укрф. Методическая разработка Составители В. Б. Чернецов, Л. Н. Борисенко Содержание Содержание 4 Пояснительная записка 4
 Скачать 2.97 Mb.
|
|
Чрезвычайные ситуации на радиационно-опасных объектах (РОО) и при использовании ядерного оружия в военное время Аварии на радиационно-опасных объектах Чрезвычайные ситуации из-за аварий, катастроф с выбросом радиоактивных веществ (РВ) в окружающую среду могут быть обусловлены: аварией на АС / атомная электростанция (АЭС), атомная станция теплоснабжения (ACT), атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ) и т.п. /; утечкой радиоактивных (р/а) газов на предприятиях ядерно-топливного цикла (ЯТЦ); аварией на ядерных энергетических установках (ЯЭУ) инженерно-исследовательских центров, НИИ; аварией при промышленных и испытательных ядерных взрывах (ЯВ); аварией на атомных судах, кораблях ВМФ, космических ЯЭУ; утерей р/а источников; аварией с ядерными боеприпасами в местах их эксплуатации, хранения или расположения. Указанные объекты относят к радиационно опасным объектам (РОО). К настоящему времени на 2005 г. в России действующих 10 АЭС и 30 реакторов на них. Суммарная выработка электроэнергии на АЭС в РФ составляет 16% от ее общего производства. Любой объект экономики, в том числе ядерный реактор, предприятие ЯТЦ (рудники, заводы по переработке топлива и др.), на котором может произойти радиационное поражение людей, животных, растений и радиоактивное заражение (загрязнение) окружающей природной среды называют радиационно опасным объектом (РОО). Наиболее крупные из аварий, приведших к выбросу РВ, например стронция-90, в окружающую среду: Кыштымская (Челябинская обл., ПО "Маяк", СССР, 1957 г.) на 1500 км2; АЭС в Уиндскейле (Англия, 1957 г.) на 500 км2; АЭС Три-Майл-Айленд /"Трехмильный остров"/ (США, 1979 г.); Чернобыльская АЭС (СССР, 1986 г.) на 28000 км2. Аварии на РОО подразделяются (классифицируются) на радиационную аварию (РА), проектную РА, гипотетическую, запроектную, ядерную и др. Радиационная авария – потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильностью действий персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей сверх установленных норм или радиоактивному заражению окружающей среды. Авария радиационная проектная – авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности. Гипотетическая авария – авария, для которой проектом не предусматриваются технические меры, обеспечивающие радиационную безопасность персонала и населения. Ядерная авария – авария, связанная с повреждением активной зоны с превышением установленных проектных пределов ядерного реактора и с потенциально опасным аварийным облучением персонала. Следует сказать, что ядерный взрыв реактора невозможен, так как металла его расплавленных конструкций достаточно для погашения цепной реакции деления, например, это показали физический расчет реактора и в 1961 г. катастрофа на атомной подводной лодке «К-19». Непосредственные последствия радиационной аварии (РА) АС обуславливаются радиоактивным заражением (РЗ) объектов, окружающей среды и поражающим действием ионизирующих излучений: – α-, β-, γ-, нейтронное (n) излучение. В этом случае может иметь место как внутреннее облучение (при попадании РВ внутрь организма), так и внешнее облучение от них (при нахождении РВ вне тела человека). Опасность от α- и β- частиц возникает особенно при внутреннем, а не при внешнем облучении, так как они обладают высокой ионизирующей и небольшой проникающей способностью. Защитой от них соответственно может служить одежда, кожа и стекла очков, экран, например из алюминия, толщиной более 5 мм и др. Однако следует учитывать, что α- распад (например, радий-226) и β- распад (например кобальт-60), многих РВ сопровождается γ- излучением и при работе с ними необходима специальная защита. Опасным для человека оказывается также внешнее облучение γ- лучами и нейтронами, обладающими высокой проникающей и незначительной ионизирующей способностью. При защите от нейтронных, γ- излучений применяют материалы, обладающие высокими замедляющими и поглощающими свойствами, например, карбид бора (В4С), бористая сталь, свинец и др. Для характеристики поглощающих и защитных свойств различных материалов вводится понятие толщина слоя половинного ослабления γ- и нейтронного излучения (dпол). dпол – это толщина такого слоя материала, при прохождении через который интенсивность γ- и нейтронного излучения уменьшается в 2 раза. Значения dполприводятся в справочниках, например dпол для γ- и нейтронного излучения соответственно: для стали – 3 см и 5 см; бетона – 10 см и 12 см; грунта – 14,4 см и 12 см. На практике толщину защиты приближенно в инженерных расчетах определяют, используя зависимость между коэффициентом ослабления (Косл) и слоем половинного ослабления (dпол)  , (1)где m=h/ dпол – число слоев половинного ослабления; h – толщина слоя защиты (защитного экрана, сооружения и т.