Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере

Подождите немного. Документ загружается.

•а

э-

10 100 1000

Расстояние х, км

Рис. 6.1. Пример номограммы для отбора населенных пунктов, требующих

индивидуального рассмотрения при расчете коллективных доз от радиоактив-

ных выбросов

приведен пример такой номограммы. Точки изображают реальные населенные

пункты. Кривая рассчитана по формуле (6.11) и соответствует заданному

уровню точности 10%. Видно, что в данном случае индивидуальный подход

при расчете коллективных доз требуется лишь для четырех населенных пунктов.

При непрерывных выбросах вместо (6.11) следует использовать условие

s (2л)

3/2

XU ( h

\ P

дг

°Р

5 L

exD

[ I LS. <Ъ 121

100% 2 T

F \2o?Jv

+ A)Hr

' '

где х — расстояние до города;

т|

— вытянутость розы ветров.

В случаях, когда большой город расположен вблизи от источника

выброса, его нельзя представлять в виде точки, а расчет коллективной дозы

необходимо производить с учетом реальной планировки города.

6.6. Влияние протяженных неоднородностей

распределения населения и сельскохозяйственных угодий

В случае протяженных неоднородностей распределения населения в виде

близкорасположенных больших городов, островов, участков территории с по-

вышенной или пониженной плотностью населения, коллективные дозы можно

определить по следующей формуле:

ayP

+(X+A)H\

161

IO Заказ 1627

OF(I

) л

(cp)rfcp,

(6.13)

в которой предполагается, что население внутри рассматриваемых площадей

распределено равномерно. В этой формуле rj (ф)

—

плотность вероятности

направления ветра в угле ф; I

время движения облака от источника

выброса до границы рассматриваемой области в направлении ф; F—функция

истощения рассматриваемого нуклида в облаке в зависимости от времени,

прошедшего после выброса. Остальные обозначения прежние. Криволинейный

интеграл второго рода берется по контуру Г представляющему собой границу

рассматриваемой области.

Дозы при поступлении радионуклидов по пищевым цепочкам с учетом

размещения сельскохозяйственных угодий на местности рассчитываются по

формуле

V +AH

max

+(X+A)H

max К

" Г

П (Ф>(6Л4)

в которой контур T

ограничивает поле, где растет рассматриваемая культура;

дозовый коэффициент, Зв/(Бк

•

чел).

Следует заметить, что хотя вычисление криволинейного интеграла и слож-

но, гем не менее все же проще, чем интегрирование по поверхности или

прямой расчет по (6.1).

Формулы расчета коллективной дозы существенно усложняются, если

плотность населения на данной территории непрерывно меняется. Тогда для

прямого пути воздействия (фотонное излучение облака радиоактивных газов)

5, чел

•

Зв, следует рассчитывать по формуле

S = ^ Q(x)p

(x)dx, (6.15)

где Q(x) — интегральное содержание радионуклида в облаке на расстоянии

л: от источника выбросов, вычисленное с учетом полной функции истощения

F(x) и накопления дочерних радионуклидов, Бк;

(х)—плотность населения,

зависящая от расстояния х, чел/м

. Остальные символы определены в разд. 1.1.

6.7. Расчет коллективных и средних индивидуальных доз

на население от глобальных радионуклидов

К глобальным радионуклидам относятся

Kr,

C и

129

I, обладающие

собственными, отличными от других радионуклидов путями миграции глобаль-

ного масштаба. За время жизни они успевают рассеяться по всему земному

шару. Для весьма долгоживущих нуклидов

C и

129

I обычно вычисляют

годовые дозы на 500-й год после начала выброса. За тот же срок рассчитывают

и неполные ожидаемые дозы. Подробный обзор особенностей миграции

глобальных радионуклидов сделан в [4]. В соответствии с этой работой

здесь приведен обзор оценочных расчетов доз.

