Poluarea Radioactiva [PDF]

Zitiervorschau

GRUPUL ŞCOLAR AGRICOL BECLEAN JUDEŢUL BISTRIŢA-NĂSĂUD

TEMA PROIECTULUI

POLUAREA RADIOACTIVA A MEDIULUI DE CĂTRE INDUSTRIA NUCLEARĂ

PROF. POP AUREL

2010 POLUAREA RADIOACTIVĂ A MEDIULUI DE CĂTRE INDUSTRIA NUCLEARĂ

CUPRINS 1. Argument 1.1. Poluarea radioactivă 2.1 Calculul dozelor la expunerea internă

2. Prevederi legislative în domeniu 3. Centrale nucleare electrice 3.1. Principiul de funcţionare 3.2. Ciclul combustibilului nuclear 3.3. Reactorul nuclear 3.4. Tipuri de reactoare nucleare 3.5. Reîncărcărea reactoarelor nucleare 3.6. Aplicaţii ale reactoarelor nucleare 3.7. Securitatea centralelor nucleare 3.8. Poluări datorate centralelor electronucleare (CEN) 5. Concluzii Bibliografie 6. Anexe

2

Capitolul I. Argument.

Vreme de decenii, radiaţiile ionizate au constituit doar o curiozitate de laborator, cunoscută numai câtorva iniţiaţi. Descoperirea radioactivităţii artificiale şi apoi aceea a fisiunii uraniului, în deceniul al patrulea al acestui secol, au dat un puternic imbold cercetărilor de energie nucleară.Energia nucleară a ieşit însă din anonimat abia după aruncarea celor două bombe atomice în 1945 asupra Japoniei, la Hiroshima a explodat prima bombă aruncată asupra populaţiei, că măsură militară de distrugere, iar cea de-a doua bombă atomică la Nagasaki. Construirea reactorilor nucleari şi posibilitatea de a utiliza aceste instalaţii pentru a produce energie electrică în cantitate mare, au transferat apoi problema cercetării radiaţiilor şi odată cu aceasta şi problema protecţiei contra radiaţiilor, în plin domeniu industrial şi economic. Studii recente au arătat că datorită tuturor cauzelor de poluare radioactivă, doza de radiaţii pe cap de locuitor a crescut în ultimii 20 de ani de 5 până la 10 ori. Iradierea îndelungată, chiar cu doze mici, poate produce leucopenii şi malformaţii congenitale, pe când iradierea cu doze mari duce la accentuarea leucopeniei, la eriteme, la hemoragii interne, căderea părului, sterilitatea completă, iar în cazurile extreme produce moartea.

I.1. Poluarea radioactivă

Un tip de poluare a mediului ambiant a apărut odată cu prepararea şi utilizarea pe scară largă a substanţelor radioactive. Se ştie că acestea emit radiaţii ionizante, care pot să devină extrem de periculoase pentru toate vietăţile dacă nu se iau anumite măsuri de protecţie. Sursele de radioactivitate se pot grupa în două categorii: a) surse naturale 3

b) surse artificiale Radioactivitatea naturală este determinată de substanţele radioactive de origine terestră (precum U-238, U-235, Th-232, Ac-228, K-40 etc.), la care se adaugă radionuclizii cosmogeni (H-3, Be-7, C-14 etc.) rezultaţi în urma interacţiei radiaţiilor cosmice cu straturile superioare ale atmosferei. Un aspect important al radioactivităţii naturale este legat de gazele radioactive – radon ( Rn-222) şi toron (Rn-220), care provin din uraniul existent în scoarţa terestră, ce difuzează prin sol şi ajung în atmosferă. Toate radiaţiile ionizante, de origine terestră sau cosmică, constituie fondul natural de radiaţii care acţionează asupra organismelor vii. Radioactivitatea artificială este datorată prezenţei în mediul înconjurător a unor radionuclizi care îşi datorează existenţa activităţii omului. Radiaţia artificială este folosită în multe ramuri de activitate. De exemplu, în industrie este folosită pentru controlul proceselor şi a calităţii produselor, iar în scop de studiu, este folosită în institute de cercetare şi învăţământ superior. Tot aici trebuie inclusă şi activitatea medicilor sau a personalului sanitar care lucrează cu radiaţii. Doza fondului natural de radiaţii este cuprinsă între 10-100 µrem/h. La fondul natural de radiaţii se adaugă iradierea artificială datorată procedurilor medicale, utilizării TV, ceasurilor electronice, materialelor de construcţie, etc. cu un aport de cca 1,04 mSv/an. Doza maximă admisă variază cu obişnuinţa şi vârsta: - 1,3 rem/an, sub 45 ani; - 2,5 rem/an, peste 45 ani; - 0,3 rem/săptămână, pentru individ care lucrează într-un laborator de radiaţii. Boala radiaţiei apare la mai mult de 15 rem/an. S-a stabilit o scală a nivelelor de iradiere: - 0,001 rad – iradiere anuală datorată activităţilor nucleare; - 0,005 rad – iradiere anuală datorată ecranului de televiziune; 4

- 0,05 rad – examen radiologic; - 0,1 rad – iradiere naturală media anuală; - 0,5 rad – pragul oficial de securtate pentru public; - 200-400 rad – mortalitatea în 5% din cazuri; - 400-600 rad – mortalitatea în 50% din cazuri până în a 30-a zi; - peste 600 rad – moarte sigură în 90% din cazuri, în maxim 2 săptămâni. Mărimea prin care se evaluează nivelul iradierii substanţelor vii şi efectele asupra acestora este doza. Doza absorbită reprezintă energia cedată de radiaţia ionizantă unităţii de masă a substanţei prin care trece, unitatea de măsură fiind gray (Gy). Doza echivalentă constituie un indicator al riscului de expunere pentru un anumit ţesut la diferite radiaţii şi se defineşte ca fiind doza absorbită într-un ţesut supus la o radiaţie oarecare care produce acelaşi efect biologic ca o doză absorbită corespunzătoare unei radiaţii standard. Unitatea de măsură este sievert (Sv). Monitorizarea dozei gama şi a parametrilor meteorologici se realizează cu o staţie automată care face parte din Reţeaua Naţională de Supraveghere a Radioactivităţii Mediului iar coordonarea ştiinţifică, tehnică şi metodologică a RNSRM este asigurată de Laboratorul Naţional de Referinţă pentru Radioactivitate (LNR) din cadrul Agenţiei Naţionale pentru Protecţia Mediului. Sistemul de monitorizare a dozei gama în timp real a fost achiziţionat în anul 2006 în cadrul proiectului PHARE “Procurarea de echipamente necesare în scopul creării unui sistem adecvat de monitorizare şi raportare a radioactivităţii mediului”. Sistemul de monitorizare a dozei gama se compune din: - 2 sonde de detecţie ce măsoară debitul echivalent de doză gama (μSv/h) - 1 staţie meteorologică automată care măsoară: presiunea atmosferică,

5

temperatura, direcţia şi viteza vântului, umiditatea, radiaţia solară şi cantitatea de precipitaţii.

