Меню
Главная
Авторизация/Регистрация
 
Главная arrow БЖД arrow Безопасность жизнедеятельности

Аварии на радиционно (ядерно) опасных объектах и радиоактивное загрязнение окружающей среды

Общие сведения о радиоактивности и радиоактивном загрязнении окружающей среды

Под радиоактивностью понимается самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер радиоактивных веществ в ядра других радиоактивных веществ, сопровождаемое ионизирующим излучением.

Под радиоактивными веществами понимаются вещества, содержащие изотопы (атомы одного и того же элемента, имеющие разное количество протонов и нейтронов, способных к самопроизвольному распаду).

Радиоактивность, наблюдающаяся у ядер элементов в природных условиях, называется естественной, а у изотопов, полученных в результате ядерных реакций, — искусственной.

Явление радиоактивности используется в экономике, атомной энергетике, медицине, военной сфере. В условиях «мирного атома» осуществляется управляемая реакция деления ядер атомов, с помощью которой достигается нужный результат.

В военной сфере (ядерное оружие) создаются условия неуправляемой цепной реакции с выходом значительного количества энергии различного характера в минимальное время (ядерный взрыв).

Под радиоактивным загрязнением окружающей среды понимается наличие в элементах биосферы радиоактивных веществ, ионизирующее излучение которых создает радиационный фон, превышающий нормы радиационной безопасности населения.

Радиоактивное загрязнение окружающей среды различной степени может происходить при авариях на радиационно (ядерно) опасных объектах, в условиях проведения актов ядерного терроризма, а также в военное время при применении ядерного оружия.

Ионизирующие излучения — квантовые (электромагнитные) или корпускулярные (поток элементарных частиц) излучения, под воздействием которых в среде из нейтральных атомов и молекул образуются положительно или отрицательно заряженные частицы — ионы.

При искусственно вызванном распаде ядер вещества (ядерный взрыв, работа ядерного реактора или ускорителя электронных частиц и т.д.) имеет место также нейтронное излучение.

Число пар ионов, создаваемых ионизирующими излучениями в данной среде, отнесенное к единице расстояния, характеризует ее удельную ионизацию, а расстояние, пройденное от места их образования до места потери частицей избыточной энергии, — длину ее пробега. Эти характеристики зависят от энергии частиц, их размеров, скорости, а также от среды (вещества), в которой они перемещаются.

Виды ионизирующих излучений. Радиоактивные вещества в ходе их распада испускают альфа-, бета-частицы, гамма-излучения и нейтроны.

Альфа-частицы — это тяжелые, положительно заряженные ядра гелия, обладающие высокой ионизирующей, но крайне слабой проникающей способностью. Длина их пробега в воздухе составляет 2,5 см, а в биологической ткани — 31 мкм.

Бета-частицы — электроны, имеющие меньшую, чем у альфа- частиц, ионизирующую, но большую проникающую способность. Длина их пробега в воздухе более 15 см. Вместе с тем они в значительной степени задерживаются одеждой, обувью и кожным эпителием человека.

Гамма- и рентгеновское излучение — электромагнитные излучения высокой энергии и сравнительно слабой ионизирующей способности. Они могут проходить сотни метров в воздухе, проникать через преграды из вещества с большой плотностью, в том числе и через тело человека.

Нейтронное излучение — поток электрически нейтральных частиц — нейтронов, способных вследствие этого беспрепятственно проникать в глубь атомов облучаемого вещества. Достигая ядер атомов, нейтроны либо поглощаются ими, либо рассеиваются на них, теряя значительную часть энергии и скорость. Особенно большое количество энергии (до 50%) нейтроны теряют при столкновении с почти равными им по весу ядрами атомов элементов. Поэтому вещества, имеющие минимальное количество электронов вокруг ядра (вода, графит, азот), широко используются как для защиты от нейтронного излучения, так и для замедления движения нейтронов.

Нейтронный поток, также как и гамма-излучение, обладает большой проникающей способностью через различные вещества и преграды, в том числе и через тело человека. При этом в результате облучения нейтронами атомных ядер химических элементов окружающей среды возникает наведенная радиация, когда последние сами становятся источниками ионизирующих излучений.

К критериям ионизирующего излучения относятся: критерии источника ионизирующего излучения; критерии ионизирующего поля, создаваемого этим источником и характеризующего степень радиоактивного загрязнения окружающей среды, а также дозовые критерии, позволяющие определить возможную степень облучения человека, находящегося в ионизирующем поле.

В целях более системного восприятия критериев ионизирующих излучений они рассматриваются в виде таблицы (табл. 4.1.1).

