4.8. Радиоактивное заражение при авариях на атомных электростанциях.

Гипотетическая авария на АЭС возникает при оплавлении аварийных твэлов (2% от общего количества), разрыве магистрального трубопровода и других ситуациях и характеризуется выходом из системы пароводяной смеси с радиоактивными веществами через вентиляционную трубу[ ].

Радиоактивное заражение атмосферы и местности существенно отличается в случае аварии на одноконтурных и двухконтурных ядерных реакторах.

Гипотетическая авария на одноконтурном ядерном реакторе типа РБМК-1000 сопровождается выходом пароводяной смеси с РВ в атмосферу через вентиляционную трубу высотой 160 метров. Основной выход происходит в течение 20 минут и практически завершается за 1 час. За это время выходят все РВ, которые находятся в парообразном состоянии в зазорах аварийных твэлов: это радиоактивные благородные газы (РБГ) активностью 27 мегакюри, радиоизотопы йода активностью 28 мегакюри и радиоизотопы цезия активностью 0,14 мегакюри.

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 ветра на высоте перемещения облака.

Основное влияние на распространение радиоактивного облака и характер радиоактивного заражения атмосферы и местности будут оказывать направление, скорость ветра и степень вертикальной устойчивости атмосферы.

При нахождении человека в радиоактивном облаке РБГ будут попадать в легкие вместе с воздухом и воздействовать на них в период пребывания, а затем РБГ будут выбрасываться из легких. Другое дело радионуклиды йода и цезия, которые попав в легкие, будут частично задерживаться в них, а затем распределяться в организме по органам и тканям, производя их облучение: изотопы йода- преимущественно в щитовидной железе, а цезия- равномерно по всему организму. Поскольку воздействие излучения от радиоактивного облака будет кратковременным (около 1 часа), основной вклад в дозу облучения людей будет давать внутреннее облучение (99% дозы) за счет распада и воздействия радионуклидов йода и цезия, попавших в организм.

В связи с этим обстоятельством размеры зон радиоактивного заражения определяются по дозе внутреннего облучения людей. Поскольку к облучению наиболее чувствительны дети, то по дозам их внутреннего облучения и определяют зоны радиоактивного заражения на местности.

Выделяют две зоны радиоактивного заражения: зону опасного РЗ с дозой внутреннего облучения детей на внешней границе величиной 0,3 Зв (30 бэр) и на внутренней границе 2,5 Зв (250 бэр) и зону чрезвычайно опасного РЗ с дозой внутреннего облучения детей на внешней границе 2,5 Зв (250 бэр). Доза внутреннего облучения меньше 30 бэр практически безопасна, доза внутреннего облучения 250 бэр вызывает лучевую болезнь перовой степени у детей, а у взрослых эта доза составляет 400 бэр. Эти зоны РЗ теоретически имеют форму эллипсов, размеры которых зависят от скорости ветра и степени устойчивости атмосферы. Они составляют для реактора РБМК-1000 длину от 30 до 260 км и ширину от 5,2 до 7 км для зоны опасного РЗ (обозначается коричневым цветом), а для зоны чрезвычайно опасного РЗ (обозначается черным цветом) – длину от 6 до 20 км и ширину от 1 до 1,4 км.

При движении радиоактивного облака над поверхностью земли происходит заражение местности и объектов, расположенных на ней, радиоизотопами йода и цезия.

Уровни радиации на оси следа сравнительно небольшие и составляют на один час после аварии на АЭС около 1 Р/ч на расстояниях до 10 км, десятые доли рентгена в час на расстояниях до 50 км и сотые доли рентгена в час на расстояниях до 100км от АЭС. Спад уровня радиации на РЗ местности определяется распадом радионуклидов йода в течение примерно трех месяцев после аварии, а в дальнейшем – распадом радионуклидов цезия – 134 и 137. Закон спада уровня радиации от момента аварии и до 4 суток после нее ориентировочно определяется по уравнению: P_t = P₁ t ^-0,5, гдеР₁ – уровень радиации через 1 час после аварии, Р/ч; t – время прошедшее после аварии, ч.

