Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Безопасность жизнедеятельности. Часть 2. Курс лекций
.pdf
61
Из перечисленных радиационно-опасных объектов наибольшим
количеством радиоактивности обладают работающие ядерные реакторы. Чем
больше мощность реактора, тем большее количество продуктов деления
накапливается в нем за одно и то же время работы. Грозную опасность для
жизни и здоровья населения несут чрезвычайные ситуации, связанные с
возможностью радиационного заражения. Достаточно сказать, что период
полураспада, т.е. времени снижения мощности радиоактивного излучения на
50% урана-235 и плутония-239, составляет около 25 тыс. лет, а именно эти
элементы используются в ядерном оружии. Ядерное топливо активно
используется для производства электроэнергии. В 26 странах мира на
атомных электростанциях насчитывается 430 энергоблоков (строятся еще
48). Они вырабатывают энергии: во Франции 75% (от производимой в
стране), в Швеции-51%, в Японии-40%, в США-24%, в России-15%.
В Российской Федерации имеется 33 энергоблока на 10 АЭС, 13
промышленных предприятий топливного цикла, а также около 13 тыс.
других предприятий и объектов, осуществляющих деятельность с
использованием радиоактивных веществ и изделий на их основе.
Для обеспечения надежной работы АЭС и радиационной безопасности
персонала и населения, проектами предусматриваются соответствующие
системы безопасности. Например, на АЭС с водно-паровым энергетическим
реактором имеется пять барьеров безопасности. Это независимые друг от
друга препятствия на пути ионизирующих излучений от топлива до
окружающей среды. В результате ослабления ионизирующих излучений
барьерами безопасности облучение населения, проживающего вблизи от
АЭС типа ВВЭР при ее безаварийной работе, не превышает 0,2 мбэра в год.
Каталог основных понятий РСЧС дает определение радиационной
аварии и радиационного объекта.
Радиационная авария – происшествие, приведшее к выходу
(выбросу) радиоактивных продуктов и ионизирующих излучений за
предусмотренные проектом пределы (границы) в количествах,
превышающих установленные нормы безопасности.
По причинам возникновения аварии на АЭС подразделяются на
проектные и запроектные. Авария, исходные события (причины) которой
устанавливаются действующей нормативно-технической документацией, а
обеспечение безопасности при этом предусмотрено АЭС, называется
проектной. Именно в расчете на эти исходные события и строится система
безопасности АЭС.
Первый тип аварий – нарушение первого барьера безопасности из-за
кризиса теплообмена или механических повреждений. Кризис теплообмена –
62
это нарушение температурного режима (перегрев) твэлов (тепловыводящих)
элементов.
Второй тип аварий – нарушение первого и второго барьеров
безопасности. При попадании радиоактивных продуктов в теплоноситель
вследствие нарушения первого барьера дальнейшее их распространение
останавливается вторым, который образует корпус реактора.
Третий тип аварий – нарушение всех барьеров безопасности. При
нарушенных первом и втором барьерах теплоноситель с радиоактивными
продуктами деления удерживается от выхода в окружающую среду третьим
барьером – защитной оболочкой реактора. Под этой оболочкой понимается
совокупность всех конструкций, систем и устройств, которые должны с
высокой степенью надежности обеспечить локализацию выбросов.
Причинами проектных аварий, как правило, являются исходные
события, связанные с нарушением барьеров безопасности, предусмотренные
проектом каждого реактора.
Запроектной называют аварию, развитие которой отклоняется от
протекания возможных проектных аварий и обеспечение безопасности при
которой не могло быть предусмотрено проектом.
Наибольшую опасность, как для обслуживающего персонала, так и для
населения, проживающего вблизи АЭС, представляет авария с разрушениями
активной зоны, при которой происходит массовый выброс радиоактивных
веществ во внешнюю среду.
При нарушении контроля и управления цепной ядерной реакцией
возможны тепловые и ядерные взрывы. Тепловой взрыв может возникнуть,
когда вследствие быстрого неуправляемого развития реакции резко
возрастает мощность и происходит накопление энергии, приводящей к
разрушению реактора со взрывом.