п.). Коэффициент ослабления (Косл) – это величина, показывающая во сколько раз данная защита ослабляет γ- и поток нейтронного излучения. Он является важным параметром защитных сооружений. При наличии сложной защиты, состоящей из нескольких разнородных материалов, общий коэффициент ослабления равен произведению коэффициентов ослабления каждого материала.  (2)где  - коэффициенты ослабления для различных видов материалов.Значения Косл находят по специальным таблицам, приводимым в справочниках. Воздействие радиоактивного заражения на персонал объекта экономики и население Важнейшими дозиметрическими параметрами, характеризующими радиационное воздействие ионизирующего излучения, а также критериями, определяющими меру его опасности для человека, являются доза и мощность дозы излучения (табл.8). Для характеристики степени, глубины и формы воздействия излучений на облучаемое тело, зависящих, прежде всего, от величины поглощенной им энергии, вводят понятие поглощенной дозы излучения (DП). Она показывает среднюю энергию излучения, которая поглощается облучаемым объектом с единичной массой. За единицу измерения DПпринимается: в СИ - грей, 1Гр=1Дж/кг, внесистемная - рад. Соотношение между ними 1Гр=100 рад. Однако наиболее просто можно измерить дозу излучения по эффекту ионизации воздуха (т.е. по возникновению заряда в воздухе), который в практике и принимается в качестве эквивалентного вещества. Поэтому в практической дозиметрии для характеристики дозы по данному эффекту, оценки радиационной обстановки (РО) на местности, в помещениях, обусловленной внешним γ- или рентгеновским (фотонным) излучением, используют внесистемный параметр - понятие экспозиционной дозы облучения (DЭКС). Она характеризует ионизирующую способность излучения в воздухе и имеет размерности: внесистемная единица – рентген (Р), а в системе СИ (табл.8) не применяется. Соотношение между поглощенной дозой в радах и экспозиционной дозой в рентгенах (табл.8): в воздухе – DЭКС (Р) = 0.873DП(рад) или D(рад) = 1,14 D (P). В практике принимают 1P = 0,873 рад  1рад или 1рад=1,14Р 1P, характеризуя сравнительно с небольшой ошибкой поражающее действие фотонного излучения в рентгенах; в живой ткани – DЭКС (Р) = 0,93DП (рад) и 1P=0,93рад 1рад. Значение коэффициента 0,873 или 1,14 называют энергетическим эквивалентом рентгена. Для характеристики биологического воздействия ионизирующих излучений на человека используют параметры эквивалентная доза и эффективная доза.Согласно «Нормам радиационной безопасности (НРБ-99)» даются следующие их определения. Эквивалентная доза - поглощенная доза (DП) в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (WR ): Dэкв =Dп WR , (3) где Dп - поглощенная доза излучений в органе или ткани; WR - взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (табл.9). В системе СИ она измеряется в зивертах (Зв=Дж/кг), а внесистемная единица — бэр (биологический эквивалент рада). Эффективная доза - это величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Эффективная доза представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях (DЭКВ) на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани (WТ):  , (4)где DЭКВ – эквивалентная доза в органе или ткани (Т); WT - взвешивающий коэффициент для органа или ткани (Т) Единица измерения эффективной дозы в системе СИ - зиверт (Зв), а внесистемная единица – бэр (табл.8). Значения WTпредставлены в табл.10 (согласно НРБ-99). Важным фактором при воздействии ионизирующих излучений на живые организмы является время облучения. Поглощенная, экспозиционная и эквивалентная дозы излучения, отнесенные к единице времени, называются соответственно мощностью поглощенной, экспозиционной и эквивалентной дозы. Их единицы измерения даны в табл. 8. В практической дозиметрии для оценки РЗ местности γ- излучением часто используют понятие уровень радиации. Под уровнем радиации понимают мощность экспозиционной дозы γ- излучения, измеренной на высоте 0,7 - 1 м над зараженной поверхностью. Уровень радиации чаще всего измеряют в Р/ч, мР/ч, мкР/ч. Меру количества РВ (источник ионизирующих излучений), выраженную числом р/а превращений (распада) в единицу времени, называют активностью. Скорость распада РВ измеряется периодом полураспада (Т1/2). Размерность активности РВ принята: в СИ — Беккерель (Бк), внесистемная - кюри (Кu). Соотношение между ними: 1Бк=1расп/с; 1 Кu=3,7·1010 Бк или 1 Кu=2,2·1012расп/мин. В дозиметрии при определении степени заражения больших площадей, поверхностей предметов, оборудования, воздуха радиоактивными веществами вводят понятия о поверхностной, объемной и удельной активностях источника (табл.8). Активность РВ, отнесенная к единице объема или массы, называется соответственно объемной активностью (концентрацией) в Бк/м3 , Ku/м3 , Кu/л и удельной активностью (массовая) в Бк/кг, Ku/кг, а к единице поверхности - поверхностной активностью (плотность заражения или уровень загрязнения), выражается в Бк/км2, Ku/км2(табл.8). Таблица 8 Единицы измерения параметров ионизирующих излучений и радиоактивности
