Защ.нас-я в ЧСdoc3

ется процесс деления, называется тепловыделяющим элементом (ТВЭл). Конструктивно ТВЭл представляет собой герметичную трубу определенной длины, диаметра и толщины, которые определяются на основании оптимизационных исследований с учетом прочностных, теплофизических и экономических показателей. Крайне важны для безопасной работы АЭС именно названные показатели.

Для обеспечения процесса деления медленными нейтронами образованные в результате деления быстрые нейтроны замедляются до тепловых в замедлителях. В качестве замедлителя нейтронов чаще всего используется легкая (Н20) и тяжелая (D20) вода, графит, соединения бериллия. Безопасность работы реактора в значительной степени зависит от надежности замедлителя.

Важным элементом, от которого зависит безопасность обслуживающего персонала, являются отражатели нейтронов. В качестве отражателей нейтронов, окружающих активную зону реактора, в которой находятся делящееся вещество и замедлитель, применяются те же вещества, что и для замедлителя. Эффективность отражателя возрастает с увеличением его толщины и достигает предела, когда эта толщина в несколько раз превышает среднюю длину свободного пробега в нем нейтронов.

Важным конструктивным элементом, от которого зависит безопасность работы реактора, является и система охлаждения. Она предназначена для охлаждения и отвода тепловой энергии, которая образуется в результате превращения кинетической энергии осколков деления при их торможении в делящемся веществе и замедлителе. Для этого через активную зону прокачивается теплоноситель (возможно вода, газ, растворы, некоторые жидкие металлы и сплавы). Затем, как правило, через твердую стенку тепло передается во вторичную тепловую систему, в которой оно преобразуется либо в электрическую энергию, либо передается потребителю как тепловая энергия. Система охлаждения, наряду с функцией передачи тепла во вторичную тепловую систему, несет и функцию системы безопасности, а именно предохраняет элементы активной зоны реактора от перегрева и расплавления.

170

Радиационная обстановка — это состояние радиоактивного загрязнения или заражения местности, оказывающее влияние на деятельность объектов хозяйствования, на жизнедеятельность населения и его здоровье.

Радиационная обстановка характеризуется плотностью радиоактивного загрязнения, уровнями радиации на местности (мощностью дозы), размерами зараженной или загрязненной территории.

Местность считается радиоактивно:

1)загрязненной, если уровень радиации на местности, измеренный на высоте 0,7-1 м от поверхности земли, превышает естественный радиационный фон До 0,5 Р/ч (в Республике Беларусь естественный радиационный фон составляет 8-20 мкР/ч);

2)зараженной, если уровень радиации, измеренный на высоте 0,7—1 м от поверхности земли, составляет более 0,5 Р/ч.

Оценка радиационной обстановки — выяснение степени отрицательного воздействия радиации на людей и выбор адекватных мер защиты, при использовании которых должны быть исключены радиационные поражения людей, растительности, диких и домашних животных.

Радиационная обстановка может быть выявлена и оценена методом прогнозирования и по данным разведки.

Решая задачу прогнозирования и оценки радиационной обстановки, необходимо учитывать:

•обобщенные результаты прогнозирования и оценки радиационной обстановки, проводимых государствен- . ными структурами по защите населения в чрезвычайных ситуациях;

•требования Норм радиационной безопасности;

•возможные источники радиоактивного загрязнения местности и воздушного пространства;

•характеристики источников радиоактивного загрязнения;

•вероятность и возможные масштабы аварий на радиационно опасных объектах;

•розу ветров и состояние погоды.

172

числа ТВЭлов, биологическая защита первого контура не позволяет распространению радиоактивного излучения в помещения реакторного блока и позволит с помощью контрольных приборов обнаружить имеющийся дефект.

Третьим барьером на пути нераспространения радиоактивных веществ на случай повреждения трубок парогенераторов является замкнутость второго контура и отсутствие его связи по рабочему телу (веществу, преобразующему тепло первого контура) с внешней средой.

Следующим барьером, ограничивающим проникновение радиоактивного излучения во внешнюю среду, если оно проникло в производственные помещения, является колпак безопасности, который позволяет при определенных параметрах (температуре, давлении) локализовать радиоактивное излучение.

