Лекция 7

1. Физическая природа радиционной опасности для человека и природной среды

Лекция 7

2.

План лекции
1. Понятие «радиационный фон». Природный и техногенный радиационный фон
2. Естественные источники излучения. Радон и его значение
3. Техногенные (искусственные) источники излучения
4. Явление радиоактивности и единицы её измерения
5. Основные виды распадов радиоактивных ядер и их характеристика
6. Ионизирующие излучения и взаимодействие с веществами и биологическими
объектами
7. Последствия действия больших, малых сверхмалых доз радиоактивного облучения
человека
8. Лучевая болезнь: острая и хроническая формы
9. Нормы радиационной безопасности
10. Понятие о ядерном реакторе и принципе его работы
11. Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет
природных источников ионизирующего излучения

3.

1. Понятие радиционный фон.
Радиационный фон — это мера уровня ионизирующего излучения, присутствующего в
окружающей среде в определённом месте, которое не связано с преднамеренным
введением источников излучения.
Радиационный фон происходит от множества источников, как естественных, так и
искусственных. К ним относятся как космическое излучение, так и радиоактивность
окружающей среды от естественных радиоактивных материалов (таких
как радон и радий), а также искусственное медицинское рентгеновское
излучение, глобальные выпадения в результате испытаний ядерного
оружия и радиационных аварий.
Радиационный фон определяется Международным агентством по атомной энергии как
«доза или мощность дозы (или наблюдаемая мера, связанная с дозой или мощностью
дозы), относящаяся ко всем источникам, кроме указанного (-ых)». Таким образом,
проводится различие между дозой, которая уже находится в обозначенном месте и
определяется здесь как «фон», и дозой, полученной от преднамеренно введённого и
указанного источника. Это важно, так как если измерения радиации производятся от
указанного источника излучения, то существующий фон может повлиять на это
измерение. Примером может служить измерение радиоактивного загрязнения на фоне
гамма-излучения, которое может увеличить общие показания выше ожидаемых от
одиночного загрязнения.
Если источник излучения не указан как вызывающий подозрения, то измерение общей
дозы облучения в определённом месте обычно называется радиационным фоном, и это
обычно тот случай, когда мощность дозы, приходящей из окружающей среды,
измеряется с экологическими целями.

4. Природный и техногенный радиционный фон

Естественный
радиационный
фон
Космическое
излучение
Земная радиация
Техногенно-измененный
радиационный фон
Технологически измененный
естественный радиационный
фон
Искусственный
радиационный фон

5. Вклад различных компонент природной радиации в радиационную нагрузку человека.

2. Естественные источники излучения. Радон и его значение
Космическое излучение
Солнечное
излучение
Межгалактическое
излучение
Первичное
излучение
Галактическое
излучение
Вторичное
излучение

6. 2. Естественные источники излучения. Радон и его значение

Оснобенности космического излучения
Галактическое и межгалактическое космическое
излучение - это поток протонов (92%) и альфа-частиц
(7%). Остальное (около 1 %) - это в основном ядра
легких элементов: лития, бериллия, азота, углерода,
кислорода, фтора и др.
Низкое содержание нейтронов в космических лучах
объясняется тем, что нейтрон в свободном состоянии
неустойчив и распадается на протон и электрон. Время его
«жизни» составляет около 16 минут. Считается, что
электроны, позитроны и гамма-лучи поглощены
космической пылью, поэтому их очень мало в составе
космического излучения.

7.

Радиационные
пояса Земли.
Магнитное поле Земли, взаимодействуя с потоками
заряженных частиц первичных космических лучей,
захватывает некоторую их часть и удерживает в
ограниченных областях, называемых радиационными
поясами. Захваченные частицы движутся по спиральным
траекториям вдоль силовых линий магнитного поля .

8. Радиационные пояса Земли.

Чем выше энергия частицы, тем более сильное поле
требуется для ее удержания. Поэтому частицы со
сравнительно высокой энергией сосредоточены во
9
внутреннем РПЗ (протоны с энергией до 10 эВ,
6
электроны - до 10 эВ). Внешний РПЗ состоит из
протонов
и
электронов
меньшей
энергии
7
5
(соответственно - до 10 и до 10 эВ). До плотных слоев
атмосферы доходят лишь те частицы, энергия которых
превышает определенный порог.

9.

Вторичное космическое излучение
Частично
потерявшие
энергию космические лучи
попадают в атмосферу и ею
поглощаются,
вызывая
вторичное
излучение,
представляющее почти все
известные частицы и фотоны
(наиболее значительные из
них
тритий,
углерод-14,
берилий-7, сера-32, натрий-22,
24).

10. Вторичное космическое излучение

Вклад естественных радиационных источников в дозу
облучения человека.
16%
16%
55%
13%
Радон
Космическое излучение
Калий-40
Другие естественные источники

11. Вклад естественных радиационных источников в дозу облучения человека.

Земная радиация
Родоначальником семейства урана является уран-238 с периодом полураспада
4,5 млрд. лет.
Родоначальником семейства тория является торий-232 с периодом полураспада
10 млрд. лет.
Родоначальником семейства актиния является уран-235 с периодом полураспада
700 млн. лет.
Конечный продукт распада всех семейств - свинец.
Во всех трех семействах один из продуктов распада – газ:
- в семействе урана - это радон,
- в семействе тория - торон,
- в семействе актиния - актион.
Последние два являются изотопами радона.
Радон - это бесцветный инертный газ, не имеющий вкуса и запаха, тяжелее
воздуха примерно в 7,5 раза. Являясь альфа-излучателем, радон становится
причиной заболеваний раком легких, желудка и других органов.

12. Земная радиация

13.

Источники радона в помещении

14.

Распределение радона по помещениям

15. Источники радона в помещении

Почва как источник излучения
В Республике Беларусь геологическое состояние
литосферы таково, что в почвах преобладают уран238 и калий-40.
Калий-40 претерпевает бета-распад, его период
9
полураспада составляет 1,248х10 лет. Он является
источником бета- и гамма-излучения. Являясь
элементом биологической ткани, калий-40 попадает в
растения, в организм животных и человека. При этом
человек может получить дозу облучения, опасную для
жизни.

16. Распределение радона по помещениям

Природные радионуклиды в почвах Республики
Беларусь.
Радионуклид
Активность почвы,
Бк/кг
Радионуклид
Активность почвы,
Бк/кг
Углерод-14
4 (1,5-6)
Радий-226
30 (71-80)
Калий-40
440
Торий-280
100
Свинец-210
75-6300
Торий-232
36
Полоний-210
8-220
Уран-238
24 (8-110)
Рубидий-87
140

17.

3. Техногенные (искусственные) источники излучения
Область применения ИИ
•Медицина и биология
•Сельское хозяйство
•Пищевая промышленность
•Химическая и легкая промышленность
•Металлургия
•Строительная индустрия
•Геология
•Научные исследования
•Ядерная энергетика

18. Природные радионуклиды в почвах Республики Беларусь.

19. Содержание калия-40 в окружающей среде.