Таблица 9 Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения (при расчете эквивалентной дозы)
Таблица 10 Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов (при расчете эффективной дозы)
В полевых условиях или в практике с помощью дозиметрических приборов степень радиоактивного заражения (РЗ) местности или поверхности оборудования, предметов РВ ввиду простоты удобно определять соответственно измерением уровня радиации или мощности экспозиционной дозы γ- излучения, имеющегося преимущественно на радиоактивном следе, а не уровнем загрязнения (плотность заражения), Кu /км2. Следует сказать, что радиоактивное заражение территорий после ЯВ и аварии на РОО в основном обусловлено γ-, β- излучениями, так как нейтронным излучением через небольшой промежуток времени можно пренебречь. Поэтому в практической дозиметрии: в качестве параметров, характеризующих воздействие излучений на людей, используют: при γ- излучении: экспозиционную дозу γ- излучения DЭКС, P; при смешанном γ-, n- излучении: поглощенную дозу излучения DП, рад или Гр. Их измеряют с помощью группы приборов дозиметрического контроля – дозиметры. для контроля степени РЗ местности по β- излучению используют параметр-уровень загрязнения А, Бк,  ;для контроля степени РЗ по γ- излучению различных поверхностей применяют параметр – мощность экспозиционной дозы γ- излучения. Мощность экспозиционной дозы γ- излучения измеряют с помощью группы приборов дозиметрического контроля – рентгенметры (измерители мощности дозы). Уровень загрязнения поверхностей измеряют с помощью радиометров. В результате радиационного воздействия ионизирующих излучений на живой организм нарушаются нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ в нем. Не каждый организм и орган человека одинаково реагирует на облучение. При этом также следует учесть радиолиз воды в организме человека (ее до 70%). Биохимический эффект в организме происходит как при внешнем, так и при внутреннем облучении, соответственно имеют место общее и местное облучения. При этом также различают однократные (до 4 суток) и многократные (более 4 суток) облучения. Для поддержания режима РБ на АС «Нормами по радиационной безопасности (НРБ 99)» установлены пределы доз. Так, предельно допустимая эффективная (ПДДЭФ) доза однократного внешнего облучения всего тела за год: для персонала - 2 бэр (20 мЗв) и населения - 0,1 бэр (1 мЗв). При выполнении же аварийных работ на АС максимально накопленная доза (разовая) не должна превышать 10 бэр с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора и 20 бэр – Госкомсанэпиднадзора (Ростехатомнадзор с 2004 г.) РФ (табл.11). В период нормального функционирования АС и др. РОО с целью профилактики и контроля защиты населения, территории и окружающей среды (ОС) от их вредного воздействия определены НРБ-99 две зоны безопасности — санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения. Санитарно-защитная зона – территория вокруг АС, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения населения (табл.11). Зона наблюдения – территория за пределами СЗЗ, на которой проводится радиационный контроль. Для характеристики и информирования населения об аварии на АЭС МАГАТЭ была разработана и внедрена в странах мира, СНГ международная шкала тяжести событий на АЭС [16]. Эта 7-балльная шкала МАГАТЭ (табл.14) содержит 7 уровней (классов). Таблица 11 Основные пределы доз (согласно НРБ-99)
Первые три уровня называют происшествиями (инцидентами), а последние четыре уровня – авариями. При этом значительную опасность для здоровья персонала, населения и ОПС представляют лишь события, отнесенные к 4,5,6,7-му уровням. Например, катастрофа на ЧАЭС относится к 7-му уровню; авария на АЭС "Три-Майл-Айленд" - к 5-му уровню; подавляющее большинство аварий на АЭС, о которых сообщалось в прессе, относится к 1,2-му уровням шкалы; авария на Смоленской АЭС и Ленинградской АЭС (24 марта 1992 г.) - 3 уровень шкалы событий (табл.14), а аварию на Ново-Воронежской АЭС (3 ноября 2004 г.) – 0 уровень. Последствия аварий (катастроф) на АС с выбросом РВ в атмосферу обусловлены поражающими факторами - радиационное воздействие и радиоактивное заражение. При этом они оцениваются также масштабом, степенью РЗ и составом радионуклидов в выбросе РВ К наиболее тяжелым авариям, сопровождающимся взрывом и пожаром, относятся аварии на ЧАЭС и ПО «Маяк». На ПО «Маяк» произошел тепловой взрыв в хранилище радионуклидов. Территория, на которой отмечен выброс на высоту до 1 км  , составила 1500 км2 и уровень загрязнения достиг 15 Кu /км2. Вследствие чего с/х угодья на площади 106000 га были выведены из использования на значительный срок, и существенному радиоактивному заражению подверглась территория 20000 км2.