По масштабам аварии могут быть:
локальными - нарушение в работе РОО, при котором не произошел
выход радиоактивных продуктов или ионизирующих излучений за
предусмотренные границы (пределы);
местными - нарушение в работе РОО, при котором произошел выход
радиоактивных продуктов в пределах санитарно – защитной зоны и в
количествах, превышающих установленные нормы для данного предприятия;
общими – нарушение в работе РОО, при котором произошел выход
радиоактивных продуктов за границу санитарно – защитной зоны и в
количествах, приводящих к радиоактивному загрязнению прилегающей
территории и возможному облучению проживающего на ней населения выше
установленных норм. Такие аварии делятся на средние и крупные [11].
63
Радиационное воздействие на персонал и население в зоне
радиоактивного загрязнения определяется дозами внешнего и внутреннего
облучения людей.
Под внешним понимается прямое облучение человека от источников
ионизирующего излучения, расположенных вне его тела, главным образом от
источников гамма-излучения и нейтронов.
Внутреннее облучение происходит за счет ионизирующего излучения
от источников, находящихся внутри человека, которые образуются в
критических (наиболее чувствительных) органах и тканях. Оно происходит
за счет источников альфа-, бета- и гамма-излучения. Внутреннее облучение
развивается в результате поступления радионуклидов в организм с
продуктами питания и с водой. В первые дни после аварии наиболее опасны
радиоактивные изотопы йода, которые накапливаются щитовидной железой.
Наибольшая концентрация изотопов йода обнаруживается в молоке, что
особенно опасно для детей.
Через 2-3 месяца после аварии основным агентом внутреннего
облучения становится радиоактивный цезий, проникновение которого в
организм возможно с продуктами питания. В организм человека могут
попасть и другие радиоактивные вещества (стронций, плутоний), которые
распределяются в нем следующим образом:
- накопление в скелете (кальций, стронций, радий, плутоний);
- концентрируются в печени (церий, лантан, плутоний и др.);
- равномерно распределяются по органам и системам (тритий, углерод,
инертные газы, цезий и др.);
- радиоактивный йод избирательно накапливается в щитовидной
железе (около 30%), причем удельная активность ткани щитовидной железы
может превышать активность других органов в 100-200 раз [4].
Организм человека постоянно подвергается воздействию космических
лучей и природных радиоактивных элементов, присутствующих в воздухе,
почве, в тканях самого организма. Уровни природного излучения от всех
источников в среднем составляют 100 мбэр в год, но в отдельных районах –
до 1000 мбэр в год.
В современных условиях человек сталкивается с превышением этого
среднего уровня радиации. Для лиц, работающих в сфере действия
ионизирующего излучения, установлены значения предельно допустимой
дозы (ПДД) на все тело, которая при длительном воздействии не вызывает у
человека нарушения его общего состояния, а также функций кроветворения и
воспроизводства. Для ионизирующего излучения установлена ПДД 5 бэр в
год.
64
Международная комиссия по радиационной защите (МКРЗ)
рекомендовала в качестве предельно допустимой дозы (ПДД) разового
аварийного облучения 25 бэр и профессионального хронического
облучения – до 5 бэр в год и установила в 10 раз меньшую дозу для
ограниченных групп населения [20].
Следует обратить внимание на характерную особенность
радиоактивного загрязнения местности при авариях на АЭС, которая
существенно отличается от радиоактивного заражения местности при
ядерных взрывах. При наземном ядерном взрыве в его облако вовлекаются
тысячи тонн грунта. Радиоактивные частицы смешиваются с минеральной
пылью, оплавляются и оседают на местности. Воздух загрязняется
незначительно. Поэтому главную опасность для людей, оказавшихся на следе
радиоактивного облака, представляет внешнее облучение (90-95% общей
дозы облучения). Доза внутреннего облучения незначительна (5-10%). Она
обусловливается попаданием внутрь организма радиоактивных веществ через
органы дыхания и с продуктами питания.