Испытания ядерного оружия
Вклад в ожидаемую коллективную эффективную эквивалентную дозу
облучения населения от ядерных взрывов.
Радиоактивные осадки
C-14
Cs-137
2% 2%
Zr-95
7%
89%
Sr-90

20. 3. Техногенные (искусственные) источники излучения

4. Явление радиоактивности и единицы её измерения
Радиоактивность — это самопроизвольные превращения (распады) атомных
ядер некоторых химических элементов в атомные ядра других элементов с
испусканием особого рода излучения. Радиоактивность приводит к изменению
атомного номера и массового числа исходного химического элемента.
Вещества, испускающие излучение, называются радиоактивными.
Впервые способность ядер радиоактивных элементов самопроизвольно
распадаться было обнаружено А.Беккерелем в 1896 г. Радиоактивное
излучение, которое встречается в природе, принято называть естественной
радиоактивностью, а испускаемое искусственно полученными изотопами –
искусственной радиоактивностью.
Процесс радиоактивного распада протекает с выделением энергии.
Процесс ядерных превращений, как правило, заканчивается образованием
стабильных ядер. Особенность радиоактивного распада состоит и в том, что
нуклиды одного и того же элемента распадаются не все сразу, а постепенно, в
различное время. Кривая радиоактивного распада является экспонентой (см.
след. лайд)

21.

Единицы измерения радиоактивности.
Радиоактивность – самопроизвольные превращения атомных
ядер, сопровождающиеся испусканием элементарных частиц
или более лёгких ядер.
Ядра, подверженные таким превращениям, называют
радиоактивными
Процесс превращения назвается радиоактивным распадом.
Единица поглощенной дозы - Грей (Гр).
Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого
ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества.
Эрг (русское обозначение - эрг; международное - erg; от греч. - ἔργον «работа») —
единица работы и энергии в системе единиц СГС.
Единицей измерения дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное
наименование Зиверт (Зв).
Зи́ верт (русское обозначение: Зв; международное: Sv) — единица измерения
эффективной и эквивалентной доз ионизирующего излучения в Международной
системе единиц (СИ), используется в радиационной безопасности с 1979 года.
Единицей измерения радиоактивности служит беккерель (Бк, Bq). Один беккерель
равен одному распаду в секунду. Часто используют внесистемную единицу - кюри (Ки,
Ci). Один кюри соответствует числу распадов в секунду в 1 грамме радия.

22. Испытания ядерного оружия Вклад в ожидаемую коллективную эффективную эквивалентную дозу облучения населения от ядерных взрывов.

23. Эффективность облучения от различных техногенных источников

Оценка степени радиационного облучения
Такая оценка дается по величине параметра – дозы облучения. Этот параметр, характеризующий
степень воздействие рентгеновского или гамма-излучения, на объект используют для оценки
радиационной обстановки на местности, в производственных или жилых помещениях.
Оценку принято давать с помощью понятий четырех различных доз облучения:
- экспозиционной дозы X;
- поглощенной дозы D (рус. Д);
- эквивалентной дозы НTR;
- эффективной дозы Нэ.
Экспозиционная доза X.
Гамма-излучение или рентгеновское излучение образует в воздухе определённое количество пар
ионов. Для оценки этих процессов определяется такой показатель, как эспозиционная доза,
которая является количественной характеристикой поля ионизирующего излучения. Она
зависит от величины ионизационного воздуха при атмосферном давлении в 101,3 кПА (760 мм
рт. ст.).
Экспозиционная доза X - это величина отношения суммарного заряда всех ионов одного знака,
которые образуются рентгеновским или гамма-излучением в некотором объёме, к массе
воздуха в этом объёме.
Экспозиционную дозу облучения Х используют для оценки радиационной обстановки на
местности, в производственных или жилых помещениях.
Единицей измерения экспозиционной дозы в СИ является 1 кулон делённый на 1 кг облучённого
воздуха - 1 Кл/кг.

24. 4. Явление радиоактивности и единицы её измерения

Единицей экспозиционной дозы сегодня в СИ является 1 кулон делённый на 1 кг облучённого
воздуха - 1 Кл/кг.
Старой (внесистемной) единицей экспозиционной дозы ранее являлся рентген (Р).
1 Рентген - такая доза облучения рентгеновским или гамма-излучением, при прохождении
которого через 1,2910"6 кг (1см3) воздуха при температуре 0°С, давления 101,3 кПа (760 мм рт.
ст.), в результате завершения всех ионизационных процессов, вызванных этими излучениями,
образуется заряд равный 3,34· 10~10 Кл каждого знака, что соответствует возникновению 2 млрд.
( 2,08· 10ч) пар ионов
Доза в 1 Р накапливается за 1 час на расстоянии I м от источника радия массой в 1г, то есть
характеризуется активностью в 1 Ки.
Ранее применялись и более мелкие единицы: миллирентген (мР) и микрорентген (мкР).
1 мР= 103 Р, 1 мкР= 10"6Р.
Соотношение между старой и новой единицей измерения экспозиционной дозы составляет:
1 Р = 2,58 ■ 10~4 Кл/кг или 1 Кл/кг = 3876 Р.
Учитывая, что экспозиционная доза накапливается во времени, на практике используется и
понятие мощность экспозиционной дозы, которая характеризует интенсивность излучения.
Мощность экспозиционной дозы - это отношение приращения экспозиционной дозы dХ за
интервал времени dt к этому интервалу.
Мощность дозы, измеренная на высоте 70-100 см от поверхности земли, часто называют
уровнем радиации.
Нормальный радиационный фон (мощность экспозиционной дозы) не превышает 20 мкР/ч .

25. Единицы измерения радиоактивности.

Поглощённая доза (D).
Экспозиционная доза характеризует поле радиации вокруг объектов. Воздействие же на
объект (организм) оказывает только та часть радиации, которую этот объект или
организм поглотил. Поэтому наиболее удобной характеристикой, которая определяет
степень воздействия излучения на объект, является поглощенная энергия излучения.
Поглощённая доза - это количество энергии Е, переданное веществу ионизирующим
излучением любого вида в пересчете на единицу массы м любого вещества.
Эту дозу измеряют в греях (Гр). Один грей соответствует поглощению одного джоуля
(Дж) энергии в одном килограмме вещества
I Гр = 1 Дж/1кг
Прежде для измерений поглощенной дозы в системе СИ применялась единица - рад.
100 рад = 1 Грей
Мощность поглощенной дозы (основной показатель) – это поглощенная доза за единицу
времени. Измеряется в Гр/с, Гр/ч, рад/с, рад/ч.
Измерить поглощенную дозу в человеческом организме трудно. Для этого нужны
специальные тканеэквивалентные детекторы , к которым относятся сложные
композиции из органических веществ, воды, а также ткани, подобные по составу из
человеческого организма, которые размещают в полостях тела или же в его моделях фантомах.
Поэтому применяются эквивалентная и эффективная дозы облучения.

26.

