до 0,6 мЗв в рік, близько 3% одержує в середньому один мЗв у рік, а близько 1,5% – більш 1,4 мЗв у рік. Є місця, де рівні земної радіації значно вищі. По підрахунках Наукового комітету з дії атомної радіації, створеного в рамках ООН у 1955 р, середня ефективна еквівалентна доза зовнішнього опромінення, що людина одержує від земних джерел природної радіації, складає приблизно 350 мЗв. Це чуть більше середньої індивідуальної дози опромінення через радіаційний фон, створюваний космічними променями на рівні моря.

Внутрішнє опромінення

У середньому дві третини ефективної еквівалентної дози опромінення, що людина одержує від природних джерел радіації, випромінювання яке надходить від радіоактивних речовин, які потрапили в організм із їжею, водою і повітрям.

Невелика частина цієї дози приходиться на радіоактивні ізотопи типу вуглецю-14 і тритію, що утворюються під впливом космічної радіації. Все інше надходить від джерел земного походження. У середньому людина одержує близько 180 мЗв у рік за рахунок калію-40, що засвоюється організмом разом з нерадіоактивними ізотопами калію, необхідними для життєдіяльності організму. Однак значно більшу дозу внутрішнього опромінення людина одержує від нуклідів радіоактивного ряду урану-238 і в меншому ступені від радіоактивного ряду торію-232 .

Деякі з них, наприклад нукліди свинцю-210 і полонію-210 , надходять в організм з їжею. Вони концентруються в рибі й у молюсках, тому люди, що споживають багато риби й інших дарунків моря, можуть одержати відносно високі дози опромінення.

Природні джерела радіації

Найбільш вагомим із усіх природних джерел радіації є важкий газ (у 7,5 разів важче повітря) - радон . У природі радон зустрічається в двох формах: у виді радону-222 , члена радіоактивного ряду, утвореного продуктами розпаду урану-238 , і у виді радону - 220 , члена радіоактивного ряду торія-232. Основну частину дози опромінення від радону людина одержує, знаходячись у закритому, не провітрюваному приміщенні. Концентрація радону в закритих приміщеннях у середньому у вісім разів вище, ніж у зовнішнім атмосфернім повітрі.

Радон концентрується в повітрі усередині приміщень лише тоді, коли вони в достатній мірі ізольовані від зовнішнього середовища. Надходячи усередину приміщення тим чи іншим шляхом (просочуючись через фундамент і підлогу, чи ґрунт, вивільняючись з матеріалів, використовуваних у конструкції будинку), радон накопичується в ньому. У результаті в приміщенні можуть виникати досить високі рівні радіації. Іноді концентрація радону в закритому приміщенні в 5000 разів вище концентрації радону в зовнішнім повітрі (виявлене у Швеції й у Фінляндії в будівлях 70-х років). Найпоширеніші будівельні матеріали, такі як дерево, цегла і бетон, виділяють дещо небагато радону. Набагато більшою питомою радіоактивністю володіють граніт і пемза.

У таблиці 4 приведені питомі радіоактивності деяких будівельних матеріалів.

Таблиця 4

Тому радіаційний контроль будівельних матеріалів заслуговує самої пильної уваги.

Однак головне джерело радону в закритих приміщеннях – це ґрунт. Концентрація радону у верхніх поверхах багатоповерхових будинків, як правило, нижче, ніж на першому поверсі. Швидкість проникнення вихідного з землі радону в приміщення фактично визначається товщиною і цілісністю міжповерхових перекриттів.

Емісія радону зі стін зменшується в 10 разів при облицюванні стін пластиковими матеріалами типу поліаміду, чи полівінілхлориду поліетилену чи трьома шарами олійної фарби. Навіть при обклеюванні стін шпалерами швидкість емісії радону зменшується на 30%.

Ще одне важливе джерело надходження радону в приміщення являють собою вода і природний газ. Концентрація радону в звичайно використовуваній воді надзвичайно мала, але вода з деяких джерел, особливо з глибоких чи колодязів артезіанських шпар, містить дуже багато радону. Найбільша зареєстрована питома радіоактивність води в системах водопостачання складає 100 мільйонів Бк /м³ , найменша дорівнює нулю.

Однак основна небезпека виходить зовсім не від питної води, тому що люди звичайно споживають велику частину води в складі їжі після її кип'ятіння. При кип'ятінні води радон у значній мірі випаровується.

Велику небезпеку представляє попадання пари води з високим змістом радону в легені разом із вдихуваним повітрям, що найчастіше відбувається у ванній кімнаті. При обстеженні будинків у Фінляндії виявилося, що в середньому концентрація радону у ванній кімнаті в три рази вище, ніж на кухні, і приблизно в сорок разів вище, ніж у житлових кімнатах.

Радон проникає також у природний газ під землею. У результаті попередньої переробки газу й у процесі збереження, перед надходженням його до споживача, велика частина радону зникає. Але концентрація радону в приміщенні може зрости, якщо кухонні плити, опалювальні й інші нагрівальні пристрої, у яких спалюється природний газ, не мають витяжки.

По оцінках фахівців ефективна еквівалентна доза опромінення від радону і його дочірніх продуктів складає в середньому біля одного мЗв/рік, тобто приблизно половина всієї річної дози, одержувана людиною в середньому від усіх природних джерел радіації.

Вугілля , подібно більшості інших природних матеріалів, містить незначні кількості первинних радіонуклідів. Останні після спалювання вугілля попадають у навколишнє середовище, де можуть служити джерелом опромінення людей.

Концентрація радіонуклідів у різних вугільних шарах відрізняється в сотні разів. В основному вугілля містить менше радіонуклідів, ніж земна кора. Але при спалюванні вугілля велика частина його мінеральних компонентів спікається в шлак чи золу, де в основному концентруються радіонукліди.

Використання золи як добавку до цементу і бетону може привести до збільшення радіаційного опромінення.

Ще одним джерелом опромінення населення є термальні води . Вимірювання емісії радону на електростанції, що експлуатує підземні термальні води показали, що на кожен гігават-рік вироблюваної електроенергії приходиться в три рази більше від аналогічної дози опромінення від електростанцій, що працюють на вугіллі.

Видобуток фосфатів , використовуваних для виробництва добрив, супроводжується підвищенням радіоактивного фону. Це зв'язано з тим, що більшість розроблювальних фосфатних родовищ містять уран. У процесі видобутку і переробки руди виділяється радон, та й самі добрива містять радіоізотопи, що проникають із ґрунту в харчові культури.

Штучні джерела радіації

За останнє десятиліття людиною створено кілька сотень штучних радіонуклідів, а також активно використовується енергія атома в різних цілях. Однак, на відміну від природних джерел, штучні джерела радіоактивного випромінювання практично у всіх випадках контролюються.

Умовно, технічні джерела радіації можна розділити на наступні групи:

· джерела, використовувані в медицині. Це: рентгенівський апарат, діагностичні прилади на базі використання радіоізотопів;

· променева терапія;

· ядерні вибухи;

· атомна енергетика;

· предмети, що містять радіоактивні речовини. Це: антистатичні щітки для видалення пилу з пластинок і фотопринадлежностей, дія яких засновано на випущенні альфа-частинок; детектори диму, принцип дії яких заснований на використанні альфа-випромінювання; кольорові телевізори та монітори, що випускають рентгенівське випромінювання й інші предмети.

4. Проблеми, пов'язані з використанням ядерної енергії.

Головну небезпеку, пов’язану з використанням ядерної енергії, становлять відходи ядерної промисловості, тобто радіоактивні відходи з ядерних реакторів, самі родовища урану та небезпека експлуатації взагалі ядерних електростанцій.

Місцями накопичення радіоактивних відходів є атомні станції, на яких здійснюється їх первинна переробка та тимчасове зберігання. На атомних електростанціях не існує повного циклу первинної переробки відходів відповідно до вимог норм, правил та стандартів з ядерної та радіаційної безпеки, що призводить до нераціонального використання сховищ та збільшує ризик радіаційних аварій. У 30-кілометровій зоні Чорнобильської АЕС зберігається в тимчасових, не пристосованих для зберігання сховищах велика кількість радіоактивних відходів, серед яких є відходи ядерної енергетики. Головним джерелом небезпеки у 30-кілометровій зоні Чорнобильської АЕС залишається об'єкт "Укриття", в якому зосереджені небезпечні радіоактивні речовини та ядерні матеріали, радіоактивність яких близько 20 млн. кюрі.

У шести областях України розташовані регіональні підприємства "Радон" з переробки та зберігання радіоактивних відходів, які приймають на зберігання радіоактивні відходи від усіх галузей народного господарства. Ці підприємства також не мають установок для первинної переробки відходів.

Підприємства з видобування та переробки уранових руд знаходяться у Дніпропетровській, Миколаївській та Кіровоградській областях. Характерним для уранопереробної промисловості є те, що майже всі її відходи – відвали шахтних порід, скиди та викиди (рідкі, газоподібні) є джерелами радіаційного забруднення навколишнього природного середовища. В них містяться природний уран, торій-232, продукти розпаду уранового та торієвого рядів, у тому числі і радіоактивний газ радон. Для природного середовища та людей головну небезпеку становлять великі за своїми обсягами сховища та зосереджені в них радіоактивні матеріали.

Україна належить до країн з дуже розвинутим використанням джерел іонізуючого випромінювання у багатьох сферах господарства і наукової діяльності. На даний час існує кілька тисяч підприємств та організацій (тільки по місту Києву їх близько 400), які використовують понад десятки тисяч джерел іонізуючого випромінювання.

Через існування великої кількості штучних і природних джерел іонізуючого випромінювання та в результаті Чорнобильської катастрофи в Україні склалася дуже складна радіоекологічна ситуація, яка викликає необхідність створення системи заходів радіаційного захисту населення та навколишнього природного середовища.

В систему таких заходів мають входити: основи ядерного законодавства, державне регулювання ядерної та радіаційної безпеки, державні програми мінімізації наслідків Чорнобильської катастрофи, норми поводження з радіоактивними відходами та підвищення безпеки атомних станцій, система соціального захисту населення.

4.1 Теплове забруднення навколишнього середовища.

Виробництво електроенергії за допомогою будь-яких форм вихідного палива завжди впливає на навколишнє середовище. Тепловий вплив на навколишнє середовище зв'язано з неминучими втратами при виробництві електроенергії і, приблизно, однаково як для вугільних, так і атомних електростанцій. Тепловий ККД вугільних електростанцій коливається від 20 до 40 %. Більш нові електростанції мають ККД, звичайно, не нижче 32 %. Для атомних електростанцій, що використовують легко водяні реактори, ККД коливається від 29 до 38 % і для більшості електростанцій сьогодні дорівнює, приблизно, 34 %. Тому при існуючому рівні запитів на електроенергію не існує ніяких причин для переваги одного палива іншому (уран чи вугілля) за критерієм ефективності використання тепла. Це стосується як електростанцій, охолоджуваних проточною водою, так і атмосферні градирні, що використовують. У будь-якому випадку втрачене тепло не повинне бути "непотрібним". У більш холодних кліматичних зонах його використовують для централізованого теплопостачання і для сільськогосподарських нестатків. Це зменшує випадання локальних туманів, викликаних температурними перепадами в навколишнім середовищі.

Парниковий ефект – цим терміном називають здатність деяких газів, що присутні у земній атмосфері, затримувати інфрачервоне випромінювання (тобто теплоту) поблизу поверхні землі. Нагромадження "парникових газів", особливо СО₂ , у земній атмосфері приводить до потепління клімату в багатьох частинах світу. Якщо цей процес не зупинити, то його продовження може, у кінцевому рахунку, привести до глобальних кліматичних змін на всій землі. Вважається, що саме двоокис вуглецю впливає на парниковий ефект.

Учені дотепер не знають, яка кількість вуглекислого газу може абсорбувати навколишнє середовище, і яким чином підтримується глобальний баланс СО₂ в атмосфері. Однак, учені зі стурбованістю фіксують поступове збільшення змісту СО₂ в атмосфері. Це обумовлено, зокрема, спалюванням вуглецевмісного органічного палива, у процесі якого вуглець швидко перетвориться в атмосферний СО₂ . Такі процеси відбуваються, наприклад, в автомобільних двигунах внутрішнього згоряння, різних індустріальних печах, і при виробництві електроенергії. Постійна вирубка лісів також вносить вклад у парниковий ефект, оскільки зменшує поглинання атмосферного СО₂ у процесі фотосинтезу.

