Наиболее вероятные эффекты при различных значениях доз облучения и мощностей дозы, отнесенные к целому телу

Величина дозы или мощности дозы	Комментарий
10000 мЗв (10 Зв)	При кратковременном облучении причинили бы немедленную болезнь и последующую смерть в течение нескольких недель
Между 2000 и 10000 мЗв (2 – 10 Зв)	При кратковременном облучении причинили бы острую лучевую болезнь с вероятным фатальным исходом
1000 мЗв (1 Зв)	При кратковременном облучении, вероятно, причинили бы временное недомогание, но не привели бы к смерти. Поскольку доза облучения накапливается в течение времени, то облучение в 1000 мЗв, вероятно, привело бы к риску появления раковых заболеваний многими годами позже
50 мЗв/в год	Самая низкая мощность дозы, при которой возможно появление раковых заболеваний. Облучение при дозах выше этой приводит к увеличению вероятности заболевания раком
20 мЗв/в год	Усредненный более чем за 5 лет – предел для персонала в ядерной и горнодобывающих отраслях промышленности
10 мЗв/в год	Максимальный уровень мощности дозы, получаемый шахтерами, добывающими уран
3 – 5 мЗв/в год	Обычная мощность дозы, получаемая шахтерами, добывающими уран.
3 мЗв/в год	Нормальный радиационный фон от естественных природных источников ионизирующего излучения, включая мощность дозы почти в 2 мЗв/в год от радона в воздухе. Эти уровни радиации близки к минимальным дозам, получаемым всеми людьми на планете
0.3 – 0.6 мЗв/в год	Типичный диапазон мощности дозы от искусственных источников излучения, главным образом медицинских
0.05 мЗв/в год	Уровень фоновой радиации, требуемый по нормам безопасности, вблизи ядерных электростанций. Фактическая доза вблизи ядерных объектов намного меньше

Многочисленные наблюдения за радиационной обстановкой, проводившиеся на АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК и на прилегающих территориях, позволяют утверждать, что радиационное воздействие АЭС на ее персонал, население региона и окружающую среду незначительно по сравнению с естественным радиационным фоном и бытовыми источниками радиоактивного излучения.

Предотвращение аварий на ядерных реакторах

В атомной энергетике существует понятие реактивности реактора . Оно характеризует протекающий в реакторе процесс: идет ли расширяющаяся ядерная реакция (с нарастающей мощностью) - тогда реактивность положительна, или мощность реакции уменьшается, и тогда реактивность реактора отрицательна.

Очевидно, что при положительной реактивности число возникающих нейтронов больше числа полезно расходуемых, поглощаемых и теряемых в результате утечки нейтронов. При отрицательной реактивности – наоборот.

Если число возникающих и расходуемых нейтронов одинаково, то мощность реактора будет оставаться неизменной. Он будет работать в установившемся режиме. Нужный уровень реактивности реактора устанавливается с помощью регулирующих стержней. Между атомной бомбой и ядерным реактором существует принципиальная разница. Атомная бомба страшна ядерным взрывом и его последствиями. В ней цепная реакция происходит в веществе, которое почти на 100 процентов состоит из делящегося вещества ( U-235 или Pu-239), неуправляемо и мгновенно. Реактивность такого процесса очень велика, и регулировать ее невозможно.

В ядерном реакторе ядерный взрыв произойти не может. На АЭС цепная реакция происходит в веществе, содержащим не более 4% U-235, а цепной реакцией управляют с помощью стержней, сделанных из сильного поглотителя нейтронов. Извлечение стержней из зоны реакции усиливает ее, погружение – ослабляет.

Потенциальная опасность ядерного реактора – в накопленных в нем за время длительной эксплуатации радиоактивных веществах . Поэтому последствия аварии на совершенно новом ядерном реакторе относительно невелики. Для долго работавшего реактора последствия могут быть более серьезными.

Обеспечение безопасной эксплуатации реактора предполагает создание таких условий, при которых находящиеся в реакторе радиоактивные вещества не попадают в окружающую среду, а извлекаются из реактора в плановом порядке с соблюдением вcех правил техники безопасности и направляются на переработку на специальные предприятия. Поэтому необходимо знать природу всех физических эффектов, нарушающих нормальную эксплуатацию ядерного реактора. Условно эти эффекты можно разделить на три группы:

• самопроизвольный разгон реактора,

• искажение распределения тепловыделения в объеме реактора,

• механические повреждения.

Рассмотрим их.

Самопроизвольный разгон реактора

Такая авария может привести к наиболее сильному разрушению реактора, и, следовательно, к наиболее крупной утечке радиоактивности в окружающую среду.