Эквивалентная dosa (НТ R).
При одной и той же поглощённой дозе разные виды излучения вызывают не одинаковые
повреждения биологических объектов. Это объясняется их разной способностью к ионизации
вещества.
Биологический эффект зависит не только от дозы облучения, но и от вида ионизирующего
излучения. Например, при облучении альфа-частицами тела человека вероятность заболеть раком
выше, чем при облучении бета-частицами или гамма-лучами.
Поэтому для биологической «средней» ткани используется характеристика - эквивалентная доза.
Она введена для оценки последствий облучения биологической ткани малыми дозами (дозами не
превышающими 5 предельно допустимых доз при облучении всего тела человека), то есть 250
мЗв/год.
Эквивалентная доза излучения – это поглощенная доза в органе или ткани Т, умноженная на
соответствующий коэффициент качества изучения WR данного вида излучения R и определяемая
по формуле
НTR = DTR WR,
где DT R - средняя поглощенная доза биологической тканью излучением R;
WR - взвешивающий коэффициент качества излучения R (альфа-частиц, бета-частиц, гаммаквантов и др.), учитывающий относительную эффективность различных видов излучения в
индуцировании биологических эффектов .
Для альфа-излучения WR = 20. Это означает, альфа-излучение , которое попадает внутрь человека, в
20 раз опаснее естественного фона. При воздействии различных излучений общая эквивалентная
доза определяется как сумма всех доз от излучений.

27. Оценка степени радиационного облучения

Эффективная доза Нэ
Эффекти́ вная до́ за излучения (E, эД, ЭД, ранее называлась эффективная эквивалентная доза) —
это величина, используемая в радиационной безопасности как мера определения риска
возникновения отдаленных последствий облучения (стохастических эффектов) всего тела
человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.
Эффективная доза излучения – это основная величина, используемая при гигиеническом
нормировании ионизирующих излучений, которая устанавливается для людей, работающих с
техногенными источниками радиации или находящихся в зоне их воздействия (в связи с
профессиональной деятельностью или проживанием).
Значение эффективной дозы используется для измерения вероятности наступления последствий облучения человека, его органов и тканей. При этом учитывается их индивидуальная
радиочувствительность. Так, например, при равной эквивалентной дозе облучений
возникновение рака щитовидной железы менее вероятно, чем возникновение рака легких.
Эффективная доза организма (Е) рассчитывается путем умножения эквивалентной дозы органа
или ткани (НТ(t)) на соответствующее органу или ткани значение взвешивающего
коэффициента (WT) (по каждому органу или ткани) с последующим суммированием всех
полученных результатов. HT(t) — эквивалентная доза в ткани T за время t.
Экспериментально установлены значения взвешивающего коэффициент WT для отдельных
видов ткани T органов человека. Этот коэффициент WT имеет следующие значения: для половых
желез человека (гонады) – 0,2; для красного костного мозга, толстого кишечника, желудка и
легких – 0,12; мочевого пузыря, печени, пищевода и щитовидной железы – 0,05; кожи и клеток
костных поверхностей – 0,01; головного мозга – 0,025.

28.

Из истории измерения радиоактивности и создания дозиметра
Измерение радиоактивности называется дозиметрией.
Дози́ метр — это прибор, который измеряет эффективную дозу или
мощность ионизирующего излучения за какой-то промежуток
времени. Его создание имеет свою историю.
В 1895 году Вильгельм Конрад Рентген открыл излучение,
обладавшее удивительными свойствами: действуя, подобно свету,
на фотопластинки, и возбуждая свечение люминесцентных экранов,
оно с легкостью проникало через непрозрачные преграды. Прошло
совсем немного времени и как оказалось, что источником подобного
излучения является не только работающая трубка Крукса, как в
опытах Рентгена, но и вещества, содержащие уран, которые
испускают это излучение непрерывно, неизменно и без какого-либо
подвода энергии извне.
Открытие радия, полония, а затем новых радиоактивных
элементов, установление связи радиоактивного распада с
превращением одного элемента в другой, первые осуществленные
ядерные реакции и т.д. - привели к созданию дозиметров.
Простейший опыт Беккереля с урановой солью на завернутой в
черную бумаге фотопластинке положил начало возможности
измерить радиоактивность.
Первым измерительным прибором для определения интенсивности ионизирующей радиации стал обыкновенный электроскоп или
электрометр, который разряжался под действием излучения, и
скорость этого разряда была пропорциональна его интенсивности.
Первым эталоном для измерения стала ампула с миллиграммом
радия, как мера радиоактивности.

29.

Дозиметры-радиометры
Дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М:
1 – блок обработки информации (БОИ);
2 – блок детектирования БДПБ-01;
3. – соединительный кабель
Дозиметр-радиометр МКС-АТ6130:
1 - мембранная панель управления; 2 —
жидкокристаллический индикатор (ЖКИ); 3—
светодиодный индикатор; 4— крышка-фильтр с
магнитным фиксатором; 5— метка центра детектора;
6 — этикетка с характеристикой прибора

30.

31. Эффективная доза Нэ

5. Основные виды распадов радиоактивных ядер и их характеристика
Строение атома
В 1911 г. Э. Резерфорд предложил планетарную модель атома,
которая была развита датским физиком Н. Бором (1913).
По общепринятой модели строения атома в нем различают две
области: тяжелое, положительно заряженное ядро, находящееся в
центре, в котором сосредоточена почти вся масса атома (более 99,95
%), и лёгкую электронную оболочку, состоящую из отрицательно
наряженных частиц — электронов, имеющего массу 9,1*10-31 кг, с
огромной скоростью вращающихся вокруг ядра (по строго
определенным орбитам). Ядро состоит из нейтронов и протонов,
которые принято в теории называть нуклонами от лат. nucleus – ядро.
Нейтрон (п) — электрически нейтральная элементарная частица массой 1,6749*10-27 кг ,
нейтроны устойчивы только в составе стабильных атомных ядер. Свободные нейтроны
распадаются на протоны и электроны. Число нейтронов, находящихся в ядре, дает только в
основном физическую характеристику элемента, так как в разных ядрах одного и того же
химического элемента может быть разное число нейтронов.
Протон (р) - стабильная элементарная частица массой 1,6725*10-27 кг. Заряд протона положителен
и по величине равен заряду электрона. Каждый атом любого элемента содержит в ядре
определенное число протонов, которое постоянно и определяет физические и химические свойства
элемента.

32. Из истории измерения радиоактивности и создания дозиметра

Нуклид — любое атомное ядро с заданным числом протонов и
нейтронов.
Общепринятое обозначение нуклидов - AZЭN ,
где Э — символ химического элемента. Символ А показывает число нуклонов, из
которых состоит ядро атома. Символ Z показывает не только заряд ядра и порядковый
номер, но и число протонов в ядре и соответственно число электронов в атоме, так как
атом в целом нейтрален. N — число нейтронов в ядре, которое чаще всего не
указывается. Тогда А = Z + N или N = A - Z
Например: 3819К19
В этой формуле К – символ химического элемента Калия в таблице Д.И.Менделеева,
А = 38 – число нуклонов в ядре элемента, Z = 19 – число протонов и соответственно
электронов, N = A – Z = 38 – 19 = 19 - число нейтронов.
В ядре одного и того же химического элемента число протонов одно и то же, а число
нейтронов может быть различным. Ядра атомов, содержащие различное число
нейтронов, но одинаковое число протонов принято называть изотопами. Изотопы
бывают стабильные и нестабильные. Стабильными являются ядра с числом
нуклонов А около 60. Если в ядре слишком много нейтронов или протонов, то такие
ядра становятся нестабильными (неустойчивыми) и они могут претерпевать
самопроизвольные радиоактивные превращения, в результате которых изменяется
состав ядра и при этом испускаются заряженные или нейтральные частицы. Ядра
химических элементов с числом нуклонов более 82 нестабильны и могут подвергаться
самопроизвольному спонтанному распаду.