Вже в 1977 у звіті Національної Академії Наук США відзначалося, що основним обмежуючим фактором на виробництво енергії за допомогою органічного палива в наступних сторіччях може виявитися кліматичний вплив від викидів вуглекислого газу. Сьогодні це вже загальноприйнята точка зору. Глобальний кліматичний ефект від вмісту СО₂ , що збільшується, в атмосфері є сьогодні найбільш істотною відмінністю вугільної й атомної електроенергетики у впливі на навколишнє середовище.

Глобальні викиди СО₂ від спалювання органічного палива складають, приблизно, 25 мільярдів тонн у рік. З них, приблизно, 45 % від спалювання вугілля і 40 % від нафти. Кожна електростанція потужністю 1000 МВт, що працює на кам'яному куті, викидає в атмосферу, приблизно, 7 мільйонів тонн СО₂ у рік. Якщо використовується буре вугілля, то кількість викидів набагато більше. При використанні ядерних реакторів таких викидів в атмосферу не відбувається взагалі.

Тому для базисного виробництва електроенергії більш широке використання уранового палива є очевидним.

На сьогоднішній день існують міжнародні угоди, що визначають таку стратегію використання енергетичних ресурсів, що мінімізує викиди в атмосферу СО₂ . Енергозберігаючі технології навряд чи будуть настільки ж ефективні в наступних десятиліттях, як це було, починаючи із середини 1970-их років, тому що їхні можливості вже практично вичерпані.

4.2 Видобуток і переробка уранової руди

Мінерали, з яких добувають уран, завжди містять такі елементи як радій і радон. Тому, хоча уран мало радіоактивний, але руда, що добувається, потенційно небезпечна, особливо якщо це високоякісна руда. Радіаційна небезпека, зв'язана із супутніми елементами, характерна не тільки для урановмісних руд, але і для будь-якої гірничодобувної промисловості.

В Австралії уран добувається, головним чином, відкритим способом, при якому кар'єри мають природну добру вентиляцію.

Руда (тобто земна порода, що містить високу концентрацію урану, достатню для його економічного виділення) спеціальним образом подрібнюється. Потім цей порошок обробляється розчином сірчаної кислоти для розчинення урану, що в ньому міститься. Тверді частки, які залишаються після розчинення урану витягають (екстрагують), і поміщають на тривале збереження в спеціальні резервуари. Резервуари сконструйовані таким чином, щоб забезпечити надійне збереження цих матеріалів. Такі відходи містять основну частку радіоактивних речовин, що знаходяться в руді (таких, наприклад, як радій).

Дві нові шахти незабаром будуть пущені в експлуатацію в Австралії для витягу урану з піщаної руди, що добувається під землею. Кислотний, насичений киснем розчин, що містить уран, буде циркулювати через спеціальні фільтри, а уран буде витягатися на заводі, розташованому на поверхні.

Після екстракції з розчину (іноді для цього використовують процеси іонного обміну, супроводжувані осадженням), осад, що містить уран, має яскраво жовтий колір. Після високотемпературного сушіння окис урану (U₃ O₈ ), тепер уже зеленого кольору, завантажується в спеціальні ємності обсягом 200 літрів. Потужність дози опромінення на відстані одного метра від такої ємності дорівнює, приблизно половині того, що людина одержує під час польоту на літаку, тобто приблизно 0,002 мЗв/рік. В Австралії всі ці операції проводяться відповідно до затвердженого урядом нормативами радіаційної безпеки на підприємствах гірничодобувної промисловості. У Канаді також застосовуються інструкції Комісії з радіаційної безпеки. В обох країнах ці правила і норми встановлюють строгі стандарти контролю за гамма-опроміненням, і можливим попаданням в організм радону й інших радіоактивних матеріалів. Стандарти відносяться як до персоналу підприємств, так і до населення. Доза 20 мЗв/рік протягом більш ніж п'яти років є максимально припустимою для персоналу підприємств, включаючи опромінення радоном і іншими радіоактивними речовинами (на додаток до природного фону і крім експозиції при медичній діагностиці).

Гамма-випромінювання виходить переважно від ізотопів вісмуту і свинцю. Газ радон виділяється з гірських порід, у яких відбувається розпад радію. Унаслідок спонтанного радіоактивного розпаду він переходить у дочірні ізотопи радону, що є ефективними випромінювачами альфа-частинок. Радон знаходиться в більшості гірських порід, і, як наслідок цього, знаходиться й у повітрі, що всі ми вдихаємо. При високих концентраціях радон становить небезпеку для здоров'я, тому що невеликий період напіврозпаду означає, що альфа-розпад може відбуватися усередині організму при його вдиханні, що, у кінцевому рахунку, може викликати рак легенів.

При видобутку і виробництві урану передбачаються різні запобіжні заходи для захисту здоров'я персоналу:

· Ретельно контролюється рівень пилу, щоб мінімізувати попадання в організм гама- чи альфа-випромінюючих речовин. Пил є головним джерелом радіоактивного опромінення. Він звичайно дає внесок в кількості 4 мЗв/рік у щорічну дозу, одержувану персоналом.

· Обмежується зовнішнє радіоактивне опромінення персоналу в шахтах, на заводах і місцях розміщення відходів. На практиці рівень зовнішнього опромінення від руди і відходів звичайно настільки низький, що він практично не впливає на збільшення припустимої щорічної дози.

· Природна вентиляція відкритих родовищ зменшує рівень експозиції від радону і його дочірніх ізотопів. Рівень опромінення від радону рідко перевищує один відсоток від рівня, припустимого для безупинного опромінення персоналу. Підземні шахти обладнюються зробленими системами вентиляції для досягнення того ж рівня. На Австралійському і Канадському підземному рудниках середня доза опромінення складає, приблизно, 3 мЗв/рік.

· Існують строгі гігієнічні норми на роботу персоналу з концентратом окису урану, оскільки він хімічно токсичний, подібно оксиду свинцю. На практиці починаються обережності, що захищають органи дихання від попадання токсинів.

Починаючи з п'ятнадцятого сторіччя, багато шахтарів, що працювали на підземних шахтах поблизу нинішньої границі між Німеччиною і Чеською Республікою, передчасно гинули від таємничої хвороби. Наприкінці 1800-их років хвороба була названа як рак легенів, але тільки в 1921 році газ радон був припущений у якості її можливої причини. Хоча це і було остаточно підтверджене в 1939 році, у період з 1946 по 1959 роки, багато підземних родовищ урану в США розроблялися без відповідних запобіжних заходів, що випливають з європейського досвіду. На початку 1960-их років був зареєстрований ріст ракових захворювань серед курящих шахтарів. Причиною росту був тоді також визнаний газ радон і, що більш важливо, його тверді дочірні продукти радіоактивного розпаду. Хвороба викликалася нагромадженням дози опромінення від радону, отриманої 10-15 роками раніше.

Слабко вентильовані, пиловмісні процеси видобутку урану в США, що вели до найбільшого ризику для здоров'я, сьогодні вже в минулому. За останні 35 років відбулися істотні зміни в технологічних процесах на підприємствах гірничодобувної промисловості, що захищають шахтарів від різних небезпек. Відкритий же кар'єрний видобуток урану фактично безпечний. Не існує жодного відомого випадку захворювання, викликаного опроміненням шахтарів, що працюють на відкритих уранових рудниках у Австралії чи Канаді.

Після технологічних процесів екстракції урану на підприємствах гірничодобувної промисловості практично весь радіоактивний радій, торій і актиній, що міститься у відвалах і, отже, рівні випромінювання радону з таких відходів будуть, цілком ймовірно, істотні. Однак, малоймовірно, що хто-небудь побудує житло на вершині відвальних порід і одержить підвищену дозу опромінення, що лежить за межами міжнародних норм. Проте, відходи повинні бути закриті достатньою кількістю ґрунту, щоб рівні гамма-випромінювання не перевищували рівня природного фону. У цьому випадку можливо і покриття цих місць рослинністю.

Приблизно 95 % радіоактивності в руді зі вмістом 0,3 % U₃ O₈ виходить від радіоактивного розпаду урану-238, що досягає, приблизно, 450 кБк/кг. Цей ряд має 14 радіоактивних довгоживучих ізотопів і, таким чином, кожний з них дає, приблизно, 32 кБк/кг (незалежно від масового співвідношення). Після обробки з руди видаляється уран-238 і небагато урану-234 (і уран-235) і радіоактивність знижується до 85% її первісного значення. Після видалення більшої частини урану-238, два короткоживучих продукти його розпаду (торій-234 і протактиній-234) незабаром зникають і, по витіканню декількох місяців, рівень радіоактивності знижується до 70% її первісного значення. Основним довгоживучим ізотопом тоді стає торій-230 (період напіврозпаду 77000 років), що перетворюється в радій-226 з наступним розпадом у радон-222.

Випромінювання радону, що знаходиться у відходах, протягом технологічних процесів до моменту їхнього надійного поховання може становити небезпеку для навколишнього середовища. Однак, варто мати на увазі, що радон присутній у більшості гірських порід і, крім локальних небезпек, згаданих вище, загальне регіональне збільшення радіоактивності від гірничодобувних операцій, зв'язаних з радоном, дуже мало.

Технічна вода, що використовується в технологічних процесах, також містить радій і інші метали, присутність яких було б небажано в зовнішнім середовищі. Ця вода зберігається і випаровується таким чином, щоб метали, що містяться в ній, були безпечні, і не попадали в навколишнє середовище. Технічна вода ніколи не скидається в природні стоки, а зберігається і випаровується в спеціальних дамбах.

Стік дощових опадів, відповідно до якості води, що міститься в них, здійснюється окремо по спеціальних дренажних системах. Металеві сульфіди в контакті з водою і повітрям у теплому кліматі мають тенденцію вступати в реакцію, особливо в присутності деяких бактерій. При цьому отримується сірчана кислота і токсично важкі метали (наприклад, мідь) можуть попадати через ґрунтові води у водойми. Вода поганої якості зберігається й обробляється.

4.2 Обробка і ліквідація радіоактивних відходів.

Одине з найбільш хвилюючих питань ядерного паливного циклу – це питання розміщення і збереження радіоактивних відходів. Найбільш важливим з них - це питання про високорівневі відходи. У роботі з ними існують два різних підходи: перший полягає в переробці вичерпаного палива для виділення високорівневих відходів і їхній наступне остекловування (чи бітумірування) і поховання, а другий – це в пряме поховання високорівневих відходів.

При "спалюванні" ядерного палива в реакторних установках утворюються продукти розпаду, це, наприклад, такі як ізотопи барію, стронцію, цезію, йода, криптону і ксенону (Ba, Sr, Cs, I, Kr, і Xe). Багато з ізотопів, що утворюються, накопичуються в межах самого палива. Вони високо радіоактивні, і відповідно, недовговічні.

Ці "малі" атоми формуються з частини палива, що розпадається, а ізотопи плутонію Pu-239, Pu-240 і Pu-241 (це той самий Pu-241, що перетворюється в америцій-241, використовуваний у побутових детекторах задимлення приміщень), а також і деякі ізотопи інших трансуранових елементів, які формуються з атомів урану-238 в активній зоні ядерного реактора при поглинанні ними нейтронів з наступним бета-розпадом. Усі ці ізотопи радіоактивні і крім плутонію, що розпадається, який "спалюється", залишаються у вичерпаному паливі, коли його видаляють з реактора. Більшість трансуранових ізотопів формує довгоживучу частину високорівневих відходів.

Радіоактивні відходи містять у собі різні матеріали, що вимагають окремих підходів по їхньому вмісту і збереження для запобігання впливу на людей і навколишнє середовище. Вони звичайно класифікуються як відходи низького рівня, проміжного рівня і високого рівня, відповідно до кількості і типу радіоактивності, що міститься в них.

Іншим фактором у роботі з відходами є час, протягом якого вони залишаються небезпечними. Цей час залежить від видів радіоактивних ізотопів, що містяться в них, і характеризується періодом напіврозпаду цих ізотопів. Період напіврозпаду – це час, протягом якого даний радіоактивний ізотоп утрачає половину своєї активності. Після чотирьох періодів напіврозпаду рівень активності знижується в 16 разів, а після восьми – у 256 разів.

Різні радіоактивні ізотопи мають періоди напіврозпаду від часток секунди до мільйонів років. Радіоактивність зменшується згодом унаслідок розпаду ізотопів і перетворення їх у стабільні, не радіоактивні елементи.

Швидкість розпаду ізотопів обернено пропорційна їхньому періоду напіврозпаду: чим менше період напіврозпаду, тим швидше дані ізотопи розпадаються. Отже, чим вище рівень радіоактивності в деякій кількості матеріалу, тим більша кількість короткоживучих ізотопів у ньому міститься.

Три основних принципи, що використовуються в роботі з радіоактивними відходами:

· "Концентрувати й ізолювати"

· "Розбавляти і розсіювати"

· "Витримувати і розщеплювати".