Staţia de monitorizare a dozei gama este amplasată în faţa sediului Agenţiei pentru Protecţia Mediului Brăila şi realizează supravegherea radioactivităţii factorului de mediu aer (figura 1).

SERVER APM BRĂILA

ANPM - LNR

Fig. 1 Staţia de monitorizare a dozei gama

Datele achiziţionate de staţie sunt transmise în timp real, printr-un sistem de comunicaţie prin cablu, la serverul Agenţiei pentru Protecţia Mediului Brăila şi simultan, prin GPRS, către Laboratorul Naţional de Referinţă pentru Radioactivitate.

6

Datele stocate în arhiva laboratorului naţional sunt validate şi retransmise la serverul APM. Obiectivul principal al staţiei este detectarea oricăror creşteri cu semnificaţie radiologică a nivelelor de radioactivitate din mediu precum şi acţiunea de avertizare – alarmare a factorilor de decizie. În clinici şi spitale radiaţiile sunt folosite: - la radiografii, unde se folosesc în special radiaţiile X (Rőntgen) - în scop terapeutic se utilizează iradierea pentru distrugerea ţesuturilor tumorale maligne unde frecvent folosite sunt radiaţiile X de mare energie sau radiaţiile gama date de sursele Co-60. - în scopuri de investigaţie se utilizează administrarea de radionuclizi cu timpi scurţi de înjumătăţire, după care se realizează tomografierea, în special a plămânilor, oaselor şi creierului.

Acţiunea fiziologică a radiaţiilor Efectele vătămătoare ale radiaţiilor se împart în: efecte somatice (care pot fi la rândul lor imediate, cronice şi întârziate) şi efecte genetice. Efectele somatice imediate afectează sistemul nervos central şi gastrointestinal. Efectele somatice cronice produc: depresiuni hematopoetice, sterilitate, tulburarea vederii (cataracte), alopecia (căderea părului). Ca efecte întârziate se relevă: scurtarea vieţii şi apariţia neoplasmelor în diferite forme (frecvent cancer epiteliar şi pulmonar). Efecte genetice pot produce şi mutaţii genetice, de la cele mai severe, ca de exemplu, întârzierea mintală, până la cele mai banale, cum sunt pete ale pielii. Printre principalele surse de poluare radioactivă se numără: - utilizarea în industrie, medicină, cercetare a diferitelor surse de radiaţii nucleare - exploatări miniere radioactive, la extragere, prelucrare primară, transport

7

şi depozitare care pot contamina aerul prin gaze şi aerosoli, precum şi apa prin procesul de spălare. - metalurgia uraniului sau a altor metale radioactive şi fabricarea combustibilului nuclear, care prin prelucrări mecanice, fizice, chimice, poate cuprinde în cadrul procesului tehnologic şi produşi reziduali gazoşi, lichizi sau solizi stocarea, transportul eventual evacuarea lor pot determina contaminarea mediului. - reactorii nucleari experimentali sau de cercetare, în care se pot produce industrial noi materiale radioactive. - centralele nuclearo-electrice care poluează mai puţin în cursul exploatării lor corecte, dar mult mai accentuat în cazul unui accident nuclear. - exploziile nucleare experimentale, efectuate îndeosebi în aer sau în apă şi subteran, pot contamina vecinătatea poligonului cât şi întregul glob, prin depunerea prafului şi aerosolilor radioactivi, generaţi de către ciuperca exploziei. - avariile şi accidentele produse la instalaţiile tehnologice nucleare produc cea mai intensă contaminare - accidentele în transportul aerian, maritim, feroviar sau rutier a celor mai felurite materiale radioactive. - deşeurile radioactive rezultate din activitatea economică şi de cercetare Dublarea necesităţilor de energie electrică, la fiecare 12-13 ani, a făcut să crească brusc interesul pentru reactorii nucleari, impunând dezvoltarea centralelor nuclearo-electrice, creşterea competitivităţii energiei electrice de origine nucleară şi ridicarea continuă a performanţelor atinse de reactorii acestor centrale, ca temperatura şi presiunea agentului transportor de căldură, a puterii instalate pe unitatea de masă a zonei active a reactorului.

8

I.1 Calculul dozelor la expunerea interna Daca un radionuclid incorporate in organism s-a fixat intr-un organ critic sau s-a distribuit in tot corpul, va iradia organismul pana la eliminarea sa biologica sau pana la dezintegrarea sa completa. Doza data de o asemenea sursa de iradiere, depinde evident de energia disipata de radiatiile emise la dezintegrare. In cazul particulelor alfa si beta, datorita parcursului mic, intreaga energie (sau cea mai mare parte a ei) va fi disipata in tesut. Sa luam spre exemplificare cazul unui radionuclid beta emitator. Presupunem ca parcursul radiatiilor beta in tesut este mai mic decat raza organului critic, ca radionuclidul emite o particula beta la o dezintegrare, cu energia

Wβ

[MeV] si se afla in organul critic intr-o

concentratie C [µCu/g]. In acest caz, energia disipata la o dezintegrare este: 3,7 · 104 [dez/s/µCi] ·C[µCi/g] ·

Wβ

[Mev/dez] · 1,6 · 10-6 [erg/MeV] = 0,0592

Wβ

C [erg/s/g].

Energia totala disipata de radionuclid, pana la dezintegrarea completa va fi: 0,0592

Wβ

C [erg/s/g] · Tef [d] · 84600 [s/d] · 1,443 = 7380

Wβ

Tef · C [erg/g] = 7,38

[rad]. Debitul dozei dat de radionuclid va fi: D = 5,92 ⋅ 10 −4 Wβ C [rad / s]

(10.1)

sau D = 2,13 Wβ C [rad / h]

(10.1 a)

sau D = 51,2 Wβ C [rad / d ]

9

Wβ

Tef C

Dupa un interval de timp t[d], doza acumulata va fi: t

D = ∫ 51,2 Wβ Ce −λt ⋅ dt

[rad ]

0

(10.2)

sau D = 51,2 Wβ ⋅ C

Daca t >>

T1

(

1 1 − e −λt λ

)

[rad ]

(10.2 a)

relatia (10.2 a) devine:

2

D=

In cazul in care

T1

2

51,2 ⋅ Wβ C = 73,8 ⋅ Wβ CT1 λ

2

[ rad ]

(10.2 b)

>>t relatia (10.2 a) devine:

D ≈ 51,2 ⋅ Wβ Ct

[rad ]

(10.2 c)

3 1. Sa se calculeze doza data de 1 mCi H introdus in organism sub forma de apa tritiata.