33. Дозиметры-радиометры

Изотопы
— разновидности атома одного и того же
химического
элемента,
которые
имеют
одинаковое число протонов и различное число
нейтронов. Электронные оболочки изотопов
одного и того же химического элемента
одинаковые.
Поэтому
изотопы
имеют
одинаковые
химические
свойства
и
располагаются в одной клетке периодической
таблицы русского ученого Д.И.Менделеева.
3
4
5
6
Например : 2Не, 2Не, 2Не, 2Не
Среди них только 42Не является стабильным
изотопом, а остальные нестабильны.

34.

Периодическая таблица химических элементов

35. 5. Основные виды распадов радиоактивных ядер и их характеристика

Основные виды распадов отдельных радиоактивных элементов

36. Нуклид — любое атомное ядро с заданным числом протонов и нейтронов.

Кривая радиоактивного распада

37. Изотопы

Период радиоактивного полураспада ядер
Период полураспада (Т1/2) - это время, в течение которого вследствие
самопроизвольных ядерных превращений распадается половина от
начального количества ядер. Период полураспада Т1/2 связан с
постоянной распада А, зависимостью: Т1/2= ln 2/λ = 0,693λ.
Период полураспада Т1/2 у разных радионуклидов различен и
колеблется в широких пределах — от долей секунды до сотен и даже
тысяч лет. У одного и того же элемента могут быть изотопы с
различными периодами полураспада, поэтому радиоактивные изотопы
разделяются на короткоживущие (часы, дни) и долгоживущие (годы).
Период полураспада, также как и постоянная распада, является ядерной
постоянной, строго определенной для каждого типа радионуклидов и
справочной величиной (см. след. слайд).
Чтобы узнать полное время жизни данных радионуклидов,
необходимо увеличить Т1/2 в 10 раз. Например, у цезия-137 Т1/2~ 30 лет,
следовательно, через 300 лет данный искусственный радионуклид
практически полностью распадется с момента его образования. Однако,
исходя из вида экспоненциальной кривой, которая всегда стремится к
нулю, но его не достигает, всегда есть вероятность, что хотя бы мизерное
количество данных радионуклидов может через 10Т|/2 не распасться.

38. Периодическая таблица химических элементов

Периоды полураспада отдельных радионуклидов

39. Основные виды распадов отдельных радиоактивных элементов

6. Ионизирующие излучения и взаимодействие с веществами и биологическими объектами

40. Кривая радиоактивного распада

41. Период радиоактивного полураспада ядер

Виды радиоактивного распада
Альфа-распад (α) — это испускание ядром радиоактивного изотопа альфа-частиц. Вследствие
потери с альфа-частицей двух протонов и двух нейтронов распадающееся ядро превращается в
другое ядро, в котором число протонов (заряд ядра — 7) уменьшается на 2, а число частиц (массовое
число — А) на 4. Известно более 200 α-радиоактивных ядер, около 20 радионуклидов
редкоземельных элементов (уран, торий, полоний, плутоний и другие с Z > 82).
Бета-распад (β) — самопроизвольные превращения нейтрона в протон или наоборот внутри ядра,
сопровождающиеся испусканием электронов (е~или β~) или позитронов (е+ или β+). Это самый
распространенный тип радиоактивного распада ядер, особенно для искусственных радионуклидов.
Бета-распад (электронный) возникает при излишке нейтронов в ядре («нейтронная перегрузка»
ядра), при котором один из нейтронов превращается в протон с испусканием электрона (β). При
этом распаде заряд ядра и, соответственно, атомный номер дочернего ядра увеличивается на 1, а
массовое число не изменяется, т.е. дочерний элемент сдвинут в периодической системе Д. И.
Менделеева на одну клетку вправо от исходного.
Изотопы, имеющие α-распад, называются α-активными, а при β-распаде — β-активными.
Гамма-излучение (γ) представляет собой коротковолновое фотонное (электромагнитное)
излучение с длиной волны <10~6 мкм, испускаемое при ядерных превращениях или аннигиляции
частиц (лат. annihilatio — уничтожение - реакция превращения частицы и античастицы при их
столкновении в какие-либо иные частицы, отличные от исходных). По своей природе оно
аналогично другим видам электромагнитных излучений — световому, ультрафиолетовому и
рентгеновскому. Гамма-излучение только лишь может сопутствовать различным типам распадов.
При испускании гамма-излучения в ядре не изменяются ни массовое число, ни его заряд.
Следовательно, природа радионуклида не изменяется, а меняется лишь содержащаяся в ядре
энергия. Так как время жизни ядер в возбужденных состояниях очень мало (обычно t < 10~19 с), то
при альфа- и бета-распадах гамма-квант вылетает практически одновременно с заряженной
частицей. Исходя из этого, процесс гамма-излучения не выделяют в самостоятельный вид распада.
По энергии гамма-излучения, как и по энергии альфа-излучения, можно произвести
идентификацию радионуклида.

42. Периоды полураспада отдельных радионуклидов

Пример альфа-распада ядра
В ядре атома урана-238
протоны
и
нейтроны
недостаточно
прочно
удерживаются
силами
«сцепления». Время от
времени
из
них
вырываются
альфачастицы (два протона и
два нейтрона). Уран-238
превращается,
таким
образом, в торий-234, в
ядре которого содержится
90
протонов
и
144
нейтрона. Но торий-234
также нестабилен.

43. 6. Ионизирующие излучения и взаимодействие с веществами и биологическими объектами

—
Пример бета –распада (электронный распад (β -распад) ядра
Бета-распад
—
процесс
самопроизвольного
превращения радиоактивного
ядра в другое с тем же
массовым числом А, но с
зарядовым
числом,
отличающимся от исходного
на ∆Z = ±1.
Известны три вида бета—
распада: электронный (β
-распад);
позитронный
+
(β -распад),
а
также
электронный
захват,
часто
называемый
Кзахватом.

44.

К-захват

45. Виды радиоактивного распада

Нейтронный распад (спонтанное деление
атомных ядер)
Это самопроизвольное
деление
некоторых
тяжелых
нестабильных
ядер,
при
котором
происходит
расщепление ядра на
два осколка (ядра)
близких по энергии.

46. Пример альфа-распада ядра

Силы, действующие на электроны в атоме, при отсутствии его
возбуждения
кулоновская
сила
притяжения
электрона с ядром;
центробежная сила
инерции;
сила отталкивания
других электронов.