Два перших принципи використовуються в роботі і з нерадіоактивними відходами. Відходи концентруються й ізолюються, чи розбавляються (у дуже малих кількостях) до прийнятних рівнів і потім розсіюються в навколишнім середовищі. Принцип "витримувати і розщеплювати" відноситься тільки до радіоактивних відходів і означає, що відходи зберігають протягом визначеного часу, протягом якого їхня радіоактивність зменшується завдяки природному розпаду ізотопів.

Основна увага приділяється високорівневим відходам, що містять продукти розподілу і трансуранові елементи, що утворяться в процесі роботи ядерного реактора.

Високорівневі відходи містяться безпосередньо у відпрацьованому ядерному паливі чи в продуктах його переробки. Так чи інакше, їхня кількість не занадто велика – щорічно приблизно 25-30 тонн вичерпаного палива (або три кубометри осклованих відходів) утвориться в результаті експлуатації типового легко-водяного ядерного реактора потужністю 1000 Мвт. Така кількість може бути ефективно й ощадливо ізольовано. Рівень радіоактивності таких відходів швидко зменшується. Наприклад, відпрацьовані паливні елементи, витягнуті з легко-водяного реактора, настільки радіоактивні, що випускають кілька сотень кіловат теплової енергії, але рік по тому це випромінювання зменшується до п'яти кіловат, а після п'яти років – всього один кіловат. Через 40 років рівень радіоактивності в них падає, приблизно, у тисячу разів.

Після спеціальної переробки відпрацьованого палива, приблизно 3% високорівневих відходів знаходяться в рідкому стані і містять "золу" від згорілого урану. Це високорадіоактивні довгоживучі продукти розпаду урану і деяких важких елементів. Вони виробляють значну кількість теплоти і вимагають спеціального охолодження. Такі відходи остекловивають спеціальними складами в невеликі капсули, закладають на проміжне збереження з наступним довгостроковим розміщенням глибоко під землею. Такі принципи звертання з радіоактивними відходами прийняті у Великобританії, Франції, Німеччині і Японії.

З іншого боку, якщо відпрацьоване реакторне паливо не піддається обробці, то всі високо радіоактивні ізотопи залишаються в ньому. У цьому випадку з паливними елементами звертаються як з високорівневими відходами. Такий прямий підхід до роботи з відпрацьованим ядерним паливом прийнятий у США і Швеції.

Багато країн, включаючи Канаду, дотримуються різних концепцій, вибираючи між переробкою і прямим довгостроковим збереженням відпрацьованого ядерного палива.

Високорівневі відходи складають тільки 3 % від усіх радіоактивних відходів в усьому світі, але вони містять до 95 % усієї радіоактивності, що міститься в них.

Мал. 4. Що відбувається в легко-водяному реакторі через три 3 роки?

Поряд з високорівневими відходами ядерної енергетики, робота з радіоактивними матеріалами приводить до виникнення відходів низького рівня (засобу очищення устаткування, рукавички, спеціальний одяг, інструменти і т.д.). Такі відходи хоча і не представляють особливої небезпеки, але вимагають більш ретельного звертання ніж звичайне сміття. Відходи низького рівня надходять також з медичних установ, науково-дослідних лабораторій і промисловості. Вони можуть бути спалені. Але звичайно їх розміщають у спеціальних сховищах під землею. У будь-якому випадку, з них спочатку виділяють усі високо токсичні матеріали і включають у високорівневі відходи, що забезпечує безпеку й ефективність роботи з такими, відносно нешкідливими, матеріалами. Багато країн мають сховища для розміщення відходів низького рівня. Відходи низького рівня мають, приблизно, такий же рівень радіоактивності, як і низькосортна уранова руда, а їхня кількість, що утвориться щороку, майже в п'ятдесят разів більше, ніж кількість високорівневих відходів. В усьому світі вони складають 90 % від усіх радіоактивних відходів, але мають лише 1 % радіоактивності.

Відходи проміжного рівня головним чином виникають у ядерній промисловості. Вони більш радіоактивні і їх ізолюють від людей перед обробкою і розміщенням на збереження. Звичайно вони містять у собі різні смоли, хімічні опади, компоненти реакторного устаткування і забруднені матеріали від реакторів, що знімаються з експлуатації. Звичайно, такі відходи бітумують і розміщають у спеціальних сховищах. Короткоживучі відходи (головним чином, різні компоненти реакторного устаткування) зберігають у підземних сховищах, але довгоживучі відходи (від переробки ядерного пального) розміщають глибоко під землею. В усьому світі відходи проміжного рівня складають 7 % від усіх радіоактивних відходів і має 4 % радіоактивності.

Переробка відпрацьованого палива

Необхідність переробки вичерпаного ядерного палива викликається з однієї сторони можливістю відновлення невикористаного урану і плутонію у відпрацьованих тепловиділяючих елементах, а з іншого боку – можливістю зменшення кількості високорівневі радіоактивних відходів.

Переробка запобігає зайвій витраті коштовних ресурсів, тому що у своїй більшості відпрацьоване паливо містить до 1% ізотопу, що ділиться, урану-235 і трохи меншу кількість плутонію. Переробка дозволяє повторювати ядерний цикл у тепловиділяючих елементах, зберігаючи, приблизно, до 30 % природного урану. Таке змішане оксидне паливо – важливий ресурс. Виділені при цьому високорівневі відходи, перетворюють в невеликі, стійкі, незруйновані тверді капсули, більш зручні для подальшого збереження, ніж об'ємні відпрацьовані тепловиділяючі елементи.

На сьогоднішній день більш 75000 тонн відпрацьованого ядерного палива від цивільних енергетичних реакторів уже піддано повторній обробці, а щорічний обсяг переробки складає, приблизно, 5000 тонн.

Відпрацьовані паливні зборки, вилучені з реактора, дуже радіоактивні і виділяють тепло. Тому їх поміщають у великі резервуари, наповнені водою ("басейни витримки"), що охолоджує їх, а трьох метровий шар води поглинає небезпечне випромінювання. У такому стані вони залишаються (безпосередньо в реакторному відділенні чи на переробному заводі) протягом декількох років, поки рівень радіоактивності значно зменшиться. Для більшості видів ядерного палива, його переробка починається, приблизно, через п'ять років після вивантаження з реактора.

Звичайний легко-водяний реактор потужністю 1000 МВт виробляє щорічно, приблизно, до 25 тонн вичерпаного палива. Після попереднього охолодження воно може транспортуватися в спеціальних захисних контейнерах, що вміщають лише п'ять-шість тонн відпрацьованого палива, але самі важать до 100 тонн. Транспортування відпрацьованого палива й інших високорівневих відходів досить жорстко регламентуються.

Переробка відпрацьованого оксидного палива починається з розчинення тепловиділяючих елементів в азотній кислоті. Після цього роблять хімічний поділ урану і плутонію. Уран і плутоній можуть бути повернуті до початку паливного циклу – уран на конверсійний завод для дозбагачення, а плутоній безпосередньо на підприємства по виготовленню палива. Рідина, що залишається, після видалення урану і плутонію являє собою високорівневі відходи, що містять, приблизно, 3 % вичерпаного палива. Радіоактивність цих відходів висока, і вони продовжують виробляти багато теплоти.

Активна переробка ядерного палива вироблялася починаючи з 1940-их років, головним чином для регенерування плутонію у військових цілях. У Великобританії, металеві тепловиділяючі елементи від реакторів першого покоління з газовим охолодженням були повторно оброблені в Селфилде приблизно 40 років тому. За цей час завод, що переробляє 1500 тонн у рік, був значно удосконалений для підтримки належного рівня безпеки. З 1969 по 1973 рік на заводі також повторно оброблялося оксидне паливо на спеціально виділеній і модифікованій для цієї мети ділянці. Новий завод по переробці оксидного палива потужністю 1200 тонн у рік був побудований у 1994 році.

В Франції один завод потужністю 400 тонн у рік по переробці металевого палива від реакторів з газовим охолодженням працює в Марселі. У Ла Гаазі з 1976 року відбувається переробка оксидного палива, і в даний час тут експлуатується два заводи потужністю по 800 тонн у рік. Індія має завод по переробці оксидного палива з продуктивністю 100 тонн у рік Японія будує великий завод у Рокакошо, хоча велика частина вичерпаного палива, повторно обробляється в Європі (це складає всього 100 тонн у рік). Росія має завод по переробці оксидного палива в Челябінську потужністю 400 тонн у рік.

Після переробки відновлений уран дозбагачується і відправляється на підприємство по виготовленню свіжого реакторного палива. Плутоній же повинен пройти технологічний цикл по виготовленню змішаного оксидного палива на спеціальному заводі, що часто інтегрується з переробним підприємством. В Франції, наприклад, для того щоб уникнути створення не використовуваних запасів плутонію, вихід продукції переробного підприємства строго погоджений із завантаженням потужностей заводу по виготовленню оксидного палива. Якщо плутоній зберігається протягом декількох років, то в ньому збільшується рівень вмісту, ізотопу Америцію-241, який створює труднощі при виробництві оксидного палива через підвищення рівня гама випромінювання.

Таблиця 5

Обсяг виробництва змішаного оксидного палива (т/рік)

Нові заводи, передбачені для введення в лад до 2005 року, знаходяться в стадії будівництва. За прогнозами МАГАТЕ їхня потужність до 2005 року складе від 430 до 610 тонн у рік.

Високорівневі відходи після переробки

Незважаючи на малі кількості, високорівневі відходи, що виникають після переробки відпрацьованого ядерного палива, вимагають великої обережності в звертанні, розміщенні і збереженні, тому що вони містять продукти розподілу і деяких трансуранових елементів, що активно випускають альфа, бета і гамма-випромінювання, а також виділяють багато теплоти. Теплота виділяється, головним чином, від продуктів розпаду. Такі матеріали звичайно називають "ядерними відходами".

На кожного з нас щорічно приходиться, приблизно, по 20 мл високорівневих відходів від переробки. Після остекловування чи бітумування їх кількість займає об’єм не більше одного кубічного сантиметра.

Рідкі відходи, створені на переробних заводах, тимчасово зберігаються в охолоджуваних, багатостінних резервуарах з нержавіючої сталі, усередині залізобетонних захисних корпусів. Їх необхідно потім перетворити в компактні, хімічно інертні тверді частки перед остаточним похованням.

Досягається це за допомогою процедури, що називається остекловування. Використання, так називаного, Австралійського "синтетичного каменю" (синрок) є найкращим способом для ізоляції відходів, але це, однак, поки не одержало широкого застосування в ядерній енергетиці.

Технології на заводах по остекловуванню засновані на "кальцинуванні" відходів (випарюванні до одержання сухого порошку) з наступним перемішуванням у боросилікаті. Розплавлена скляна маса, змішана із сухими відходами, поміщається у великі резервуари, виготовлені з нержавіючої сталі і вміщають до 400 кг продукту. Кришка резервуара надійно приварюється. Щорічні відходи від експлуатації одного реактора потужністю 1000 Мвт містяться в 5 тоннах такої скляної маси (це приблизно дванадцять резервуарів висотою 1,3 метри кожний і діаметром 0,4 метри). У Великобританії, наприклад, вони зберігаються в бункерах глибоко під землею у вертикальному положенні.

Описані процеси були розроблені і перевірені на досвідчених заводах у 1960-их роках. До 1966 року кілька тонн високорівневих відходів від повторно обробленого палива були остекловані у Великобританії в Хоруіллі, однак дослідження були тоді припинені як непріоритетні через недостатню кількість високорівневих відходів. Високотемпературні випробування остеклованої маси показали, що вона залишається нерозчинною навіть у випадку фізичного руйнування скла. Подібні результати були отримані і на Французьких підприємствах по остекловуванню відходів між 1969 і 1972 роками.

Остекловування високорівневих радіоактивних відходів вперше одержало індустріальні масштаби у Франції з 1978 року. Сьогодні такі роботи проводяться на п'ятьох підприємствах у Бельгії, Франції і Великобританії з продуктивністю до 1000 тонн остеклованих відходів у рік.

Остекловані відходи зберігають протягом деякого часу перед остаточним довгостроковим розміщенням, дозволяючи зменшитися радіоактивності і виділюваній теплоті. Узагалі говорячи, чим довше такий матеріал буде витриманий перед похованням, тим менше проблем з ним буде потім. У залежності від використовуваних методів розміщення, інтервал між вивантаженням палива з реактора й остаточним похованням остеклованих відходів може складати 50 років.

Обробка таких матеріалів вимагає обов'язкового використання спеціальних заходів, що гарантують безпеку персоналу. Як і у всіх виробництвах, де присутнє гамма-випромінювання, найпростіший і дешевий спосіб запобігання – це дистанція (збільшення відстані до джерела випромінювання в десять раз зменшує експозиційну дозу до одного відсотка).