После четырех суток до трех месяцев спад уровней радиации определяется по соотношению:P_t= P₄ 2^t/T1/2, гдеP₄ – уровень радиации через 4 суток после аварии;t- время в сутках, отсчитываемое от 4 суток после аварии;Т_1/2- период полураспада йода-131, равный 8,05 суток

Гипотетическая авария на двухконтурном ядерном реакторе типа ВВЭР-1000 характеризуется длительным выходом пара с радионуклидами (до 9 суток) в атмосферу через вентиляционную трубу.

Прочный корпус ядерного реактора и защитная оболочка реактора с первым контуром удерживают РВ внутри АЭС и выход их в атмосферу примерно в 10 раз меньше, чем при гипотетической аварии на РБМК-1000 и составляет 2,2 мегаКюри РБГ и 1,37 мегаКюри радионуклидов йода. Сравнительно небольшой выход РВ при гипотетической аварии (ГА) на ВВЭР-1000 приводит к тому, что независимо от метеоусловий радиоактивное заражение местности не выходит за пределы тридцатикилометровой зоны АЭС.

Форма зон радиоактивного заражения при ГА на реакторе ВВЭР-1000 может быть не только эллипсообразной, но и кольцевой вокруг АЭС с выступами-эллипсами по тем направлениям, когда имеет место повышенный выход РВ из реактора. В условиях, когда форма радиоактивного следа эллипсообразная размеры зон РЗ могут составлять опасной- длина от 4 до 25 км, ширина 1 км;чрезвычайно опасной- длина от 5 до 9 км, ширина 0,4-0,5 км.

Уровни радиации на оси радиоактивного следа через 1 час после аварии составляют десятые доли рентгена в час на расстояниях до 3 км и сотые доли рентгена в час на расстояниях от 3 до 11 км от АЭС.

Спад уровней радиации на РЗ местности такой же, как при гипотетической аварии на реакторе типа РБМК-1000.

Если электрическая мощность ядерных реакторов больше или меньше 1000МВт, то размеры зон радиоактивного заражения соответственно увеличиваются или уменьшаются.

Радиоактивное заражение при аварии на АЭС с разрушением ядерного реактора. Примером такой аварии является авария на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года. До аварии ядерный реактор работал около 3 лет без замены ядерного горючего, в момент аварии мощность реактора была 7% от номинальной.

В момент аварии на энергоблоке произошло несколько тепловых взрывов, которые разрушили ядерный реактор и здание, где он находился, а также произошел мгновенный выброс парогазового радиоактивного образования и продуктов разрушения здания на высоту около 2 км. Потом произошло загорание графита (его в реакторе 1700 т) и его горение происходило в течение двух недель, в процессе которого происходило интенсивное выпаривание радиоактивных веществ из разрушенного реактора, выход их из зоны аварии и распространение в окружающей среде под влиянием метеоусловий. Попытки прекратить выход РВ в атмосферу из зоны аварии путем сброса в ЭТУ зону около 500 т различных негорючих материалов успеха не имели.

По официальным данным при аварии на Чернобыльской АЭС в атмосферу вышло около 50 МКи РВ, т.е. 5% от всех РВ, находящихся в ядерном реакторе во время аварии. С учетом выхода короткоживущих радионуклидов выброс РВ в атмосферу за весь период их выхода составил около 20%.

Анализ показывает, что выход РВ в атмосферу при аварии с разрушением реактора типа РБМК-1000 в мирное время может составлять от нескольких до 25-30% от всех РВ, содержащихся в нем, а при воздействии обычного или ядерного оружия выход РВ из реактора может достигать 50%.

Масштаб и степень радиоактивного заражения при аварии на АЭС с разрушением ядерного реактора зависят от мощности реактора, времени его работы от пуска до аварии, доли вышедших РВ в атмосферу, интенсивности выхода РВ по времени, мощности реактора в момент аварии и метеоусловий в момент аварии и в период выхода РВ.

Длительный выход РВ в атмосферу обуславливает РЗ вокруг АЭС из-за изменения направления ветра. Наибольшая величина заражения будет по направлению ветра в момент первичного выброса РВ и последующих больших выбросов, как об этом свидетельствуют данные о радиоактивном заражении при аварии на Чернобыльской АЭС. Так, например, в момент аварии 26 апреля ветер был восточный, в результате этого РВ распространились в западном направлении в сторону г. Овруч, образовав полосу интенсивного радиоактивного заражения длиной около 100 км (это первичный выброс), 28 и 29 апреля ветер дул на северо-восток в сторону Брянской области. Поскольку в эти дни было наиболее мощное истечение РВ в атмосферу, то РЗ имело место в отдельных районах Брянской обл., удаленных на сотни км, по интенсивности такое же, как в 30-километровой зоне.