47. Пример бета –распада (электронный распад (β—-распад) ядра

Ядерные силы и их свойства.
Силы, связывающие протоны и нейтроны в атомном ядре, называются ядерными
силами.
Свойства ядерных сил:
1. Ядерные силы - это силы притяжения, так как они удерживают нуклоны внутри
ядра (при очень сильном сближении нуклонов ядерные силы между ними
имеют характер отталкивания)
2. Ядерные силы являются короткодействующими, так как они проявляются
-15
лишь на очень малых расстояниях между нуклонами. Длина (1,5 - 2,2)·10 м
называется радиусом действия ядерных сил. С увеличением расстояния между
нуклонами ядерные силы очень быстро уменьшаются и становятся практически
равны нулю.
3. Ядерные силы отличаются зарядовой независимостью, они проявляются
одинаково между протоном и нейтроном, протоном и протоном, нейтроном и
нейтроном.
4. Ядерные силы обладают свойством насыщения, т.е каждый нуклон
взаимодействует только с ограниченным числом соседних нуклонов. В
результате при увеличении числа нуклонов в ядре ядерные силы значительно
ослабевают.
5. Ядерные силы не являются центральными силами. Их нельзя представить
действующими по линии, соединяющей центры взаимодействующих нуклонов.

48. К-захват

Возбуждение атома
В природе любая система стремится перейти в устойчивое
состояние, при котором ее энергия будет наименьшей, следовательно, и
атом через некоторое время переходит из возбужденного состояния в
основное (первоначальное). Возвращение атома в основное состояние
сопровождается выделением избыточной энергии (электромагнитная
энергия в виде фотона).
Если энергия внешнего воздействия будет слабее энергии связи
электрона с ядром, то электрон может только перейти с одного
энергетического уровня на другой. Такой атом остается нейтральным,
однако он отличается от остальных атомов данного химического элемента
избытком энергии.
Атомы, обладающие избытком энергии, называют возбужденными, а
переход электронов с одного энергетического уровня на другой, более
удаленный от ядра — процессом возбуждения.

49. Нейтронный распад (спонтанное деление атомных ядер)

1.Из основного
стационарного состояния в
возбужденное
2. Из возбужденного
стационарного состояния в
основное.

50. Силы, действующие на электроны в атоме, при отсутствии его возбуждения

Взаимодействуя с веществом, альфа-частицы, бета-частицы,
нейтроны, протоны теряют эту энергию в основном в
результате упругих и неупругих взаимодействий с ядрами
атомов или электронами отдавая им всю или часть своей
энергии, вызывая ионизацию или возбуждение атомов.
• Упругое взаимодействие аналогично столкновению
бильярдных шаров и более характерно для нейтральных
частиц (нейтронов) и фотонов, не имеющих заряда. Итак, при
упругом взаимодействии в основном меняется лишь
направление движения частиц, а не их энергия.
• При неупругом взаимодействии.
Попадая в зону действия электрического поля, заряженные
частицы тормозятся и отклоняются от направления своего
движения, испуская при этом тормозное излучение.

51. Ядерные силы и их свойства.

Упругое взаимодействие бетачастиц с электронами атома
Неупругое взаимодействие
(ионизация) бета-частиц с
электронами атома

52. Возбуждение атома

Процесс ионизации атома
При сильных внешних воздействиях, когда
энергия
внешнего
воздействия
превышает энергию связи электронов с
ядром, электроны вырываются из атома и
удаляются за его пределы. Атом,
лишившийся одного или
нескольких
электронов,
превращается
в
положительный ион, а "присоединивший"
к себе один или несколько электронов — в
отрицательный ион.
Ионизация - образование пар заряженных
ионов на пути бета- или альфа-частиц в
поглощающем веществе.
Заряженные
частицы при прохождении через вещество
могут
выбивать
электроны
с
образованием ионов. Некоторые из
выбитых электронов имеют достаточную
энергию для того, чтобы вызвать
несколько
актов
ионизации
и
радиоактивное излучение.

53.

6. Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом и
биологическими органами человека

54.

Свойства ионизирующих излучений
Важнейшими свойствами ионизирующих излучений
является их проникающая способность и ионизирующее
действие.
Проникающая способность оценивается по скорости
распространения в м/с.
Для характеристики ионизирующих излучений используют
понятия пробег и удельная ионизация.
Пробег — минимальная толщина поглотителя (некоторого
вещества), необходимая для полного поглощения
ионизирующего излучения.
Удельная ионизация — число пар ионов, образующихся на
единицу длины пути в веществе под воздействием
ионизирующего излучения.

55.

Характеристика свойств ионизирующих свойств

56. Процесс ионизации атома

Проникающая способность ионизирующих излучений
Альфа-излучение обладает небольшой проникающей способностью (задерживается листом
бумаги, тканью), но большим ионизирующим действием. Вследствие своей большой массы (4
а.е.м.) α-частицы при взаимодействии с веществом быстро теряют свою энергию, α-частицы
являются ядрами атомов гелия (Не) иногда называют дважды ионизированные атомы гелия).
Пробег α-частиц в веществе зависит от энергии α -частицы и от природы вещества, в котором
она движется. В среднем в воздухе пробег α-частицы составляет 2,5—9 см, максимальный - до
11 см, в биологических тканях — 5-100 микрон, в стекле - 4 10~3 см. Энергия α-частицы
находится в пределах 4-9 МэВ. Удельная ионизация составляет примерно 40 ООО пар ионов/см
в воздухе, такая же удельная ионизация в организме на пути 1-2 микрона. Особую опасность αизлучение представляет при попадании его источника внутрь организма с пищей или с
вдыхаемым воздухом. При ионизации α-лучами наблюдаются химические изменения
вещества и нарушается кристаллическая структура твердых тел.
Бета-частицы несут один элементарный электрический заряд, mр= 0,000548 а.е.м. Движутся
со скоростями близкими к скорости света, т.е. (0,87—2,994) · 108 м/с. В отличие от α-частиц βчастицы одного и того же радиоактивного элемента обладают различным запасом энергии (от
десятых и сотых долей МэВ (мягкое β-излучение) до 2-3 МэВ (жесткое р-излучение). Бетаизлучение обладает значительно меньшим эффектом ионизации, чем α-излучение. Так, в
воздухе образуют 50-100 пар ионов на 1 см пути. Скорость β-частиц значительно выше
скорости α-частиц и пробег в воздухе достигает 10 м (у естественных β-излучателей). В мягкой
ткани пробег может достигать 10—12 мм. Поглощаются они слоем алюминия толщиной 1 мм.
Бетта-излучение опасно для здоровья человека, как при внешнем, так и при внутреннем
облучении. При внешнем облучении организма β-источниками возникают в основном кожные
поражения (β-ожоги). От них можно защититься тонким листом металла, оконным стеклом и
даже обычной одеждой.

57. 6. Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом и биологическими органами человека

Особенности γ-излучения
Гамма-излучение представляет основную опасность как источник внешнего излучения. Так как γизлучение является волновым, то характеризуется длиной волны, частотой колебаний и энергией.
Энергия γ-кванта пропорциональна частоте колебаний, а частота колебаний связана с длиной их
волн. Чем меньше длина волны и больше частота колебаний излучения, тем больше его энергия, а
следовательно, и прони-кающая способность. Энергия γ-излучения естественных радиоактивных
элементов колеблется от нескольких кэВ до 2-3 МэВ и редко достигает 5-6 МэВ. Пробег γ-квантов в
воздухе достигает 100 м и более. Такое излучение способно пронизывать слой свинца толщиной в
несколько см.
При взаимодействии гамма-лучей с веществом имеют место три основных эффекта:
фотоэффект (рис. а), комптоновское рассеяние (рис. б) и образование электронно-позитронных пар
(рис.в).

