Басенко В.Г., Гуменюк В.И., Танчук М.И. Безопасность жизнедеятельности. Защита в чрезвычайных ситуациях

Подождите немного. Документ загружается.

диационной опасности не рассматриваются.

Основную радиационную опасность при эксплуатации ядерных ре-

акторов представляют осколки деления ядер урана. В ядерном реакторе

цепная реакция деления и накопление радиоактивных осколков идет в твэ-

лах. При нормальной работе ядерного реактора температура стенок твэла

составляет около 800 ºС (внутри твэла – до 2500 ºС), вода на выходе из ре

актора нагревается до 285…320 ºС, частично превращаясь в пар давлением

7…16 МПа в зависимости от типа ядерного реактора.

В оболочках твэлов при изготовлении или эксплуатации в тяжелых

температурных и радиационных условиях образуются трещины (дефекты),

через которые происходит утечка радиоактивных продуктов деления в те-

плоноситель. При нормальной работе реактора допускается наличие в ак

тивной зоне определенного количества твэлов с микродефектами оболочек

(происходит утечка газообразных продуктов деления) и макродефектами

оболочек (топливо контактирует с теплоносителем). Например, для ВВЭР

это 1 % и 0,1 % соответственно. Помимо продуктов деления в теплоноси-

теле имеются радионуклиды, образующиеся при активации воды и про-

дуктов коррозии поверхности активной зоны нейтронами. Большая часть

радионуклидов выводится

из теплоносителя системой очистки, незначи-

тельная оставшаяся часть – газообразные и аэрозольные отходы (радиоак-

тивные благородные газы, тритий, йод и др.) удаляются в атмосферу через

вентиляционную трубу высотой 100…150 м, а жидкие – в гидросферу.

Твердые отходы собираются и хранятся на площадке АЭС, а затем направ-

ляются на захоронение.

Значительный выход РВ из

твэлов возможен при сильном поврежде-

нии их оболочек и расплавлении ядерного топлива. Перегрев топлива про-

исходит лишь в том случае, если интенсивность тепловыделения в твэле

превышает скорость отвода тепла.

Необходимо отметить, что при любых авариях в реакторе принципи-

ально невозможен взрыв типа взрыва ядерного боеприпаса, поскольку

235

компактно находится в твэлах в количествах, значительно меньших,

чем его критическая масса. Разрушение реактора и выброс радиоактивных

продуктов могут произойти только в результате теплового взрыва.

Для обеспечения радиационной безопасности персонала и населения

уже на стадии проектирования АЭС рассматривается и рассчитывается на-

бор проектных аварий, включая максимальную проектную аварию (МПА),

обусловленных как техническими отказами, так и ошибками персонала. По

полученным результатам разрабатываются технические системы обеспе-

чения безопасности, которые выполняют следующие основные функции:

остановку реактора, отвод остаточного тепловыделения, ограничение рас-

пространения радиоактивных веществ.

В случае

маловероятных отказов систем обеспечения безопасности

может произойти гипотетическая авария, сопровождающаяся выходом из

первого контура в окружающую среду паро-водяной смеси с радиоактив-

ными веществами и последующим осушением реактора, разгерметизацией

твэлов и оплавлением активной зоны. Ввиду очень малой вероятности ги-

потетической аварии специальные технические средства для ее подавления

не предусматриваются.

Радиоактивное

загрязнение атмосферы и местности при гипотетиче-

ской аварии существенно отличается в случае аварии на одноконтурных

(РБМК) и двухконтурных (ВВЭР) ядерных реакторах. Это обусловлено

конструктивными особенностями реакторов: ВВЭР по сравнению с РБМК

имеет прочный стальной корпус, препятствующий быстрому выходу теп-

лоносителя в окружающую среду.

При гипотетической аварии на одноконтурном ядерном реакторе

РБМК-1000 основной выход пароводяной смеси с РВ в атмосферу проис-

ходит в течение 20 минут и практически завершается за 1 час. За это время

выходят все РВ, которые находятся в зазорах аварийных твэлов. Паровое

облако с РВ за счет высокой скорости истечения из вентиляционной трубы

поднимается над нею на несколько десятков метров и

распространяется по

направлению и со скоростью среднего ветра на высоте перемещения обла-

ка.

Основное влияние на распространение радиоактивного облака и ха-

рактер радиоактивного загрязнения атмосферы и местности будут оказы-

вать направление и скорость ветра, а также степень вертикальной устойчи-

вости атмосферы. На поверхности земли формируется относительно пра-

вильная (типа эллипса)

зона загрязнения вследствие гравитационного осе-

дания радиоактивных веществ, находящихся на поверхности пылевых час-

тиц.

