Характеристика делящихся и радиоактивных материалов

К радиоактивным материалам относятся как природные радионуклиды, которых насчитывается около 90, так и техногенные материалы и устройства, радиоактивные источники и радиоактивные отходы, получившие заряд радиоактивного излучения от природных радиоактивных элементов. Радиоактивные источники – это комплексы, установки, аппараты, оборудование и изделия, в которых содержатся радиоактивные вещества или генерируется ионизирующее излучение. Радиоактивные отходы – ядерные материалы и радиоактивные вещества, не подлежащие дальнейшему использованию.

Удельной активностью радиоактивного материала принята активность на единицу массы или объема материала, в котором радионуклиды в основном распределены равномерно.

К радиоактивным м атериалам с низкой удельной активностью (материал НУА) – относятся материалы, которые по своей природе имеют ограниченную удельную активность, или радиоактивные материалы, к которым применяются пределы установленной средней удельной активности. Материалы внешней защиты, окружающие материал НУА, при определении средней удельной активности не должны учитываться.

Материалы НУА можно разделить на три группы:

К первой группе (материалы НУА-I) относятся:

а) урановые и ториевые руды и концентраты таких руд, другие руды, содержащие радионуклиды природного происхождения (например, уран, торий) и предназначенные для переработки с целью использования этих радионуклидов;

б) твердый необлученный природный уран[4] или обедненный уран[5], или природный торий, или их твердые или жидкие составы, или смеси;

в) радиоактивные материалы, для которых величина активности не ограничивается, кроме делящихся ядерных материалов в количествах, не подпадающих под освобождение;

г) другие радиоактивные материалы, в которых активность распределена по всему объему и установленная средняя удельная активность не превышает более чем в 30 раз концентрацию активности, за исключением делящихся ядерных материалов в количествах, не подпадающих под освобождение.

Ко второй группе (материалы НУА-II) относятся:

а) вода с удельной активностью трития до 0,8 ТБк/л;

б) материалы, в которых активность распределена по всему объему, а установленная средняя удельная активность не превышает 10^-4 А ₂/г для твердых и газообразных материалов и 10^-5 А ₂/г для жидкостей.

Материалами третьей группе (материалы НУА-III) являются - твердые материалы, например, связанные отходы, активированные материалы, исключая порошки, в которых:

а) радиоактивный материал распределен по всему твердому материалу, или набору твердых объектов, или в значительной степени равномерно распределен в твердом сплошном связывающем материале (таком, как бетон, битум, керамика и т.д.);

б) радиоактивный материал мало растворимый в воде или по своей природе содержится в малорастворимой основной массе (утечка радиоактивного материала из упаковки при помещении его в воду на 7 суток не превышает 0,1 А ₂);

в) установленная средняя удельная активность без учета любого защитного материала не превышает 2×10^-3 А ₂/г.

Под делящимися радиоактивными материалами (ДРМ) понимают такие радиоактивные вещества, которые могут поддерживать цепную реакцию деления атомных ядер и требуют соблюдения дополнительных мер ядерной безопасности, исключающих возможность возникновения критической массы при их транспортировке.

Цепную реакцию можно объяснить следующим образом. Ряд радиоактивных химических элементов и изотопов, имеющих большую атомную массу, (например, торий, уран, плутоний, америций и др.), обладают особенно сложной структурой ядер атомов. Эти ядра при воздействии на них субатомных частиц (нейтронов, протонов, дейтронов, тритонов, альфа-частиц и т.п.) могут поглощать эти частицы. Таким образом, увеличивается степень их нестабильности до величины, когда они становятся сами способными расщепляться на два ядра с близкой по величине массой (или, более редко, на три или четыре части). При расщеплении освобождается значительное количество энергии, сопровождаемое выходом вторичных нейтронов. Это явление известно как процесс расщепления или ядерного деления. В очень редких случаях расщепление происходит спонтанно или под действием фотонов.

Вторичные нейтроны, выделяющиеся во время расщепления, могут вызвать вторичное расщепление, которое, в свою очередь, также создает вторичные нейтроны и т.д. Многократное повторение этого процесса и дает цепную реакцию.

Вероятность расщепления обычно очень высока для некоторых нуклидов (U-233, U-235, Pu-239), если используются медленные нейтроны, т.е. нейтроны со средней скоростью примерно 2,200 м/с (или с энергией 1/40 электрон вольт (eV). Поскольку эта скорость соответствует примерно скорости молекул жидкости (тепловое движение молекул), медленные нейтроны также иногда называют тепловыми нейтронами.

В настоящее время, расщепление, вызываемое тепловыми нейтронами, является наиболее часто используемым видом расщепления в ядерных реакторах.