58. Свойства ионизирующих излучений

Характеристика эффектов взаимодействия γ-квант с веществом
Фотоэффект заключается в том, что γ-квант, взаимодействуя с атомом или
молекулой, выбивает из них электрон (называемый обычно фотоэлектроном).
При этом γ-квант полностью поглощается, вся его энергия передается электрону. В
результате электрон приобретает кинетическую энергию, равную энергии γкванта, за вычетом энергии связи электрона в атоме. Этот вид взаимодействия
наиболее вероятен, если энергия γ-кванта меньше 0,1—0,2 МэВ. Вероятность
фотоэффекта зависит от атомного номера и пропорциональна числу протонов
поглотителя.
Комптоновское рассеяние — это процесс, при котором γ-кванты, сталкиваясь с
электронами атомов вещества, передают им не всю свою энергию, а только ее
часть, и после соударения изменяют свое направление движения, т.е.
рассеиваются. Эффект Комптона возникает, когда поглотитель имеет малый
атомный вес, а γ-кванты энергию порядка 0,2 МэВ и более.
Эффект электронно-позитронных пар. Некоторые γ-кванты с энергией не ниже
1,02 МэВ, проходя через вещество, превращаются под действием сильного
электрического поля вблизи ядра атома в пару «Электрон-позитрон».
Возникновение этой пары (как и фотоэффект) приводит полному поглощению
энергии γ-кванта. Позитроны, замедляясь веществом, взаимодействуют с
электронами среды, образуя γ-излучение, обладающее высокой проникающей
способностью и сильным ионизирующим воздействием на объект, вызывая
поражение его жизненных органов, которое принято называть «лучевой
болезнью».

59. Характеристика свойств ионизирующих свойств

60. Проникающая способность ионизирующих излучений

61. Особенности γ-излучения

62. Характеристика эффектов взаимодействия γ-квант с веществом

63.

64.

65.

66.

67.

68.

69.

7. Последствия действия больших, малых, сверхмалых доз радиоактивного
облучения человека

70.

71.

72.

73. 7. Последствия действия больших, малых, сверхмалых доз радиоактивного облучения человека

74.

75.

76.

77.

78.

79.

80.

81.

82.

10. Понятие о ядерном реакторе и
принципе его работы.
Основным
принципом
работы
АЭС
является
преобразование внутриядерной энергии в тепловую.
Основным
элементом
АЭС,
где
происходит
преобразование энергии, является ядерный реактор.
В нем в качестве горючего используется уран. Как
известно, природный уран представляет смесь урана238 - 99,2%, урана-235 - 0,71% и урана-234 - 0,006%.
235
Для нормальной работы реактора концентрация
U
должна составлять 2-4% от общей массы урана.
235
Для работы реактора концентрацию
U в природном
уране повышают. В природном уране содержится
всего 0,7% этого изотопа.

83.

Когда появился интерес в мире к ядерной энергетике?
В 1938 немецкий химик Отто Ган
открыл явление расщепления
изотопа урана-235 во время
бомбардировки его нейтронами.
Причём с делением высвобождается
огромное количество энергии.
С этого открытия началась в мире
гонка за освоение атомной энергии и
атомного оружия по всему миру.
В природе самым распространённым
является изотоп урана-238, более
99% содержания. Остальная часть
приходится на уран-235, около 0,72%.
Для использования ядерной
технологии в мирных целях
необходимо увеличить процентное
содержание урана-235 в природном
уране до 3 - 5%. Этот вид называют
низкообогащённым ураном.
Для создания атомного оружия
используется высокообогащённый
уран (до 90-100%).

84.

Обогащение урана
Наиболее широко в мире применяются два способа обогащения урана:
газоцентрифужный и газодиффузионный. Целью обогащения является получение
гексафторида урана в виде газовой смеси, из которой получают кристаллический фторид
урана, используемый далее в ядерной энергетике
Реализуемая сегодня в России технология газоцентрифужного обогащения урана требует в 50 раз меньше
энергии, чем газодиффузионная технология (которая используется в Европе и США).
Газовая центрифуга, используемая для обогащения урана, вращается с огромной скоростью — более 1500
оборотов в секунду, не останавливаясь в течение всего срока действия. Срок работы такой центрифуги —
30 лет (рекорд длительности использования центрифуги составляет 32 года).
Для сравнения: барабан стиральной машины вращается со скоростью около 100 оборотов в минуту. Если
прекратить подачу электричества на газовую центрифугу, используемую для обогащения урана, то она
будет вращаться по инерции еще пару месяцев.
На обогатительном предприятии установлены десятки тысяч центрифуг, вращающихся с огромной
скоростью.
Но, благодаря выверенной конструкции, работают они практически бесшумно. Уран обогащают в виде
гексафторида урана. Это практически единственное легколетучее стабильное соединение урана.
Ротор газовой центрифуги, используемой для обогащения урана, тонкой иглой опирается на корундовое
основание.
Эта игла должна быть очень острой, и рабочие пользуются проверенным способом: определяют остроту
иглы щекой.
Благодаря высокоразвитой центрифужной технологии обогащения урана конечная цена на российский
топливный уран в 3 раза ниже, чем на американский.
Для изготовления атомной бомбы необходим уран со степенью обогащения по делящемуся изотопу (уран235) выше 90%.
В годы максимальной производственной нагрузки Ангарский электролизный химический комбинат,
занимающийся обогащением урана, потреблял до 4% всей электроэнергии, производимой в СССР.

85.

86. 10. Понятие о ядерном реакторе и принципе его работы.

Принцип работы ядерного ректора
Ядерный
(атомный) реактор является устройством для осуществления
управляемой цепной реакции деления. Основной частью ядерного реактора
является активная зона, в которой происходят формирование энергетического
спектра нейтронов, деление ядер топлива и преобразование ядерной энергии в
тепловую для последующего использования.
Активная зона состоит из ядерного топлива, замедлителя нейтронов (в
реакторах на тепловых или промежуточных нейтронах) и конструкционных
материалов.
Для отвода тепла от активной зоны служит теплоноситель. Управление
цепной реакцией деления осуществляется органами регулирования.
Для уменьшения утечки нейтронов активную зону окружают отражателем –
неделящимся материалом, хорошо рассеивающим нейтроны и слабо их
поглощающим. Все эти составные части находятся в корпусе ядерного реактора,
закрытого крышкой, на которой смонтированы исполнительные механизмы
органов регулирования.
Конструкции ядерных реакторов зависят от их предназначения: для
выработки электроэнергии, технологического тепла, теплоснабжения,
оружейного материала, вторичного ядерного топлива, сжигания радиоактивных
отходов от переработки отработавшего ядерного топлива и т.д.

87. Когда появился интерес в мире к ядерной энергетике?