Как было установлено позднее, спад уровней радиации на местности, заражённой при аварии на АЭС происходил по закону: P _t = P₁ t^-0,5, где P₁ и P_t, - уровни радиации (Р/ч.) после аварии на АЭС через 1 час и t часов; t – время после аварии на АЭС, ч.

Эта зависимость справедлива при аварии ядерного реактора проработавшего около З лет с момента пуска до аварии. Если реактор до аварии проработал меньше времени, то спад уровней радиации может определяться по формуле:P_t = P₁ t^-n, где n – показатель степени, который в зависимости от времени работы реактора до аварии имеет значения: 1,2 (при работе до 0.5 ч.); 0,25-0,5 (при работе до аварии от 0,5 ч до З лет).

Показатель степени n может быть определен после аварии по уравнению:

где: P₁ и P₂ – уровни радиации, измеренные в моменты времени t₁ и t₂ после аварии.

Для характеристики степени опасности РЗ, образующегося при аварии на АЭС, так же как и при радиоактивном заражении от ядерного взрыва выделяют зоны радиоактивного заражения: М – радиационной опасности, А – умеренного РЗ, Б – сильного РЗ, В –опасного РЗ и Г – чрезвычайно опасного РЗ.

Имеется методика определения степени РЗ при авариях на АЭС с разрушением атомного реактора в зависимости от процента выброса радиоактивных веществ из активной зоны ядерного реактора. В этой методике используется схема радиоактивного заражения, при которой направление ветра не меняется за весь период выхода РВ из зоны разрушенного ядерного реактора при изотермии и средней скорости ветра 5 м/с.

При таких условиях радиоактивного заражения образуются зоны, размеры которых даны в табл. 4.8.

Таблица 4..8

Характеристики зон радиоактивного заражения при авариях с разрушением ядерного реактора типа РБМК-1000 при изотермии и V=5м/с в зависимости от выхода РВ при аварии.

Обозначение зоны радиоактивного заражения	Доля выброса РВ, %	Уровень радиации через 1 час после аварии, Р/ч	Доза до беско- нечности D∞, Р	Тип ядерного реактора
				РБМК-1000		ВВЭР-1000
				Длина зоны, км	Ширина зоны, км	Длина зоны, км	Ширина зоны, км
Зона М	3	0,074	5,6	145	8,4	75	3,7
Зона А		0,14	56	34	1,7	10	0,3
Зона М	10	0,074	5,6	270	18	155	8,8
Зона А		0,14	56	75	3,9	30	1,2
Зона Б		1,4	560	15	0,7	-	-
Зона В		4,2	1680	5,8	0,3	-	-
Зона М	30	0,074	5,6	420	31,5	285	18,5
Зона А		0,14	56	145	8,5	75	3,5
Зона Б		1,4	560	34	1,7	10	0,2
Зона В		4,2	1680	17,5	0,7	-	-
Зона М	50	0,074	5,6	585	43	380	25
Зона А		0,14	56	190	12	100	10
Зона Б		1,4	560	47	2,4	16,5	0,6
Зона В		4,2	1680	24	1,0	-	-
Зона Г		14	5600	9,5	0,3	-	-

Эту таблицу нельзя применить для определения защитных мероприятий, т.к. принять, что направление ветра в течение 10 суток не меняется невозможно. Ее можно использовать только для оценки максимальных размеров зон РЗ в мирное и военное время. По наблюдениям Гидрометеослужбы установлено, что направление ветра может не меняться в течении от 4 часов до 2 суток. Поэтому лучше принять методику штаба ГО Ленинграда и Ленобласти 1987 года.

Согласно этой методике исходят из того, что размеры зон РЗ при аварии на АЭС с одноконтурным ядерным реактором типа РБМК-1000 в условиях чрезвычайных ситуаций мирного времени будут максимальными при выходе РЗ в окружающую среду в количестве 20-30% от всех РВ, накопившихся в ядерном реакторе.