Pentru tritiu, organul critic este tot corpul. In consecinta, pentru omul standard, va rezulta: C=

1000 µCi = 0,0143 µCi / g 70000 g

3 Caracteristicile H sunt:

Wβ = 5,5 ⋅ 10 −3 MeV

si Tef = 12 d.

Deci Dβ = 73,8 · 5,5 · 10-3 · 12 · 1,43 · 10-2 = 0,070 rad = 70 mrad Doza cumulata in primele 12 ore va fi: 10

Dcumulata = 2,13 Wβ Ct = 2,13 ⋅ 5,5 ⋅ 10 −3 ⋅ 1,43 ⋅ 10 −2 ⋅ 12 = 2,01 mrad sau

Dcum

0, 693 t −   = Dβ 1 − e T1 / 2  

  = 70 ⋅ 0,0285 = 2,01 mrad ≈ 2 mrem  

In cazul radiatiilor gamma, “parcursul” mediu in tesut variaza intre 17,6 si 30,6 cm pentru energii cuprinse intre 50 keV si 3 MeV adica pentru radiatiile emise de radionuclizii curent utilizati in aplicatii. Este de presupus ca energia disipata pe gram de tesut este diferita de energia absorbita de acelasi gram de tesut. Modul si probabilitatea de interactie a radiatiilor gama cu materia este dependent de energia radiatiilor si numarul atomic al mediului absorbant. Doza absorbita depinde de durata de injumatatire efectiva si de concentratia radionuclidului. Daca intr-un mediu oarecare se afla distribuit in mod uniform 1 µCi/cm3 dintr-un radionuclid gamma emitator, atunci debitul dozei dat de radiatiile gamma va fi: D γ = 10 −3 Kg

[ R / h]

(10.3)

Factorul geometric mediu g pentru emitatori uniform distribuiti in corp. Tabelul 10.1 Greu-

inaltimea 200

190

180

170

160

150

140

100

138

139

142

145

147

150

154

90

134

136

138

140

143

146

148

139

141

tatea [kg]

11

80

129

130

131

134

136

131

135

70

123

124

125

126

129

125

128

60

117

118

119

120

122

119

122

50

112

113

114

116

117

109

110

40

102

104

105

106

108

Factorul g depinde de forma mediului respective. Multe organe pot fi asimilate cu sfere sau cilindri. Pentru o sfera de raza r, factorul g pentru centrul sferei este:

(

4π 1 − e − µr g= µ

) (10.4)

µ fiind coeficientul de absorbtie al radiatiilor gama de catre mediul respectiv. Pentru energii cuprinse intre 100 keV si 3 MeV pentru r sub 7 cm, factorul: 1 − e − µr →r µ Cu aceasta aproximatie, eroarea care se face la determinarea lui g nu depaseste 10%. In consecinta, pentru centrul unei sfere mici g=4 πr. In tabelul 10.1 se da factorul g mediu pentru emitatorii gamma uniform distribuiti in corp iar in tabelul 10.2 se da acelasi factor pentru cilindri. Doza totala data de un radionuclid incorporate este: Dγ = 10 −3 K ⋅ g ⋅ ρ ⋅ Tef [d ] ⋅ 24 [h / d ] ⋅ 1,443

(10.5)

ρ fiind densitatea tesutului, egala cu unitatea. Pentru o concentratie C [µCi/cm3] doza totala este: Dγ = 0,0346 gkTef C

(10.6) 12

iar debitul dozei D γ [rem / d ] = 0,024 KgC [ rem / zi ]

(10.7)

Factorul geometric mediu g pentru cilindrii continand un emitator γ uniform distribuit Tabelul 10.2 Lun-

Raza [cm] 3

5

10

15

20

25

30

35

2

17,5

22,1

30,3

34,0

36,2

37,5

38,6

39,3

5

22,3

31,8

47,7

56,4

61,6

65,2

67,9

70,5

10

25,1

38,1

61,3

76,1

86,5

93,4

98,4

103

20

25,7

40,5

68,9

89,8

105

117

126

133

30

25,9

41,0

71,3

94,6

112

126

137

146

40

25,9

41,3

72,4

96,5

116

131

143

153

60

26,0

41,6

73,0

97,8

118

134

148

159

80

26,0

41,6

73,3

98,4

119

135

150

161

100

26,0

41,6

73,3

98,5

119

136

150

162

gimea [cm]

Doza cumulata va fi:

Dγ cumulata

0 , 693 t −   = 0,0346 KgTef C 1 − e T1 / 2  

13

   

(10.6)

Se considera cazul unui nuclid gamma activ,

51

Cr . Cromul se fixeaza in sange si in

consecinta, organul critic va fi tot corpul. Daca activitatea fixata in organism este de 10 µCi, iar 51 constantele Cr sunt K=0,18; Tef =23 d g = 125 , va rezulta conform relatiei:

C=

10 [ µCi ] 70000 [ g ]

D = 3,46 ⋅ 10 −2 ⋅ 0,18 ⋅ 125 ⋅ 23 ⋅

10 = 2,5 7 ⋅ 10 4 mrem.

Pentru radionuclizii care emit radiatii gamma de mare energie , dozele corespunzatoare vor fi, evident, mai mari.

Capitolul II. Prevederi legislative în domeniu.

Legea nr. 137/1995 - Legea protecţiei mediului

Art. 30 Regimul protecţiei populaţiei, mediului şi a bunurilor materiale împotriva expunerii la radiaţii ionizante şi asigurarea securităţii surselor de radiaţii se realizează prin aplicarea diverselor proceduri şi echipamente pentru menţinerea dozelor şi riscurilor la nivelul raţional cel mai scăzut, în limitele admise şi în scopul prevenirii accidentelor, limitării şi înlăturării consecinţelor acestora. Art. 31 Activităţile în domeniul nuclear necesită asigurarea mijloacelor de protecţie şi securitate şi se pot desfăşura numai în baza acordului şi autorizaţiei de mediu, eliberate potrivit art. 8.