Особенности применения ядерного топлива в реакторах
В гомогенном ядерном реакторе топливо в активной зоне может состоять из
расплавленного металла, расплавленной соли, водного или органического
раствора (жидкосолевые реакторы – ЖСР).
В гетерогенных реакторах топливо представляет собой большей частью
стержни из оксидов делящихся или сырьевых материалов. Топливным
материалом может быть почти любое сочетание ядер делящегося и сырьевого
материалов в смеси или отделенных друг от друга, как в концепции «активная
зона (делящийся материал) – зона воспроизводства (сырьевой материал)».
В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих
элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток
находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы,
которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются
вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать
глубину его погружения в активную зону.
Кроме самих кассет с ТВЭЛами среди них располагаются управляющие
стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала,
хорошо поглощающего нейтроны.
Управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной
зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов.
Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной
ситуации.

88. Обогащение урана

Кадета с ТВЭЛ

89.

Ядерное топливо

90. Принцип работы ядерного ректора

Особенности применения теплоносителя в реакторе
Передача тепловой энергии от ядерного реактора к
паровым турбинам осуществляется посредством
теплоносителя, циркулирующего по герметичным
трубопроводам, в сочетании с циркуляционными насосами,
образующими так называемый реакторный контур или
петлю.
В качестве теплоносителей применяют обычную и тяжёлую
воду, водяной пар, жидкие металлы, органические жидкости,
некоторые газы (например, гелий, углекислый газ).
Контуры, по которым циркулирует теплоноситель, всегда
замкнуты во избежание утечки радиоактивности. Их
количество определяется в основном типом ядерного
реактора, а также свойствами рабочего тела и теплоносителя.
Паровые турбины к реактору.

91. Особенности применения ядерного топлива в реакторах

92. Кадета с ТВЭЛ

Принципиальная схема работы реактора

93. Ядерное топливо

Паровая турбина к ядерным реакторам
Основной путь получения электроэнергии на современных АЭС – применение
электрических генераторов машинного типа с механическим приводом от паровой
турбины. Тепловая энергия пара при его расширении в проточной части турбины
превращается в кинетическую энергию потока пара, которая используется для
вращения ротора турбины электрогенератора. Параметры пара, поступающего на
турбину, находятся в прямой зависимости от параметров теплоносителя,
охлаждающего активную зону ядерного реактора. Для двухконтурной АЭС с реактором
ВВЭР-1000 выбрано максимально возможное давление теплоносителя, которое
определяется техническими возможностями изготовления мощных корпусов. При
современном состоянии промышленности мирового реакторостроения таким
давлением является 16 МПа.
Условием однофазности теплоносителя на выходе из ядерного реактора является
его недогрев до кипения. Соответственно ограничивается не только температура
теплоносителя на выходе из реактора (325°С), но и температура на входе в реактор (на
выходе парогенератора), которая принимается равной 290°С. С учетом необходимого
перепада температур в парогенераторе между теплоносителем ядерного реактора и
пароводяной смесью в парогенераторе температура парообразования составляет
278°С, что соответствует давлению 6,4 МПа. Начальные параметры пара перед
турбиной – давление 6 МПа, температура 274°С.

94. Особенности применения теплоносителя в реакторе

Принцип работы паровой машины АЭС
Конструктивно современная паровая турбина (см. слайд) состоит из одного или нескольких
цилиндров, в которых происходит процесс преобразования энергии пара, и ряда устройств,
обеспечивающих организацию ее рабочего процесса.
Основным узлом паровой турбины, в котором внутренняя энергия пара превращается в
кинетическую энергию парового потока и далее – в механическую энергию ротора, является
цилиндр. Он состоит из неподвижного корпуса (статора-турбины из двух частей, разделенных по
горизонтальному разъему; направляющих (сопловых) лопаток, лабиринтовых уплотнений,
впускного и выхлопного патрубков, опор подшипников и др.) и вращающегося в этом корпусе
ротора (вал, диски, рабочие лопатки и др.). Основная задача сопловых лопаток – превратить
потенциальную энергию пара, расширяющегося в сопловых решетках с уменьшением давления и
одновременным снижением температуры, в кинетическую энергию организованного парового
потока и направить его в рабочие лопатки ротора. Основное назначение рабочих лопаток и ротора
турбины – преобразовать кинетическую энергию парового потока в механическую энергию
вращающегося ротора, которая в свою очередь преобразуется в генераторе в электрическую
энергию. Ротор мощной паровой турбины представлен на сл,слайдах.
Число венцов сопловых лопаток в каждом цилиндре паровой турбины равно числу венцов рабочих
лопаток соответствующего ротора. В современных мощных паровых турбинах различают
цилиндры низкого, среднего, высокого и сверхвысокого давления. Обычно цилиндром
сверхвысокого давления именуется цилиндр, давление пара на входе в который превосходит 30,0
МПа, цилиндром высокого давления – участок турбины, давление пара на входе в который
колеблется в пределах 23,5 – 9,0 МПа, цилиндром среднего давления – участок турбины, давление
пара на входе в который около 3,0 МПа, цилиндром низкого давления – участок, давление пара на
входе в который не превышает 0,2 МПа. В современных мощных турбоагрегатах число цилиндров
низкого давления может достигать 4 с целью обеспечения приемлемой по условиям прочности
длины рабочих лопаток последних ступеней турбины.

95.

96. Принципиальная схема работы реактора

Органы парораспределения
Количество пара, поступающего в цилиндр турбины, ограничивается открытием
клапанов, которые вместе с регулирующей ступенью называются органами
парораспределения. В практике турбиностроения различают два типа
парораспределения – дроссельное и сопловое.
Дроссельное парораспределение предусматривает подвод пара после открытия
клапана равномерно по всей окружности венца сопловых лопаток. Это означает,
что функцию изменения расхода выполняет кольцевая щель между клапаном,
который перемещается, и его седлом, которое установлено неподвижно. Процесс
изменения расхода в этой конструкции связан с дросселированием. Чем меньше
открыт клапан, тем больше потери давления пара от дросселирования и тем
меньше его расход на цилиндр.
Сопловое парораспределение предусматривает секционирование направляющих
лопаток по окружности на несколько сегментов (групп сопел), к каждому из
которых организован отдельный подвод пара, оснащенный своим клапаном,
который либо закрыт, либо полностью открыт. При открытом клапане потери
давления на нем минимальны, а расход пара пропорционален доле окружности,
через которую этот пар поступает в турбину. Таким образом, при сопловом
парораспределении процесс дросселирования отсутствует, а потери давления
сводятся к минимуму.
В случае высокого и сверхвысокого начального давления в системе паровпуска
применяются так называемые разгрузочные устройства, которые предназначены
для уменьшения начального перепада давления на клапане и снижения усилия,
которое необходимо приложить к клапану при его открытии.