Характеристика зон РЗ, образующихся при максимальной аварии на АЭС с реактором типа РБМК-1000 в мирное время дана в табл. 4.9.

Таблица 4.9

Характеристики зон радиоактивного заражения при аварии с разрушением ядерного реактора типа РБМК-1000 при средних метеоусловиях.

Наименование зоны радиоактивного заражения	Уровень радиации через1 час, Р/ч	Доза до бесконечности на внешней границе зоны D∞, Р	Радиус зоны РЗ вокруг АЭС, км	Размеры зон РЗ по направлению первичного выброса (интенсивного выхода) РВ
				Длина зоны, км	Ширина зоны, км
М–зона радиационной опасности	0,025	10	30	340	31
А–зона умеренного РЗ	0,1	40	18	200	20
Б – зона сильного РЗ	1	400	7,0	80	12
В – зона опасного РЗ	3	1200	4,0	48	7,0
Г–зона чрезвычайно опасного РЗ	10	4000	2,5	28	5,0

При аварии на АЭС с разрушением реактора типа РБМК-1500 максимальные размеры зон РЗ увеличиваются в 1,5 раза.

При авариях на АЭС с разрушением реактора типа ВВЭР-1000 интенсивный выход РВ в атмосферу будет кратковременным (видимо, в течение нескольких часов). Кратковременность выхода РВ в атмосферу при аварии на ВВЭР будет обусловлена отсутствием графита, горение которого вызвало интенсивный и длительный выход РВ из зоны аварии реактора РБМК-1000 на Чернобыльской АЭС.

Следовательно, при аварии на реакторе ВВЭР-1000 РЗ будет по форме аналогично следу радиоактивного заражения ядерного взрыва, а максимальные размеры зон РЗ могут определяться по табл. 2.11.

Особенности радиоактивного заражения при авариях на АЭС. Особенности РЗ местности при аварии на АЭС обусловлены особенностями радиоизотопного состава РВ ядерного реактора, характером выхода РВ в атмосферу при аварии и метеоусловиями.

Основные особенности РЗ при авариях на АЭС:

1. Радиоактивные продукты ядерного реактора обогащены радионуклидами с большими периодами полураспада по сравнению с продуктами ядерного взрыва. Эта особенность приводит к тому, что спад уровней радиации на местности, зараженной при аварии на АЭС, будет более медленным, чем на местности, зараженной при ядерном взрыве.

2. Радиоактивные вещества, выходящие в окружающую среду при аварии на АЭС, обогащены радионуклидами легколетучих элементов в 5 – 15 раз больше, чем их изотопный состав в ядерном реакторе (РБГ, радиоизотопы йода и цезия).

3. Радиоактивные вещества, выходящие в атмосферу при аварии на АЭС, находятся в составе мелкодисперсированных аэрозолей, которые практически не оседают на поверхность земли и распространяются в атмосфере на сотни и даже тысячи км от места аварии. Образование мелкодисперсных аэрозолей обусловлено тем, что радиоактивные вещества распределенные в парогазовой фазе (в момент взрыва), находятся в молекулярном состоянии (то же самое и при выпаривании их в процессе горения графита) и при остывании в воздухе конденсируются на мелкодисперсной атмосферной пыли.

4. Мелкодисперсные радиоактивные аэрозоли, образующиеся при аварии на АЭС, заражают поверхности при контакте с ними за счет адсорбции. Такой механизм радиоактивного заражения поверхностей приводит к неравномерному заражению местности: более интенсивному заражению (в 6-10 раз больше) местности с развитой поверхностью (кустарники, лесные массивы), а также местности, над которой были осадки в период прохождения радиоактивного облака.

5. Радиоактивное заражение объектов внешней среды при аварии на АЭС носит стойкий характер, т.е. зараженные поверхности с большим трудом поддаются обеззараживанию. Это обусловлено большими силами связи мелкодисперсных частиц с поверхностью (для отрыва частицы размером 0,5 мкм надо приложить силу 6000 дин - в то время как для отрыва частицы в 20 мкм надо приложить силу всего 6 дин).

4.9. Радиоактивные отходы ядерного энергетического комплекса.