14

Acordul şi autorizaţia de mediu privind instalaţiile cu risc nuclear major – centrale nuclearo-electrice, reactoare de cercetare, uzine de fabricare a combustibilului nuclear şi depozite finale de combustibil nuclear ars – se emit de către Guvern. Art. 32 Autoritatea competentă în domeniul nuclear elaborează norme tehnice, standarde şi regulamente de aplicare privind: a) protecţia populaţiei şi a mediului în zone de risc nuclear; b) protecţia fizică a materialelor şi a instalaţiilor nucleare; c) nivelurile şi planurile de intervenţie care privesc şi evenimentele transfrontiere; d) transportul substanţelor radioactive; e) proceduri specifice de autorizare.Procedura de autorizare pentru instalaţiile cu risc nuclear major se elaorează în termen de 60 de zile de la intrarea în vigoare a prezentei legi. Art. 33 Controlul activităţilor nucleare se face de autoritatea centrală pentru protecţia mediului şi de alte autorităţi competente potrivit legii. Autoritatea centrală pentru protecţia mediului are următoarele atribuţii: a) organizează monitorizarea radioactivităţii mediului pe întreg teritoriul ţării; b) supraveghează, controlează şi dispune luarea măsurilor ce se impun pentru respectarea prevederilor legale privind radioprotecţia mediului; c) colaborează cu organele competente în apărarea împotriva dezastrelor.

Art. 34

15

Persoanele fizice şi juridice care desfăşoară activităţi în domeniul nuclear au următoarele obligaţii: a) să respecte normele de radioprotecţie şi de securitate; b) să evalueze, direct sau prin forurile autorizate, riscul potenţial, să efectueze bilanţul de mediu pentru activităţile existente şi să ceară autorizaţie de mediu; c) să aplice procedurile şi să prevadă echipamentele pentru acctivităţile noi, care să permită realizarea nivelului raţional cel mai scăzut al dozelor şi riscurilor asupra populaţiei şi mediului, şi să ceară accord şi autorizaţie de mediu; d) să ţină evidenţa strictă a surselor de radiaţii ionizante şi să le asigure protecţia fizică; e) să aplice, prin sisteme proprii, programe de supraveghere a contaminării radioactive a mediului şi de evaluare a expunerii grupurilor critice – populaţia din zona de supraveghere – care să asigure că nu vor fi încălcate condiţiile prevăzute în autorizaţie, de eliminări de substanţe radioactive şi că dozele se vor menţine în limitele admise; f) să menţină în stare de funcţionare capacitatea de monitorizare a mediului local pentru a depista orice contaminare radioactivă semnificativă care ar rezulta dintr-o eliminare accidentală de substanţe radioactive; g) să efectueze înregistrarea rezultatelor supravegherii şi a dozelor estimate pentru grupurile critice; h) să raporteze, la intervalele stabilite, rezultatele înregistrărilor autorităţilor competente; i) să raporteze prompt autorităţii competente orice creştere semnificativă a contaminării mediului şi dacă aceasta se datorează sau nu activităţii desfăşurate; j) să verifice continuu exactitatea presupunerilor făcute prin evaluările probabilistice privind consecinţele radiobiologice ale eliberărilor radioactive.

Capitolul III. Centrale nucleare electrice.

16

Dublarea necesităţilor de energie electrică, la fiecare 12-13 ani, a făcut să crească brusc interesul pentru reactorii nucleari, impunând dezvoltarea centralelor nuclearo-electrice, creşterea competitivităţii energiei electrice de origine nucleară şi ridicarea continuă a performanţelor atinse de reactorii acestor centrale, ca temperatura şi presiunea agentului transportor de căldură, a puterii instalate pe unitatea de masă a zonei active a reactorului. Centralele nucleare sunt astfel proiectate încât să cuprindă sisteme care să prevină producerea accidentelor nucleare. Acestea sunt dispuse “în linie”, astfel încât, dacă un sistem de protecţie se defectează, un altul să îi ia locul şi aşa mai departe.Este posibil ca toate sistemele din “linia” de protecţie să cadă unul după celălalt, dar probabilitatea producerii unui astfel de eveniment este extrem de mică.

III.1. Principiul de funcţionare

Centrala nuclearo-electrică este un ansamblu de instalaţii şi construcţii reunite în scopul producerii energiei electrice pe baza folosirii energiei nucleare. Obţinerea energiei nucleare se bazează pe reacţia de fisiune (descompunere) nucleară în lanţ.Instalaţia care asigură condiţiile de obţinere şi menţinere a reacţiei în lanţ este reactorul nuclear.În principiu, reactorul se compune dintr-o parte centrală numită zonă activă, în care are loc reacţia de fisiune şi se dezvoltă căldura de reacţie. Zona activă conţine combustibilul nuclear alcătuit din izotopi fisionabili (U235, Pu239) şi materiale fertile (U238, U232); moderatorul (apa grea), care are rolul de a încetini viteza neutronilor rapizi, astfel ca reacţia să fie controlabilă; barele de control captează neutronii rezultaţi din reacţia de fisiune; agentul de răcire, care preia căldura dezvoltată în zona activă şi o cedează apei în schimbătorul de căldură. În schimbătorul de căldură, apa se vaporizează şi devine agentul producător de lucru mecanic în turbină. Lucrul mecanic este transformat de generator în energia electrică. 17

În figura 2 este prezentată schema simplificată a unei centrale electronucleare:

Fig. 2 Schema simplificată a CNE Karachi (Pakistan) echipată cu reactor tip CANDU, răcit şi moderat cu apă grea

Combustibilul, moderatorul şi agentul de răcire formează aşa numita filieră a reactorului termic care determină caracteristicile specifice centralelor nucleare. Combustibilul introdus în reactor are forma unor pilule compactate sub formă de bare. Între barele de combustibil se găsesc barele de control.Acestea conţin cadmiu(element chimic ce absoarbe neutroni).Ele au rolul de a regla numărul de neutroni ce pot produce noi reacţii de fisiune, astfel încât puterea produsă de reactor să rămână constantă în timp.

18

Pentru menţinerea reacţiei în lanţ, în unele tipuri de reactoare, neutronii emişi în reacţiile de fisiune trebuie încetiniţi.În timpul frânării neutronilor are loc un transfer de energie de la aceştia la moderator, temperatura moderatorului şi a combustibilului mărindu-se. Controlul reactoarelor nucleare se face computerizat(inclusiv al sistemelor utilizate pentru protecţia reactorului şi a mediului înconjurător). Centralele nucleare au între 1 şi 8 reactoare(unităţi), fiecare cu o putere instalată de cel puţin 600 MW.

III.2. Ciclul combustibilului nuclear

Reactoarele termice depind, în general, de uraniul rafinat şi îmbogăţit. Unele reactoare nucleare pot să opereze cu o mixtură de plutoniu şi uraniu (MOX). Procesul prin care minereul de uraniu este extras din mină, procesat, îmbogăţit, folosit, posibil reprocesat şi depozitat este cunoscut ca ciclul combustibilului nuclear.