Для расчетов облучения от выбросов

Kr приемлема двухкамерная

планетарная модель миграции, изображенная на рис. 5.1. Согласно этой

модели выбрасываемый в атмосферу

Kr быстро рассеивается в тропосфере

северного полушария, высоту которой можно принять равной 10 км, объем

162

Рис. 6.2. Модель глобальной циркуляции

H (константы перехода даются

в единицах год

-1

)

Расчет миграции

H (трития) можно выполнить по четырехкамерной

схеме, приведенной на рис. 6.2. В данной модели принято, что выбрасываемый

тритий мгновенно рассеивается в циркулирующих водах северного полушария

на глубину 75 м, площадь океанов и морей примерно равна 70% всей

площади земного шара, а объем циркулирующей воды -IO

. Значения

коллективных и средних индивидуальных доз на население, нормированные

на единицу выброса, приведены в табл. 6.7.

Таблица 6.7. Эквивалентная ожидаемая средняя доза на население H

и кол-

лективная доза S

на население от радионуклидов, глобально загрязняющих

биосферу при единичном выбросе Q

= 3,7 IO

Бк

Нуклид Н\ Зв S', чел • Зв

Kr:

у-облучение тела 4,8—14

1,9- 6

Kr:

Р-облучение кожи

2,6- 12

1,0—4

2,5— 14

1,0—6

C 5,4 -9

0,54

129 J

4,2—10 0,042

Примечание. Для

C и

129

I рассчитаны неполные ожидаемые средние дозы для

50Q

лет.

Для оценки дозы облучения от выброса

C обычно принимаются

восьмикамерная модель миграции, изображенная на рис. 6.3. В ней камера

циркулирующего углерода характеризует

C в тропосфере и части наземной

биомассы, в которой происходят быстротечные процессы роста и распада,

Камера гумуса характеризует углерод в той части биосферы, где циркуляция

идет значительно медленнее. Скорость обмена углерода между камерами

обусловливает удельную концентрацию

C во всем циркулирующем углероде,

163

Рис. 6.3. Модель глобальной циркуляции

129

I (константы перехода даются

в единицах год

-1

)

масса которого в северном полушарии по оценкам [116] равна 3,6-10

кг.

Считается, что это значение остается неизменным.

Особенностью миграции

129

I во внешней среде является его большая

подвижность. Наибольшие концентрации стабильного иода, до 60 мг/л,

обнаружены в морской воде. Для оценок миграции

129

I в настоящее время

используют схему, приведенную на рис. 6.3 [4, 116]. При расчете следует

иметь в виду, что эта модель может привести к завышению оценок доз,

так как не учитывает задержку

129

I в отложениях на поверхности земли

в результате эффектов сухого оседания и дефляции обратно в атмосферу.

Рассчитанные значения нормированной на единицу выброса коллективной

дозы и средней индивидуальной дозы на население приведены в табл. 6.7.

При этом для долгоживущих радионуклидов (

C и

129

I) приведены неполные

ожидаемые дозы на 500-й год после начала выбросов, представительная

часть населения принята равной 10 млрд. чел., а для

H и

Kr дозовые

характеристики относятся к равновесному накоплению их в биосфере при

численности населения 4 млрд. чел. [4].

Глава 7

Оценка и прогноз облучения населения

при радиационных авариях

7.1. Общие положения, нормирование

радиационных факторов

Проектной называется авария, последовательность исходных событий

которой устанавливается существующей проектно-технической документацией.

Для нее проектом предусматривается обеспечение безопасности АЭС и окру-

жающего населения. Максимальная проектная авария (МПА) — это проектная

авария с наиболее тяжелыми последствиями.

Для аварий этого класса проектанты должны обеспечить систему лока-

лизации радиоактивных выбросов таким образом, чтобы при наихудших

164

Таблица 7.1. Пределы ожидаемых эк-

вивалентных доз H

при максимальной

проектной аварии |118]

Таблица 7.2. Пределы ожидаемых эк-

вивалентных доз H

для принятия

решений в случае запроектной аварии,

Зв (бэр) |1171

Орган или ткань Н'\ Зв (бэр)

Щитовидная желе- 0,30 (30)

за детей

Другие органы 0,10 (10)

Все тело 0,10 (10)

Орган или ткань

Уровень мероприятий

Орган или ткань

Щитовидная

железа детей

Все тело

0,25 (25)

2,5 (250)

0,75 (75)

погодных и других условиях население не получило дозу облучения больше

приведенной в табл. 7.1. Эти уровни лишь в 2 раза превосходят предельно

допустимые дозы, установленные для персонала за 1 год нормальной

эксплуатации АЭС.