Гипотетическая авария на двухконтурном ядерном реакторе типа

ВВЭР-1000 характеризуется длительным (до 9 суток) выходом пара с ра-

дионуклидами в атмосферу через вентиляционную трубу. Прочный корпус

ядерного реактора и защитная оболочка реактора с первым контуром

удерживают РВ внутри корпуса реактора, их суммарный выход в атмосфе-

ру примерно в 10 раз меньше, чем

при аварии на РБМК-1000. Сравнитель-

но небольшой выход РВ при гипотетической аварии на ВВЭР-1000 приво-

дит к тому, что независимо от метеоусловий радиоактивное загрязнение

местности не выходит за пределы тридцатикилометровой зоны АЭС.

Форма зон радиоактивного загрязнения при аварии на реакторе

ВВЭР-1000 может быть не только эллипсообразной, но и кольцевой вокруг

АЭС

с выступами-эллипсами по тем направлениям изменяющегося с тече-

нием времени ветра, когда имел место повышенный выход РВ из реактора.

Авария с разрушением ядерного реактора – это непредвиденная ава-

рийная ситуация. Она может быть следствием событий, связанных с мно-

жественными наложениями отказов оборудования, которые сопровожда-

ются неправильными действиями персонала. Такие аварии

относятся к за-

проектным.

Радиоактивное загрязнение при авариях на АЭС отличается от зара-

жения при ядерных взрывах, хотя в обоих случаях источник загрязнения

один и тот же – продукты деления

235

(или Pu

239

– в ядерных боепри-

пасах). Отличия обусловлены особенностями радиоизотопного состава

продуктов деления в реакторе и характером выхода РВ в атмосферу при

аварии.

1. При длительной работе АЭС короткоживущие изотопы распада-

ются в твэлах и, в целом, радиоактивные продукты реактора обогащены

радионуклидами с большими периодами полураспада по сравнению с про-

дуктами ядерного взрыва

. Это приводит к тому, что спад уровней радиа-

ции на загрязненной местности происходит значительно медленнее, чем

при ЯВ.

2. Радиоактивные продукты, выходящие в атмосферу при аварии на

АЭС, обогащены радионуклидами легколетучих элементов – радиоактив-

ные благородные газы, радиоизотопы йода и цезия.

3. Радиоактивные вещества, выходящие в атмосферу при аварии на

АЭС, находятся в составе мелкодисперсных аэрозолей, которые чрезвы-

чайно медленно оседают на поверхность земли под действием силы тяже-

сти и разносятся ветром на сотни и даже тысячи километров от места ава-

рии. Образование мелкодисперсных аэрозолей обусловлено тем, что РВ,

распределенные при аварии

в парогазовой фазе, находятся в молекулярном

состоянии (то же самое и при выпаривании их в процессе горения графита)

и при остывании в воздухе конденсируются на мелкодисперсной атмо-

сферной пыли.

4. Загрязнение поверхностей мелкодисперсным радиоактивным аэро-

золем происходит за счет адсорбции, что обусловливает неравномерность

загрязнения – в большей степени заражаются объекты с развитой (

порис-

той) поверхностью – лес, кустарник.

5. При авариях на АЭС радиоактивные продукты переносятся в ат-

мосфере на высотах ниже расположения водонасыщенных облаков и могут

вымываться осадками, обусловливая “пятнистость” загрязнения местности

– загрязнение носит очаговый характер.

6. Радиоактивное загрязнение объектов при аварии на АЭС носит

стойкий характер, т. е. загрязненные поверхности с большим

трудом под-

даются дезактивации. Это обусловлено большими силами взаимодействия

мелкодисперсных частиц с поверхностью (для отрыва частицы размером

0,5 мкм надо приложить силу в 1000 раз большую, чем для отрыва частицы

в 20 мкм).

Классификация аварий на АЭС. Для единообразной оценки опас-

ности аварий на любой АЭС в любой стране экспертами Международного

агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) предложена международная

шкала событий на АЭС. Основная цель введения этой шкалы - оперативная

выдача информации о радиационно опасных событиях в виде, понятном

для населения и общественности всех стран. С 1990 г. эта шкала введена

России.

События на АЭС, классифицируемые по этой шкале, относятся толь-

ко к радиационной безопасности. Другие события, например, отказы,

влияющие на работоспособность генераторов или турбин, должны быть

классифицированы как вне шкалы. Очень незначительные события, не

имеющие значения для безопасности, классифицируются как события ни-

же уровня шкалы или нулевого уровня.

Шкала разделена на две большие части, в которых три нижние клас-

са (1-3) относятся к происшествиям (инцидентам), а верхние классы (4-7) –

к авариям. Аварии 5, 6, 7-го класса вызваны, как правило, значительным

повреждением или разрушением активной зоны реактора.

События на АЭС

рассматриваются по трем критериям.