Minereul brut de uraniu este măcinat şi tratat

chimic. Pudra rezultată de oxid de uraniu este transformată apoi în hexaflorură de uraniu în vederea pregătirii pentru îmbogăţire.Izotopul uşor fisionabil U-235 reprezintă sub 1% din uraniul natural, astfel încât cele mai multe reactoare solicită uraniu îmbogăţit. Îmbogăţirea presupune creşterea procentajului de U-235 şi se realizează, uzual, cu ajutorul difuziei gazoase sau prin centrifugare de gaz. Materialul îmbogăţit rezultat este convertit în pudră de UO2 care este sinterizat (presat şi copt) sub formă de pastile. Pastilele sunt introduse în tuburi închise etanş care se numesc elemente (bare) combustibile. Într-un reactor nuclear se folosesc (se „ard”) un număr mai mare sau mai mic de astfel de elemente combustibile. III.3. Reactorul nuclear Reactorul nuclear este o instalaţie în care este iniţiată o reacţie nucleară în lanţ, controlată şi susţinută la o rată staţionară (în opoziţie cu o bombă nucleară, în care reacţia în lanţ apare întro fracţiune de secundă şi este complet necontrolată) .Reactoarele nucleare sunt folosite pentru numeroase scopuri. Cea mai semnificativă utilizare curentă este pentru generarea de putere

19

electrică. Reactoarele de cercetare sunt folosite pentru producerea de izotopi şi pentru experimente cu neutroni liberi. Din punct de vedere istoric, prima folosire a reactoarelor nucleare a fost producerea plutoniului pentru bomba atomică. O altă utilizare militară este propulsia submarinelor şi a vapoarelor (deşi aceasta presupune un reactor mult mai mic decât cel folosit într-o centrală nuclearo-electrică). În mod curent, toate reactoarele nucleare comerciale sunt bazate pe fisiunea nucleară şi sunt considerate problematice datorită nesiguranţei lor şi riscurilor asupra sănătăţii. Din contră, alţii consideră centrala nucleară ca fiind o metodă sigură şi nepoluantă de generare a electricităţii. Instalaţia de fuziune este o tehnologie bazată pe fuziunea nucleară în locul fisiunii nucleare. Există şi alte instalaţii în care au loc reacţii nucleare într-o manieră controlată, incluzând generatoarele termoelectrice radioizotope şi bateriile atomice, care generează căldură şi putere exploatând dezintegrările radioactive pasive, cum ar fi, de exemplu, instalaţiile Farnswoth-Hirsch de producere a radiaţiilor neutronice. În figura 3 este prezentată schema simplificată a unui reactor nuclear:

20

Fig. 3. Schema simplificată a unui reactor nuclear 1. bară pentru oprire de urgenţă 2. bare de control 3. combustibil 4. protecţie biologică 5. ieşirea vaporilor 6. intrarea apei 7. protecţie termică III.4. Tipuri de reactoare 21

Deşi s-au dezvoltat diferite tehnologii de realizare a reactoarele nucleare de fisiune, acestea pot fi împărţite riguros în două clase, depinzând de energia neutronilor utilizată pentru a susţine reacţia de fisiune în lanţ: Reactoarele termice (lente) folosesc neutroni termici. Acestea sunt caracterizate ca având materiale de moderare care sunt destinate încetinirii neutronilor până când aceştia ajung la nivelul mediu al energiei cinetice al particulelor din mediul înconjurător. Neutronii termici au o probabilitate mare de ciocnire cu nucleele fisionabile de

235

U şi, comparativ cu neutronii rapizi

rezultaţi din fisiune, o probabilitate mică de captură din partea nucleelor de

238

U. Pe lângă

moderator, reactoarele termice au combustibil încapsulat, vase sub presiune, scuturi şi instrumentaţie de monitorare şi control pentru toate sistemele reactorului. Multe reactoare de putere de acest tip, ca şi primele reactoare de producere a plutoniului au fost reactoare termice având moderator de grafit. Unele reactoare sunt mai termalizate decât altele. Centralele moderate cu grafit (de exemplu reactoarele ruseşti RBMK) şi apă grea (de exemplu reactorul canadian CANDU) tind să fie mult mai termalizate decât cele de tip PWR şi BWR, acestea din urmă utilizând ca moderator apa uşoară; datorită gradului mai înalt de termalizare, reactoarele de acest tip trebuie să folosească uraniu natural (neîmbogăţit). Reactoarele rapide (FBR) folosesc neutroni rapizi pentru a întreţine reacţia de fisiune în lanţ şi sunt caracterizate prin lipsa materialului de moderare. Ele funcţionează cu combustibil (uraniu) puternic îmbogăţit sau plutoniu, pentru a reduce procentul de U-238 care ar captura neutronii rapizi. Unele reactoare sunt capabile să producă mai mult combustibil decât au consumat, în mod uzual convertind U-238 în Pu-239. Unele staţii de putere timpurii au folosit reactoare rapide, cum ar fi cele folosite la propulsia unor submarine şi vase ruseşti, altele se află încă în construcţie, dar acest tip de reactor nu a egalat succesul reactoarelor termice în nici un domeniu. Reactoarele termice de putere pot fi împărţite şi ele în trei tipuri şi anume: cu vas de presiune, cu canale combustibile presurizate, respectiv cu răcire cu gaz. Reactoare cu vase de presiune se întâlnesc în multe centrale comerciale dar şi în propulsia unor nave. În acest tip de reactor termic, vasul de presiune joacă, în acelaşi timp, şi rolul de scut de protecţie şi, respectiv, de container pentru combustibilul nuclear.

22

Canalele presurizate sunt folosite în reactoarele de tip RBMK şi CANDU. Reactoarele de acest tip prezintă avantajul de a putea fi aprovizionate (încărcate) cu combustibil proaspăt chiar în timpul funcţionării. Reactoarele răcite cu gaz folosesc (prin recirculare) un gaz inert, de obicei heliu, dar pot utiliza şi azot sau bioxid de carbon. Utilizarea căldurii variază de la reactor la reactor. Unele reactoare trimit căldura în turbine cu gaz, direct sau prin intermediul unui schimbător de căldură. Reactorul de tip PBMR, de exemplu, este răcit cu gaz.Atâta timp cât apa serveşte ca moderator, ea nu poate fi folosită ca fluid de răcire în reactoarele rapide. Cele mai multe reactoare rapide sunt răcite cu metal lichid, de obicei sodiu topit. Ele sunt de două tipuri: cu piscină, respectiv cu buclă. Familii actuale de reactoare - Pool type reactor = reactor cu piscină - Pressurized Water Reactor (PWR) = reactor cu apă sub presiune - Boiling Water Reactor (BWR) = reactor cu apă fierbătoare - Fast Breeder Reactor (FBR) = reactor rapid reproducător - Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR) sau CANDU = reactor cu apă grea sub presiune - United States Naval reactor = reactor utilizat de marina Statelor Unite Tipuri vechi aflate încă în funcţiune - Magnox reactor = reactor Magnox - Advanced Gas-cooled Reactor (AGR) = reactor avansat răcit cu gaz - Light water cooled graphite moderated reactor (RBMK) = reactor răcit cu apă uşoară şi moderat cu grafit Alte tipuri de reactoare