Мал. 5. Ізоляція високоактивних відходів. Такі покриті емаллю боросилікатні капсули, виготовляються на заводі по остекловуванню відходів у Великобританії починаючи з 1960-их років. У такій капсулі міститься матеріал, хімічно ідентичний високорівневим відходам, після переробки відпрацьованого ядерного палива.

Для транспортування високорівневих відходів (або відпрацьованих паливних зборок) використовуються спеціальні міцні контейнери. Вони розроблені таким чином, що витримують усі можливі аварійні ситуації, зберігають свою цілісність і захищають від радіоактивного випромінювання. У ситуаціях, при яких такі контейнери були залучені в серйозні інциденти, вони жодного разу не створили ніякої небезпеки радіоактивного забруднення. Високі вимоги, пропоновані до конструкцій таких контейнерів, роблять практично неможливим їхнє ушкодження навіть з використанням вибухових речовин і тому вони зовсім непривабливі для спроб терористичного нападу.

Розміщення і збереження відпрацьованого палива

Принцип прямого поховання відпрацьованого ядерного палива прийнятий у США, Швеції, хоча в останньому випадку передбачається його відновлення в майбутньому. З 1988 року Швеція має діюче централізоване сховище для відпрацьованого ядерного палива ємкістю 5000 тонн. Відпрацьоване паливо відправляється на це сховище після, приблизно, їхнього річного збереження в реакторах у басейнах витримки. У Швеції для охолодження і захисту від іонізуючих випромінювань відпрацьоване паливо буде зберігатися під водою протягом, приблизно, сорока років. До 2020 року це сховище буде цілком заповнено, і до цього часу повинно бути готове нове сховище для остаточного поховання, хоча вже сьогодні будуються і трохи більше ємкості.

У той час як виділені високоактивні відходи остекловують для додання їм фізичної стійкості від руйнування, відпрацьоване паливо призначене для прямого розміщення і збереження, завжди виготовляється в дуже стійкій керамічній формі UO₂ . При безпосередній роботі з відпрацьованим ядерним паливом чи відходами, що витягаються з нього, важлива роль належить ступеню їхнього охолодження і радіоактивного розпаду. Через сорок років після вивантаження палива з реактора, у ньому залишається менше однієї тисячної частки початкового рівня радіоактивності, і з таким матеріалом набагато легше звертатися. Ця особливість відрізняє відходи атомної промисловості від хімічних відходів, що завжди залишаються небезпечними. Чим більш тривалому терміну збереження піддаються відходи атомної промисловості, тим менш небезпечними вони стають, і тим більш простіше їх піддавати наступній обробці.

У США усе відпрацьоване паливо зберігається в місці розташування реактора і в даний час це є частиною паливного циклу. Надалі відпрацьоване паливо переміщають з басейнів витримки чи сухих сховищ на державні склади проміжного збереження. Тут відпрацьоване паливо очікує свого остаточного поховання. Замовники цих операцій по збереженню і розміщенню відпрацьованого палива оплачують додатково, приблизно, 0.1 цента за кіловат година витраченої електроенергії на ці процедури. До кінця 1999 року ці витрати склали майже 16 мільярдів доларів США.

Розміщення і збереження остеклованих відходів

Незалежно від того чи остекловані високоактивні відходи після переробки або вони знаходяться у відпрацьованих паливних зборках, з ними, у кінцевому рахунку, необхідно розпорядитися самим безпечним чином. На додаток до концепцій безпеки, застосовуваним до ядерного паливного циклу, це означає, що після поховання відходи не повинні піддаватися яким-небудь додатковим процедурам. Хоча кінцеве розміщення високоактивних відходів не буде відбуватись ще протягом декількох найближчих років, але всі приготування вже зроблені з урахуванням природних умов збереження і кількості таких відходів.

Кінцеве розміщення високоактивних відходів повинно здійснюватися з дуже високими гарантіями безпеки. Питання в тім, наскільки ми можемо бути упевнені в довгостроковій безпеці, до того як це не почато у великих масштабах? Очевидно, що високий рівень довіри може бути досягнутий на основі продовження ретельних наукових і проектних досліджень, що здійснюються в даний час. Розв'язувані задачі при цьому не є ні дуже великими, ні винятково складними.

По-перше, виділені радіоактивні відходи (чи відпрацьоване ядерне паливо) знаходяться в стійкій і нерозчинній формі. По-друге, вони містяться в масивних посудах, виготовлені з нержавіючої сталі, або корозійностійкі резервуари (наприклад, сталеві чи мідні). По-третє, вони геологічно ізолюються.

З приведених даних можна зробити два важливих висновки. Перший полягає в тому, що ступінь радіаційної небезпеки зменшується в тисячу разів за період часу від 10 до 1000 років, з відносно невеликою наступною зміною. Це зв'язано з тим, що майже всі короткоживучі продукти розпаду розпадаються за цей час до незначних концентрацій.

Їхня концентрація стає менше малих кількостей дуже важких "трансуранових" елементів типу америцію і нептунію, що мають набагато більші періоди напіврозпаду. Хоча проміжок часу в тисячу років досить великий з погляду людського життя, проте, розміщення таких матеріалів повинно здійснюватися в стійких геологічних формуваннях, де геологічний час стає більш значимим фактором. Навіть час, необхідний для розпаду плутонію, малий в порівнянні з геологічними масштабами часу.

Другий висновок полягає в тому, що відносна радіоактивність відходів через 1000 років стає майже таким же, як і активність відповідної кількості уранової руди. При цьому, токсичні компоненти уранової руди виходять на поверхню землі, попадають у людський організм через їжу. Остекловані ж відходи, що зберігаються глибоко під землею (до кілометра нижче рівня моря), у стійких геологічних утвореннях, не мають ніякого мислимого шансу потрапити в організм людини. Тільки це не означає, що поверхневі поклади урану небезпечні, тому що кількість, речовини яке попадає в організм, дуже мала.

Більшість країн, що мають власні ядерні програми, здійснюють пошук і досліджують місця для розміщення відходів. Ціль цієї роботи – знайти такі місця розміщення, що мали б безліч бар'єрів до поверхні землі. Деякі з бар'єрів, як природні, так і штучні, складаються з:

· Нерозчинної форми відходів (скло, "синрок" або UO₂ ).

· Герметичного збереження в корозійно-стійких ємностях.

· Бетонування відходів для виключення впливу на них ґрунтових вод і можливих руйнувань при переміщеннях земної кори.

· Розміщення глибоко під землею (на глибині більш 500 метрів) у стабільних геологічних структурах.

Для такого розміщення відходів вивчаються два типи геологічних порід – тверді кристалічні скельні породи і поклади кам'яної солі. Такі місця існують в деяких країнах, і в даний час здійснюється їхня детальна оцінка. Більшість підходів припускають використання звичайної гірничодобувної техніки для будівництва необхідних підземних шахт. Вони повинні мати досить площі для розміщення резервуарів у відділених друг від друга порожнинах на різних рівнях чи якось інакше. Одне їх таких підземних сховищ діє в США, але воно призначено для збереження довгоживучих відходів воєнної промисловості.

Питання геологічної стабільності земних порід дуже важливий для забезпечення довгострокової цілісності сховища відходів. На землі існує багато геологічних структур, що стійкі вже протягом більш 4,5 мільярдів років, і ймовірність зсувів порід протягом періоду збереження (а це більш тисячі років) у таких місцях близька до нуля.

Можна порівняти токсичність відходів атомної промисловості з отруйними відходами і газами, що виникають на сучасних індустріальних підприємствах щодня. Миш'як, наприклад, звичайно розповсюджується в навколишнім середовищі в складі гербіцидів і в обробленій деревині. На відміну від відходів атомної промисловості він має нескінченний термін токсичності. Далі, барій і хлор, що досить широко використовується. З огляду на їхні реальні кількості, можна стверджувати, що вони представляють набагато більшу небезпеку, ніж відходи атомної промисловості.

Можна стверджувати, що прийде час, коли збереження високоактивних відходів буде зовсім безпечним. Радіоактивні відходи, хоча і дуже токсичні в момент своєї появи, але, по-перше, їхня кількість мала, а по-друге, вони не більш небезпечні, ніж інші матеріали.

Хоча сьогодні кожна країна відповідальна за збереження і переробку своїх власних відходів усіх видів, проте, розглядається можливість створення міжнародного сховища відходів атомної промисловості. Австралія – це одна з деяких країн, у якій існують дуже сприятливі геологічні умови для створення такого підприємства.

Природний аналог: Окло

Хоча високоактивні відходи сучасної ядерної енергетики ще не зберігалися настільки довго, щоб спостерігати результати такого збереження, цей процес фактично уже відбувався в природних умовах, принаймні, в одному місці на земній кулі. У містечку Окло в Габону (на заході Африки), біля двох мільярдів років тому, принаймні, 17 природних ядерних реакторів почали працювати в багатій покладами уранової руди місцевості. Кожний з них мав, приблизно, по 20 кВт тепловій потужності. У той час концентрація урану-235 у природному урані складала, приблизно, 3,7 % (замість 0,7 відсотків сьогодні).

Природні ланцюгові реакції, що почалися спонтанно завдяки присутності води, що діє як сповільнювач, продовжувалися, приблизно, два мільйони років поки, нарешті, не згасли. Протягом цього часу в руді утворилося, приблизно, 5,4 тонн продуктів розпаду, а також 1,5 тонни плутонію разом з іншими трансурановими елементами.

Радіоактивні продукти розподу давно розпалися і перетворилися в стабільні елементи, а вивчення їхньої кількості і локалізації показало, що існувало невелике переміщення радіоактивних відходів, як у процесі, так і після припинення ядерних реакцій. Плутоній же та інші трансуранові елементи залишилися нерухомі. Це помітно тому що ґрунтові води мали повний доступ до продуктів розпаду, а самі вони не знаходилися в хімічно інертній формі (тобто не були остекловані). Таким чином, продукти розподілу не переміщаються вільно в земній поверхні, навіть у присутності води, через їхню адсорбцію в глиняних породах. Витоку з ємностей для збереження військових відходів у США також продемонстрували здатність глинистих ґрунтів до утримання продуктів розпаду і трансуранових елементів.

Таким чином, єдине відомий "іспит" підземного сховища відходів атомної промисловості в Окло виявилося успішним, незважаючи на несприятливі характеристики цього місця. Хоча глинисті ґрунти і відіграють важливу роль в утриманні відходів, таке затоплене, з піщаною структурою ґрунту місце, навіть не розглядалося б для розміщення на ньому сучасного сховища яких-небудь токсичних і ядерних відходів.

Однак, такий приклад спонукав учених більш детально вивчати поводження двоокису урану в ґрунтових водах разом з іншими хімічними елементами, що присутній у руді (які не піддаються розщепленню). Ці дослідження допоможуть в оцінці тривалої безпеки сховищ для високоактивних відходів.

Вартість – важливе питання. Організація економічного співробітництва і розвитку опублікувала оцінки витрат на розміщення і збереження відходів з використанням відомих технологій, описаних вище. Згідно з цими оцінками вартість розміщення і збереження відходів, імовірно, буде складати від 0,03 до 0,17 центів за зроблений кіловат годину електроенергії для остеклованих високоактивних відходів і від 0,04 до 0,18 центів для відпрацьованого палива (у цінах 1993 року). У США сумарні витрати на фінансування збереження відпрацьованого палива склали на кінець 1999 року 16 мільярдів доларів США. Канадські виробники збирають плату на майбутнє фінансування збереження відпрацьованого палива з розрахунку, приблизно, 0,1 центів за кіловат годину, і в 1997 році цей фонд склав 1,25 мільярдів канадських доларів. У Швеції це податок складає, приблизно, 0,3 центів за кіловат годину, і йде на фінансування нормально функціонуючого державного сховища радіоактивних відходів, і дослідження в цій області. Безпечне збереження радіоактивних відходів – це існуюча норма, що технології збереження добре розроблені, що витрати прийнятні і що повномасштабна демонстрація цього незабаром буде можлива в декількох країнах.

5.Основні заходи захисту населення від іонізуючого випромінювання.

Як уже відзначалося, біологічний вплив різних видів випромінювання неоднозначний, тобто та сама поглинена доза гама- і альфа- випромінювання приводить до різного біологічного ефекту.

Характер радіаційної поразки організму визначається не тільки видом випромінювання, але і в значній мірі залежить від того яким було опромінення – зовнішнім чи внутрішнім.