1. Внешние последствия - отражают выброс радиоактивных продук-

тов во внешнюю среду. Это наиболее значимый показатель загрязнения.

Более высокий класс аварии соответствует более обширным последствиям

для населения и окружающей среды.

2. Внутренние последствия события. Этот показатель изменяется для

аварий, начиная с третьего класса, когда может происходить значительное

загрязнение

поверхностей объектов АЭС и облучение персонала, до пятого

класса, когда происходит значительное повреждение активной зоны.

3. Ухудшение глубоко эшелонированной защиты рассматривается

для аварий с 1-го по 3-й класс, т. е. для происшествий.

Классификация аварий на АЭС по международной шкале МАГАТЭ

приведена в табл. 1.18.

Т а б л и ц а 1.18

Международная шкала событий на АЭС

Класс, назва-

ние, пример

аварии

Критерий

Внешние последствия

Внутренние

последствия

Ухудшение

глубоко

эшелониро-

ванной за-

щиты

Глобальная

авария.

Чернобыль,

СССР,

26.04.1986 г.

Большой выброс – значитель-

ный ущерб здоровью людей и

окружающей среде. Величина

выброса по

131

– более 10

Бк.

Продолжение табл. 1.18

Класс, назва-

ние, пример

аварии

Критерий

Внешние последствия

Внутренние

последствия

Ухудшение

глубоко

эшелониро-

ванной за-

щиты

Тяжелая ава-

рия.

Виндскейл,

Англия,

1957 г.

Значительный выброс – полная

реализация внешнего противо-

аварийного плана на ограни-

ченной территории, величина

выброса по

131

от 10

до

Бк

Авария с

риском для

окружающей

среды. Три-

Майл Аленд,

США, 1979 г.

Ограниченный выброс– час-

тичная реализация внешнего

противоаварийного плана на

ограниченной территории. Ве-

личина выброса

131

от 10

до

Бк.

Значительное

повреждение

активной зоны

ядерного реак-

тора.

Авария в

пределах

АЭС. Сант

Лоурент,

Франция,

1980 г.

Небольшой выброс – облуче-

ние лиц населения порядка не-

скольких миллизивертов. При-

менение плана защитных меро-

приятий маловероятно.

Частичное по-

вреждение ак-

тивной зоны.

Острые по-

следствия для

здоровья пер-

сонала.

Серьезное

происшест-

вие.

Ленинград-

ская АЭС,

1975 г.

Очень небольшой выброс– об-

лучение ниже доли от установ-

ленного предела дозы, порядка

десятых долей миллизиверта.

Большое за-

грязнение. Пе-

реоблучение

персонала

АЭС

Близко к

аварии –

потеря глу-

боко эше-

лонирован-

ной защи-

ты.

Окончание табл. 1.18

Класс, назва-

ние, пример

аварии

Критерий

Внешние последствия

Внутренние

последствия

Ухудшение

глубоко

эшелониро-

ванной за-

щиты

Происшест-

вие средней

тяжести

События с

потенци-

альными

последст-

виями для

безопасно-

сти.

Незначитель-

ное происше-

ствие

Отклонение

от разре-

шенных

границ

функцио-

нирования.

Ниже уровня

шкалы

Не влияет

на безопас-

ность.

Облучение населения при аварии на АЭС. Возможные пути воз-

действия на человека обычных и аварийных выбросов АЭС показаны на

рис. 1.25

В выбросе из аварийного реактора содержится много радионуклидов,

однако их опасность для облучения человека обусловлена тремя фактора-

ми: долей приходящейся на них активности, возможностью поступления в

организм человека и фиксацией в различных тканях и органах. Наиболее

опасны те, на которые приходится значительная доля общей активности

выброса, которые легко могут попасть в

организм (с воздухом, водой и

пищей) и в течение длительного времени будут удерживаться в нем. Ха-

рактеристики нескольких наиболее опасных нуклидов приведены в табл.

1.19 (данные для выброса Чернобыльской АЭС).

Т а б л и ц а 1.19

Характеристики некоторых наиболее опасных нуклидов выброса

Нуклид

Доля общей

активности

выброса, %

Периоды полураспада и биоло-

гического полувыведения

Орган, в котором

преимущественно

накапливается

2/1

131

20 8,05 суток 120 суток

(из щитов.жел.)