23

- Aqueous Homogeneous Reactor = reactor omogen cu apă - Liquid Fluoride Reactor = reactor cu floruri lichide Reactoare rapide Există mai mult de o duzină de proiecte de reactoare avansate, aflate în diferite stadii de dezvoltare. Unele sunt îmbunătăţiri ale proiectelor anterioare PWR, BWR şi PHWR, altele sunt radical diferite. Primele includ reactoarele avansate cu apă în fierbere (Advanced Boiling Water Reactor = ABWR) dintre care două sunt deja operaţionale şi altele în construcţie, respectiv reactoarele cu securitate pasivă ESBWR şi AP1000. Cel mai radical şi nou proiect este reactorul modulare cu strat modular (PBMR) ce face parte din categoria reactoarelor de înaltă temperatură răcite cu gaz (HTGCR). De menţionat este faptul că se află în stare de proiect noul tip de reactor, CAESAR (Clean And Environmentally Safe Advanced Reactor = reactor avansat, curat şi sigur pentru mediul înconjurător), ce foloseşte aburul pe post de moderator.

Reactoare de generaţia a IV-a Cele mai avansate proiecte de reactoare nucleare sunt cunoscute sub denumirea de Generaţia a IV-a şi sunt împărţite în şase clase: Gas cooled fast reactor = reactor rapid răcit cu gaz - Lead cooled fast reactor = reactor rapid răcit cu plumb - Molten salt reactor = reactor cu sare topită - Supercritical water reactor = reactor supercritic cu apă - Very high temperature reactor = reactor cu temperatură foarte înaltă - Fission fragment reactor = reactor cu fragmente de fisiune III.5. Reîncărcarea reactoarelor nucleare

24

Cantitatea de energie din rezervorul unui combustibil nuclear este frecvent exprimată prin numărul de „full-power days” (zile la putere maximă), adică numărul perioadelor de 24 de ore (numărul de zile) cât este reactorul planificat să opereze la putere maximă pentru generarea energiei termice. Acest ciclu, cu alte cuvinte, numărul de zile de operare la putere maximă (între două încărcări / aprovizionări ale reactorului cu combustibil proaspăt) depinde de cantitatea de U-235 conţinut în combustibilul nuclear la începutul ciclului. Evident, cu cât procentajul de U235 este mai mare la începutul ciclului, cu atât mai multe zile la putere maximă va lucra reactorul până la următoarea reîncărcare. La sfârşitul ciclului de operare, combustibilul din unele configuraţii este „consumat” şi este descărcat şi înlocuit cu combustibil nou, proaspăt. Cu toate că, în practică, reacţia de otrăvire din combustibilul nuclear este cea care determină durata de viată a combustibilului într-un reactor.Nu toate reactoarele trebuie oprite pentru reîncărcare cu combustibil proaspăt; de exemplu, reactoarele de tip PBMR, RBMK, MSR, MAGNOX şi CANDU permit alimentarea cu combustibil proaspăt chiar în timpul funcţionării. Într-un reactor CANDU se permite de asemenea mutarea elementelor combustibile în diferite poziţii din centrul acestuia, convenabile din punctul de vedere al cantităţii de U-235 din element.Cantitatea de energie extrasă din combustibilul nuclear se numeşte „burn up” (arsă complet) şi este exprimată în termeni de energie termică produsă pe unitatea iniţială de masă de combustibil. „Burn up” se mai exprimă şi prin MW / tone de metal greu. III.6. Aplicaţii ale reactoarelor nucleare

Principalele aplicaţii ale reactoarelor nucleare sunt: - în centrale nuclearo-electrice cu producţie de căldură pentru generare de electricitate, producţie de căldură pentru încălzire domestică şi industriala, producţie de hidrogen, la desalinare; - în propulsia nucleară marină există propuneri pentru rachete termonucleare si pentru rachete propulsate prin puls nuclear; - în transmutaţie de elemente la producţia de plutoniu, adesea pentru utilizarea în arme nucleare;

25

- la obţinerea diverşilor izotopi radioactivi, cum ar fi americiu pentru detectorii de fum, respectiv cobalt-60, molibden-99 şi alţii, folosiţi în medicină. - în cercetare: pentru asigurarea unei surse de radiaţie cu neutroni şi pozitroni (cum ar fi pentru analiza cu activare neutronică şi datarea cu potasiu-argon);

III.7. Securitatea centralelor nucleare

În regim de funcţionare normală, cantităţile de substanţe radioactive eliberate de centrala nucleară sunt nesemnificative. Pericolul specific, pentru populaţie şi mediul ambiant, constă în eliberarea necontrolată de substanţe radioactive. Sistemele tehnice de securitate sunt destinate să limiteze distrugerile zonei active a reactorului. S-a emis ipoteza că orice reactor poate exploda oricând ca o bombă nucleară. În principiu, nici un reactor nuclear nu poate exploda ca o bombă. Sunt însă posibile accidente în care reactoarele să se supraîncălzească, iar componentele lor, depinzând de materialele din care sunt realizate, să se topească sau să ardă. Creşterea presiunii agentului de răcire poate deveni cauza unor explozii "mecanice" care ar deteriora învelişul reactorului sau al sistemului de răcire. Astfel, pot fi împrăştiate în spaţiu materiale radioactive, care să contamineze mediul înconjurător. Centralele nucleare actuale sunt proiectate astfel încât probabilitatea unor accidente de acest tip să fie minimă. Toate reactoarele nucleare moderne sunt închise în containere extrem de sigure. Acestea sunt proiectate astfel încât să prevină orice scurgeri radioactive care ar putea rezulta în urma unor accidente de operare. În România, a intrat în funcţiune, pe 2 decembrie 1996, centrala nucleară de la Cernavodă, care funcţionează cu apă grea ca moderator, foloseşte uraniu îmbogăţit şi produce cu un singur reactor, aproximativ 10% din totalul energiei electrice produse în ţară. Centrala de la Cernavodă se bazează pe sistemul canadian CANDU şi are o putere instalată de 706 MW în prezent(figura 4). Structura unui reactor CANDU constă într-un recipient cilindric orizontal, cu tuburi pentru barele de combustibil şi pentru lichidul de răcire (apă grea) plasate orizontal. 26