Эквивалентная доза (НТ R) используется для определения биологического воздействия на организм человека различных видов излучения, поскольку поглощенная и экспозиционная дозы характеризуют лишь фотонные излучения, в то время как тяжесть нарушений в организме зависит от всех видов излучений и наибольший ущерб его состоянию наносят именно корпускулярные излучения (а-час- тицы и нейтроны). Эквивалентная доза рассчитывается как произведение поглощенной дозы (D) на взвешивающий коэффициент вида излучения (fVR), составляющий: для фотонов и электронов люТабл и ца 4.1.1

Критерии ионизирующего излучения

п/п

Наименование,

буквенный

символ

Содержание

Единицы измерения

Предельно

допустимые

показатели

СИ

Внесистемные

1. Критерии источника излучения

1

Вид излучения

Фотонное (гамма- и рентгеновское излучение); корпускулярное (а, р, нейтроны, протоны и т.д.)

2

Активность/)

Мера радиоактивности, определяемая числом радиоактивных распадов в единицу времени

Беккерель

  • (Бк)
  • 1 Бк = 1 расп/с

Кюри (Ки)

Соотношение 1 Ки = 3,7-1010 Бк

3

Энергия излучения (энергетический спектр излучения) Е

Разность между суммарной энергией всех заряженных и незаряженных частиц, входящих в данный объем вещества, и суммарной энергией частиц, выходящих из этого объема (для определения наличия техногенных источников загрязнения на фоне естественных источников)

Джоуль

(Дж)

Электрон- вольт (эВ)

4

Период полураспада

Тиг

Время, в течение которого распадается половина данного количества радионуклидов (для определения продолжительности загрязнения среды):

  • 1) короткоживущие радионуклиды: Т]/г — до 1 года (полоний-212 — 310‘7с, криптон-85 —
  • 354 ч, йод-131 — 8 сут);
  • 2) среднеживущие радионуклиды: Т[/2 до 100 лет (рутений-108 — 1 год, стронций-90 — 28 лет, цезий-137 — 30 лет);
  • 3) долгоживущие радионуклиды: Г,/2 > 100 лет (радий-266 — 1600 лет, плутоний-239 — 29 100 лет, уран-235 — 73-108 лет)

Практически безопасная территория:

Т =5 Г

'ПБ J 1 1/2

Полный распад радионуклидов:

Т = ЮГ

1 ПР шу1/2

Продолжение табл. 4.1.1

со

-fc*

п/п

Наименование,

буквенный

символ

Содержание

Единицы измерения

Предельно

допустимые

показатели

СИ

Внесистемные

II. Критерии ионизирующего поля

5

Поверхностная активность As

Активность источника на единицу площади (для определения степени загрязнения больших площадей)

Бк/м2

Ки/км2

Гигиенические нормы загрязнения продуктов питания Ут, Бк/л, кг, Ки/кг, л ). Важнейшие продукты (хлеб, мясо, мо- локо) — 110~8— МО5 Бк/л, кг;

50-100 Ки/кг, л.

Отдельные продукты (кофе, чай) —

4,5 10 s Бк/л; 400 Ки/кг, л.

Детское питание — 1,5-10'9— 2,5-10 5 Бк/л; 40-70 Ки/кг, л Загрязнение помещений (радон, торон) Среднегодовая объемная активность:

1. Проектируемые здания —

Av< 100 Ки/м3

2. Эксплуатируемые здания —

Ау< 200 Ки/м3

3. Принятие защитных мер — при Ау> 400 Ки/м3

6

Объемная активность А у

Активность источника на единицу объема (для определения загрязнения различных объемов)

Бк/л, м3

Ки/л, м3

7

Удельная активность А

т

Активность источника на единицу массы (для определения загрязнения твердых материалов)

Бк/кг

Ки/кг

8

Плотность потока частиц (р

Количество частиц на единицу площади в единицу времени (для определения степени загрязнения малых поверхностей)

Частицы

см3мин

III. Дозовые критерии

9

Поглощенная доза D

Основная дозиметрическая величина. Средняя энергия, переданная источником излучения ве- ществу, находящемуся в элементарном объеме

Грей (Гр) 1 Гр = = 1 Дж/кг

рад

Соотношение 1Гр = 100 рад

10

Экспозиционная доза Л'

Поглощенная доза по воздуху. Отношение приращения суммарного заряда фотонного излучения в элементарном объеме воздуха к массе воздуха в этом объеме

Кулон/кг (1 Р =

= 0,87 рад)

Рентген Р

11

Эквивалентная доза "T.R

Поглощенная доза в биологической ткани (для определения степени ионизации биологической ткани с учетом характера вида излучения):

Зиверт

(Зв)

Бэр1

Окончание табл. 4.1.1

п/п

Наименование,

Содержание

Единицы измерения

Предельно

буквенный

символ

си

Внесистемные

допустимые

показатели

Эквивалентная доза НT.R

Н = WD

nT,R vyRuT.R

где WR взвешивающий коэффициент вида излучения R Dtr — средняя поглощенная доза в органе или ткани Т

Зиверт

(Зв)

Бэр

При нескольких видах излучений:

^T~^^R^T.R

А

Соотношение 1 Зв = 100 бэр

12

Эффективная эквивалентная доза (эффективная доза)

",

Величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных его органов с учетом их радио- чувствительности:

где НхТ— эквивалентная доза в ткани Тза время т; WT взвешивающий коэффициент по ткани Т

Зиверт

(Зв)

Бэр

Годовые дозы облучения населения:

1 мЗв в год в среднем за любые последовательные пять лет, но не более 5 мЗв в год.

