Облучения населения

Теплопроводность изотропного графита при облучении при температуре выше 600° С на 30—40% ниже, чем теплопроводность без облучения, коэффициент линейного расширения в результате облучения интегральным потоком нейтронов 4-Ю21 нейтр./см2 при температуре выше 1000°С сначала увеличивается примерно на 20%, а потом уменьшается на 30—74>% начального значения. Физико-механические характеристики прессованных сортов графита под влиянием облучения меняются больше, чем изотропных сортов. Изменения происходят в направлениях вдоль и поперек оси прессования или выдавливания, причем эти изменения по осям довольно различны, что практически исключает возможность использования "анизотропных сортов графита в виде крупноразмерных блоков в качестве конструкционного материала активной зоны реактора ВГР с призматическими твэлами [6]. Этот факт является весьма важным доказательством преимущества варианта реактора ВГР с шаровыми твэлами, поскольку твэлы при достижении интегрального потока (5—7)-1021 нейтр./см2 и глубине выгорания топлива 10—15% выводятся из активной зоны, графитовые же блоки отражателя находятся в зоне существенно меньших температур и потоков нейтронов.

В результате облучения в окиси алюминия возникают различные оптические эффекты, зависящие от типа и дозы облучения. Шиманский и Кей-фер [200] сообщают, что -у-кванты Со60, рентгеновское и ультрафиолетовое излучения образуют центры окрашивания, эффективность которых уменьшается в порядке перечисления видов излучения. Оптические эффекты имеют тенденцию к насыщению, а излучение низких энергий будет восстанавливать центры окрашивания, полученные при воздействии излучения высоких энергий. Рентгеновское излучение изменило цвет алокса от белого до коричневого в результате образования центров окрашивания [83]. Цвет восстанавливается до первоначального при облучении видимым светом, но в отсутствие света центры окрашивания сохраняются. Леви [136] также изучал образование центров окрашивания в А1203 при облучении в реакторе. Замеченные полосы поглощения при 6,02; 5,35 и 4,85 эв исчезают при отжиге центров окрашивания (до 750° С). Кристаллы А1203 облучались также -^-квантами [1331; изучение процессов при отжиге показало, что устранение центров окрашивания в основном происходит под действием электронных процессов. Сапфир, используемый в солнечных элементах, облучали потоком 3-Ю12 протон/см* (19 Мэв); при этом он не потерял прозрачности в спектральном интервале длин волн [8]. Джильям [93 ] не обнаружил изменений в спектре парамагнитного резонанса а-А12О3 после ^-облучения дозой 1,4-108 эрг/г при 30° С, но наблюдал, как кристаллы окиси алюминия приобретали дымчатый оттенок, который исчезал после нескольких месяцев выдержки при комнатной температуре. Изучалась радиационная устойчивость А1203, герметически заваренной в контейнеры из различных металлов (см. табл. 4.1). Как уже указывалось, сварка осталась неповрежденной после облучения интегральным потоком тепловых нейтронов 7-Ю20 нейтрон/см2 [94].

Уиттелс и Щеррил [220] отметили исчезновение области дальнего порядка в кварце, кристобалите и тридимите и (а -»- р)-перехода в кварце после облучения интегральным потоком быстрых нейтронов 1,2-1020 ней-

ние плотности аморфной Si02 показано на рис. 4.19. Оно имеет насыщение при величине около 2,8% после облучения интегральным потоком 6-Ю19 нейтронIсм?, о чем уже упоминалось в работе [176]. Поведение коэффициента преломления Si02 после облучения в различных ядерных реакторах можно видеть на рис. 4.20 и 4.21, а изменение способности

Двуокись циркония, облученная интегральным потоком 2-Ю20 нейтрон/см2 (Е > 100 эв), теряет 21% теплопроводности [160]; примерно на 10% уменьшается динамический модуль Юнга после облучения интегральным потоком 1,6-1020 нейтрон/см2 (Е > 100 эв) при 50° С.