При авариях на АЭС наблюдается совершенно иная картина
радиоактивного загрязнения местности. Значительная часть продуктов
деления ядерного топлива находится в парообразном или аэрозольном
состоянии. Воздействие радиоактивного загрязнения окружающей среды на
людей в первые часы и сутки после аварии определяется внутренним
облучением в результате вдыхания радионуклидов из облака и внешним
облучением от радиоактивного облака и радиоактивных выпадений на
местности, а также поверхностным загрязнением в результате осаждения
радионуклидов из облака выброса. В последующем в течение многих лет
вредное воздействие и накопление дозы облучения у людей будет
обусловлено вовлечением в биологическую цепочку выпавших
радионуклидов и употреблением загрязненных продуктов питания и воды
[16].
II. ОЦЕНКА И ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ
ОБСТАНОВКИ
Оценка радиационной обстановки предполагает проведение целого
ряда действий по определению реально складывающихся в определенных
условиях ситуаций с целью их последующей нормализации.
Оценка степени опасности и возможного влияния последствий
радиоактивного заражения осуществляется путем определения реально
сложившихся и расчета ожидаемых доз облучения, которые составляют
65
основу для определения наиболее целесообразных способов защиты и
действий личного состава формирований и населения.
При радиоактивном заражении территории производят расчеты его
влияния на ведение спасательных и аварийно – восстановительных работ в
очаге поражения. На основе этих прогнозов определяют целесообразное
время ввода формирований, продолжительность работы смены, а также
необходимое количество смен в соответствии с объемом предстоящих работ.
При высоком уровне радиации определяется наиболее целесообразное время
начала эвакуации населения в безопасные районы.
На основе прогноза уровня радиации, защитных свойств жилых и
производственных зданий, противорадиационных укрытий, а также
транспортных средств вырабатывается режим работы предприятия, который
исключал бы радиационные потери среди рабочих и служащих. При
необходимости больших перевозок людей и материальных ценностей
производится также оценка радиационной обстановки на маршрутах
возможного движения.
Для производства расчетов по оценке радиационной обстановки орган
ГОЧС должен знать следующие исходные данные:
- время ядерного взрыва, в результате которого произошло
радиоактивное заражение объекта или маршрутов передвижения
формирований, которое может быть установлено органами разведки или
получено из органов ГОЧС района или города;
- уровни радиации на объекте (маршрутах движения, в районах
размещения формирований) и время их измерения после ядерного взрыва.
Уровни радиации определяются приборами. Результаты измерений
фиксируются в журнале радиационной разведки и наблюдения;
- значения коэффициентов ослабления радиации зданиями,
сооружениями, убежищами, противорадиационными укрытиями (ПРУ),
транспортными средствами;
- установленные для выполнения задания допустимые дозы облучения.
В связи с тем, что при радиоактивном заражении местности
невозможно создать абсолютно безопасные условия, при действиях на таких
территориях устанавливаются допустимые дозы облучения, которые, как
правило, не должны вызывать у людей радиационных поражений. При
определении допустимых доз учитывают, что облучение может быть
однократным и многократным. Однократным считается облучение,
полученное за первые четверо суток. Облучение, полученное за время,
превышающее четверо суток, является многократным. По нормам военного
времени допустимая разовая доза установлена 50 рентген или однократная
66
100 рентген в течение 4-х дней. Кроме того нужно иметь ввиду, что на
мирное и военное время установлены совершенно разные пределы дозовых
нагрузок для населения, так как характер радиоактивного загрязнения при
взрыве ядерного оружия значительно отличается по составу радионуклидов
от радиационного загрязнения, возникающего при авариях на РОО.
Для облегчения и ускорения работы по оценке обстановки
используются формулы, специальные таблицы и специальные линейки:
дозиметрическая (ДЛ-1), радиационная (РЛ), расчетная линейка ГО.