При нормальной эксплуатации ядерного реактора коэффициент размножения нейтронов должен равняться единице (с учетом утечки нейтронов из реактора). Но в процессе работы состав топлива в реакторе изменяется: исчезают делящиеся ядра, образуются продукты деления. Поэтому приходится дополнительно регулировать реактор с помощью регулирующих стержней, не допуская резкого возрастания потока нейтронов. За уровнем нейронных потоков следят автоматические системы АЭС.

Искажение распределения тепловыделения

Последствия такой аварии менее опасны, чем самопроизвольный разгон реактора. Искажение технологически допустимых норм распределения тепловыделения может привести к разрушению ТВЭЛов. Причиной такой аварии может стать выгорание ядерного топлива. Это медленный процесс, который легко контролируется и регулируется.

Нарушение теплоотвода в энергетических реакторах с графитовым замедлителем может привести к такому росту температур, что начинает гореть графит (именно это произошло на Чернобыльской АЭС). На реакторах ВВЭР вместо графитовых стержней используются другие поглотители нейтронов. В этом отношении реакторы ВВЭР надежнее реакторов РБМК.

Из механических повреждений реактора наиболее опасно повреждение его активной зоны.

Реактор не является застывшей системой – в нем все время происходят процессы, изменяющие его физико–химические параметры, в частности, такие важные, как коэффициент размножения нейтронов и реактивность. Эти процессы могут быть крайне медленными, их время измеряется годами – например, процессы, связанные с выгоранием топлива. За протеканием таких процессов несложно следить и держать их под контролем, своевременно регулируя параметры системы.

Контролируются также процессы, протекающие за время порядка десятка часов (это процессы, связанные с накоплением ксенона и его влиянием на протекание реакций ядерного распада).

И, наконец, в ядерном реакторе возможны процессы, протекающие за секунды. Вряд ли возможно «управлять событиями», когда они развиваются так быстро. Важно, что возможные быстрые процессы связаны не с физико–нейтронными свойствами реактора, а исключительно с неправильным проведением технологических процессов. Например, если в реактор типа ВВЭР вдруг подать холодную воду – мгновенно повысится реактивность реактора. Это означает, что при работе на АЭС нельзя нарушать инструкции и не допускать действий, не предусмотренных ею – только и всего.

Возможность нестационарных процессов в ядерном реакторе требует очень тщательного управления им. Существующие системы управления по своим техническим свойствам вполне надежны, и надо только обеспечить безукоризненно правильное и грамотное их использование.

Безопасность реакторов

В настоящее время имеются обширные статистические данные о безопасности ядерных установок. Цифры - очень убедительный и беспристрастный судья. Вот уже пять десятилетий ядерные технологии используется в 32 странах, а некоторые действующие сегодня реакторы были построены сорок лет тому назад. В течение более чем 9500 реакторо-лет эксплуатации ядерных установок в мире зафиксирована лишь одна серьезная авария – на Чернобыльском реакторе РБМК. Только эта, "самая тяжелая" авария (см. таблицу 8), привела к большим человеческим жертвам и серьезным экологическим последствиям. Анализ причин аварии выявил конструктивный недостаток графитовых стержней – замедлителей, который ныне устранен во всех действующих реакторах РБМК. Этот недостаток конструкции сам по себе не привел бы к аварии, если бы не были нарушены правила эксплуатации реактора. Строгое соблюдение регламента работы АЭС и выполнение всех технических стандартов полностью гарантирует от аварии, исключая случаи вроде падения метеорита. Но от этого никто не застрахован.

Большинство сценариев развития аварийных ситуаций рассматривает, прежде всего, потерю охлаждения реактора. Это может приводить к расплавлению топлива в активной зоне ядерного реактора и выбросу в окружающую среду продуктов деления. Поэтому обязательным является наличие резервных систем охлаждения реактора. В случае, если и они не срабатывают должным образом, в конструкции реакторов предусматривается система защитных барьеров, предотвращающих радиоактивное загрязнение среды. Как стало очевидно в 1986 году после аварии на Чернобыльской АЭС, не все из реакторов, разработанных ранее в СССР, имели такую "глубоко эшелонированную" защиту. После аварии нормы безопасности были ужесточены и сегодня приблизительно одну четвертую часть стоимости реакторов составляют затраты на обеспечение систем безопасности, гарантирующих защиту персонала и населения от последствий различных нештатных ситуаций. В таблице 8 показана международная шкала ядерных инцидентов.

Таблица 8.