Клейн [160] облучал стабилизированную Zr02 (1-1020 нейтрон /см2, Е > 100 эв) и не обнаружил изменения рентгенограммы, однако после облучения интегральным потоком 2-Ю20 нейтрон/см2 (Е > 100 эв) было обнаружено увеличение параметра по оси а на 0,28%. Двуокись циркония стабилизируется добавками окислов, например CaO, MgO. Стабилизированная Zr02 состоит из кубической фазы и меньшего количества моноклинной фазы. Нормально Zr02 существует в трех кристаллографических модификациях: моноклинная фаза — ниже 1100° С, тетрагональная фаза — в интервале 1100—1900° С и кубическая фаза — выше 1900° С. Таким образом, добавка СаО или MgO стабилизирует высокотемпературную кубическую фазу при комнатной температуре. Если стабилизированная окись циркония, свободная от гафния, облучалась до 1-Ю20 нейтрон/см2 (Е > 100 эв), то уменьшалось количество моноклинной фазы. После облучения интегральным потоком 2-Ю20 нейтрон/см2 (Е > 100 эв) моноклинная фаза исчезала, оставалась только кубическая [160]. Уиттелс и Шер-рил также обнаружили, что моноклинная фаза непрерывно заменялась кубической фазой при облучении порошка Zr02 (интегральный поток быстрых нейтронов 1019—1020 нейтрон/см2, 100° С). Кубическая фаза оказывалась устойчивой до 800° С и превращалась снова в низкотемпературную модификацию выше этой температуры. Опыты с чистой Zr02 и Zr02 с примесями урана и тория показали, что моноклинная Zr02 устойчива против облучения быстрыми нейтронами, однако в Zr02 с примесями произошли фазовые превращения [224]. Уиттелс и Шеррил [224] предположили, что фазовое превращение инициировалось осколками деления, и определили число делений в единице объема, необходимое для данной степени превращения.

Графит после облучения интегральным потоком тепловых нейтронов 3,3-1020 нейтрон/см? при 30°С содержал 630 кал1г накопленной энер-

Излучение в большой степени влияет на твердость алмаза. После-облучения интегральным потоком быстрых нейтронов 2,6-1018 и 7,8-1(Р нейтрон/см* твердость алмаза составляла 50 и 20% первоначальной величины соответственно [59]. Наблюдалось линейное соотношение между изменением твердости и плотности.

Алмаз при об лучении подвергается также цветовым изменениям и в этом отношении подобен стеклу. Светлые алмазные кристаллы становятся черными и непрозрачными после облучения интегральным потоком 1-Ю17 нейтрон /см2 и остаются такими при дальнейшем облучении до 6-Ю20 нейтрон /см* [56]. Один кристалл, облученный интегральным потоком 2-Ю20 нейтрон/см2, остался черным и непрозрачным после отжига при 1600°С в течение 2 ч, хотя при этом плотность восстановилась на 70%. Отмечалось также, что алмаз становится зеленым при облучении умеренной дозой у-излучения [151].

Карбид кремния. Исследовались как низкотемпературная кубическая, так и высокотемпературная гексагональная структуры SiC. Карбид кремния с кубической структурой уменьшает плотность на 2,51 % [78], линейное расширение — на 0,76% и теряет кристалличность [111] после облучения интегральным потоком 1020 нейтрон/см2. Плотность

гексагонального SiG понижается на 1,1%, а линейное расширение — на 0,3% после облучения таким же потоком. Модуль Юнга горячепрес-сованного образца SiC, содержащего 10 вес.% кремния, увеличивается на 5% после облучения интегральным потоком быстрых нейтронов 1-Ю18 нейтрон/см2 [158].

Доза облучения населения, живущего поблизости от завода по переработке отработавшего ядерного топлива, несомненно находится' в пределах допустимых значений, предусмотренных NRC1'. Однако доза излучения, полученная рабочими завода в Вест-Валли, была достаточно высокой.

При условии выполнения этих требований индивидуальная эквивалентная доза облучения населения за счет источников, связанных с работой АЭС и других предприятий ядерного топливного цикла, не превысит 15 мбэр (150 мкЗв), что существенно ниже рекомендованного МКРЗ нормативного значения 67 мбэр и составляет около 10 % среднего значения дозы естественного радиационного фона.

Все кривые, приведенные на рис. 14.19, относятся к такого рода событиям, для которых имеется достаточное количество статистических данных. В области более высокой смертности для некоторых видов событий имеются только отрывочные сведения, поэтому здесь сплошные линии переходят в штриховые. Однако для целого ряда других видов опасности отсутствуют столь же надежные данные, позволяющие оценить степень риска. Это относится и к оценке риска, связанного с работой АЭС. Проблема риска от эксплуатации АЭС сейчас повсеместно и активно обсуждается, °днако статистические данные, характеризую-Щие уровень облучения населения в результате аварий на АЭС, практически отсутству-

б) Сравните дозу от 40К. полученную за 1 год, с действующими нормативами, установленными комиссией по ядерному регулированию США, в отношении доз облучения населения за счет работы ядерного реактора.