Запроектной называется авария с тяжелыми последствиями, которая

вызывается последовательностью событий, не учитываемых сценарием проектных

аварий. Она может быть вызвана ошибочными решениями персонала или другими

непредвиденными причинами. Уменьшение ее последствий достигается управлени-

ем аварии и реализацией мероприятий по защите персонала и населения.

В случае запроектной аварии вводятся критерии для принятия решений (табл.

7.2). Они представлены двумя уровнями, делящими диапазон аварийных ожидаемых

доз на три области, различающиеся стратегией принятия решений. Так, если

облучение не превосходит уровень А, нет необходимости принимать экстренные

меры, связанные с временным нарушением нормальной жизнедеятельности

населения. Если облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б,

рекомендуется принимать решения с учетом конкретной обстановки и местных

условий. Если облучение достигает или превосходит уровень Б, рекомендуется

принимать экстренные меры, обеспечивающие радиационную защиту населения:

немедленное укрытие населения в помещения; ограничение пребывания населения на

открытой местности; с учетом конкретной обстановки оперативно организованная

эвакуация; йодная профилактика; исключение или ограничение употребления в пищу

загрязненных продуктов; перевод молочнопродуктивного скота на незагрязненные

пастбища или фуражные корма. Следует отметить, что приведенные в табл. 7.1 и 7.2

уровни доз относятся к ожидаемым дозам за всю жизнь человека.

При остром дефиците времени, характерном для крупных радиационных

аварий, исключительное значение имеет стратегия оценки радиационной

обстановки и принятия решений о защитных мероприятиях. В международных

и национальных организациях предпринимаются усилия по выработке рекомен-

даций к процедуре принятия решений в условиях крупных аварий. В настоящее

время имеется ряд документов по решению некоторых частных аспектов

задачи [119—121], однако общего подхода к проблеме пока не найдено.

На рис. 7.1 показан один из возможных вариантов схемы принятия решений

при радиационных авариях. Выделены три стадии аварии, отличающиеся

целями и стратегией принятия решений.

Первая стадия продолжается с момента начала аварии до момента

развертывания аварийной системы контроля загрязнения атмосферы и начала

разведки радиационной обстановки на местности. Это наиболее ответственная

стадия, во время которой в условиях острого дефицита времени и недостаточ-

ности информации оценивается вероятный масштаб аварии и приводится

в действие аварийный план.

165

Рис. 7.1. Диаграмма принятия решений при радиационных авариях

Вторая стадия продолжается до момента окончания аварийного

выброса и формирования радиоактивного следа выпадений на местности. На

этой стадии осуществляется оперативное слежение за радиационной обстанов-

кой инструментальными и расчетными методами. Устраняются неизбежные

в условиях дефицита времени неопределенности и противоречия в различных

оценках ситуации, делаются прогнозы обстановки и возможных радиационных

последствий. Производится коррекция проводимых защитных мероприятий.

Третья стадия предусматривает долговременные меры. Она продол-

жается до момента снятия всех ограничений, связанных с радиоактивным

загрязнением местности и может отличаться большой продолжительностью

и разнообразием мероприятий, отражающих специфику каждой конкретной

аварии. На этой стадии могут быть учтены все детали обстановки, а для

принятия решений, как правило, имеется достаточный запас времени.

Рассмотреть все задачи, возникающие при радиационных авариях, в

рамках данного справочника невозможно. Тем более, что большинство

из них еще ждет своего решения. Поэтому здесь будут рассмотрены

только некоторые аспекты оценки и прогнозирования радиационной обста-

новки на местности и ожидаемого облучения населения по данным, по-

лученным на первых этапах аварии. Их существенное отличие от аналогич-

ных задач при нормальном функционировании ядерно-технических установок

заключается в значительно большем спектре неопределенностей исходных

данных, а также в жестких требованиях к оперативности получения результатов.

7.2. Временные нормативы для принятия решений

в связи с аварией на Чернобыльской АЭС

26 апреля 1986 г. в 1 час 23 мин на IV блоке Чернобыльской АЭС (с

реактором РБМК-1000) произошла авария, которая относится к классу

запроектных аварий с тяжелыми последствиями [122]. При этом произошло

разрушение реакторной установки и части здания, в котором она размещалась.