97. Паровая турбина к ядерным реакторам

Большинство
Конденсатор и вакуумная система
турбин, используемых в мировой энергетике для производства
электрической энергии, являются конденсационными. Это означает, что процесс
расширения рабочего тела (водяного пара) продолжается до давлений, значительно
меньших, чем атмосферное. В результате такого расширения дополнительно
выработанная энергия может составлять несколько десятков процентов от суммарной
выработки.
Конденсатор
– теплообменный аппарат, предназначенный для превращения
отработавшего в турбине пара в жидкое состояние (конденсат). Конденсация пара
происходит при соприкосновении его с поверхностью тела, имеющего более низкую
температуру, чем температура насыщения пара при данном давлении в конденсаторе.
Конденсация пара сопровождается выделением теплоты, затраченной ранее на
испарение жидкости, которая отводится при помощи охлаждающей среды. В зависимости
от вида охлаждающей среды конденсаторы разделяются наводяныеивоздушные.
Современные паротурбинные установки снабжены, как правило, водяными
конденсаторами. Воздушные конденсаторы имеют по сравнению с водяными более
сложную конструкцию и не получили в настоящее время широкого распространения.
Конденсационная установка паровой турбины состоит из собственно конденсатора и
дополнительных устройств, обеспечивающих его работу. Подача охлаждающей воды в
конденсатор осуществляется циркуляционным насосом. Конденсатные насосы служат
для откачки из нижней части конденсатора конденсата и подачи его в систему
регенеративного подогрева питательной воды. Воздухоотсасывающие устройства
предназначены для удаления воздуха, поступающего в турбину и конденсатор вместе с
паром, а также через неплотности фланцевых соединений, концевые уплотнения и
другие места. Схема простейшего поверхностного конденсатора водяного типа приведена
на слайде.

98. Принцип работы паровой машины АЭС

Схема простейшего поверхностного конденсатора водяного типа
А – вход отработавшего пара;
Б – отсос паровоздушной смесии;
В, Г – вход и выход охлаждающей воды;
Д – отвод конденсата
1 – корпус конденсатора;
2,3 – крышки водяных камер;
4 – трубная доска;
5 – конденсаторные трубки;
6 – приемный паровой
патрубок;
7 – конденсатосборник;
8
–
патрубок
отсоса
паровоздушной смеси;
9 – воздухоохладитель;
10 – паронаправляющий щит;
11 – входной патрубок;
12 – выходной патрубок для
охлаждающей воды;
13
–
разделительная
перегородка;
14 – паровое пространство
конденсатора;
15,16,17
–
входная,
поворотная
и
выходная
камеры охлаждающей воды;

99.

Особенности современных турбин для АЭС
Согласно современным концепциям реакторостроения для АЭС
число роторов приводов турбин для выработки электроэенергии не
должно превышать пяти, а предельная длина турбины 55–65 м.
Максимальная мощность турбины на насыщенном паре при
частоте вращения ротора 3000 об/мин составляет 1000–1200 МВт, а
для тихоходных она возрастает примерно в 4 раза.
Масса тихоходных турбин мощностью до 1000 МВт превосходит
массу турбин с частотой оборота ротора в 3000 об/мин и только при
мощности более 1000 МВт их массы становятся почти
одинаковыми. Так, удельная масса турбины К-100060/3000,
установленной на Ровенской АЭС, в ~1,3 раза меньше, чем у турбин
К-1000-60/1500, установленных на Запорожской АЭС.
Паровая турбина К-1000-60/1500, имеющая общую длину 57,8 м и
вес - 3000 т, представляет собой многоступенчатую турбину,
состоящую из одного двухпоточного цилиндра высокого давления
(ЦВД) и трех двухпоточных цилиндров низкого давления (ЦНД).
Скорость вращения ротора турбины 1500 об/мин

100. Органы парораспределения

Завершение работы ядерного реактора
По прошествии некоторого времени (обычно около трех лет)
тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) извлекаются из активной зоны
реактора. Отработавшее топливо высокоактивно. Поэтому извлеченные
ТВЭЛы выдерживаются не менее 150 дней в специальных бассейнах на
территории АЭС. За это время их активность уменьшается до величин,
позволяющих транспортировку.
В процессе работы реактора ядерное топливо изменяет свой изотопный
состав. В нем уменьшается содержание 235U, образуются искусственные
трансурановые элементы, в том числе 239Рu, происходит накопление
продуктов деления.
Далее ядерное топливо из хранилищ реактора попадают на завод, где
радиоактивные отходы разделяются на твердую и жидкую фазу, каждая из
которых специальным образом «консервируется»
и помещается в
хранилище радиоактивных отходов.
Условия хранения должны быть такими, чтобы в течение десятков тысяч
лет не могло произойти утечки радиоактивных материалов в окружающую
среду.
Топливо из хранилищ отходов поступают на завод по повторной
регенерации топлива. Здесь из него извлекают уран, плутоний, некоторые
другие изотопы. «Добытые» таким образом уран и плутоний могут быть
опять использованы при производстве ядерного топлива. Отходы от
переработки твэлов опять-таки направляются в хранилища.

101. Конденсатор и вакуумная система

Проблемы, связанные с эксплуатацией АЭС:
1. Захоронение высокоактивных продуктов
ядерного топливного цикла;
2. Ограниченный срок службы ядерных
реакторов;
3. Выбросы в атмосферу радиоактивных
газоаэрозольных отходов;
4. Возможная аварийная обстановка.

102. Схема простейшего поверхностного конденсатора водяного типа

Захоронение радиоактивных отходов
Захоронение является заключительным этапом обращения с радиоактивными
отходами. Его цель состоит в том, чтобы обеспечить безопасность путем размещения
отходов на установках, конструкция которых гарантирует надлежащие уровни
локализации и изоляции. Такие установки проектируются и обслуживаются таким
образом, чтобы сохранялись как физические, так и инженерно-технические барьеры,
обеспечивающие надлежащую радиационную защиту людей и охрану окружающей
среде в течение длительных периодов времени.
Разработка норм безопасности МАГАТЭ и деятельность, связанная с их использованием
и применением, нацелены на обеспечение наилучших возможных положительных
результатов для государств-членов МАГАТЭ, в том числе и Республики Беларусь.
Примерами таких международных проектов являются:
- проект ПРИСМ, посвященный демонстрации безопасности пунктов
приповерхностного захоронения;
- Проект ГЕОСАФ, основное внимание в котором уделяется демонстрации
эксплуатационной и долгосрочной безопасности пунктов геологического захоронения
и разработке конкретной программы захоронения высокоактивных отходов и
отработавшего топлива.
- Проект ХИДРА, посвященный аспектам вмешательства человека при оценке
безопасности пунктов приповерхностного захоронения на этапе после их закрытия.

103. Особенности современных турбин для АЭС

Направления оказания помощи со стороны МАГМТЭ по захоронению отходов
С целью оказания государствам-членам поддержки в разработке программ и
решений в области захоронения МАГАТЭ предоставляет помощь в следующих
областях:
- создание программ по захоронению в рамках комплексной национальной
инфраструктуры обращения с радиоактивными отходами
- разработка установок для приповерхностного и геологического захоронения,
включая скважинное захоронение изъятых из употребления закрытых
радиоактивных источников
- сохранение и распространение знаний в области захоронения отходов,
связанных с разработкой, эксплуатацией и после эксплуатационными работами
по модернизация приповерхностных хранилищ
- организация обучения в области применении технологий захоронения отходов
и улучшение связи между специалистами в области захоронения радиоактивных
отходов благодаря использованию сетей (ДИСПОНЕТ иСеть ПИУ)
- решение научных, технических, институциональных и социально-политических
проблем посредством привлечения заинтересованных сторон к поддержке мер
по укреплению.