По этой причине термин «расщепление» обычно используется для описания изотопов, которые подвергаются расщеплению тепловыми нейтронами, в частности, уран-233, уран-235, плутоний-239 и химические элементы, которые содержат их, в частности, уран и плутоний.

Другие нуклиды, такие как уран-238 и торий-232 расщепляются только под действием быстрых нейтронов и обычно они (эти изотопы) считаются воспроизводящими, а не делящимися. «Воспроизводимость» объясняется тем, что эти нуклиды могут поглощать медленные нейтроны, давая, таким образом, возможность образования плутония-239 или урана-233 соответственно, которые уже являются делящимися изотопами.

Поскольку в процессе расщепления выделяется очень большое количество энергии вторичных нейтронов (примерно 2 миллиона eV), в тепловых ядерных реакторах (с замедленными нейтронами) эти нейтроны должны быть замедлены в случае начала цепной реакции. Это может быть достигнуто с помощью замедлителей, т.е. продуктов с малой атомной массой (таких как вода, тяжелая вода, некоторые углеводороды, графит, бериллий и т.п.).

Согласно правилам Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) из всех радиоактивных веществ к делящимся отнесены материалы, содержащие уран-233, уран-235, плутоний-238, плутоний-239, плутоний-241 или любые сочетания этих радионуклидов в количестве более 15 г при условии их содержания в материалах более 0,7% по массе.

Под определение ДРМ не подпадают:

а) необлученный природный уран или обедненный уран,

б) природный уран или обедненный уран, облученный только в реакторах на тепловых нейтронах.

Естественные и искусственные радионуклиды отличаются только своим происхождением, а их радиоактивный распад подчиняется одним и тем же закономерностям.

В процессе распада количество радионуклидов рассматриваемого изотопа в некотором объеме уменьшается по определенному закону, а сам процесс характеризуется временным показателем – периодом полураспада (Т_1/2), равным времени, в течении которого количество радиоактивных ядер уменьшается ровно вдвое.

При радиоактивном распаде выполняется закон сохранения энергии: энергия материнского ядра ровна суммарной энергии продуктов распада.

К важным характеристикам, кроме энергетических, можно отнести:

– распространенность радионуклида в природе, химические свойства, физико-химическое состояние, способность химических превращений в окружающей среде и в организме человека и животных, биологическую активность излучателей и биологическую активность различных химических соединений радионуклидов, формы нахождения радионуклида в среде (аэрозоли, растворы, твердая среда), способность включатся в круговорот веществ в природе и движение по различным биологическим цепочкам. Особое значение имеют способы радионуклидов вызывать различные повреждения при поступлении их в организм человека.

Радиационные материалы перевозятся как опасный груз по особым правилам, если их удельная активность более 74 кБк/кг (2 нанокюри/г). Так же перевозятся делящиеся радиоактивные материалы (уран-233, уран-235, плутоний-238, плутоний-239, плутоний-241 или их смеси в количестве до 0,015кг и нейтронные источники на основе этих радиоактивных веществ в количестве не более 0,150кг).

При перевозке ДРМ необходимо обеспечить защиту работников транспорта, населения, должностных лиц таможенных органов, имущества и окружающей среды от воздействия ионизирующих излучений.

Для обеспечения такой защиты требуется:

− надёжная герметизация ДРМ в специализированной упаковке (таре);

− снижение уровня излучений снаружи упаковки до допустимых значений;

− обеспечение требуемой федеральными нормами и правилами (НРБ-99/2009, ПБТРВ-73) чистоты наружной поверхности по радиоактивному загрязнению при перевозке ДРМ;

− гарантированное предотвращение возможности возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления (для делящихся материалов).

Перевозка этих ДРМ осуществляется в специальных транспортных упаковочных комплектах, представляющих собой комплекс деталей, узлов, материалов, обеспечивающих сохранность перевозимых радиоактивных веществ и радиационную защиту от них согласно требованиям правил безопасного транспортирования. Упаковочные комплекты обозначаются смысловым шифром: первые три буквы (УКТ) обозначают упаковочный комплект транспортный; за ним помещается римская цифра, соответствующая виду перевозимого радиоактивного вещества; затем следует буква А или В, характеризующая тип комплекта и в конце шифра через тире проставляется толщина защитного слоя в миллиметрах. В некоторых случаях в конце шифра через тире проставляется номер варианта исполнения комплекта.

Например, шифр УКТIIВ-150-2 расшифровывается так: упаковочный комплект транспортный для перевозки радиоактивных веществ II вида (т.е. нейтронных излучателей), типа В (рассчитанный на аварийную ситуацию при перевозке), с защитным слоем в контейнере толщиной 150 мм, исполнение 2.

В зависимости от перевозимого в УКТ вида излучателя выделяют три вида упаковочных комплектов (таблице 12.4).