Дозовые пределы облучения населения не включают дозы от

природных и медицинских источников и дозы вследствие аварий на РОО (ЯОО)

Мощность дозы

ь

X

Приращение дозы в единицу времени (для определения величины радиационного фона и внешнего облучения расчетным способом)

Гр/с, ч А/кг

рад/с, ч Р/ч

Естественный техногенно измененный радиационный фон для РФ: Нормальный — до 0,6 мкЗв/ч Опт им ал ьный — до 0,2 мкЗв/ч Повышенный — > 0,6 мкЗв/ч

Н

Зв/с, ч

бэр/ч

Пояснения к таблице критериев

Активность и период полураспада радионуклидов связаны обратной зависимостью: чем меньше период полураспада радионуклида, тем выше его активность. Поглощенная доза (D) является основной дозиметрической единицей, так как единицы измерения поглощенной дозы и ее мощности используются в показаниях всех дозиметрических приборов.

Экспозиционная доза (X) — частный случай поглощенной дозы по ионизации воздуха. Согласно ГОСТ РД 50—454—84 использование экспозиционной дозы и ее производных после 1 января 1990 г. не рекомендуется. Однако в дозиметрических приборах выпуска до 1990 г., которые все еще широко используются на практике, основной дозиметрической величиной являлась экспозиционная доза и единицы ее измерения. Кроме того, единицы экспозиционной дозы продолжают использоваться в публикациях СМИ. Поэтому в приведенной таблице экспозиционная доза включена в число рассматриваемых дозовых критериев.

1 Бэр — биологический эквивалент рентгена, в зарубежной литературе — rem (rontden equivalent for теп).

бых энергий — 1; для а-частиц, осколков деления и тяжелых ядер — 20 и для нейтронов в зависимости от их энергии — 5—20.

Эффективная эквивалентная доза (Нэф) учитывает различную чувствительность отдельных органов человека к облучению. Рассчитывается как сумма произведений доз, полученных каждым органом (НТ), на соответствующий взвешивающий коэффициент (IV ), учитывающий различную чувствительность органов к измерению.

Взвешивающие коэффициенты (Wj) составляют: для гонад — 0,20; для костного мозга, толстого кишечника, легких и желудка — по 0,12; для мочевого пузыря, грудной железы, печени, пищевода и щитовидной железы — по 0,05; для кожи и клеток костных поверхностей — 0,01 и для остальных органов (суммарно) — 0,05. Сумма взвешивающих коэффициентов организма составляет единицу 1).

Источники ионизирующих излучений. Все источники ионизирующих излучений делятся на природные (естественные) и техногенные, связанные с деятельностью человека (схема 4.1.1). К естественным источникам относятся космические источники и природные радионуклиды, создающие природный радиационный фон, за счет которого человек получает за год дозу около 1,5 мЗв. Источники ионизирующих излучений техногенного характера можно условно разделить на технологические (дающие ионизирующие излучения

Схема 4.1.1. Источники ионизирующих излучений как побочный продукт) и генерирующие (специально генерирующие ионизирующее излучение). Излучения техногенного характера дают среднегодовую дозу около 1 мЗв. В целом среднее значение суммарной годовой дозы за счет излучения естественных и техногенных источников составляет 2—3 мЗв. Это так называемый естественный техногенно измененный радиационный фон (радиационный фон).

Воздействие ионизирующих излучений на население. Облучение, не превышающее значений нормального радиационного фона, не оказывает влияния на здоровье людей. Однако, если облучение вызвано ионизирующим излучением, превышающим значения нормального фона, его воздействие может вызвать серьезные заболевания и даже лучевую болезнь, вплоть до летального исхода.

Вредное воздействие ионизирующего излучения на человеческий организм возможно в результате как внешнего облучения, когда источник излучения находится вне организма, так и внутреннего, возникающего при попадании радиоактивных веществ внутрь организма (с пищей, пылью или водой). При этом в результате внешнего облучения человек подвергается воздействию ионизирующего излучения только во время пребывания его вблизи от источника излучения. Внутреннее облучение действует длительно, до тех пор пока радиоактивные вещества не будут выведены из организма естественным путем или в результате радиоактивного распада.

Последствия облучения организма заключаются: в разрыве молекулярных связей; изменении химической структуры соединений, входящих в состав организма; образовании химически активных радикалов, обладающих высокой токсичностью; нарушении структуры генного аппарата клетки. В результате изменяется наследственный код и происходят мутагенные изменения, приводящие к возникновению и развитию злокачественных образований, наследственным заболеваниям, врожденным порокам развития детей и появлению мутантов в последующих поколениях. Все они могут быть разделены на соматические, когда эффект облучения возникает у облученного, и наследственные, если он проявляется у потомства.