Аварийный выброс в основном завершился через 10 дней после взрыва

и к 6 мая 1986 г. составил около 50 МКи, не считая инертных радиоактивных

газов. Изотопный состав выброса приведен в табл. 7.3.

В первый период после аварии (до 1—2 месяцев) основными дозооб-

разующими радионуклидами по внешнему у-излучению были смеси изотопов

Kr, Xe и I, находящихся в радиоактивном облаке выброса, и смеси продуктов

Таблица 7.3. Оценка раднонуклидного состава выбросов основных

дозообразующих радионуклидов аварийного блока ЧАЭС на 6 мая 1986 г. |122|

11уклид Выброс, МКи

Доля, %

Нуклид Выброс, МКи Доля, %

133

Xe 45 -100

141

Ce 2,8

2,3

Kr 0,9 -100

144

2,4

2,8

131 J

7,3 20

2,2

132

Te 1,3 15

0,22

134

Cs 0,5 10

238 р

8,0-4 3

137

1,0

239

Pu 7,0-4 3

Mo 3,0 2,3

240

Pu 1,0-3 3

Zr 3,8 3,2

241

0,14

103

Ru 3,2 2,9

242

Pu 2,0-6 3

106

Ru 1,6 2,9

242

Cm 0,021 3

140

Ba 4,3 5,6

239

Np 1,2 3

168

деления, осевших на почву. Внутреннее облучение в этот период в основном

определялось

131

I, поступающим в организм как с вдыхаемым воздухом, так

и через некоторые продукты питания (в основном с молоком и листовыми

овощами). В последующий период основную роль во внешнем облучении играли

смеси средне- и долгоживущих радионуклидов, выпавших на почву:

137

Cs/

137ln

Ba,

134

Cs,

Zr,

Nb,

Mo,

103

RuZ

103m

Rh,

106

Ru/

106

Rh,

140

Ba/

140

La,

144

Се/

144

Рг и др. При этом наибольшую опасность представляют

137

Cs [Г

1/2

= 30 лет. Г = 3,24 P

•

см

/(ч

•

мКи)] и

l34

Cs [Г,

= 2,06 года,

Г = 8,72 P см

/(ч

•

мКи)]. Спустя 1,5—2 года они практически полностью

определяли радиационную обстановку. Эти нуклиды являются химическими

аналогами калия, активно участвуют в процессах миграции по пищевым

и биологическим цепочкам и поэтому вносят активный вклад в дозу внутреннего

облучения (в основном по «молочной» и «мясной» цепочкам). В этот период они

практически полностью определяют формирование доз внешнего "/-излучения от

загрязненной почвы и других объектов внешней среды крыш деревенских

домов, деревьев и другой растительности, транспорта и т. д.

Для ликвидации последствий аварии проведен широкий круг мероприятий,

позволивший значительно снизить уровень радиационного воздействия. Отметим

часть из них, относящуюся к принятию решений по критерию радиационной

опасности и изложенную в официальных материалах Госкомгидромета СССР [123].

1. Районирование территории по критерию измеренной мощности экс-

позиционной дозы (в основном использовались воздухоэквивалентные датчики,

измеряющие мощность экспозиционной дозы X, мР/ч):

зона отчуждения (неопределенно длительное отселение), Х>20 мР/ч;

зона временного отселения, X=

5 н-

20 мР/ч;

зона радиационного контроля (временный вывоз детей, жесткий медицинс-

кий и дозиметрический контроль, дезактивация, агротехнические мероприятия),

Х=2-^5 мР/ч.

2. Районирование территории по критерию плотности загрязненности

почвы радионуклидами

137

Sr и

239

Pu.

3. Установление ВДУ на продукты питания. Например, допустимая

концентрация

137

Cs в молоке принята равной 370 Бк/л (1,010

-8

Ки/л), в мясе

1850 Бк/кг (510"

Ки/л) и т.д.

4. Принятие Минздравом СССР в ноябре 1988 г. «пожизненной 35-бэрной

концепции», согласно которой человек, непрерывно проживая на загрязненной

территории 70 — 75 лет и используя в диете только местные продукты

питания, может получить суммарную дозу 35 бэр со следующим распределе-

нием во времени: за первый год после аварии— 10 бэр, за второй —3,5 бэр

и т. п. с постепенным снижением до уровня естественного фона.