Наиболее распространенным является табличный метод. Значительно
ускоряются расчеты при использовании вычислительной техники.
В целях максимального уменьшения доз облучения людей при их
нахождении в зонах заражения устанавливаются режимы радиационной
защиты. Они определяют целый ряд факторов, которые надо соблюдать. А
именно, последовательность и продолжительность использования защитных
сооружений (убежищ, ПРУ), время пребывания в жилых и производственных
зданиях, на открытой местности, порядок применения средств
индивидуальной защиты, противорадиационных препаратов.
Сами режимы зависят от времени выпадения радиоактивных веществ,
мощности дозы на местности, защитных свойств убежищ, ПРУ,
производственных и жилых зданий. Известно, что коэффициент ослабления
радиации зданиями и сооружениями зависит от строительного материала,
конструкции и этажности. Например, деревянные дома ослабляют радиацию
в 2-3 раза, а их подвалы – в 7-10 раз; одноэтажные каменные – в 10, а их
подвалы – в 40-50; многоэтажные каменные дома – в 400-500, а их подвалы –
в 1000 раз.
Режимы радиационной защиты выполнены в виде таблицы. Они
учитывают особенности застройки в населенных пунктах (деревянные дома,
преобладание каменных одноэтажных или многоэтажных), а также
коэффициенты ослабления убежищами, ПРУ и подвалами.
Для примера рассмотрим один из вариантов. Возьмем населенный
пункт, в котором преобладают одноэтажные каменные (кирпичные) здания.
В качестве ПРУ используются подвалы с коэффициентом ослабления 40-50.
Если этот поселок оказался в зоне А, где мощность дозы через час после
взрыва равна 80 Р/час, то общая продолжительность соблюдения режима
радиационной защиты составляет 4 суток. Как использовать это время?
Первые 12 часов надо находиться в подвалах, а затем на 3,5 суток можно
перейти в дом. Выходить на улицу разрешается не более как на 1-2 часа в
течение каждых суток, естественно в средствах защиты органов дыхания и
при максимальном соблюдении других мер предосторожности.
67
Предположим, что этот населенный пункт оказался в зоне Б, где
мощность дозы через час после взрыва не 80, а 240 Р/час. В этом случае надо
соблюдать режим уже не 4, а 15 суток. Из них 2 суток непрерывно
находиться в ПРУ (подвалах). Последующие 3 суток попеременно: 10 час – в
ПРУ, 12 – в доме, 2 – на улице. И только последние 10 суток можно
окончательно перейти в дом, выходя на улицу на 1-2 часа в сутки.
В исключительных случаях, когда очень высоки мощности доз
облучения, а ПРУ и подвалы имеют низкий коэффициент ослабления,
осуществляется эвакуация.
Режимы радиационной защиты устанавливаются для населения в
условиях военного времени в случае применения противником ядерного
оружия. Эти режимы не пригодны для использования при радиоактивном
загрязнении местности в случае аварии на АЭС и других ядерных
установках, так как характер радиоактивного загрязнения совершенно
другой. В мирное время при авариях на РОО первоначально проводится
укрытие в защитные сооружения, йодная профилактика, а затем и отселение
населения из опасных зон.
Режимы защиты рабочих и служащих объектов народного хозяйства
включают три основных этапа, выполняемых в строгой последовательности.
Первый этап характеризуется продолжительностью прекращения работы на
объекте (время непрерывного пребывания людей в защитных сооружениях).
Второй этап регламентируется продолжительностью работы объекта с
использованием для отдыха защитных сооружений или жилых зданий за
пределами радиоактивного заражения. Третий этап определяется
продолжительностью работы объекта с ограниченным пребыванием людей
на открытой местности.
Режим работы выбирают и устанавливают руководители объектов и
органы ГОЧС.