Радиоактивные отходы образуются при работе АЭС, радиохимических заводов, исследовательских ядерных реакторов, ядерных энергетических установок и радиохимических лабораторий[74-77].

К радиоактивным отходам относят отходы, загрязненные радиоактивными веществами в количестве, превышающем установленные нормы и правила. Жидкие отходы считают радиоактивными, если содержание в них отдельных радионуклидов или их смесей превышает допустимые концентрации этих радионуклидов для воды.

К твердым отходам относят материалы и предметы с содержанием радиоактивных веществ, если удельная активность больше 10⁵ Бк/кг для  -активных веществ; 10⁴ Бк/кг для  - активных веществ или 10³ Бк/кг для трансурановых элементов.

Классификация радиоактивных отходов по их удельной активности приведена в табл. 4.10.

Таблица 4.10

Категории жидких и твердых радиоактивных отходов

Категория по активности	Удельная активность, Бк/кг
	Жидкие	Твердые
		-активные	-активные
Низкоактивные	до 3.7*105	от 7*103 до 3.7*105	от7.4*10 до 3.7*106
Среднеактивные	3.7*105-3.7*1010	от 3.7*10 до 3.7*108	от 3.7*10 до 3.7*109
Высокоактивные	более 3.7*1010	более 3.7*108	более 3.7*109

Низкоактивные радиоактивные отходы опасны только при попадании внутрь организма человека, среднеактивные - и как источник внешнего облучения. Высокоактивные отходы настолько радиоактивны, что требуют не только мощной защиты, но и охлаждения в течение длительного времени.

Радиоактивные отходы низкой и средней удельной активности образуются в основном на начальных стадиях ядерного топливного цикла.

Отходы высокой удельной активности появляются в процессе радиохимической переработки отработанного ядерного топлива.

Годовое количество радиоактивных отходов ядерного топливного цикла в расчете на работу одного ядерного реактора ВВЭР-1000 составляет: рудный отвал - 1.9*10¹³ Бк (42 тыс., м³); высокоактивные твердые отходы - 6.5*10¹⁸ Бк (5.8 м³); среднеактивные твердые отходы -2.2*10¹⁵ Бк (620 м³); радиоактивные благородные газы - 9*10¹⁵ Бк (0.01м³), йод - З.7*10¹⁰ (0.05м³), углерод-14 - 7.4*10¹¹ Бк; тритий - 7*10¹⁴ Бк (0.35 м³); низкоактивные твердые отходы - 7.4*10¹³ Бк (2.4 тыс. м³). Общая активность радиоактивных отходов составляет 6.5*10¹⁸ Бк (1,75*10⁸ кюри) объемом около 45 тыс. м³. Ожидается, что к 2000 г. суммарная активность отходов высокой удельной активности достигнет 10²² Бк (2,7*10¹¹ кюри). Разработка безопасного обращения с радиоактивными отходами одна из самых важных и малоизученных проблем ядерного топливного комплекса.

При работе АЭС получаются жидкие радиоактивные отходы в результате утечки радиоактивного теплоносителя через неплотности арматуры первого контура ядерного реактора, которые не превышают 100-200 кг/ч с активностью до 4*10⁹ Бк/л, а также образуются в реакторе-барботере при поглощении радиоактивного пара в период отключения паровых турбин на АЭС с реакторами типа РБМК-1000. Твердые радиоактивные отходы образуются при очистке теплоносителя первого контура от радиоактивных веществ на ионообменных фильтрах. Количество теплоносителя, идущего на очистку составляет около 10% от общего количества теплоносителя первого контура за 1 час, для реактора ВВЭР-1000 это около 60 т/ч.

Основную долю радиоактивных отходов АЭС составляет отработанное ядерное топливо в виде ТВС, которое, как правило, подлежит химической переработке на радиохимических заводах с целью извлечения невыгоревшего урана, образовавшегося плутония и других трансурановых элементов и ценных продуктов деления.

После отработки на ядерном реакторе тепловыделяющие сборки (ТВС) имеют высокую активность, которая составляет (4.2-9.6)*10¹⁸ Бк на 1т отработанного ядерного топлива, большое энерговыделение, которое составляет 0.25-0.4% от номинальной тепловой мощности ядерного реактора или 50-120 квт/т отработанного топлива.