Одним з варіантів тимчасового захисту населення від радіоактивного зовнішнього опромінення, у комплексі з іншими заходами, є використання для цих цілей захисних властивостей усіляких будинків, споруд, глибинних сховищ, споруджень метрополітену, підземних гаражів, підвалів і т.д. Це зв'язано з тим, що проходячи через різні матеріали, потоки гама- і нейтронного випромінювань послабляються. Здатність того чи іншого матеріалу послабляти іонізуючі випромінювання характеризують «шаром половинного ослаблення», тобто товщиною шару чи матеріалу, що зменшує дозу випромінювання в 2 рази. Значення шарів половинного ослаблення для деяких матеріалів приведені в наступній таблиці:

Таблиця 6

У середньому приблизно дві третини ефективної еквівалентної дози опромінення, що людина одержує від природних джерел радіації, надходить від радіоактивних речовин, що потрапили в організм з їжею, водою і повітрям. Перш ніж потрапити в організм людини радіоактивні речовини проходять по складних маршрутах у навколишнім середовищі і це приходиться враховувати при оцінці доз опромінення, отриманих від якого-небудь джерела. Радіоактивні речовини, що випадають на поверхню землі, включаються в біологічний круговорот речовин, насамперед через рослини.

Одним з істотних бар'єрів, що перешкоджають включенню продуктів розпаду в біологічний цикл, є ґрунт , що їх накопичує. У відмінності від більшості продуктів розподілу ⁹⁰ Sr порівняно легко десорбірується катіонами нейтральних солей, що полегшує його надходження в рослини і нагромадження в урожаї.

З метою скорочення надходження ⁹⁰ Sr і деяких інших радіонуклідів в організм людини і тварин необхідно знижувати інтенсивність їхнього залучення в біологічний круговорот через рослини. Оскільки ⁹⁰ Sr концентрується, як правило, у верхньому шарі ґрунту товщиною близько 5 см (до 70% - 80%), його можна перевести глибоким переорюванням в нижні шари ґрунту, до яких не доходить коренева система рослин. На глибині 25-30 см він не буде сильно впливати на життя рослин. Необхідно відзначити також, що застосування деяких агротехнічних заходів, таких, як внесення в ґрунт органічних добрив і вапна знижує надходження в рослини ⁹⁰ Sr.

Необхідно також прийняти міри, що запобігають надходженню в організм радіоактивних речовин із їжею та водою.Запаси продовольства і води варто зберігати у пило-водонепроникних ємкістях. Якщо запаси продовольства виявилися зараженими і виникла необхідність споживання заражених продуктів, то їх необхідно піддати дезактивації. Наприклад, достатньо свіжі фрукти і овочі обмити чи зняти з них шкірку. Погано дезактивуються продукти, що мають пористу поверхню, вони підлягають знищенню чи відлежуванню. Молоко від корів, що знаходяться в зоні радіоактивного зараження, у зв'язку з наявністю в ньому радіоактивного йоду, можливо, виявиться непридатним для вживання в їжу, тому що радіоактивність молока може зберігатися на протязі декількох тижнів.

При зараженні водойм радіоактивні речовини можуть надходити в організм людини по біологічних ланцюжках вода-водорості, планктон-риба-людина чи, якщо водойма служить для питного водопостачання безпосередньо по ланцюжку вода-людина. На водопровідних станціях питна вода, що забирається з підземних джерел, може бути очищена від радіоактивних речовин осадженням часток з наступною фільтрацією. Питна вода, одержувана з підземних свердловин або, яка зберігається в герметичних емкістях, звичайно не піддається зараженню радіоактивними речовинами.

Деякі харчові речовини володіють профілактичною радіозахисною дією чи здатністю зв'язувати і виводити з організму радіонукліди. До них відносяться полісахариди(пектин, декстрин), фенильні і фітинові з'єднання, етиловий спирт, деякі жирні кислоти, мікроелементи, вітаміни, ферменти, гормони. Радіостійкість організмів підвищують деякі антибіотики (біоміцин, стрептоцин) та наркотики.

Пектинові речовини (пектин, пектинова кислота). Пектин – речовина, яка дуже схожа на варення або желе, приготовлених із плодів. У процесі засвоєння їжі пектин перетворюється в кислоту, яка з'єднується з радіонуклідами і токсичними важкими металами. Утворюються нерозчинні солі, що не всмоктуються через слизову шлунково-кишкового тракту і виділяються з організму з калом.

Вітаміни. До дуже важливих радіозахисних з'єднань відносяться так називані "вітаміни протидії". У першу чергу це відноситься до вітамінів групи В и С. Хоча на думку фахівців одна аскорбінова кислота не має захисну дію, але вона підсилює дію вітамінів В и Р.

У той час як радіоактивні елементи приводять до руйнування стінок кровоносних судин, спільна дія вітамінів Р и С відновлює їхню нормальну еластичність і проникність. Радіонукліди руйнують кров, знижують кількість еритроцитів і активність лейкоцитів, а вітаміни В₁ , В₃ , В₆ , В₁₂ поліпшують регенерацію кровотворення, прискорення відновлення еритроцитів і лейкоцитів. Якщо випромінювання знижує згортання крові, то вітаміни Р и К₁ нормалізують цей процес.

Етиловий спирт. Володіє вираженою профілактичною радіозахистною дією на різноманітні організми: людини, тварин, бактерій. При введенні в живильну суміш етилового спирту виживаність бактерій підвищується на 11 - 18%, спирт захищає від загибелі майже всіх мишей, опромінених рентгенівськими променями в дозі 600 рентгенів.

Серед заходів щодо скорочення надходження активних речовин в організм людини важливе місце приділяється використанню засобів захисту органів дихання. Для цієї мети придатні в першу чергу респіратори різних типів (Р-2, Р-2д, "Пелюсток", "Астра" і інші). При відсутності респіраторів можуть бути використані протигази і найпростіші засоби захисту органів дихання, такі, як ватно-марлева пов'язка й інші. Застосовуються ці засоби в період випадання радіоактивних речовин і протягом декількох наступних діб, коли радіоактивні речовини можуть попадати в повітря в результаті вторинного пилоутворення володіючи при цьому високою активністю.

Основними положеннями, що визначають характер захисту від гамма-випромінювання на забрудненій території є:

· Потужність дози гамма-випромінювання найбільш висока на початку після випадання радіоактивних опадів, тому захист від гамма-випромінювання необхідно здійснювати буквально з першої години, навіть з перших хвилин випадання радіоактивних опадів. Початок випадання виявляється різким підвищенням рівня радіації.

· Перебування в будь-якому будинку чи споруді знижує дозу гамма-опромінення, тому що радіоактивні опади, що забруднили місцевість, пропорційні коефіцієнту ослаблення гамма-випромінювання, визначеним для будівлі цього типу.

· Унаслідок того, що потужність дози гама-випромінювання знижується швидше спочатку, укриття людини в спорудженнях з визначеним коефіцієнтом ослаблення на той самий термін не завжди рівноцінно. У першу добу після випадання радіоактивних опадів укриття рятує людину від дії випромінювання в значно більшій дозі, ніж у другу і тим більше в наступну добу.

На основі вищесказаного для захисту від зовнішнього гамма-випромінювання на забрудненій території розроблена практично важлива рекомендація, що полягає в тім, що перший час після випадання радіоактивних опадів раціонально рекомендувати такий режим радіаційного захисту, щоб при ньому коефіцієнт ослаблення гамма-випромінювання укриттями чи середня добова захищеність були вище, ніж надалі.

6. Лекція на тему: "Радіація та її вплив на людину".

Вступ.

Зараз основною задачею людства в області радіаційного контролю – не допустити помітного збільшення радіоактивності, що створена природою, тобто недопущення збільшення природного радіаційного фону. Для рішення такої задачі людству необхідно мати представлення про фізико-хімічну основу такого явища як радіоактивність; знати як взаємодіє іонізуюче випромінювання з речовиною та, обов’язково, як впливає радіація на живий організм; а також мати деякі знання по дозам та заходам захисту населення від дії іонізуючого випромінювання. Для нас ця тема особливо актуальна тим, що на Україні працює чотири атомних електростанції, є родовища уранової руди, а також вже відбулася аварія в 1986 році на Чорнобильській атомній електростанції. Тому необхідно деякі початкові знання про ядерну енергію надавати ще школярам. Більшість теперішніх учнів отримають такі знання тільки в школі.

Атомна енергетика в Україні почала свій відлік з 1977р., коли було введено до експлуатації перший блок Чорнобильської АЕС. За період з 1977 по 1989 рр. було введено 16 енергоблоків загальною потужністю 14800 МВт на 5 атомних станціях: Запорізькій, Рівненській, Хмельницькій, Чорнобильській, Південноукраїнській.

Зараз на Україні діє 4 атомних електростанції: Рівненська, Хмельницька, Південноукраїнська та Запорізька. П’ята – Чорнобильська АЕС – була законсервована в 2003 році. В Україні більше 50% електроенергії виробляється на атомних електростанціях. А якщо введуть в експлуатацію на Рівненській та Хмельницькій АЕС ще по одному блоку, то виробництво електроенергії від АЕС буде приблизно 60% від загальної кількості.

Україна має п’ять регіональних підприємств Державного об’єднання “Радон” по поводженню з радіоактивними відходами, які приймають на збереження радіоактивні відходи від усіх галузей народного господарства (крім ядерної енергетики). Вони знаходяться поблизу Києва, Харкова, Львова, Донецька та Дніпропетровська.

В нормальному робочому стані атомні електростанції наносять екології країни не більшу шкоду, ніж теплові або гідроелектростанції. Тим більше, що запаси вуглеводневої сировини у нас на Україні дуже не значний. Тому зазначену сировину необхідно купувати, а уранова руда у нас своя, але її необхідно збагачувати за кордоном. Вугілля також, подібно більшості інших природних матеріалів, містить незначні кількості первинних радіонуклідів. Останні після спалювання вугілля попадають у навколишнє середовище, де можуть служити джерелом опромінення людей. Тобто теплові електростанції також є джерелами радіоактивного випромінювання. Можна говорити також про ціну 1 кВт·год. Порівняно дорога 1 кВт·год вироблена на теплових електростанціях, дешевше – на атомних електростанціях, і сама дешева – на гідроелектростанціях. Але іноді на АЕС трапляються аварії, що наносять великої шкоди навколишньому середовищу. Так аварія на Чорнобильській АЕС (26 квітня 1986 р.) є найбільшою екологічною катастрофою. В результаті понад 41 тис. км² території було забруднено радіонуклідами. Її наслідки виходять далеко за межі проблем довкілля і переростають у ряд медичних, біологічних та психологічних проблем.

У нас на Україні знаходяться поклади уранової руди. Підприємства по видобутку та переробці уранової руди знаходяться у Дніпропетровській, Миколаївській та Кіровоградській областях і належать до виробничого об’єднання “Східний гірничо-збагачувальний комбінат”. Недоліком у розробці покладів уранової руди є її дорожнеча – поклади знаходяться глибоко під землею.

Види випромінювання

Іонізуючим називається випромінювання, яке здатне прямо або не прямо іонізувати середовище. До нього відносять рентгенівське і гама- випромінювання, а також випромінювання, яке складається з потоків заряджених або нейтральних частинок, які мають достатню енергію для іонізації.

Радіоактивні речовини звичайно випускають альфа-, бета-частинки та гама-випромінювання, нейтрони ( іноді можуть бути протони і важкі ядра ).

Згадаємо з курсу середньої школи, що альфа-частинки – це позитивно заряджені атоми гелію. Вони володіють великою іонізаційною та малою проникаючою здібностями. Альфа-частинки можуть пройти шар повітря товщиною не більше 11 см або шар води до 150 мкм. Бета-частинки – це електрони. Кількість іонізованих та збуджених атомів, які утворюються під дією альфа-частинки на одиниці довжини шляху в середовищі, в сотні разів більше, ніж у бета-частинки. А гама-випромінювання – це електромагнітне випромінювання високої енергії, що володіє великою проникаючою здатністю. Його іонізуюча здатність значно менше, ніж у альфа- чи бета-частинок.

Бета-частинки можуть проникати через верхній шар шкіри (0.07 мм). А бета-частинки з великою енергією можуть пройти через шар алюмінію до 5 мм.

Альфа-частинки мають дуже високу іонізаційну здатність, це пояснюється тому, що маса альфа-частинки в 8000 разів більша ніж маса електрона, а за нейтрон в 2 раза. Біологічна ефективність кожного виду іонізуючого випромінювання знаходиться в залежності від питомої іонізації. Так, наприклад, альфа-частинки з енергією 3 Мев утворять 40 000 пар іонів на одному міліметрі шляху, бета-частинки з такою же енергією – до чотирьох пар іонів. Зовнішнє опромінення альфа- і бета-випромінюваннями менш небезпечно, тому що альфа- і бета-частинки мають невелику величину пробігу в тканині і не досягають кровотворних і інших органів.