В настоящее время на объектах рекомендуется иметь типовые режимы
противорадиационной защиты, разработанные в виде отдельных таблиц, в
которых с учетом зоны радиоактивного заражения, эталонного уровня
радиации, коэффициентов ослабления защитных сооружений, ПРУ,
производственных и жилых зданий указана общая продолжительность
режима и каждого из его трех основных этапов. Таких режимов разработано
и рекомендовано к использованию -8: 1-3-й для населения; 4-7-й для
персонала объектов экономики; 8-й для формирований ГО [6].
Если типовые режимы не подходят к условиям объекта, то их
определяет отдел ГО расчетным способом.
68
Соблюдение установленного режима не допускает облучения людей
сверх установленных доз и обеспечивает производственную деятельность
объекта с минимальным временем прекращения его работы при различных
уровнях радиации.
Приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля.
Приборы, предназначенные для обнаружения и измерения радиоактивных
излучений, называются дозиметрическими. Их основными элементами
являются воспринимающее устройство, усилитель ионизационного тока,
измерительный прибор, преобразователь напряжения, источник тока.
Как же классифицируются дозиметрические приборы?
Первая группа - это рентгенметры - радиометры. Ими определяют
уровни радиации на местности и зараженность различных объектов и
поверхностей. Сюда относят измеритель мощности дозы ДП -5В (А, Б) базовая модель. На смену этому прибору приходит ИМД - 5. Для подвижных
средств создан бортовой рентгенметр ДП - 3Б. Взамен ему поступают
измерители мощности дозы ИМД - 21, ИМД - 22. Это основные приборы
радиационной разведки.
Вторая группа. Дозиметры для определения индивидуальных доз
облучения. В эту группу входят: дозиметр ДП - 70МП, комплект
индивидуальных измерителей доз ИД - 11.
Третья группа. Бытовые дозиметрические приборы. Они дают
возможность ориентироваться в радиационной обстановке на местности,
иметь представление о зараженности различных предметов, воды и
продуктов питания.
Измеритель мощности дозы ДП -5В предназначен для измерения
уровней гамма-радиации и радиоактивной зараженности (загрязненности)
различных объектов (предметов) по гамма-излучению. Мощность
экспозиционной дозы гамма - излучения определяется в миллирентгенах или
рентгенах в час (мР/ч, Р/ч). Этим прибором можно обнаружить, кроме того, и
бета - зараженность. Диапазон измерения по гамма-излучению от 0,05 мР/ч
до 200 Р/ч. Для этого имеются шесть поддиапазонов измерения. Показания
снимают по стрелке прибора. Кроме того, установлена и звуковая индикация,
которая прослушивается с помощью головных телефонов. При обнаружении
радиоактивного заражения отклоняется стрелка, а в телефонах раздаются
щелчки, причем их частота возрастает с увеличением мощности гаммаизлучений.
Питание осуществляется от двух элементов типа 1,6 ПМЦ. Масса
прибора - 3,2 кг. Порядок подготовки прибора к работе и работа с ним
изложены в прилагаемой инструкции.
69
Порядок измерения уровней радиации такой. Экран зонда ставится в
положение “Г” (гамма-излучения). Затем руку вместе с зондом вытянуть в
сторону и держать ее на высоте 0,7 - 1 м от земли. Смотрите, чтобы упоры
зонда были обращены вниз. Можно зонд не вынимать и не брать в руку, а
оставить его в чехле прибора, но тогда показания надо умножить на
коэффициент экранизации тела, равный 1,2.
Степень радиоактивности зараженности объектов измеряется, как
правило, на незараженной местности или в местах, где внешний гамма-фон
не превышает предельно допустимого заражения объекта более чем в три
раза.
Гамма-фон измеряется на расстоянии 15-20 м от зараженных объектов
аналогично измерению уровней радиации на местности.
Для измерения зараженности поверхностей по гамма-излучению экран
зонда ставят в положение “Г”. Затем проводят зондом почти вплотную к
предмету (на расстоянии 1 - 1,5 см). Место наибольшего заражения
определяется по отклонению стрелки и максимальному количеству щелчков
в головных телефонах.