Для снижения активности отработанного ядерного топлива и его охлаждения тепловыделяющие сборки в течение трех лет выдерживаюв бассейнах с водой для отработанного топлива, расположенных на территории АЭС. За этот период активность тепловыделяющих сборок снижается примерно в 200 раз и составляет (2.0-4.0)*10¹⁶ Бк на 1т отработанного топлива, а остаточное тепловыделение составляет единицы киловатт на тонну отработанного топлива.

Для транспортировки отработанного ядерного топлива (ТВС) из бассейна выдержки ТВС с территории АЭС на радиохимический завод требуется принятие особых мер для гарантированного предотвращения возможных аварий на транспорте, т. к, наряду с высокой активностью и энерговыделением ТВС содержат и делящиеся материалы.

Отработанное топливо помещают в специальные транспортные контейнеры, масса которых составляет от 30 до 100 тонн, причем на долю полезного груза - отработанного топлива приходится всего 2-5% общей массы, остальное элементы надежной защиты. Для транспортировки контейнеров применяются специальные железнодорожные вагоны, автотрейлеры и плавучие суда.

Поступившее на радиохимический завод отработанное топливо перегружают под водой из контейнеров в бассейны-хранилища. Высокая радиоактивность значительно затрудняет работу, поэтому все операции выполняются с дистанционным управлением. Глубина бассейна и толщина слоя воды над топливом обеспечивают необходимую радиационную защиту. Контейнеры размещают в специальных стеллажах, чтобы в любых случаях не достигалась критическая масса. Из бассейнов ТВС поступают в отделение резки, где они режутся на куски заданного размера (25-27 мм без разборки на отдельные стволы). Разрезанные сборки попадают в растворители с азотной кислотой, где осуществляется извлечение урана, плутония и других ценных элементов. Отфильтрованные растворы поступают на экстракцию, в результате которой органическими растворителями избирательно экстрагируются уран и плутоний, а продукты деления почти все остаются в водной фазе. Многоступенчатая экстракция позволяет произвести высокое раздельное извлечение урана и плутония и практически полную их очистку от продуктов деления. В процессе радиохимической переработки обработанного топлива образуются радиоактивные отходы высокой удельной активности - это раствор продуктов деления в азотной кислоте, полученной во время первой экстракции урана и плутония. В таком растворе содержится более 99% продуктов деления, примерно 0.5% плутония, накопившегося в твэлах и почти целиком трансурановые элементы. В настоящее время практически во всех странах мира признана оптимальной следующая схема переработки высокоактивных радиоактивных отходов:

-хранение в жидкой фазе для снижения остаточного тепловыделения;

-отверждение выдержанных жидких отходов и временное хранение в контролируемых условиях;

-окончательное захоронение отвержденных отходов в стабильных геологических формациях.

При хранении в жидкой фазе высокоактивных отходов существует наибольшая опасность возникновения аварии на емкостях, содержащих их с выходом радиоактивных веществ в окружающую среду в больших количествах.

4.10 Прогнозирование и оценка радиационной обстановки при чрезвычайных ситуациях военного и мирного времени..

Под радиационной обстановкой понимают масштабы и степень заражения местности радиоактивными веществами (РВ), оказывающими влияние на действия формирований ГО, работу объектов экономики и жизнедеятельность населения. Под масштабом радиоактивного заражения (РЗ) местности понимают площадь территории, зараженной РВ выше допустимых уровней. В военное время зараженной считается территория, где уровень радиации 0,5 Р/ч и выше, в мирное время при уровне радиации 100 мкР/ч и выше. Под степенью РЗ местности понимают деление этой территории на зоны по степени опасности. С целью определения возможного влияния радиоактивного заражения на работу предприятий, трудоспособность населения и его жизнедеятельность, производятся оценка радиационной обстановки. Радиационная обстановка может быть оценена по результатам прогнозирования, а также по данным разведки [69-76 ].