Нейтрони, як і фотони, непрямо іонізуючі частинки, іонізація середовища в полі нейтронного випромінювання проводиться зарядженими частинками, які з’являються при зіткненні нейтронів з речовиною.

Таблиця 1

Властивості радіоактивного природного випромінювання

Види і одиниці вимірювання доз опромінення.

Біологічну дію іонізуючого випромінювання умовно можна розділить на: первинні фізико-хімічні процеси, що виникають в молекулах живих клітин та порушення функцій організму як наслідок первинних процесів – біологічний.

Початковий етап розвивається на атомарному рівні – іонізація і збудження атомів. Час протікання цього процесу складає 10^-16 -10^-14 с. Це фізико-хімічний етап радіаційного впливу на живий організм

Первинним фізичним актом взаємодії іонізуючого випромінювання з біологічним об'єктом є іонізація. Саме через іонізацію відбувається передача енергії об'єкту. Не можливо прямо виміряти іонізацію об’єкта. Тому найкращим способом вимірювання енергії є доза опромінення.

Доза випромінювання – це кількість енергії іонізуючого випромінювання, поглиненої одиницею маси середовища, що опромінюється. Розрізняють експозиційну, поглинену й еквівалентну дози випромінювання. Для визначення поглиненої енергії будь-якого виду випромінювання в середовищі прийняте поняття поглиненої дози випромінювання.

Поглинена доза випромінювання визначається як енергія, поглинена одиницею маси речовини, що опромінюється. За одиницю поглиненої дози випромінювання приймається джоуль на кілограм (Дж/кг).

У системі СІ поглинена доза виміряється в греях (Гр). 1Гр – це така поглинена доза, при якій 1 кг речовини, що опромінюється, поглинає 1 Дж енергії, тобто 1 Гр = 1 Дж/кг . Поглинена доза залежить від матеріалу, що опромінюється. Так історично склалось, що еталонним матеріалом є повітря.

Для оцінки біологічного впливу іонізуючого випромінювання використовується еквівалентна доза D_екв . Вона залежить від коефіцієнта відносної біологічної ефективності даного виду випромінювання η .

Для рентгенівського, гама-, бета- випромінювань η =1; для альфа-випромінюванняη = 20; для нейтронів η =3÷10.

Одиницею вимірювання еквівалентної дози в системі СІ використовується зіверт (Зв), названий на честь одного з перших дослідників по радіаційній безпеці. 1Зв = 100 бер =1 Гр×η ·

Для характеристики джерела випромінювання по ефекту іонізації застосовується так названа експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань. Експозиційна доза виражає енергію випромінювання, перетворену в кінетичну енергію заряджених часток в одиниці маси атмосферного повітря.

За одиницю експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань приймається кулон на кілограм – 1 Кл/кг. Кулон на кілограм – експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань, при якій сполучена з цим випромінюванням корпускулярна емісія на кілограм сухого повітря при нормальних умовах (при t₀ = 0°C і тиску 760 мм рт. ст.) робить у повітрі іони, що несуть заряд в один кулон електрики кожного знаку.

Несистемною одиницею експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань є рентген. Рентген – це доза гамма-випромінювання, під дією якої в 1см³ сухого повітря при нормальних умовах (t =0°C і тиску 760 мм рт. ст.) створюються іони, що в одиниці об’єму несуть одну електростатичну одиницю електрики одного знака. Дозі в 1Р відповідає утворенню 2,08·10⁹ пар іонів у 1см³ повітря. Випромінювання може вимірятися в рентгенах - Р, мілірентгенах - мР чи мікрорентгенах - мкР (1 Р = 10³ мР = 10⁶ мкР). Рентген – це випромінювання від 1 гр радія на відстані 1м.

Отже, для одержання експозиційної дози в один рентген потрібно, щоб енергія, витрачена на іонізацію в одному кубічному сантиметрі повітря (чи грамі), відповідно дорівнювала

1 Р = 2,58·10^{- 4} Кл/кг або 1 P = 3,86·10^-3 Дж/кг

Джерела іонізуючих випромінювань характеризуються активністю , що визначається кількістю ядерних розпадів за проміжок часу.

У системі СІ одиницею вимірювання активності є бекерель (Бк), названий на честь Анрі Бекереля, який виявив у 1896 р., що джерелом невидимого випромінювання є уран. 1 Бк – це один розпад за секунду. Несистемною одиницею є кюрі (Ки), також названий на честь подружжя Марії Складовської-Кюрі і П’єра Кюрі, які виявили невидиме випромінювання у торію, а потім у полонію та радію.

1 Ки = 3,7·10¹⁰ Бк.

Поглинена доза випромінювання й експозиційна доза рентгенівського і гамма-випромінювань, поділені на одиниці часу, називаються відповідно потужністю поглиненої дози випромінювання і потужністю експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань (Р_погл і Р_експ ).

За одиницю потужності поглиненої дози випромінювання і потужності експозиційної дози прийнятий відповідно ват на кілограм (Вт/кг) і ампер на кілограм (А/кг).

Несистемними одиницями потужності поглиненої дози випромінювання і потужності експозиційної дози рентгенівського і гамма-випромінювань відповідно є рентген в секунду ( р/сек):

Співвідношення між одиницями СІ і несистемними одиницями активності і характеристик поля випромінювання:

Таблиця 2

Природний фон.

Основну частину опромінення населення земної кулі одержує від природних джерел радіації. Всі дозиметри вимірюють потужність дози. Якщо людина хоче виміряти дозу опромінення, то необхідно час перебування біля радіоактивного джерела помножити на показання дозиметра в цьому місці(Р/год). Нормальним радіаційним фоном є 15-20 мкР/год. Ці цифри залежать від того, в якій місцевості проживає людина. Наприклад, якщо людина проживає в зоні вапняків, то вона може отримати 0,3 мЗв за рік, у зоні осадових порід – 0,5 мЗв за рік, а у зоні гранітів – 1,2 мЗв за рік. Людина піддається опроміненню двома способами. Радіоактивні речовини можуть знаходитися поза організмом і опромінювати його зовні. Основна частина населення отримує опромінення за рахунок природних джерел радіації. У цьому випадку говорять про зовнішнє опромінення. Але радіоактивні речовини можуть виявитися й у їжі, і у воді, і в повітрі і потрапити всередину організму разом з їжею, чи через органи дихання. Такий спосіб опромінення називається внутрішнім. Попадання твердих часток у дихальні органи залежить від розміру часток. Частки розміром менше 0,1 мкм при вході разом з повітрям попадають у легені, а при видиху видаляються. У легенях залишається тільки невелика частина. Великі частки розміром більше 5 мкм майже усі затримуються носовою порожниною.

Земна радіація обумовлена тим, що основні радіоактивні ізотопи, що зустрічаються в гірських породах Землі – це калій-40, рубідій-87 і члени інших радіоактивних сімейств, включені до складу Землі із самого її народження. Вони беруть початок відповідно від урану-238 і торію-232 , що є довгоживучими ізотопами. Рівні земної радіації також неоднакові для різних місць і залежать від концентрації радіонуклідів у тій чи іншій ділянці земної кори.

У середньому дві третини ефективної еквівалентної дози опромінення, що людина одержує від природних джерел радіації, випромінювання яке надходить від радіоактивних речовин, які потрапили в організм із їжею, водою і повітрям. Невелика частина цієї дози приходиться на радіоактивні ізотопи типу вуглецю-14 і тритію, що утворюються під впливом космічної радіації. Все інше надходить від джерел земного походження. У середньому людина одержує близько 180 мкЗв у рік за рахунок калію-40, що засвоюється організмом разом з нерадіоактивними ізотопами калію, необхідними для життєдіяльності організму.

Найбільш вагомим із усіх природних джерел радіації є важкий газ (у 7,5 разів важче повітря) - радон . У природі радон зустрічається в двох формах: у виді радону-222 , члена радіоактивного ряду, утвореного продуктами розпаду урану-238 , і у виді радону - 220 , члена радіоактивного ряду торія-232. Основну частину дози опромінення від радону людина одержує, знаходячись у закритому, не провітрюваному приміщенні. Концентрація радону в закритих приміщеннях у середньому у вісім разів вище, ніж у зовнішнім атмосфернім повітрі.

Радон концентрується в повітрі усередині приміщень лише тоді, коли вони в достатній мірі ізольовані від зовнішнього середовища. Надходячи усередину приміщення тим чи іншим шляхом (просочуючись через фундамент і підлогу, чи ґрунт, вивільняючись з матеріалів, використовуваних у конструкції будинку), радон накопичується в ньому. У результаті в приміщенні можуть виникати досить високі рівні радіації. Тому необхідно провітрювати приміщення, не залежно від того знаходиться це приміщення в підвальному приміщенні чи ні.

Вплив радіації на живий організм.

Відомо, що 70-80% загального складу тканини людини складає вода. У результаті іонізації молекули води утворюють вільні радикали Н⁺ і ОН^– за такою схемою:

H₂ O⁺ → H⁺ + OH^–

Також утвориться вільний радикал гідроперекису (H₂ O^– ) і перекис водню (H₂ O₂ ), що є сильними окислювачами.

Вільні радикали й окислювачі, що утворюються в процесі радіолізу води, володіють високою хімічною активністю і вступають у хімічні реакції з молекулами білків, ферментів і інших структурних елементів біологічної тканини, що приводить до зміни біологічних процесів в організмі. У результаті порушуються обмінні процеси, придушується активність ферментних систем, сповільнюється і припиняється ріст тканин, виникають нові хімічні сполуки, не властиві організму – токсини. Це приводить до порушень життєдіяльності окремих функцій чи систем організму в цілому. У залежності від величини поглиненої дози й індивідуальних особливостей організму, викликані зміни можуть бути оборотними чи необоротними.

Найважливіші біологічні реакції організму людини на вплив іонізуючого випромінювання умовно розділені на дві групи. До першої відноситься променева хвороба, до другої – віддалені наслідки, що у свою чергу розділяються на соматичні (вплив на тіло і кісти) і генетичні ефекти.

Променева хвороба. У випадку однократного опромінення людини значною дозою радіації на короткий термін ефект від опромінення спостерігається вже в першу добу, а ступінь хвороби залежить від величини поглиненої дози. При дозах опромінення більш 1 Зв можливий розвиток променевої хвороби, тяжкість проходження якої залежить від дози опромінення. Дози однократного опромінення 6-10 Зв при відсутності медичної допомоги вважаються в 100 % випадків смертельними.

Віддалені наслідки. До віддалених наслідків соматичного характеру відносяться різноманітні біологічні ефекти, серед яких найбільш істотними є лейкемія, злоякісні утворення, катаракта кристалика ока і скорочення тривалості життя.

Лейкемія – відносно рідке захворювання. Імовірність виникнення лейкемії складає 1-2 випадків на рік на 1 млн. населення при опроміненні всієї популяції дозою 0,01 Зв.

Злоякісні утворення . Перші випадки розвитку злоякісних утворень від впливу іонізуючої радіації описані ще на початку XX сторіччя. Це були випадки раку шкіри кистей рук у працівників рентгенівських кабінетів. Надалі була виявлена можливість виникнення остеосарком при вмісті альфа-радіоактивні ізотопи в організмі в кількостях порядка 0,5 мкКи. Але точно вказати мінімальні дози не можливо.

Вивчення генетичних наслідків опромінення зв'язано з великими труднощами. По-перше, мало відомо про те, які ушкодження виникають у генетичному апараті людини при опроміненні; по-друге, повне виявлення всіх спадкоємних дефектів відбувається лише протягом багатьох поколінь; і, по-третє, ці дефекти неможливо відрізнити від тих, котрі виникли з інших причин.

Близько 10% усіх живих немовлят мають ті або інші генетичні дефекти, починаючи від необтяжливих фізичних недоліків типу дальтонізму і кінчаючи такими важкими станами, як синдром Дауна, хорея Гентингтона і різні пороки розвитку. Багато хто з ембріонів і плодів з важкими спадкоємними порушеннями не доживають до народження. Але навіть якщо діти зі спадкоємними дефектами народжуються живими, імовірність для них дожити до свого першого дня народження в п'ять разів менше, ніж для нормальних дітей.

Генетичні порушення можна віднести до двох основних типів: хромосомні аберації, що включають зміни числа або структури хромосом, і мутації в самих генах. Генні мутації підрозділяються далі на домінантні (які виявляються відразу в першому поколінні) і рецесивні (які можуть проявитися лише в тому випадку, якщо в обох батьків мутантним є той самий ген; такі мутації можуть не проявитися протягом багатьох поколінь або не виявитися взагалі). Обидва типи аномалій можуть привести до спадкоємних захворювань у наступних поколіннях, а можуть і не проявитися взагалі. інші дослідження цього не підтверджують.

