2.3. Последствия радиационной аварии
При оценке доз облучения населения в результате аварии на АЭС различают три типа воздействия:
1) острое внешнее a- и g-облучение за счет проходящего облака летучих радионуклидов (минуты, часы после выброса);
2) острое и подострое внутреннее облучение вследствие радиоактивных выпадений из облака и потребления воды, молока, свежих овощей и другой пищи из загрязненного района (дни, недели после аварии);
3) хроническое облучение в результате потребления зерновых и корнеплодов, загрязненных долгоживущими радионуклидами (месяцы, годы после аварии).
В первом случае доминирующим источником радиационной опасности являются радиоактивные благородные газы (РБГ); во втором радиоактивные изотопы йода; в третьем изотопы 90Sr (стронций) и137Cs (цезий). Наличие преобладающих факторов позволяет упростить расчеты и в каждом случае подготовить и реализовать меры по защите населения. В первом случае это укрытие или эвакуация, во втором и третьем радиометрический и дозиметрический контроль активности продуктов питания и обеспечение населения радиационно чистым продовольствием.
Радиоактивные вещества, выходящие из активной зоны реактора, подвергаются воздействию различных физических и химических процессов, в результате чего активность выброса существенно уменьшается. Происходит это в результате естественной конденсации и осаждения на поверхностях внутри помещений АЭС, вымывания продуктов деления системами орошения, улавливания радионуклидов фильтрами специальных систем очистки, и, наконец, радиоактивного распада. Выход осколков из топлива, перечисленные процессы и тип повреждений защитной оболочки главные факторы, определяющие радиоактивный выброс в окружающую среду.
Эффект выброса радионуклидов в атмосферу зависит от их активности и изотопного состава, параметров приземного слоя воздуха, плотности населения, количества животных, сельскохозяйственных угодий, жилых и других зданий в зоне влияния выброса, а также от возможности использования материальных ценностей для дальнейшего использования.
2.4. Средства локализации аварий
Главным средством локализации аварии на АЭС, как уже указывалось в выше, являются три защитных барьера на пути распространения радиоактивных веществ.
Дополнительным средством локализации источников радиоактивных загрязнений на АЭС является зональная планировка помещений и организация санитарно-пропускного режима.
В СССР разработана и сегодня применяется в России на АЭС защитная система, практически полностью исключающая проникновение летучих радионуклидов и радиоактивного пара за пределы помещений локализации. Основа этой системы легки, заполненные холодной водой, пространство над ними соединено обратными клапанами с дополнительными герметичными помещениями, так называемыми ловушками воздуха. При разгерметизации первого контура радиоактивный пар заполняет помещения локализации и паровоздушная смесь устремляется к конденсационным устройствам. Здесь эта смесь барботирует через воду и конденсируется, а воздух проникает под кожухи, открывает обратные клапаны и попадает в ловушки. В результате падает давление в помещениях локализации, что обеспечивает их герметичность.
На АЭС в процессе ее эксплуатации осуществляется тщательный контроль за корпусом реактора, а также всеми элементами первого контура. С этой целью используются телевизионные камеры с болыпой разрешающей способностью, различные методы дефектоскопии металла.
В последнее десятилетие получил развитие высокоэффективный метод дефектоскопии, основанный на регистрации акустической эмиссии. Принцип его состоит в том, что в процессе зарождения и развития микродефекта задолго до разрушения узла оборудования, работающего под нагрузкой, в нем происходят процессы перераспределения напряжений.
Возникающая при этом упругая волна может быть с помощью пьезопреобразователей превращена в электрические сигналы, несущие объективную информацию о дефекте и степени его развития. С помощью этого метода можно обнаружить микродефекты и своевременно заменить дефектные узлы, что позволяет избежать разгерметизации особо ответственных барьеров защиты АЭС.
Рис.4. Функции
системы защиты реактора при аварии с
потерей теплоносителя