Fig. 4 Structura unui reactor CANDU

În jurul acestor tuburi se află apă grea, care acţionează ca moderator. Apa grea conţine doi atomi de deuteriu (un izotop neradioactiv al hidrogenului) şi un atom de oxigen. Apa grea este mult mai eficientă ca moderator decât apa obişnuită şi permite folosirea uraniului natural drept combustibil. În condiţiile normale de funcţionare, prin folosirea unei proiectări şi tehnologii moderne, cât şi datorită existenţei a cinci bariere de protecţie, reactoarele CANDU sunt considerate printre cele mai sigure şi mai puţin poluante din lume, având un impact minim asupra mediului înconjurător. Deşeurile radioactive vor fi ţinute timp de 10 ani în bazine special amenajate în incinta centralei în vederea scăderii radioactivităţii şi a temperaturii, după care vor fi stocate timp de 50 ani într-un depozit intermediar şi apoi transferate într-un depozit definitiv. Pentru alegerea locului de depozitare definitivă se efectuează încă studii geologice privind structura solului şi seismicitatea.

27

III.8. Poluări datorate unor centrale electronucleare (CEN) În prezent, după interzicerea pe plan mondial a testelor cu armă nucleară, principalele surse de poluare radioactivă a mediului ambiant se datoresc reactoarelor nucleare de putere utilizate în centralele electronucleare, la producerea energiei electrice. Deficienţa acestor tehnologii constă în faptul că, în mod inevitabil, ele sunt însoţite de acumularea unor uriaşe cantităţi de produse de fisiune în totalitate radioactive, precum şi de importante cantităţi de

239

Pu. Se apreciază că un reactor nuclear cu o putere de 1000 MW, prin

funcţionare timp de un an, produce o cantitate de deşeuri radioactive cu o activitate de 13,52·109 Ci, dintre care 98% sunt produse de viaţa lungă, iar printre ei se află 0,003% produse de fisiune în stare gazoasă (85Kr,

90

Sr şi

137

Cs, precum şi

133

Xe) sau volatile (131I). Acestora li se mai

adaugă şi produse de activare acumulate sub acţiunea neutronilor cu elemente conţinute în fluidul de răcire, în materialele de structură ale reactorului, ale circuitului primar sau ale combustibilului nuclear. Principalele surse de poluare pot apărea cu ocazia deschiderilor periodice a reactoarelor pentru schimbarea parţială a combustibilului nuclear uzat, precum şi cu prilejul golirii circuitelor de răcire a reactoarelor şi a curăţirii cu fluide. Uneori emisiile de efluenţi gazoşi (85Kr, 133Xe, 131I) pot apărea din crăpăturile din circuitul primar şi din curăţirea acestuia. În sfârşit, o altă sursă de poluare o constituie îndepărtarea deşeurilor solide provenind de la filtre, răşini schimbătoare de ioni, de la nămolul de decantare ori a reziduurilor deşeurilor de slabă activitate, care deşi sunt gestionate şi controlate cu stricteţe, de regulă sunt dispersate în împrejurimi, direct sau după tratament, sub formă de lichide, gaze sau aerosoli. În mod curent, resturile lichide, după depozitare în vederea scăderii radioactivităţii, se elimină în cursul apelor curgătoare sau în mare, astfel încât să nu se ridice în mod semnificativ radioactivitatea mediului. Se apreciază că resturile lichide eliminate anual de un reactor de tip echivalentul fizic al roentgenului (REP) de 900 MW sunt sub 185 GBq (5 Ci) pentru alte elemente decât tritiu şi de 37 TBq (1000 Ci) pentru tritium. În general, resturile gazoase şi lichide nu reprezintă în medie decât câteva centimi şi zecimi de procente peste nivelul autorizat. Pentru ansamblul populaţiei ele sunt foarte slabe, respectiv de ordinul a fracţiunilor de milion, deci minime.

28

Căderi consecutive de pulberi din accidentarea unor reactoare nucleare. O altă sursă riscantă de poluare radioactivă a mediului o constituie accidentarea unor reactoare nucleare din cadrul centralelor electronucleare. Un exemplu recent îl constituie explozia unuia din reactoarele nucleare ale centralei electronucleare de la Cernobâl (26 aprilie 1986). Sub influenţa vânturilor, norul de pulberi şi gaze radioactive formate la latitudinea de 1000-1500 m a fost dirijat mai întâi din Ucraina spre Ţările Scandinave, apoi spre Europa Centrală. Anticiclonul prezent în Franţa l-a împiedicat să atingă Franţa în primele zile. După ce s-a orientat spre Europa Meridională, în circa alte două zile a pătruns în partea de Sud a Franţei, unde a rămas aproximativ 5 zile şi apoi s-a reîntors spre Estul Europei, în cadrul acestor mişcări abordând şi teritoriul ţării noastre. În imediata apropiere a centralei de la Cernobâl, accidental a provocat 203 iradieri cu doze > 1 Gy, 53 iradieri între 2 şi 4 Gy, 23 iradieri între 4 şi 8 Gy şi 22 de iradieri doze peste 8 Gy. Iradierile puternice au provocat arsuri grave: 20 de accidentaţi având arsuri de peste 30% din suprafaţa corporală. În total s-au înregistrat 31 decese. Accidentele de la Windscale din Marea Britanie (1957) şi de la Harrisburg din S.U.A. (1979) nu s-au soldat cu decese şi nu au provocat nici o iradiere semnificativă. Prezenţa nefastă a poluării radioactive şi a iradierii datorate acesteia a început să se manifeste odată cu descoperirea radioactivităţii, în special a celei artificiale şi cu dezvoltarea şi amplificarea industriei nucleare. Este vorba în primul rând de extracţia şi prepararea uraniului, de obţinerea plutoniului de fabricare şi instalare a reactoarelor nucleare, a centralelor electronucleare, de experimentarea şi elaborarea celor mai distrugătoare arme, arma nucleară şi termonucleară, de reprocesarea combustibililor nucleari uzaţi şi de gestionarea şi depozitarea deşeurilor radioactive. Prepararea combustibilului nuclear pe bază de uraniu comportă mai multe etape importante: - extracţia minereurilor de uraniu, concentrarea şi rafinarea lor; - transformarea acestora în săruri de uranil şi obţinerea uraniului metalic; - eventuala îmbogăţire în 235U prin transformarea în hexaflorura gazoasă (UF6); - fabricarea barelor combustibile sub formă de uraniu metalic sau de oxid de uraniu. Una din cele mai serioase probleme de iradiere profesională din cursul ciclurilor de fabricare, legate de industria electronucleară, constituie extracţia minereurilor de uraniu, când