Таким образом, требование непревышения дозовых пределов в радиационной защите является необходимым, но не достаточным условием. К сожалению, в НРБ—76/88 не указаны критерии, по которым можно судить об «обоснованности» или «необоснованности» облучения, а также определять «возможно низкий уровень» дозы. В НРБ—76/88 нет конкретных рекомендаций, как практически осуществлять два последних принципа*. Кроме того, в НРБ—76/88 пределы доз установлены только для персонала и ограниченной части населения, а для населения в целом нормы не установлены. Предполагается, что дозы облучения населения в целом должны быть возможно низкими. Однако методик определения возможно низких доз облучения в НРБ—76/88 не приводится, так же как и количественных критериев, позволяющих разделять ограниченную часть населения и население в целом.

Наибольшую радиационную опасность для населения может представить авария на АЭС. Именно в этом случае возникает потенциальная опасность облучения населения высокими дозами и на обширных территориях. Это служит основной причиной широко распространенной как у нас в стране, так и за рубежом практики размещения мощных АЭС в малонаселенной местности и на значительных расстояниях от крупных городов. Однако в последнее время отчетливо проявляется тенденция приближения АЭС, а также АТЭЦ и ACT к местам потребления. Поэтому повышаются требования к оценке возможной радиационной опасности при аварийных выбросах радиоактивных веществ.

Оценим теперь радиационную обстановку в районе размещения АЭС при МЗА. Результаты расчетов доз внешнего и внутреннего облучения человека показывают (рис. 2), что наибольшую значимость при авариях такого масштаба на малых расстояниях от АЭС (до 3 км) имеет у-излучение облака выброса, а на больших расстояниях возрастает значимость облучения у-из-лучением выпавших на местность радиоактивных продуктов и внутреннего облучения в результате ингаляции радионуклидов. Это значит, что при МЗА существенную роль в последствиях аварийного облучения населения будут играть своевременно проведенные профилактические и защитные мероприятия. Среди таких мероприятий можно отметить [9]: ограничение пребывания населения на открытой местности (временное укрытие в домах и убежищах); герметизацию жилых и служебных помещений на время рассеивания радиоактивного загрязнения в воздухе; предупреждение накопления радионуклидов иода в щитовидной железе путем применения лекарственных препаратов; защиту органов дыхания подручными средствами; временную эвакуацию населения (крайняя мера при высокой опасности ингляционного и внешнего облучения); контроль входа в район загрязнения, ограничение передвижения автотранспорта по загрязненной территории; санитарную обработку лиц в случае загрязнения их одежды и кожных покровов радиоактивными веществами; медицинскую помощь; простейшую обработку продуктов питания, поверхностно загрязненных радиоактивными веществами; исключение или ограничение потребления в пищу загрязненных продуктов питания; перевод молочнопродуктивного скота на незагрязненные пастбища или незагрязненные фуражные корма; дезактивацию загрязненной местности.

выбросов и жидких радиоактивных стоков АЭС (табл. 7.40). Пределы доз, приведенные в табл. 7.40, устанавливаются на границе санитарно-защитной зоны или за ее пределами на таком расстоянии, где ожидается наибольшая доза внешнего и внутреннего облучения населения.

дов и крупных населенных пунктов, является ограничение коллективной дозы облучения населения при нормальной работе ACT значением 104 чел-бэр/год и при МПА — 105 чел-бэр.

ла и любых других органов (за исключением щитовидной железы) не превосходила 0,1 Зв. Дополнительным требованием безопасности АСТ, которые могут располагаться вблизи городов и крупных населенных пунктов, является ограничение коллективных доз облучения населения при нормальной работе АСТ значением 10^ чел-Зв/год, а при МПА—Ю3. чел-Зв/. год.

Санитарно-защитная зона — территория вокруг АС, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации может превысить установленный предел дозы облучения населения. При проектных авариях (см. подпункт «Виды аварий») ожидаемые дозы облучения критических групп населения на границе санитарно-защит-ной зоны не должны превышать уровень А критерия для принятия решения, т.е. проведения защитных мероприятий не требуется.