Оценка радиационной обстановки по результатам предварительного прогнозирования радиоактивного заражения в мирное и военное время позволяет использовать данные прогноза для планирования защитных мероприятий. Оценка радиационной обстановки методом прогнозирования радиоактивного заражения сразу же после применения ядерного оружия или аварии на радиационно-опасном объекте позволяет органам управления использовать данные прогноза для организации заблаговременного, т.е. до подхода радиоактивного облака к объекту экономики, или населенному пункту, проведение ряда мероприятии по защите населения, персонала, объектов экономики (ОЭ) и формирований ГО. В управлениях (отделах) ГО ЧС от района и выше выявление и оценка радиационной обстановки в первую очередь проводятся методом прогнозирования, а затем, по мере получения информации об уровнях радиации - по данным разведки.

Управления (отделы) ГО ЧС объектов экономики выявляют и оценивают радиационную обстановку по данным разведки. Однако для планирования защитных мероприятий на ОЭ используют результаты прогноза вышестоящего управления ГО ЧС. Под оценкой радиационной обстановки понимают решение основных задач по действиям формирований ГО, защите персонала и населения, а также производственной деятельности ОЭ в условиях радиоактивного заражения местности и выбор наиболее целесообразных действий персонала и формирований, при которых будет их минимальное облучение.

На основе оценки радиационной обстановки принимаются решения о наиболее целесообразных действиях формирований ГО при ведении аварийно-спасательных и других неотложных работ (АСиДНР), своевременном использовании средств защиты, выборе маршрутов для преодоления зон радиоактивного заражения, устанавливаются режимы радиационной защиты персонала и населения, определяются объемы работ по мере ликвидации последствий РЗ. При оценке радиационной обстановки используются справочные данные, радиационные линейки, таблицы, номограммы и формулы для определения основных характеристик радиоактивного заражения местности.

Прогнозирование радиационной обстановки на военное время может производиться заранее в мирное время и сразу же после применения ядерного оружия при получении данных о примененных ядерных взрывах. Для прогнозирования радиационной обстановки используют исходные данные: время, место, вид и мощность ядерных взрывов, направление и скорость среднего ветра. При предварительном прогнозировании радиационной обстановки в мирное время используют данные о возможных целях для ядерных ударов и разведанные, а метеоусловия наиболее вероятные по статистическим данным для данного региона (области).

После применения ядерного оружия данные о ядерных взрывах получают от системы засечки ядерных взрывов, а метеоданные от гидрометеослужбы. При наличии исходных данных оценка радиационной обстановки методом прогнозирования проводится в следующей последовательности:

•На карту наносят места наземных ядерных взрывов;

•Из центра ядерного взрыва по направлению среднего ветра проводится синим карандашом ось ожидаемого следа радиоактивного облака;

•Исходя из мощности ядерных взрывов и средней скорости ветра, по таблицам определяют размеры зон радиоактивного заражения в районе ядерного взрыва и по следу радиоактивного облака, которые наносят на карту с учетом оси следа радиоактивного заражения;

•На карту заранее наносят места размещения объектов экономики;

•Исходя из мест размещения объектов экономики в зонах радиоактивного заражения, определяют прогнозируемые уровни радиации;

На основе прогнозируемых уровней радиации и схемы следов радиоактивного заражения решаются варианты задач по оценке радиационной обстановки и принимаются предварительные решения на проведение защитных мероприятий, организацию марша формирований и проведение АСиДНР в зонах радиоактивного заражения, а также организацию защиты и жизнедеятельности населения в условиях радиоактивного заражения. Прогноз радиационной обстановки уточняется на основе данных радиационной разведки. Радиационная обстановка, выявленная по данным радиационной разведки об уровнях радиации, измеренных в отдельных точках местности, и времени их измерения называется фактической радиационной обстановкой. После нанесения фактической радиационной обстановки на карту (схему) (перед нанесением на карту уровни радиации приводятся к единому времени) по изоуровням строятся зоны радиоактивного заражения и проводится их оценка. Основной характеристикой, определяющей степень опасности радиоактивного заражения для людей, является доза облучения, которую они могут получить за время пребывания в зонах радиоактивного заражения.

Для определения степени опасности и возможного влияния радиоактивного заражения оцениваются путем расчета экспозиционные дозы излучения, по которым определяются: режимы радиационной защиты населения, допустимое время пребывания людей на зараженной местности, допустимое время начала преодоления зон РЗ, время начала и продолжительности проведения АСиДНР, возможные радиационные потери населения в зонах РЗ и др. .