Трохи насторожує повідомлення про те, що в людей, що одержали малі надлишкові дози опромінення, дійсно спостерігається підвищений зміст кліток крові з хромосомними порушеннями. Але біологічне значення таких ушкоджень і їхній вплив на здоров'я людини не з'ясовані.

Деякі радіоактивні речовини накопичуються в окремих внутрішніх органах. Наприклад, джерела альфа-випромінювання (радій, уран, плутоній), бета-випромінювання (стронцій і ітрій) і гамма-випромінювання (цирконій) відкладаються в кісткових тканинах. Усі ці речовини важко виводяться з організму.

Дія іонізуючого випромінювання на організм не відчутна людиною. Тому це небезпечно. Дозиметричні прилади є як би додатковим “органом почуттів”, призначеним для сприйняття іонізуючого випромінювання.

У результаті впливу іонізуючого випромінювання порушується нормальний плин біохімічних процесів і обмін в організмі.

Орієнтовні дози і можливі наслідки опромінення:

· 4500 м3в – важкий ступінь променевої хвороби (помирає 50% опромінених).

· 1000 м3в – нижній рівень розвитку легкого ступеня променевої хвороби.

· 750 мЗв – незначна короткочасна зміна складу крові.

· 200-300 мЗв – опромінення під час рентгенографії шлунка (місцеве).

· 2-3 мЗв – опромінення при рентгенографії зубів.

· 2-3 мЗв – флюорографія легень.

· 1-2 мЗв – фонове опромінення за рік.

· 0,1 мЗв – перегляд одного футбольного матчу(0,05 мЗв – телевізор і монітор за 1 годину )

· 0,01-1 мЗв – польоти на літаку в залежності від висоти та тривалості перельоту.

При впливі іонізуючого опромінення летальна доза для ссавців складає 10 Зв, а енергія, що поглинається при цьому тканинами й органами тварин, могла б підвищити їхню температуру усього на тисячні частки градуса.

Поглинена доза випромінювання, що викликає уразку окремих частин тіла, а потім смерть, перевищує смертельну поглинену дозу опромінення всього тіла. При абсолютній смертельній дозі, що дорівнює для людини 10 Зв на все тіло, в 1 см³ тканини утворюється одна іонізована молекула на 10 мільйонів молекул.

Ступінь чутливості різних тканин до опромінення неоднакова. Якщо розглядати тканини органів у порядку зменшення їхньої чутливості до дії опромінювання, то одержимо наступну послідовність: лімфатична тканина, лімфатичні вузли, селезінка, кістковий мозок, зародкові клітини. Велика чутливість кровотворних органів до радіації лежить в основі визначення характеру променевої хвороби.

Важливим фактором при впливі іонізуючого випромінювання на організм є час опромінення . Зі збільшенням потужності дози вражаюча дія випромінювання зростає. Чим більш дробове випромінювання за часом, тим менше його вражаюча дія.

Зовнішнє опромінення альфа- і бета-випромінюваннями менш небезпечно, тому що альфа- і бета-частинки мають невелику величину пробігу в тканині і не досягають кровотворних і інших органів.

Ступінь поразки організму залежить від розміру поверхні , що опромінюється. Зі зменшенням поверхні, що опромінюється, зменшується і біологічний ефект. Індивідуальні особливості організму людини виявляються лише при невеликих поглинених дозах.

Чим молодша людина, тим вища її чутливість до опромінення, особливо висока вона в дітей. Доросла людина у віці 25 років і більше найбільш стійка до опромінення.

При попаданні радіоактивних речовин всередину організму, вражаючу дію роблять в основному альфа-джерела, а потім бета- і гама-джерела, тобто в зворотній зовнішньому опроміненню послідовності. Слід альфа-частинки, що має високу густину іонізації, руйнує слизову оболонку, що є слабким захистом внутрішніх органів у порівнянні з зовнішнім покривом.

Ступінь небезпеки залежить також від швидкості виведення речовини з організму. Якщо радіонукліди, що потрапили усередину організму однотипні з елементами, що споживаються людиною, то вони затримуються на тривалий час в організмі, заміщуючи не радіоактивні елементи (натрій, хлор, калій і інші).

Висновки

В результаті зробленої випускної роботи визначені наступні етапи:

1. Охарактеризований вплив іонізуючого випромінювання на організм людини.

2. Порівняно вплив на організм різних видів випромінювання.

3. Визначені основні методи та способи захисту населення від радіації.

4. Визначені особливості розвитку атомної енергетики України.

5. Порівняні дози випромінювання від фонового випромінювання для середньої людини з різних джерел(книги та газети).

7. Забезпечення рівня фізичного захисту під час захоронення

радіоактивних відходів.

Атомна енергетика в Україні почала свій відлік з 1977р., коли було введено до експлуатації перший блок Чорнобильської АЕС. Згідно з планами розвитку атомної енергетики в колишньому Радянському Союзі, на території України повинно було бути споруджено 9 АЕС. За період з 1977 по 1989 рр. було введено 16 енергоблоків загальною потужністю 14800 МВт на 5 атомних станціях: Запорізькій, Рівненській, Хмельницькій, Чорнобильській, Південноукраїнській. Проекти будівництва Чигиринської та Харківської АЕС були анульовані через серйозні геологічні помилки при виборі місця для проммайданчиків.

Зараз на Україні діє 4 атомних електростанції: Рівненська, Хмельницька, Південно-Українська та Запорізька. П’ята – Чорнобильська АЕС – була законсервована в 2003 році.

Впродовж кількох десятиліть в Україні здійснюється масштабна ядерна програма, але тільки з набуттям незалежності в національному законодавстві проголошено пріоритет безпеки людини і довкілля як основи державної політики в ядерній галузі. Згідно закону України “Про поводження з радіоактивними відходами” (від 30.06.95) основними принципами державної політики у сфері поводження з радіоактивними відходами є:

· пріоритет захисту життя та здоров'я персоналу, населення та навколишнього природного середовища від впливу радіоактивних відходів згідно з державними нормами радіаційної безпеки;

· розмежування функцій державного контролю та управління у сфері поводження з радіоактивними відходами;

· реалізація державної політики у сфері поводження з радіоактивними відходами шляхом розробки та виконання довгострокової Державної програми поводження з радіоактивними відходами;

· перегляд і затвердження Державної програми поводження з радіоактивними відходами кожні 3 роки;

· забезпечення мінімального рівня утворення радіоактивних відходів, якого можна досягти на практиці;

· недопущення неконтрольованого накопичення радіоактивних відходів;

· забезпечення державного нагляду за поводженням з радіоактивними відходами;

· прийняття рішень щодо розміщення нових сховищ радіоактивних відходів з участю громадян, їх об'єднань, а також місцевих органів державної виконавчої влади і органів місцевого самоврядування;

· гарантування надійної ізоляції радіоактивних відходів від навколишнього природного середовища при обґрунтуванні безпеки сховищ радіоактивних відходів;

· зберігання радіоактивних відходів у виробників відходів обмежений час з наступною передачею спеціалізованим підприємствам по поводженню з радіоактивними відходами;

· відповідальність виробників радіоактивних відходів за безпеку під час поводження з радіоактивними відходами до передачі їх спеціалізованим підприємствам по поводженню з радіоактивними відходами;

· заборона проведення робіт по захороненню радіоактивних відходів юридичним і фізичним особам, внаслідок діяльності яких утворюються радіоактивні відходи та які поставляють і використовують радіоактивні речовини, ядерні установки;

· міжнародне співробітництво у сфері поводження з радіоактивними відходами;

· активна науково-дослідницька діяльність у сфері поводження з радіоактивними відходами.

Досвід розвинутих ядерних держав свідчить про те, що безпечне використання ядерних технологій пов’язане з вирішенням численних і складних проблем і можливе тільки за умов ефективного регулювання безпеки, управління нею та наявності адекватного наукового, аналітичного, технічного, методичного та експертного супроводу.

Україна має п’ять регіональних підприємств Державного об’єднання “Радон” по поводженню з радіоактивними відходами, які приймають на збереження радіоактивні відходи від усіх галузей народного господарства (крім ядерної енергетики). Вони знаходяться поблизу Києва, Харкова, Львова, Донецька та Дніпропетровська. Ці підприємства, як і АЕС, не мають повного технологічного циклу переробки відходів у форму, безпечну для зберігання і захоронення.

У 30-кілометровій зоні Чорнобильської АЕС в об’єкті “Укриття” зберігаються радіоактивні та ядерні матеріали, які утворились внаслідок аварії на 4-му енергоблоці.

Підприємства по видобутку та переробці уранової руди знаходяться у Дніпропетровській, Миколаївській та Кіровоградській областях і належать до виробничого об’єднання “Східний гірничо-збагачувальний комбінат”.

Видобування уранової руди в Україні, головним чином, провадиться на 3-х виробничих майданчиках: Жовтоводському, Кіровоградському та Смолінському рудниках. Але збагачення уранової руди в Україні не відбувається, так як не має необхідних підприємств. Видобуту уранову руду Україна експортує за кордон, зокрема в Росію, де збагачується. Збагачена руда повертається назад в Україну, де і використовується як паливо для АЕС.

Україна належить до країн з дуже розвинутим використанням джерел іонізуючого випромінювання у багатьох сферах господарства і наукової діяльності. На даний час існує кілька тисяч підприємств та організацій (тільки по місту Києву їх близько 400), які використовують понад десятки тисяч джерел іонізуючого випромінювання.

Проблема поводження з відпрацьованим ядерним паливом в Україні гостро постала в зв’язку з порушенням традиційної практики відправлення відпрацьованих тепловидатних збірок в Росію на переробку та захоронення.

Основними виробниками радіоактивних відходів і місцями їх концентрації на сьогодні є:

· АЕС (відпрацьоване ядерне паливо та експлуатаційні радіоактивних відходів);

· урановидобувна і переробна промисловість;

· медичні, наукові, промислові та інші підприємства і організації;

· українське державне об’єднання “Радон”;

· зона відчуження Чорнобильської АЕС .

85-90% радіоактивних відходів України є низько- і середньоактивними. Високоактивні радіоактивні відходи, в основному, накопичуються на атомних електростанціях у спеціальних сховищах.

Головними осередками накопичення найбільшої кількості високорадіоактивних відходів в Україні є атомні станції, на яких здійснюється їх часткова первинна переробка та тимчасове зберігання. На атомних електростанціях не існує повного циклу первинної переробки відходів відповідно до вимог норм, правил (ОСП) та стандартів з ядерної та радіаційної безпеки (НРБУ-97), що призводить до нераціонального використання сховищ та збільшує ризик радіаційних аварій.

Основні санітарні правила (ОСП) роботи з джерелами іонізуючого випромінювання включають:

· вимоги до розміщення установок з радіоактивними речовинами і джерелами іонізуючого випромінювання;

· вимоги до організації робіт з ними;

· вимоги до поставки, обліку та перевозу;

· вимоги до роботи з закритими джерелами;

· вимоги до опалення, вентиляції та пило-, газоочистки при роботі з джерелами;

· вимоги до водозабезпечення і каналізації;

· вимоги до збору, видаленню та знешкодженню відходів;

· вимоги до змісту й дезактивації робочих приміщень та обладнання;

· вимоги по індивідуальному захисту та в власної гігієни;

· вимоги до проведення радіаційного контролю;

· вимоги по попередженню радіаційних аварій та ліквідацій їх наслідків.

Одне з найбільш хвилюючих питань ядерного паливного циклу – це питання розміщення і збереження радіоактивних відходів.

За агрегатним станом радіоактивні відходи поділяються на слідуючи види: рідкі, тверді та газоподібні.

По фізичним та хімічним властивостям рідкі радіоактивні відходи класифікуються:

· на гомогенні та гетерогенні;

· на органічні (масла, емульсії масел у воді);

· на неорганічні.

Тверді радіоактивні відходи класифікуються в залежності від:

· ступеню радіоактивного зараження – на групи I, II та III;

· фізичної природи – на горючі та негорючі;

· методу переробки – на ті, що піддаються пресовці, що підлягають спалюванню, що підлягають переплавці, що підлягають подрібненню та ті, що не переробляються.

Тверді радіоактивні відходи повинні бути класифіковані в залежності від:

· кількості і типу активності та радіонуклідного вмісту – на відходи низького рівня(нижче 1• 10^-5 Ки/л), проміжного рівня (від 1• 10^-5 до 1 Ки/л) і високого рівня (1 Ки/л і більше);

· методів переробки – на ті, що піддаються пресовці, що підлягають спалюванню, що підлягають переплавці, що підлягають подрібненню та ті, що не переробляються

· пожежної безпеки – на горючі та негорючі.