Характер действия ионизирующих излучений на организм зависит от величины поглощенной дозы, времени облучения, мощности дозы, площади или объема облучаемых тканей и органов и вида облучения. Опасными являются любые дозы облучения, даже на уровне фоновых. При малых дозах облучения биологический эффект носит стохастический (вероятностный) характер, причем вероятность его пропорциональна дозе, но не имеет дозового порога, а тяжесть заболевания не зависит от нее. При относительно больших дозах облучения биологический эффект носит нестохастический характер, когда имеется наличие дозового порога, выше которого тяжесть поражения уже зависит от величины дозы. Учитывая это обстоятельство, а также то, что вероятность заболевания при малых дозах облучения (в целом) крайне мала, при рассмотрении вопросов защиты населения имеется в виду в основном нестохастический характер облучения, когда отрицательные последствия облучения могут быть предотвращены установлением порога дозы.

Фактор времени имеет важнейшее значение для последствий облучения в связи с процессом восстановления, протекающим в тканях и органах. При малой мощности дозы скорость развития поражений соизмерима со скоростью восстановительных процессов. С увеличением мощности дозы процессы восстановления отстают от разрушительных процессов, а это приводит к ускоренному развитию лучевой болезни.

По характеру распределения дозы во времени различают острое и пролонгированное, одноразовое и фракционированное облучение. Под острым понимают кратковременное облучение при высокой мощности дозы (децигрей в минуту и более), под пролонгированным — относительно продолжительное облучение при низкой мощности дозы (доли грея в час и менее).

Как острое, так и пролонгированное облучение могут быть однократными или фракционированными, когда между дозами облучения имеются интервалы. Кроме того, известно хроническое облучение, проходящее длительно и в малых дозах.

Так как альфа- и бета-излучения обладают незначительной проникающей способностью, они не могут проходить через одежду и кожный покров к внутренним органам человека. Вместе с тем облучение бета-частицами открытых участков тела человека способно вызывать лучевые ожоги («ядерный загар»), последствиями которых могут быть различные заболевания кожи, вплоть до онкологических. Кроме того, частицы, обладающие наибольшей энергией (в первую очередь бета-частицы), могут проникать через кожу непосредственно в кровоток. Однако наибольшую опасность корпускулярные излучения представляют при внутреннем облучении — попадании их источников внутрь организма (с пищей, водой и пылью). Обладая высокой биологической активностью (особенно а-частицы), альфа- и бета- излучения воздействуют непосредственно на внутренние органы и кровоток. Защита от их воздействия обеспечивается исключением попадания радиоактивных веществ на кожные покровы (защищают любые виды одежды) и внутрь организма (контроль загрязнения воды и продуктов, применение СИЗОД).

Вследствие способности фотонных излучений и нейтронного потока проходить через преграды, одежду и тело человека, ионизируя все его структуры, они представляют одинаковую опасность и при внешнем, и при внутреннем облучении.

При фотонном облучении степень поражения организма, кроме поглощенной дозы, в значительной мере зависит от площади облучаемой поверхности. Чем меньше ее размеры, тем меньше биологический эффект. Так, например, при облучении участка тела площадью 6 см2 с дозой 4—5 Зв заметного биологического эффекта не наблюдается, при такой же дозе на все тело — 50% облученных могут погибнуть.

Считается, что радиация не имеет ни вкуса, ни запаха, однако это справедливо лишь при относительно небольших мощностях дозы. Те, кому приходилось работать при значительных уровнях радиации, заметили, что в этом случае имеются и органолептические ее воздействия. Исследования показали, что при мощности дозы более 250 мЗв/ч на воздухе (20 мЗв/ч — в помещении) и по мере дальнейшего ее нарастания могут ощущаться: специфический запах (озон), учащение пульса и металлический привкус во рту, наступление эйфории, раздражение носоглотки и глаз и, наконец, рябь в глазах и чувство уплотнения воздуха, свидетельствующие об очень высоких уровнях радиации (500— 1000 мЗв/ч и более).

Радиационные поражения человека с высокой степенью вероятности могут возникать при облучениях, превышающих определенный предел. Так, при общем однократном облучении с дозой 1 Зв и более у каждого пострадавшего развивается острая лучевая болезнь (ОЛБ). Облучение с дозой 6—10 Зв ведет к крайне тяжелой форме ОЛБ, когда без лечения возможен летальный исход. Однако при современных методах лечения надежда на выздоровление есть и при облучении более 6 Зв. Доза 10 Зв и более считается абсолютно смертельной.

Облучение с эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование.

Воздействие ионизирующих излучений на окружающую среду. Радиоактивное загрязнение среды приводит к выводу из хозяйственного оборота значительных площадей на длительные сроки (пять периодов полураспада основных загрязнителей) и требует больших материальных затрат на проведение мероприятий по защите населения, проживающего на данной территории, и принятия мер по локализации и ликвидации загрязнения.