На первых двух стадиях ликвидации последствий аварии эти временные

допустимые уровни (ВДУ) сыграли положительную роль в решении проблемы

радиационной безопасности населения. В последующей третьей стадии в мае

1991 г. был принят Закон СССР «О социальной защите граждан, пострадавших

вследствие Чернобыльской катастрофы» [124]. В нем широко отражены

физические, социальные, экологические и правовые аспекты всего комплекса

защитных мероприятий.* Выделим лишь часть из них.

1. Основной концепцией для принятия решений по защите населения

и возмещения ущерба является годовая эффективная эквивалентная доза Н

* Мнение авторов настоящей книги не полностью совпадает с некоторыми

принципиальными положениями данного директивного документа.

169

Зв (бэр), обусловленная аварийным выбросом на ЧАЭС для загрязненных

районов РСФСР, УССР и БССР.

2. Допустимой и не требующей вмешательства в 1991 г. и последующие

годы является H

мЗв (0,1 бэр).

3. В диапазоне 1 5 мЗв (0,1

—

0,5 бэр) могут приниматься меры по

снижению доз до 1 мЗв в основном путем ограничения потребления загряз-

ненных продуктов и других защитных мер.

4. Поскольку основную характеристику Н

, Зв, включающую в себя

облучение от внешних и внутренних источников излучения определить трудно, для

принятия решений используют также производную характеристику —плотность

загрязнения почвы радионуклидами si

, Ки/км

. При этом выделяют 4 зоны:

1) зона отчуждения — территория, из которой в соответствии с ранее

установленным ВДУ эвакуировано население (в основном 30-километровая

зона и часть территории, отчужденной после 1988 г.). Здесь запрещено

постоянное проживание населения, ограничена хозяйственная деятельность

и природоиспользование;

2) зона отселения, в которой si

выше: для

137

Cs—15,

Sr — 3

214

240

Pu 0,1 Ки/км

. Этот критерий установлен еще на первой стадии — в

мае 1986 г. В новом законе принято: если .с/

по

137

Cs достигает или больше

40 Ки/км

, а ожидаемая H

может превзойти 5 мЗв (0,5 бэр), население

подлежит эвакуации. На остальных территориях этой зоны граждане, принявшие

решение о выезде на другое место жительства или проживании на этой терри-

тории, имеют право на получение компенсаций и льгот, установленных Законом;

3) зона проживания с правом на отселение, в которой J

по

137

Cs равна

от 5 до 15 Ки/км

и ожидаемая H

превышает 1 мЗв (0,1 бэр). В зоне

обеспечивается обязательный регулярный медицинский контроль и осуществ-

ляются защитные мероприятия по снижению дозы. В этом случае граждане,

добровольно принявшие решение о выезде, имеют право на получение

компенсаций и льгот, установленных Законом;

4) зона проживания с льготным социально-экономическим статусом,

в которой sJj по

137

Cs равна от 1 до 5 Ки/км

и H

меньше 1 мЗв

(0,1 бэр). В зоне осуществляется периодический радиационный и медицинский

контроль за состоянием здоровья.

Реализация комплекса защитных мероприятий во всех случаях должна

осуществляться по принципу оптимизации, т. е. с учетом экономических

и социальных факторов.

7.3. Методология оценки ожидаемого облучения населения

по данным, полученным на первых этапах аварии

Наибольшие трудности при принятии чрезвычайных решений возникают на

первых двух этапах аварии. Для адекватных защитных мероприятий необходимо

знание ожидаемых доз облучения населения в зоне потенциального загрязнения,

площадь которой может оказаться весьма большой. Но точное определение доз

на первых этапах развития аварии — задача пока не разрешимая. Для этого

необходимо провести многочисленные измерения, как правило, требующие

предварительной обработки проб, т. е. в конечном счете больших затрат времени.

Одним из путей оценки радиационной обстановки является разработка

на основе аварийных пределов доз производных уровней вмешательства или

действия, превышение которых приводит к облучению населения выше уровня

доз, установленных в качестве критерия принятия решений. В качестве таковых

170