Найбільш важливе питання - це питання про високорадіоактивні відходи. У роботі з ними існують два різних підходи: перший полягає в переробці вичерпаного палива для виділення високорадіоактивних відходів і їхня переробка та поховання, а другий – це в пряме поховання високорадіоактивних відходів.

При "спалюванні" ядерного палива в реакторних установках утворюються продукти розпаду, це, наприклад, такі як ізотопи барію, стронцію, цезію, йоду, криптону і ксенону (Ba, Sr, Cs, I, Kr, і Xe). Багато з ізотопів, що утворюються, накопичуються в межах самого палива. Вони високорадіоактивні, і відповідно, недовговічні.

Ці атоми формуються з частини палива, що розпадається, а ізотопи плутонію Pu-239, Pu-240 і Pu-241, а також і деякі ізотопи інших трансуранових елементів, які формуються з атомів U-238 в активній зоні ядерного реактора при поглинанні ними нейтронів з наступним бета-розпадом. Усі ці ізотопи радіоактивні і крім плутонію, що розпадається, який "спалюється", залишаються у вичерпаному паливі, коли його видаляють з реактора. Більшість трансуранових ізотопів формує довгоживучу частину високорівневих відходів.

Іншим фактором у роботі з відходами є час, протягом якого вони залишаються небезпечними. Цей час залежить від видів радіоактивних ізотопів, що містяться в них, і характеризується періодом напіврозпаду цих ізотопів. Період напіврозпаду – це час, протягом якого даний радіоактивний ізотоп утрачає половину своєї активності. Після чотирьох періодів напіврозпаду рівень активності знижується в 16 разів, а після восьми – у 256 разів.

Різні радіоактивні ізотопи мають періоди напіврозпаду від часток секунди до мільйонів років. Радіоактивність зменшується згодом унаслідок розпаду ізотопів і перетворення їх у стабільні, не радіоактивні елементи.

Швидкість розпаду ізотопів обернено пропорційна їхньому періоду напіврозпаду: чим менший період напіврозпаду, тим швидше дані ізотопи розпадаються. Отже, чим вище рівень радіоактивності в деякому об’ємі матеріалу, тим більша кількість короткоживучих ізотопів у ньому міститься.

Три основних принципи, що використовуються в роботі з відходами :

· концентрувати й ізолювати;

· розбавляти і розсіювати;

· витримувати і розщеплювати.

Два перших принципи використовуються в роботі з нерадіоактивними відходами. Відходи концентруються й ізолюються, чи розбавляються (у дуже малих кількостях) до прийнятних рівнів і потім розсіюються в навколишнім середовищі. Принцип "витримувати і розщеплювати" відноситься тільки до радіоактивних відходів і означає, що відходи зберігають протягом визначеного часу, протягом якого їхня радіоактивність зменшується завдяки природному розпаду ізотопів.

Основна увага приділяється високорівневим відходам, що містять продукти розпаду і трансуранові елементи, що утворюються в процесі роботи ядерного реактора.

Відпрацьоване ядерне паливо(це високорівневі відходи), що не підлягає переробці, після відповідної витримки зберігається у спеціальних сховищах відпрацьованого ядерного палива, забезпечених багатобар'єрною системою ізоляції і захисту та обладнаних технічними засобами вилучення палива із цього сховища.

Протягом усього часу зберігання або захоронення радіоактивних відходів регулярно здійснюється контроль за їх станом, радіаційною обстановкою у сховищах радіоактивних відходів та навколишньому природному середовищі.

Радіоактивні відходи розташовують в сховищах , які знаходяться під землею. В таких сховищах передбачається захоронення радіоактивних відходів в залізобетонних контейнерах ємністю 2-3 м³ , призначених для захоронення радіоактивних відходів. Сховище являє собою залізобетонну монолітну площадку, споруджену на підготовці із слабкого розчину бетону товщиною до 1 м. Під підготовкою робиться сорбційний захисний шар з суміші глини та піску товщиною 1 м, по прошаркам ущільнений до щільності 1–1,5 т/м³ . Контейнери, заповнені радіоактивними відходами та загерметизовані в будівлі підготовки контейнерів до захоронення, встановлюються на площадці сховища в 4 яруса. Після заповнення площадки контейнерами та завершення завантаження перекриття залізобетонними плитами поверх них виконується верхній захисний сорбційний шар товщиною 1 м з ущільненої суміші глини та піску. Поверх захисного шару виконується засипка верхнього захисного дренажного шару товщиною 150 мм з послідуючим посівом трав.

Законсервоване сховище являє собою земляний пагорб висотою до 10 м та з розмірами у 250м х 100м. Нахил близько 1:4 обвалування та задерніння верхнього рослинного шару шляхом посіву трав захищають верхній захисний шар від руйнування під дією зовнішніх природних факторів.

Радіаційна безпека при захороненні радіоактивних відходів в сховищах забезпечується утворенням основних та додаткових бар’єрів, що перешкоджають виходу радіоактивних відходів в навколишнє середовище. Основними бар’єрами являються залізобетонні контейнери, верхній та нижній сорбційні захисні шари.

Додатковими бар’єрами являються залізобетонна плита основи сховища та верхній шар ґрунту обвалування.

Верхня частина плити сховища виконана з нахилами від середини до краю. По краях плити укладаються залізобетонні лотки, які служать для збирання та відводу дощових вод під час наповнення сховища. Під час консервації сховища лотки заповнюються щебінкою та служать для збирання дренажних вод, які можуть з'явитися в законсервованому сховищі при руйнуванні верхніх захисних і дренажних шарів. Залізобетонні лотки укладаються з нахилами. В нижніх точках виконані відводи, по яких у випадку появи дренажних вод по трубопровідній системі вони відводяться у спеціальні колодязі. Після радіаційного контролю дренажні води відправляються на переробку як рідкі радіоактивні відходи.

Біологічний вплив різних видів випромінювання неоднозначний, тобто та сама поглинена доза гама- і альфа- випромінювання приводить до різного біологічного ефекту. При попаданні радіоактивних речовин всередину організму, вражаючу дію роблять в основному альфа-джерела, а потім бета- і гама-джерела, тобто в оберненій зовнішньому опроміненню послідовності.

Характер радіаційної поразки організму визначається не тільки видом випромінювання, але і в значній мірі залежить від того яким було опромінення – зовнішнім чи внутрішнім.

Основними методами захисту від іонізуючого випромінювання є:

1) Метод захисту кількістю, або по можливості зниження норми дози опромінення.

2) Захист часом.

3) Захисні властивості матеріалів (свинець, бетон).

4) Захист відстанню.

Розглянемо 3-ій варіант тимчасового захисту населення від радіоактивногозараження. У комплексі з іншими заходами, це використання для захисних цілей властивостей усіляких будинків, споруд, глибинних сховищ, споруджень метрополітену, підземних гаражів, підвалів і т.д.(Основним варіантом захисту населення є його евакуація з зараженої зони). Це зв'язано з тим, що проходячи через різні матеріали потоки гама- і нейтронного випромінювань послабляються. Здатність того чи іншого матеріалу послабляти іонізуючі випромінювання характеризують «шаром половинного ослаблення». Значення шарів половинного ослаблення для деяких матеріалів приведені в наступній таблиці:

Таблиця 7

Згідно основним санітарним правилам при роботі з джерелами іонізуючого випромінювання, активність природних радіонуклідів в будівельних матеріалах, що використовуються у всіх будинках, не повинна перевищувати для ²²⁶ Ra - 1 • 10^-8 Ки/кг, для ²³² Th - 7 • 10^-9 Ки/кг и для ⁴⁰ K - 1,3 • 10^-7 Ки/кг.

Порядок захоронення та зберігання радіоактивних відходів регулюється законодавством України. Згідно ст. 17 закону України “Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку” вiд 08.02.1995: зберігання та захоронення радіоактивних відходів дозволяється тільки у спеціально призначених для цього сховищах радіоактивних відходів. Під час зберігання або захоронення радіоактивних відходів забезпечується надійність їх ізоляції від навколишнього природного середовища системою природних та штучних бар'єрів.

Радіаційна безпека сховищ радіоактивних відходів у звичайних умовах забезпечується дотриманням норм, правил і стандартів з ядерної та радіаційної безпеки.

Радіаційна безпека сховищ радіоактивних відходів при екстремальних природних явищах (землетруси, повені, урагани тощо) чи аварійних ситуаціях забезпечується науково обгрунтованими проектними рішеннями щодо можливих сценаріїв подій, якими буде доведено неперевищення меж, встановлених нормами, правилами і стандартами ядерної та радіаційної безпеки.

Довгоіснуючі радіоактивні відходи підлягають захороненню лише в твердому стані, у стабільних геологічних формаціях, з обов'язковим переведенням їх у вибухо-, пожежо-, ядернобезпечну форму, що гарантує локалізацію відходів у межах гірничого відводу надр.

Кількість радіонуклідів, що підлягають захороненню, регламентується нормами, правилами і стандартами з ядерної та радіаційної безпеки. Захоронення короткоіснуючих радіоактивних відходів в твердому стані може здійснюватись у приповерхневих і наземних сховищах радіоактивних відходів.

Відпрацьоване ядерне паливо, що не підлягає переробці, після відповідної витримки зберігається у спеціальних сховищах відпрацьованого ядерного палива, забезпечених багатобар'єрною системою ізоляції і захисту та обладнаних технічними засобами вилучення палива із цього сховища. Протягом усього часу зберігання або захоронення радіоактивних відходів регулярно здійснюється контроль за їх станом, радіаційною обстановкою у сховищах радіоактивних відходів та навколишньому природному середовищі.

Забезпечення фізичного захисту під час поводження з радіоактивними відходами викладено в ст. 18 цього ж закону.

Забезпечення фізичного захисту під час поводження з радіоактивними відходами передбачає єдину систему планування, координації та контролю за комплексом організаційних та технічних заходів, спрямованих на запобігання несанкціонованому проникненню до сховищ, доступу до радіоактивних відходів та їх використання, на своєчасне виявлення та припинення будь-яких посягань на цілісність і недоторканність споруд. Забороняється діяльність, пов'язана з поводженням з радіоактивними відходами, якщо не вжито заходів щодо забезпечення фізичного захисту.

Порядок організації фізичного захисту під час поводження з радіоактивними відходами визначається законодавством.

Обов'язки щодо забезпечення фізичного захисту під час поводження з радіоактивними відходами покладаються на ліцензіатів.

Експлуатація сховищ радіоактивних відходів(ст. 20) дозволяється після отримання ліцензії на право поводження з радіоактивними відходами.

Закриття (консервація) сховищ радіоактивних відходів (ст. 21) здійснюється за рішенням органу державного управління у сфері поводження з радіоактивними відходами, погодженим з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

Припинення приймання радіоактивних відходів та консервація сховища радіоактивних відходів проводяться згідно з проектом закриття (консервації) сховищ радіоактивних відходів та нормами, правилами і стандартами радіаційної безпеки.

Після закриття (консервації) сховища радіоактивних відходів забезпечується зниження можливості несанкціонованого доступу до законсервованого сховища.

Відповідальність за збереження документації, яка характеризує об'єкт, попереджувальних знаків, огорож тощо покладається на орган державного управління у сфері поводження з радіоактивними відходами і місцевий орган державної виконавчої влади.

Особливий режим на території сховищ радіоактивних відходів у санітарно-захисній зоні після їх закриття регулюється законодавством.

Використана література

1. Маргулис У.Я.. Атомная энергия и радиационная безопасность. – 1983.

2. Холл Э. Дж. Радиация и жизнь. – 1989.

3. Надзвичайна ситуація. – 2000 – № 11.

4. Физика в школе. – 1996 – № 2.

5. Энергия: экономика, техника, экология. – М.– 2000 – № 10; 2002 – № 3; 1998 – № 1.

6. Економіка України. – 1997 – № 1.

7. Международная жизнь. – М. – 1997 – № 7.

8. Світ фізики. – Л. – 2002 – № 1.

9. Вісник НАН України. – К. – № 9-10.

10. Вестник АН СССР. – 1991 – № 2.

11. Атомная энергия. – 1990 – т.68, выпуск 2.

12. Білявський Г.О., Фурдуй Р.С. Практикум із загальної екології. – К. –1997.

13.Закон України "Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань (Закон N15/98-BP від 14.01.1998).

14.Лесси Я. Г.-Ядерное электричество, Ростов-на-Дону – 2002.

15. Перелік інтернет ресурсів:

http://nuclphys.npi.msu.su

http://www.kazsu.kz

http://www.tvel.com.ua