Ситуация приобретает чрезвычайный характер, когда в результате радиационных аварий радиоактивные вещества попадают в окружающую среду в большом количестве и загрязнению подвергаются обширные территории. Крупнейшими радиационными авариями в России (в СССР) являлись: взрыв емкостей с жидкими радиоактивными отходами на предприятии «Маяк» в 1957 г., который привел к выбросу активностью 2 МКи, загрязнению территории площадью 20 тыс. км2 и отселению 10,5 тыс. человек, а также катастрофа на ЧАЭС с выбросом активностью 70 МКи, приведшая к радиоактивному загрязнению обширных территорий Белоруссии, Украины и России.

Радиоактивное загрязнение не всегда связано с аварийной ситуацией, оно может возникать и в безаварийной обстановке: при нарушениях норм безопасности на радиационно (ядерно) опасных объектах, при нарушении правил хранения и использования различных техногенных источников излучения, а также строительных норм и правил, касающихся ограничения ионизирующих излучений.

Радиационно (ядерно) опасные объекты и характер аварий на них

К радиационно опасным объектам (РОО) относятся объекты, на которых хранятся, перерабатываются, используются или транспортируются радиоактивные вещества, при аварии на которых может произойти облучение ионизирующими излучениями людей, сельскохозяйственных животных и радиоактивное загрязнение окружающей среды.

В состав РОО по ряду критериев входят и так называемые ядерно опасные объекты, представляющие наибольшую опасность при авариях.

Ядерно опасные объекты и их классификация.

Под ядерно опасными объектами понимаются объекты, имеющие значительное количество ядерноделящихся материалов (ЯДМ) в различных физических состояниях и формах, потенциальная опасность функционирования которых заключается в возможности возникновения в аварийных ситуациях самоподдерживающейся цепной ядер- ной реакции (СЦЯР). Например, возникновение СЦЯР с разной степенью вероятности возможно на всех объектах ядерно-топливного цикла (ЯТЦ), кроме горно-обогатительных комбинатов (рис. 4.1.1).

К ядерно опасным объектам относится большинство объектов ядерного топливного цикла, в первую очередь АС, а также ядерные энергетические установки (реакторы) различного назначения; научно-исследовательские реакторы; объекты ядерно-оружейного комплекса и др.

Атомные станции как объекты повышенной радиационной опасности. Атомная энергетика в нашей стране дает около 16% электроэнергии от общего объема ее производства, и пока альтернативы ей нет. Строительство атомных станций будет продолжаться, а потому вопрос об обеспечении их безопасной эксплуатации и мер по защите населения от радиоактивного облучения имеет важное значение.

Схема ядерного топливного цикла * МОКС-топливо — смешанное уран-плутониевое топливо

Рис. 4.1.1. Схема ядерного топливного цикла * МОКС-топливо — смешанное уран-плутониевое топливо

Главным элементом атомной станции (АС) является ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) — реактор, работа которого основана на получении тепловой энергии за счет реакции деления ядерного топлива, в качестве которого в большинстве реакторов используется уран-235. Однако цепная реакция деления в природном уране, состоящем из трех изотопов: урана-234, урана-235 и урана-238, — невозможна из-за низкого содержания в нем основного делящегося изотопа — урана-235, доля которого составляет всего 0,7%. Вызвать цепную реакцию можно либо путем повышения в природном уране доли содержания урана-235 (обогащение до 25%), либо путем замедления основной массы образующихся в реакторе нейтронов до тепловых скоростей, используя способность слабо обогащенного урана-235 к более активному захвату тепловых нейтронов.

И тот и другой способы применяются в атомных реакторах. При этом реакторы, в которых используется замедление нейтронов, называются реакторами на медленных (тепловых) нейтронах, а реакторы с использованием сильно обогащенного урана — реакторами на быстрых нейтронах (схема 4.1.2). В качестве ядерного топлива в реакторах на медленных нейтронах используется диоксид урана с содержанием урана-235 около 2—4%, в реакторах на быстрых ней-

Схема 4.1.2. Классификация атомных станций России * АЭС — атомная электростанция, АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль,

ACT — атомная станция теплоснабжения.

тронах — сильно обогащенный уран либо плутоний-239. В реактор ядерное топливо помещается в виде сборок твэлов (тепловыделяющих элементов) — циркониевых трубок, заполненных таблетками диоксида урана.

В реакторах на тепловых нейтронах для снижения энергии, а следовательно, и скорости нейтронов используются замедлители нейтронов: графит (в реакторах типа РБМК) и вода (в реакторах типа ВВЭР)[1].

Тепловая энергия, выделяющаяся в результате цепной реакции деления, отводится из реактора прокачкой через его активную зону жидкого или газообразного вещества — теплоносителя. В последующем это тепло преобразуется в механическую энергию вращения турбины, а затем — в электрическую. Оно может быть использовано также для подогрева воды в коммунальных или производственных сетях теплоснабжения.

На современных АС в качестве теплоносителя используется очищенная и обессоленная вода (в реакторах на тепловых нейтронах) и жидкий металл — натрий (в реакторах на быстрых нейтронах).

Замкнутый контур, в котором циркулирует теплоноситель, называют контуром теплоносителя или первым контуром АС. Вторым замкнутым контуром АС является контур так называемого рабочего тела. Рабочее тело — это вода, которой теплоноситель через парогенератор передает тепло из реактора и которая в виде пара высокого давления вращает турбину генератора, вырабатывающего электроэнергию.