29

independent de iradierea externă, minerii sunt supuşi la inhalarea de pulberi minerale radioactive şi a aerului viciat cu radon 222, gaz produs de filiaţie al 238U. Retratarea combustibilului nuclear uzat generează cea mai mare cantitate din deşeurile radioactive provenite din instalaţiile nucleare. Până în prezent, pe planeta noastră s-au acumulat deja peste 6000 t produse de fisiune şi 155000 m3 de lichide puternic radioactive, urmând ca până în anul 2000 acestea să crească de circa trei ori. După uzare, combustibilul nuclear impurificat cu produse de fisiune

şi elemente

transuraniene extrem de radioactive se conservă timp de minimum un an în piscine cu apă, până la dezintegrarea substanţială a acestora, după care mai rămâne circa 2-5% din radioactivitatea iniţială. De aici se transportă, în condiţii stricte, în instalaţii de prelucrare pe cale chimică unde, după dizolvare, se recuperează materialele reutilizabile: 96%

238

U, 0,85-0,1%

235

U şi 1%

239

Pu,

prin extracţie cu solvenţi organici sau prin cromatografie cu schimbători de ioni. Totodată se mai recuperează şi unele radioelemente utilizabile în medicina nucleară, în diferite unităţi industriale şi în laboratoarele de cercetare. Pastilele şi barele de combustibil nuclear pe bază de uraniu se dizolvă în acid azotic, după care sărurile de uranil şi de plutonil se extrag cu solvenţi organici. Circa 97% din uraniu se recuperează sub formă de azotat de uranil, care poate fi utilizat sub formă de soluţii în reactoarele nucleare omogene. În cursul acestor operaţii se eliberează şi o cantitate considerabilă de gaze reziduale cu conţinut de 85Kr, 129I şi vapori de apă tritiată, care pot contamina atmosfera înconjurătoare.

Capitolul IV. Concluzii și recomandari Atrași de cantitatea de energie pe care o poate produce fisiunea nucleară, oamenii de știință s-au grabit să declare centralele nucleare ca principala sursă de energie a viitorului. Mai mult, odată cu îngrijorările generate de încălzirea globală, susținătorii energiei atomice au adaugat încă un punct pe lista avantajelor acestui tip de energie considerând-o nepoluantă și fiind soluția perfectă de reducere a emisiilor de carbon. Studiile arată că energia nucleară poate reduce poluarea cu până la 2,5 gigatone de dioxid de carbon pe an, comparativ cu energia produsă din carbune.

30

Datele variază mult de la un studiu la altul. Poziția oficială a ecologistilor este împotriva producerii energiei atomice. Calculele ecologistilor arată că de la prelucrarea minereurilor și până la stocarea rezidurilor energia atomică generează de 10 ori mai mult dioxid de carbon decât indică datele oficiale. În plus, pentru a atinge rata propusă pentru reducerea emisiilor, în lume ar trebui să se produca 3 terrawați de energie numai din centralele atomice, ceea ce ar însemna să se construiască câte 4 centrale nucleare în fiecare lună timp de 70 de ani. Dacă mai menționăm și pericolele legate de accidentele nucleare și de actele de terorism concluzia este ca energia viitorului va trebui căutată altundeva. Fără măsuri de radioprotecție corespunzătoare, reactorii nucleari pot produce contaminarea parțială a mediului ambiant și anume: - a atmosferei prin produsele de fisiune volatile ca 131I,133Xe; - a apei folosite ca agent de răcire; - a solului din vecinătatea care se contaminează cu produse de fisiune; - o mare cantitate de deșeuri radioactive a căror evacuare pune probleme grele pentru a evita contaminarea mediului în care se face evacuarea. Având în vedere dezvoltarea previzibilă pentru energetica nucleară este necesar găsirea unor mijloace tehnice pentru controlul mai strict al circulației substanțelor radioactive în mediul ambiant: - interzicerea exploziilor nucleare experimentale cel puțin a celor care pot duce la contaminarea atmosferei și spațiului cosmic, a solului și a apei; - interzicerea deversării deșeurilor radioactive în apele de suprafață sau aruncarea lor pe fundul mărilor și oceanelor; - ridicarea eficienței sistemelor de purificare a efluenților gazoși și lichizi din centralele electronucleare; - perfecționarea sistemelor de detectare a scurgerilor de substanțe radioactive din instalațiile nucleare;

31

Această sursă de energie – energia nucleară – a fost adusă la cunoștiința omenirii prin forța sa distructivă și va fi multa vreme privită cu teama și suspiciune, întâmpinând multe obstacole în scopul dezvoltării ei în scopuri pașnice. De aceea se impune familiarizarea lumii cu problemele nucleare, întrucât aplicațiile pașnice ale energiei nucleare se dovedesc esențiale pentru progresul și evoluția societății umane.

Bibliografie 1. Marcu, GH., - Elemente radioactive. Poluarea mediului şi riscurile iradierii, Editura Tehnică, Bucureşti, 1996. 2. Ciplea L.I., Ciplea Al., - Poluarea mediului ambiant, Editura Tehnică, Bucureşti, 1978. 3. Gaspar E., Şerban D., - Elemente de radioprotecţie, Editura Tehnică, Bucureşti. 4. Cartaş V., - Curs de fizica nucleară, “Universitatea Dunărea de Jos”, 2004. 5. Dinu V., - Pădurea, apa, mediul înconjurător, Editura Ceres, Bucureşti, 1974. 6. Fitti M., - Acţiunea radiaţiilor ionizante asupra apei şi soluţiilor apoase, Editura Academiei, Bucureşti, 1967. 7. Fitti M., - Dozimetria chimică a radiaţiilor ionizante, Editura Academiei, Bucureşti, 1973. 8. Furnica Gh., - Procese radioecologice în contaminarea radioactivă a apei, solului şi vieţuitoarelor, Igiena, nr. 2, 97-113 (1972). 9. Gaspar E., Şerban D., - Elemente de protecţie în tehnica nucleară, Editura Tehnică, Bucureşti, 1964. 10. Gălăteanu I., - Radiochimia aplicată. Metode şi probleme, Editura Academiei, Bucureşti, 1976. 32

11. Racoveanu N., - Iradierea naturală şi artificială a populaţiei în Radiologie, Editura Academiei, Bucureşti, 1968. 12. Stoici S.D., Tătaru S., - Uraniul şi toriul, Editura Tehnică, Bucureşti, 1988. 13. Dr. Ion Scurtu, Dr. Cristiana Sima – Ecologie şi Protecţia Mediului Înconjurător, Editura Independenţa Economică – 2003.

33