Щитовидная железа

Сs

134

10 2 года 70 суток Все тело, мышечная

ткань

Сs

137

13 30 лет

4,0 50,5 суток 50 лет Костная ткань

4,0 28 лет

В результате аварийного выброса АЭС возможны следующие виды

радиационного воздействия на население (в хронологическом порядке):

а) внешнее облучение от проходящего радиоактивного облака;

б) внутреннее облучение при вдыхании радиоактивных аэрозолей;

в) контактное облучение вследствие радиоактивного загрязнения

кожных покровов и одежды;

г) внешнее облучение от радиоактивного загрязнения поверхности

Газообразные и жидкие радиоактивные отходы АЭС

Атмосфера Гидросфера

Почва

Поверхностные

игрунтовые

воды

Рыба,

водные растения

Растения

Животные

Молоко Мясо

Человек

Внутреннее

облучение

Внешнее

облучение

Потребление

воды

Потребление пищи

Вдыхание

Рис. 1.25. Основные пути воздействия на человека радиоактивных выбросов АЭС

Газообразные и жидкие радиоактивные отходы АЭС

Атмосфера Гидросфера

Почва

Поверхностные

игрунтовые

воды

Рыба,

водные растения

Растения

Животные

Молоко Мясо

Человек

Внутреннее

облучение

Внешнее

облучение

Потребление

воды

Потребление пищи

Вдыхание

Рис. 1.25. Основные пути воздействия на человека радиоактивных выбросов АЭС

земли, зданий, различных объектов;

д) внутреннее облучение вследствие потребления радиоактивно за-

грязненных продуктов питания и воды.

Облучение видов а), б) и в) характерно для первого этапа аварии,

длящегося до нескольких часов или суток в зависимости от типа аварийно-

го реактора, когда происходит истечение радиоактивных продуктов из ре-

актора в окружающую среду

. Наибольшую опасность на этой стадии ава-

рии представляет внутреннее облучение от поступления радиоизотопов

йода (в первую очередь

131

) с вдыхаемым воздухом. Доза внешнего облу-

чения при этом может быть значительно меньше дозы внутреннего облу-

чения (отношение до 100 раз).

Виды г) и д) радиационного воздействия выступают на первый план

при длительном пребывании населения после аварии на загрязненной тер-

ритории.

Доза внешнего облучения на загрязненной местности. Внешнее

облучение на сформировавшемся следе радиоактивного загрязнения, как

основной вид облучения, характерно для личного состава команд, отрядов,

выполняющих задачи на загрязненной местности вахтовым методом, когда

в полном объеме используются средства индивидуальной защиты. Населе-

ние, проживающее на загрязненной местности, большую часть дозы полу-

чает вследствие внутреннего облучения.

Основными характеристиками степени опасности радиоактивного

загрязнения местности при аварии на АЭС являются мощность дозы и доза

гамма-излучения, которые позволяют прогнозировать радиационные поте-

ри по внешнему облучению и принимать решение на использование мер

защиты.

Радиоактивное загрязнение создают нуклиды с различными перио-

дами полураспада и, как показывают данные экспериментальных наблю-

дений, после

окончания выпадения РВ уровень радиации (мощность дозы

на высоте 1 м от поверхности земли) подчиняется эмпирическому закону:

tPttP

)( = ,

(1.39)

где

)( PtP =

)(

– уровни радиации на моменты времени

соот-

ветственно после аварии. Время

отсчитывается от момента аварии –

выброса радиоактивных веществ из реактора.

Формула (1.39) описывает изменение уровня радиации как после

аварии на АЭС, так и после ядерного взрыва, значение показателя степени

n зависит от изотопного состава нуклидов на загрязненной местности и

составляет:

2,1≈n для ЯВ и 5,0

≈

n для аварии на АЭС.

С учетом этого уровень радиации

)(

на местности при аварии на

АЭС:

PtP

)( =

(1.40)

Зная мощность дозы, можно рассчитать дозу облучения за время

пребывания от

до

на загрязненной местности (все значения времени

отсчитываются от момента аварии):

∫∫

−=−===

−

)(2)(2)(

11221200

5,0

tPtPtttPdtttPdttPD

(1.41)

где

)(

tPP =

)(

tPP =

- уровни радиации на начало и конец пребыва-

ния на загрязненной местности.

Защита населения от радиационного воздействия. Радиационная

защита при аварии подразделяется на физическую, химическую (медика-

ментозную) и временну

．

ю. Возможность реализации этих способов защиты

определяется конкретной обстановкой, складывающейся при аварии на

АЭС.

Физическая защита направлена на снижение интенсивности ионизи-

рующего излучения, воздействующего на человека. В общем случае это

может быть достигнуто использованием экранов (экранная защита) или

проведением специальной обработки – дезактивации на загрязненном объ-

екте. Обычно дезактивацию в силу ее специфичности рассматривают как

отдельное мероприятие защиты.

Физическая защита может использоваться как в начальный момент

аварии – выбросе радиоактивных веществ из реактора, так и на сформиро-

вавшемся следе радиоактивного загрязнения.

Экранная защита. На практике экранами являются толща грунта,

стены зданий, конструкционные материалы, оборудование, транспортные

средства и т.п.