В некоторых типах АС вода выполняет одновременно роль и теплоносителя, и рабочего тела, циркулируя в одном контуре. Такие станции называются одноконтурными. В двухконтурных станциях высокорадиоактивный теплоноситель и рабочее тело в целях большей безопасности заключены в раздельные контуры, сообщающиеся через теплообменник. Там, где требуется особо высокая степень очистки воды от радиоактивных веществ (например, при использовании ее в сетях теплоснабжения городов), строятся трехконтурные станции (см схему 4.1.2).

Разнос контуров теплоносителя и рабочего тела связан с обеспечением радиационной безопасности, ибо теплоноситель первого контура, где и возникает большинство аварийных ситуаций, высокорадиоактивен. Поэтому в одноконтурных АС любая протечка радиоактивной воды или выход пара высокого давления — это угроза безопасности для людей, и прежде всего для персонала станции.

Двухконтурные АС и, тем более, трехконтурные ACT с реакторами ВВЭР являются более безопасными, чем одноконтурные, так как теплоноситель и элементы второго и третьего контуров слабо радиоактивны или нерадиоактивны.

Безопасность трехконтурных ACT обусловлена также наличием внешнего защитного корпуса, выполненного из высокопрочных металлов, в котором по типу «матрешки» заключены страховочный корпус и корпус реактора, что исключает в случае разрушения реактора выход радиоактивности в окружающую среду.

В процессе работы атомных станций по мере «выгорания» топлива в твэлах реактора накапливается большое количество радиоактивных продуктов деления. Это связано с тем, что образующиеся при распаде атома урана-235 (плутония-239) радиоактивные «осколки» образуют цепочку превращений, в каждой из которых образуется новый радиоактивный изотоп. Так как каждый атом делится на неравные по количеству нуклонов осколки, каждый из которых представляет собой химический элемент, в реакторе образуется около 300

радиоактивных изотопов 82 химических элементов. Большинство изотопов, образующихся в процессе превращений, относятся к категории короткоживущих и, следовательно, имеют высокую активность. Поэтому при возникновении аварии, когда в большинстве твэлов процесс распада не завершен, в реакторе наблюдается высокая активность (в реакторе ЧАЭС к моменту взрыва активность составляла около 2000 МКи), а в выбросах — высокие уровни радиации, спад которых наиболее интенсивно протекает в первые часы после выброса.

Таким образом, основными источниками ионизирующих излучений на АС являются: в активной зоне реактора — радиоактивные продукты деления, а вне ее — различное оборудование и элементы контура, в процессе работы получающие наведенную радиацию.

Для обеспечения надежной работы АС и радиационной безопасности персонала и населения проектами предусматриваются соответствующие системы безопасности.

Системы безопасности АС. Ядерная и радиационная безопасность АС обеспечивается комплексом систем безопасности, предназначенных для предотвращения повреждений ядерного топлива и оболочек твэлов; аварий, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления; нарушений теплоотвода из реактора и других аварийных ситуаций. К важнейшим из них относятся: системы управления и защиты реактора (комплекс бариевых стержней — поглотителей нейтронов, опускаемых в активную зону для управления ходом реакции и остановки реактора) и аварийного охлаждения (система насосов для прокачки большой массы холодной воды через активную зону).

Ограничение распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений, образующихся в процессе работы реактора, осуществляется с помощью системы барьеров безопасности, которая может включать: оболочки таблеток ядерного топлива, удерживающие значительную часть образующейся активности; герметичные оболочки твэлов, также удерживающие часть активности и способные противостоять высокому давлению накапливающихся газообразных продуктов деления; корпус реактора, изготовленный из стали толщиной несколько десятков миллиметров; бетонную шахту гермопомещения реактора с прослойками из поглощающих материалов и воды; защитный корпус станции. На ACT дополнительными барьерами служат также страховочный и внешний защитные корпуса.

Возможные аварии на АС и их характеристика

Под аварией на РОО (ЯОО) понимается нарушение штатного режима работы объекта с выбросом радиоактивных веществ (РВ), приводящее к облучению персонала, населения и радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Поражающими факторами аварии, как правило, будут:

  • на объекте аварии — ионизирующее излучение как непосредственно при выбросе радиоактивных веществ, так и при радиоактивном загрязнении территории объекта; ударная волна (при наличии взрыва при аварии); тепловое воздействие и воздействие продуктов сгорания (при наличии пожаров при аварии);
  • вне объекта аварии — ионизирующее излучение как поражающий фактор радиоактивного загрязнения окружающей среды. Из всех поражающих факторов, возникающих в результате аварии

на РОО (ЯОО), наибольшую и специфическую опасность для жизни и здоровья людей представляет ионизирующее излучение (ИИ).