Катастрофа на ЧАЭС является наиболее опасной по масштабам последствий: связана с тепловым взрывом реактора типа РБМК, пожаром и выбросом при этом на высоту до 7 км в атмосферу РВ с р/а заражением на длительный период территории более 100000 км2. Так, уровень загрязнения местности внутри зоны расположения АЭС с радиусом до 30 км на площади СНГ 3100 км2 достиг значения более 40 Ku/км2 по цезию-137 (  лет) и стронцию-90 ( лет). В атмосферу произошел выброс продуктов, образованных в процессе работы ядерного реактора - осколки деления, газообразные продукты деления (ГПД) -  , часть горючего из разрушенных твэлов, куски р/а графита, сумма активных аэрозолей и газов. РЗ местности в случае аварии на ЧАЭС существенно отличается от РЗ при ЯВ по конфигурации следа, масштабам, степени, дисперсному составу РВ, а также своему поражающему действию. Это обусловлено в основном динамикой и изотопным составом р/а выбросов, а также изменением метеорологических условий в этот период.Характеристика зон радиоактивного заражения при аварии на АЭС. Для характеристики РЗ территории, оценки радиационной обстановки и определения мер РБ при ликвидации последствий при гипотетической, запроектной и др. авариях на АС условно на местности, подобно ядерному взрыву, выделяют зоны радиоактивного заражения (загрязнения), которые на картах изображают в виде эллипсов (рис. 10): умеренного (зона А), сильного (зона Б), опасного (зона В), чрезвычайно опасного (зона Г) и зона радиационной опасности (зона М). При этом, внешние границы зон PЗ принято характеризовать параметрами: поглощенная доза излучения за 1-ый год; мощность поглощенной дозы излучения за 1 час после аварии, катастрофы. Значения этих радиационных характеристик зон РЗ приведены на рис.10, табл.12, и отличаются от зон РЗ при ядерном взрыве. Данные зоны РЗ и их характеристики используются при оценке радиационной обстановки методом прогнозирования. Таблица 12 Характеристики зон радиоактивного заражения(РЗ)местности при аварии на АЭС
Поражающее действие на незащищенных людей в условиях аварии на ЧАЭС обусловлено: внутренним облучением в результате поступления через органы дыхания в организм человека радионуклидов ГПД, особенно  ; внешним облучением РВ из р/а облака за время его прохождения, а также от РЗ местности и объектов на следе облака. В первоначальный период после аварии на ЧАЭС наибольший вклад в общую р/а обстановку внесли короткоживущие изотопы, которые распались в течение примерно 5-6 месяцев после аварии. В последующем (примерно через 10 лет) спад активности определяется долгоживущими нуклидами цезий-137 и стронций-90, который β- активен и поэтому опасности для внешнего облучения людей практически не представляет.Цезий-137 является β-и γ- активным, энергия γ- излучения составляет Е=0,7МэВ. Изменение (или спад) уровня радиации Рtв момент времени t РЗ местности применительно к ЧАЭСможно охарактеризовать зависимостью:  или  , (3)где P0 - уровень радиации в момент времени tпосле аварии; P1 - уровень радиации в момент t0=1 ч после аварии; n=0,4 - показатель степени, характеризующий величину спада уровня радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов в выбросе и, следовательно, для других типов реакторов, например, для водяного он будет иметь другое значение. Доза излучения с учетом Косл :  (4)Тогда при n=0,4 и с учетом коэффициента ослабления:  (5)Используя зависимость (3), нетрудно показать, что спад уровня радиации (рис.11) вследствие γ- и β- распада РВ применительно к ЧАЭС за 7-кратный промежуток времени уменьшается в 2 раза (70,4=2). Если уровень радиации на t= 1 ч принять за P1=100Р/ч (100%), то при t= 7 ч P1 =50 Р/ч (50%), при t=49ч P1= 25Р/ч (25%), при t=343 ч P1=12,5 Р/ч (12,5%) и т.д. Следует сказать, что время суммарного воздействия основной массы РВ аварийного выброса до их полного распада, с ориентацией на цезий-134 (T1/2= =2,3 года), составит примерно 10 лет, а затем оно будет определяться наиболее долгоживущим γ- активным  до 30 лет.
Зоны радиоактивного заражения при запроектной и гипотетической аварии на атомных станциях Таблица 13 Характеристики зон радиоактивного заражения (РЗ) местности при аварии на АЭС.
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
1рад
, рентгеновское излучение) любых 
10 кэВ 
2