Бортовой рентгенметр ДП - 3Б предназначен для измерения уровней
гамма-радиации на местности. Прибор устанавливается на подвижных
объектах (автомобиле, локомотиве, дрезине, речном катере и т.д.).
Диапазон измерений - от 0,1 до 500 Р/ч. Для этого сделано четыре
поддиапазона. Питание от бортовой сети постоянного тока напряжением 12
или 26 В. Время подготовки прибора к работе - 5 мин. Масса около - 4,4 кг.
Уровни заражения устанавливаются по отклонению стрелки
микроамперметра и лампы световой индикации, которая по мере увеличения
гамма-излучения вспыхивает все чаще, а потом переходит в постоянное
горение. Особенность его состоит еще и в том, что им можно определять
уровни радиации не выходя из машины или выставлять блок (зонд) с
расположенным в нем детектором ионизирующих излучений, наружу. Если
измерения проводились прямо из машины, показания прибора умножают на
2, из локомотива, дрезины - на 3.
В порядке модернизации был создан прибор ИМД - 21. Выпустили их
немного, так как на смену пришел ИМД - 22.
Измеритель мощности дозы ИМД - 22 имеет две отличительные
особенности. Во-первых, он может производить измерения поглощенной
дозы не только по гамма, но и по нейтронному излучению, во -вторых,
использоваться как на подвижных средствах, так и на стационарных
объектах (пунктах управления, защитных сооружениях). Поэтому и питание
70
у него может быть от бортовой сети автомобиля, бронетранспортера или от
обычной, которая применяется для освещения, в 220 В.
Дозиметр ДП - 70МП предназначен для измерения дозы гамма и
нейтронного облучения в пределах от 50 до 800 Р. Он представляет собой
стеклянную ампулу, содержащую бесцветный раствор. Ампула помещена в
пластмассовый (ДП -70МП) или металлический (ДП - 70М) футляр. Футляр
закрывается крышкой, на внутренней стороне которой находится цветной
эталон, соответствующий окраске раствора при дозе облучения 100 Р (рад).
Дело в том, что по мере облучения раствор меняет свою окраску. Это
свойство и положено в основу работы химического дозиметра. Он дает
возможность определять дозы как при однократном, так и при многократном
облучении. Масса дозиметра - 46 г. Носят его в кармане одежды.
Для того чтобы определить полученную дозу облучения, ампулу
вынимают из футляра, вставляют в корпус колориметра. Вращая диск с
фильтрами, ищут совпадения окраски ампулы с цветом фильтра, на котором
и написана доза облучения. Если интенсивность окраски ампулы (дозиметра)
является промежуточной между соседними двумя фильтрами, то и доза
определяется как среднее значение обозначенных доз на этих фильтрах.
Измерители доз. Измеритель дозы ИД-1 предназначен для измерения
поглощенных доз γ- и смешанного γ- нейтронного излучения.
В состав комплекта прибора входят десять измерителей дозы ИД- 1 и
зарядное устройство ЗД – 6, которое размещается в специальном футляре.
Конструктивно измеритель дозы ИД – 1 выполнен в виде авторучки с
металлическим корпусом. Внутри корпуса вмонтированы ионизационная
камера объемом около 1 см3 (детектор), микроскоп, шкала, электроскоп,
дополнительный конденсатор.
Зарядное устройство служит для зарядки ионизационной камеры и
конденсатора измерителя дозы. В качестве источника питания в зарядном
устройстве служат 4 пьезоэлемента. В заряженном измерителе дозы нить
электроскопа устанавливается на «0» шкалы.
Принцип работы ИД – 1 состоит в том, что при воздействии на него
ионизирующих излучений в объеме заряженной до определенного
напряжения ионизационной камеры образуются ионы, которые под
действием электрического поля приобретают направленное движение и,
достигнув электродов, нейтрализуются. В результате этого заряд камеры и
заряд на дополнительной емкости уменьшаются на величину,
пропорциональную дозе излучения. Нить электроскопа перемещается по
шкале и показывает величину этой дозы (поэтому дозиметр и называют
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]