В соответствии с классификацией нарушений в работе АС, принятой в РФ, на АС могут происходить аварии и происшествия. Все аварии на АС носят радиационный характер, т.е. происходят с выбросом радиоактивных веществ (РВ) в окружающую среду. Происшествия могут происходить с выбросом или без выброса РВ.

По характеру протекания аварийного процесса аварии могут быть радиационными и ядерными.

Радиационная авария — это потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями персонала, стихийным бедствием или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных пределов или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Под ядерной аварией понимается авария, связанная с нарушением правил эксплуатации или с повреждением ядерного реактора, ядер- ного взрывного устройства или других объектов, содержащих делящиеся материалы, в результате которых происходит неконтролируемое несанкционированное выделение ядерной энергии деления, представляющее опасность для жизни и здоровья людей и наносящее ущерб окружающей природной среде.

По критерию возможности локализации аварии системами безопасности АС аварии могут относиться к проектным и запроектным.

Проектными считаются аварии, для которых проектом определены исходные и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие ограничение последствий аварии установленными пределами. Аварии, вызываемые неучитываемыми для проектных аварий исходными состояниями и сопровождаемые дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности и реализациями ошибочных решений персонала, приведшими к тяжелым последствиям, относят к запроектным.

Наибольшую опасность для населения представляют ядерные аварии, носящие, как правило, запроектный характер. Их локализация осуществляется проведением различных организационных и инженерно-технических мероприятий, не связанных с системами безопасности АС (пример — авария на ЧАЭС).

По масштабу аварии могут быть локальными, местными, территориальными, федеральными и трансграничными.

По критерию нарушений в работе АС, приводящих при авариях и происшествиях к различному характеру радиоактивного загрязнения окружающей среды и требующих принятия определенных мер защиты населения, аварии классифицируются по содержанию понятия «аварийная опасность» (АО) по системе AOl — А04 и «происшествия» (П) — по системе П01 — П10'.

Для оценки опасности аварий на АС, информации органов управления РСЧС и населения, как правило, используется Международная шкала оценки событий на атомных станциях (в России введена с 1990 г.), приведенная в табл. 4.1.2. [2]

Таблица 4.1.2

Международная шкала оценки событий на атомных станциях

Наименование

события

Уровень

события

Содержание события Необходимость защиты населения

1. Аварии

Глобальная авария

  • 7
  • (А01)

Выброс в окружающую среду большей части продуктов деления активной зоны, приведший к превышению дозовых пределов для запроектной аварии. Возможны острые лучевые поражения населения, длительное воздействие на окружающую среду. Необходимо проведение различных мер по защите населения, в том числе эвакуация и отселение

Тяжелая авария

  • 6
  • (А02)

Выброс в окружающую среду значительной части продуктов деления, приведший к превышению дозовых пределов для проектных аварий.

Возможны поражения населения и воздействие на окружающую среду. Необходимо проведение мер по защите населения

Авария с риском для окружающей среды

  • 5
  • (АОЗ)

Выброс в окружающую среду продуктов деления, приведший к незначительному превышению дозовых пределов для проектной аварии.

Возможно частичное поражение населения и воздействие на окружающую среду.

Необходимо проведение мер по защите персонала АС и населения

Окончание табл. 4.1.2

Наименование

события

Уровень

события

Содержание события Необходимость защиты населения

Авария в пределах АС

  • 4
  • (А04)

Выброс в окружающую среду продуктов деления, не превышающий дозовых пределов для проектной аварии. Превышение дозовых пределов внутри АС. Необходимо проведение мер по защите персонала АС. Защиты населения не требуется

2. Происшествия

Серьезное происшествие

  • 3
  • (П01)

Выброс в окружающую среду продуктов деления выше допустимого выброса без нарушений пределов безопасной эксплуатации. Превышение дозовых пределов внутри АС.

Возможны незначительные поражения персонала. Требуется защита персонала. Защиты населения не требуется

Происшествие средней тяжести или незначительное

  • 2,1
  • (П01 П10)

Неработоспособность отдельных каналов систем безопасности или повреждения технологических систем, не приводящие к аварии, без выброса продуктов деления. Защиты персонала и населения не требуется

Характер развития аварии на АС и формирования радиационной обстановки. Наиболее сложный характер носит ядерная авария с разрушением реактора. Процесс ее протекания и развития радиационной обстановки на примере катастрофы на ЧАЭС может быть представлен тремя фазами: ранней, средней и поздней.

Ранняя фаза (РФА) включает промежуток времени от момента возникновения аварийной ситуации до прекращения выброса продуктов распада в окружающую среду и завершения формирования радиационных полей (оседания радиоактивных осадков). В этот период люди будут подвергаться внешнему облучению — от радиоактивного облака и радиоактивного загрязнения местности и внутреннему — за счет ингаляционного поступления радионуклидов (прежде всего йода-131) в организм человека, которое является наиболее опасным (критическим) видом облучения. Продолжительность фазы будет зависеть от особенностей аварии и эффективности мер по ее локализации и может колебаться от нескольких часов до нескольких суток. В Чернобыле выбросы из аварийного реактора были прекращены через 10 суток, а формирование радиационных полей закончилось несколько позже (с оседанием пыли и аэрозолей на землю) и зависело от удаления загрязненных территорий от ЧАЭС.