Упаковочные комплекты I вида, в которых перевозятся источники гамма-излучения, содержат противорадиационные устройства (защитный контейнер, защитный вкладыш) из свинца, чугуна, стали, обеднённого урана или других тяжёлых материалов.

Таблица 12.4

Виды упаковочных комплектов транспортных для перевозки

различных радиоактивных веществ

№ п/п	Вид упаковочного комплекса	Ионизирующие излучения, от которого имеется защита в УКТ
1	2	3
1	I	Гамма- и другие виды излучений, корме нейтронного, испускаемые радиоактивные вещества
2	II	Нейтроны и другие виды излучений
3	III	альфа- и (или) бета-излучения

В упаковочных комплектах II вида для защиты от нейтронного излучения применяют парафин либо другие водородосодержащие вещества с добавлением бора или кадмия.

При изготовлении упаковочных комплектов III вида используют, как правило, лёгкие материалы – алюминий и различные пластмассы, а также небольшие защитные вкладыши из свинца.

По способности сохранять защитные и герметизирующие свойства при внешних воздействиях упаковочные комплекты для перевозки радиоактивных веществ делятся на два основных типа – А и В.

УКТ типа А рассчитаны на нормальные условия транспортирования и должны выдерживать воздействия, встречающиеся в обычной практике перевозки радиоактивных веществ (падение, с небольшой высоты, удар соседнего груза, сжатие, проливной дождь и т.п.). После комплекса испытаний, соответствующих нормальным условиям транспортирования, УКТ типа А должны отвечать установленным нормам и требованиям. При аварийных ситуациях УКТ типа А могут сильно повреждаться, а при больших авариях полностью разрушаться.

УКТ типа В должны выдерживать аварийные условия перевозки (точнее, испытания моделирующие нормальные и аварийные условия) без изменения защитных свойств или с очень небольшим уменьшением эффективности систем герметизации и защиты от излучений.

Все упаковочные комплекты по уровню ионизирующего излучения делятся на четыре транспортные категории (таблице 12.5).

Таблица 12.5

Транспортные категории упаковочных комплектов при перевозке

радиоактивных веществ

№ п/п	Транспортная категория УКТ	Цвет этикетки транспортной категории	Предельно допустимая мощность эквивалентной дозы излучения, мЗв/час
№ п/п	Транспортная категория УКТ	Цвет этикетки транспортной категории	в любой точке на наружной поверхности УКТ	Транспортный индекс
1	I	Белый	0,005	Не учитывается
2	II	Желтый	0,5	1
3	III	Желтый	2,0	10
4	IV	Желтый	10,0	50

Предельно допустимое значение мощности эквивалентной дозы излучения на расстоянии 1 м от любой точки поверхности УКТ, выраженное в миллизивертах в час и умноженное на 100, называется транспортным индексом.

Международными Правилами безопасной перевозки радиоактивных материалов устанавливается три категории УКТ, а именно (см. таблице 12.6):

При этом, если уровень мощности дозы гамма-излучения на поверхности УКТ равен от 2 до 10 мЗв/час то такой УКТ перевозится на условиях исключительного использования, т.е. использования транспортного средства только одним грузоотправителем.

Таблица 12.6

Международными Правилами безопасной перевозки

радиоактивных материалов

Транспортный индекс	Максимальный уровень излучения в любой точке внешней поверхности	Категория
0	Не более 0,005 мЗв/час.	I- Белая
Больше нуля, но не больше 1	Больше 0,005 мЗв/час, но не больше 0.5 мЗв/час.	II - Желтая
Больше 1, но не больше 10	Больше 0,5 мЗв/час, но не больше 2 мЗв/час.	III - Желтая
Больше 10	Больше 3 мЗв/час, но не больше 10 мЗв/час.	III - Желтая

К каждому УКТ должна быть приложена следующая документация:

− техническое описание;

− инструкция по эксплуатации;

− сертификат-разрешение на упаковочный комплект;

− паспорт;

− упаковочная ведомость.

Защита от ионизирующих излучений УКТ обеспечивается таким образом, чтобы на расстоянии 1м от его внешней поверхности с каждой стороны или в любой точке непосредственно на этой поверхности мощность эквивалентной дозы не превышала значений, установленных ПБТРВ-73 (указаны в таблице 12.1), для соответствующей транспортной категории радиационных упаковок. Эти данные указываются в технической документации на УКТ.

Если удельная активность РМ менее 74 кБк/кг (0,002 микрокюри/г), то перевозка их осуществляется на условиях неопасных грузов.

При небольшом размере радиационных упаковок (диаметром меньше 58 см) лимитирующим показателем будет мощность эквивалентной дозы на поверхности упаковки. Если диаметр упаковки больше 58 см, ограничивающее значение имеет транспортный индекс.