При некоторых авариях, в основном на реакторах типа РБМК, возможно наличие начальной стадии ранней фазы аварии (НС РФА), которая характеризуется возникновением аварийной ситуации в активной зоне реактора с высокой вероятностью выброса радиоактивных веществ и продолжается от начала возникновения аварийной ситуации и до выброса. В зависимости от типа реактора и конкретных условий аварии продолжительность начальной стадии может быть от нескольких часов до суток.

Средняя фаза аварии (СФА) продолжается от окончания ранней фазы до завершения принятия основных экстренных мер по защите населения. В этот период основное воздействие радиации на человека будет включать внешнее облучение от загрязненной радионуклидами местности и, частично, внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм с пищевыми продуктами местного производства и водой из местных источников водоснабжения. Продолжительность средней фазы будет зависеть от масштаба аварии, наличия сил и средств, осуществляющих проведение мероприятий по защите населения, и объема этих мероприятий. При ликвидации аварии на ЧАЭС эта фаза продолжалась около года.

Поздняя фаза аварии (ПФА) продолжается до тех пор, пока полностью не исчезнет необходимость в проведении плановых мер защиты людей. Здесь основную опасность для населения будет представлять поступление радионуклидов в организм человека с продуктами местного производства, «дарами леса», а также внешнее облучение, когда люди будут находиться на загрязненных территориях по производственной или личной надобности.

Характер радиоактивного загрязнения окружающей среды при авариях на АС. При аварии на АС с взрывом (разгерметизацией) реактора в результате оседания продуктов выброса возникает радиоактивное загрязнение окружающей среды, которое вместе с облаком газоаэрозольной смеси радионуклидов создает мощный поток ионизирующих излучений, являющийся основным поражающим фактором для населения, проживающего за пределами промышленной зоны АС. При этом прогнозирование возможного характера и масштабов радиоактивного загрязнения местности и атмосферы представляет собой сложный процесс и является весьма ориентировочным, так как зависит от исходных параметров и характера аварии, постоянно меняющихся метеоусловий, наличия геопатогенных зон и других факторов. Кроме того, радиоактивное загрязнение местности будет иметь ряд других особенностей, влияющих на характер мер по защите населения и территорий.

  • 1. Вследствие большой продолжительности выбросов и неоднократной перемены за это время направления ветра радиоактивное загрязнение в рассматриваемых условиях будет иметь форму широкого сектора или круга, охватывающих значительную площадь. При ликвидации аварии на ЧАЭС сектор, охватывающий зону ветровых перемещений за 10 суток, составил около 270°.
  • 2. Аэрозоли, из которых состоит радиоактивное облако, имеют мелкодисперсный характер с размером частиц 2 мкм и менее, вследствие чего они обладают высокой проникающей способностью через фильтры защитных средств, что способствует их поступлению (прежде всего биологически опасных «горячих частиц») в органы дыхания человека даже при наличии фильтрующих СИЗ.

При оседании на местности и различных поверхностях мелкодисперсные частицы глубоко проникают в грунт, любые микротрещины, краску и т.п., что способствует высокой степени адгезии (удержива- емости) их на поверхности и существенно затрудняет проведение дезактивации.

  • 3. Радиоактивное загрязнение местности в рассматриваемых условиях будет иметь неравномерный, «пятнистый» характер, когда участки с высокими уровнями радиации могут обнаруживаться на большом удалении от источника загрязнения. Кроме того, и на поверхности самих «пятен» уровни радиации могут иметь мозаичное расположение. На образование «пятен» и «мозаики» влияют атмосферные осадки, вертикальные перемещения воздушных масс в приземном слое атмосферы, а также наличие гравитационных аномалий. В чернобыльских зонах загрязнения вблизи АС, где выпадали сравнительно крупные частицы, «цезиевые пятна», как правило, совпадают с участками местности, где гравитация имеет наибольшие значения. С удалением от АС на 50—100 км и более основную роль в образовании пятнистости полей играют в основном метеорологические факторы. Вместе с тем и в уже сформировавшихся зонах загрязнения в результате ветровых переносов и осадков может наблюдаться миграция радиационных загрязнителей. Все это затрудняет использование результатов прогнозирования и требует проведения регулярного радиационного контроля.
  • 4. Естественный спад активности радионуклидов при загрязнении в результате аварии на АС происходит значительно медленнее и более плавно, чем при загрязнении от ядерных взрывов, а следовательно, и загрязнение в результате аварии на АС будет продолжаться значительно дольше, чем аналогичное (по исходным уровням радиации) при ядерном взрыве (рис. 4.1.2).

  • [1] РБМК — реактор большой мощности канальный, ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор.
  • [2] По классификации, принятой в РФ для персонала АС.
 
Посмотреть оригинал
Если Вы заметили ошибку в тексте выделите слово и нажмите Shift + Enter
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ ОРИГИНАЛ   След >
 

Популярные страницы