Запрещается перевозка радиационных упаковок, а также групп упаковок любой категории, сумма транспортных индексов которых превышает 50, мелкими и крупнотоннажными отправками, в универсальных контейнерах, грузобагажом и в прямом международном сообщении.

До отправки радиационного груза отправитель должен измерить мощность эквивалентной дозы излучения каждой упаковки для определения транспортного индекса; убедиться, что на наружной поверхности упаковки нет «снимаемого» радиоактивного загрязнения, а уровень общего радиоактивного загрязнения не превышает допустимых значений: 10 альфа- частиц/(мин-см), 100 бета-частиц/(мин-см). «Снимаемое» радиоактивное излучение - радиоактивное загрязнение, слабо связанное с поверхностью, которое может быть определено методом «мазков». «Снимаемое» радиоактивное загрязнение вагонов, контейнеров и наружных поверхностей радиационных упаковок не допускается.

Незаконное перемещение радиоактивного груза через таможенную границу ТС является контрабандой, а по возможным последствиям оно должно рассматриваться как радиационная авария (аварийная ситуация). Это определяет особые требования к действиям персонала таможенных органов при обнаружении товара с повышенной радиоактивностью, необходимость четкого взаимодействия с органами государственного регулирования радиационной безопасности и оперативного проведения первичной диагностики задержанного товара с соблюдением необходимых требований по радиационной безопасности. При этом следует учитывать, что многие грузы могут иметь повышенную радиоактивность естественного происхождения (строительные материалы, некоторые виды минерального сырья, огнеупорные изделия и т.д.), либо являющуюся следствием аварии на атомном предприятии (пищевые продукты, продукция лесной промышленности и т.д.), которое, однако удовлетворяют гигиеническим нормативам, и могут быть перемещены через таможенную границу и реализованы на территории России. Но пропуск таких грузов должен, производиться только по согласованию с органами Госсанэпиднадзора, оформленному в виде санитарно-эпидемиологического (гигиенического) заключения установленного образца. При этом на сельскохозяйственное сырье, пищевые продукты, стройматериалы и металл санитарно-эпидемиологическое (гигиеническое) заключение может выдаваться территориальными органами Госсанэпиднадзора. На другие виды продукции (минеральное сырье, огнеупорные изделия, иные товары), имеющие повышенное содержание естественных или техногенных радионуклидов санитарно-эпидемиологическое (гигиеническое) заключение должно выдаваться Роспотребнадзором.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Все ИИ по своей природе подразделяются на электромагнитные (рентгеновское и g-излучение) и корпускулярные излучения (электроны и позитроны (b-частицы), протоны (ядра водорода), дейтроны (ядра дейтерия), a-частицы (ядра гелия) и тяжелые ионы. К корпускулярным излучениям относятся также не имеющие заряда нейтроны и отрицательно заряженные мезоны, (p-мезоны), имеющие значительную перспективу использования в радиационной онкологии.

Действие ионизирующих излучений на организм человека не ощущается т.к. у него отсутствуют органы чувств, которые бы их воспринимали. Поэтому дозиметрические приборы позволяют не только обнаруживать, но и оценивать активность и энергетические характеристики ИИ.

Виды ИИ сопровождающих распад радионуклида, их энергетическая характеристика и интенсивность отдельных составляющих этих излучений, а также уровень его концентрации в подлежащих контролю таможенных объектах определяют группу методов измерений, в принципе пригодных для использования. Для выбора метода измерения мало задаться минимальной концентрацией конкретного радионуклида, который необходимо измерить. Надо также задать max погрешность измерений, допустимую при ТК ДРМ. Считается, что для источников, формирующих годовую дозу, несколько большую 10 МкЗв, вполне приемлема погрешность в 50% при доверительной вероятности 95%. Для доз, меньших 10 МкЗв в год, достаточно иметь погрешность их оценки в 5 МкЗв. При радиационном контроле с целью обеспечения радиационной безопасности надо добиваться погрешности определений на уровне 30% в тех случаях, когда измеряется величина сравнимая с допустимыми уровнями («Радиационная безопасность»). При решении частных научных задач требования к точности результатов могут быть значительно жестче.

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ

1. Кем и в каком году была открыта радиоактивность?

2. Что такое изотопы?

3. Какие изотопы являются радионуклидами?

4. Дайте определение радиоактивным и делящимся материалам?

5. Какие виды ионизирующего излучения Вы знаете?

6. Чем отличаются γ и x лучи от £ и β - лучей?

7. Чем отличается доза излучения и мощность дозы?

8. Какие виды доз Вы знаете?

9. Назовите меры для ИИ.

10. Что облучает Рад?

11. Что облучает Бэр?