Для контроля за радиоактивным излучением как внутри помещений АЭС, так и в установленной санитарной зоне, где проживает население, ведется постоянный в автоматическом режиме мониторинг, который регламентируется нормативными документами при проектировании АЭС. В Республике Беларусь прошли испытания новые метеостанции, которые будут расположены и в санитарной зоне вокруг АЭС, строительство которой планируется в республике. Это позволит в реальном масштабе времени прогнозировать и оценивать радиационную обстановку и при необходимости принимать меры защиты населения.

Одной из важнейших составляющих безопасной работы АЭС также является организация ее защиты в случае проведения террористических актов.

2.2.6. Оценка радиационной обстановки

Для реализации Закона Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» в условиях постоянной радиационной опасности каждый руководитель большого или малого уровня должен уметь прогнозировать радиационную обстановку, уметь ее оценивать, чтобы при необходимости организовать защиту объектов и людей. Для определенности будем считать, что радиационная обстановка оценивается в интересах объекта экономики.

172

Условно все источники возможного радиоактивного загрязнения можно разделить на:

•атомные электростанции;

•ядерные боеприпасы;

•приборы и установки с источниками ионизирующих излучений;

•радиоактивные отходы и др.

Радиоактивное загрязнение местности возможно в результате аварий, катастроф, диверсий на упомянутых объектах.

Оценка радиационной обстановки при авариях на АЭС методом прогнозирования

Исходными данными для оценки радиационной обстановки методом прогнозирования являются-,

•тип и мощность ядерного реактора;

•степень надежности работы реактора и варианты возможных аварий;

•степень выработки ресурса АЭС;

•координаты АЭС и координаты населенных пунктов, объектов, степень возможного радиоактивного загрязнения которых оценивается;

•нормы радиационной безопасности;

•коэффициенты ослабления радиации укрытиями и объектами;

•роза ветров, состояние погоды, характер местности и др.

На этапе прогнозирования определяют-.

•возможные зоны радиоактивного загрязнения (заражения);

•время начала радиоактивного загрязнения территории и воздушного пространства данного населенного пункта или объекта;

•основные типы радионуклидов, которые могут вызвать радиоактивное загрязнение территории и воздушного пространства;

•возможные дозы внутреннего и внешнего облучения людей;

•возможные последствия облучения людей различными дозами, в том числе смертельными;

•допустимое время пребывания людей на радиоактивно загрязненной местности;

•определение уровней вмешательства по защите населения от радиоактивного заражения (загрязнения) территории и воздушного пространства.

174

Таблица 2.10

Д о п у с т и м ые уровни радиоактивного загрязнения рабочих

Примечания. *Для поверхности рабочих помещений и оборудова-

ния, загрязненных альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей — суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение.

**К отдельным. относятся альфа-активные нуклиды, среднегодо-

вая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Вк/м3.

***Установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи, спец. белья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для отдельных радионуклидов: для стронция-90 + иттрий-90 - 40 част./(см2 • мин)

156

Таблица 2.10 Характеристики зон радиоактивного заражения (загрязнения)

местности при авариях на АЭС

Таблица 2.14

Размеры прогнозируемых зон загрязнения местности на следе' облака при аварии на АЭС, км

156

загрязнения территории Тв (в часах) и воздушного пространства данного объекта определяется скоростью переноса воздушных масс и рассчитывается по формуле:

где: R - расстояние от АЭС до рассматриваемого объекта экономики или населенного пункта, км; V — скорость ветра, км/ч.

3. Определение возможных типов радионуклидов, которые могут быть выброшены из реактора, зависит от его типа, мощности, степени выработки ресурса и особенностей аварии. Более надежными и часто с меньшей мощностью являются водоводяные реакторы (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) и менее надежными, но с большей мощностью являются реакторы канальные большой мощности (РБМК-1000, РБМК-1500).

При незначительных авариях обычно происходят выбросы радиоактивных газов, в основном криптона и ксенона, но высокой летучестью обладают изотопы рутения и йода. При тепловых взрывах в реакторе АЭС наблюдаются также выбросы изотопов цезия, телура, циркония, лантана, церия и др. Воздушные массы: насыщаются радиоактивным йодом, цезием и частично рутением, которые распространяются на большие расстояния. Если авария развивается с разогревом активной зоны, то выбрасываются и более тугоплавкие элементы в виде «горячих» частиц, содержащих несколько типов радионуклидов. Знание типов радионуклидов необходимо для принятия решений по противорадиационной защите и для дальнейшей оценки радиационной обстановки.

4. Определение возможных доз внутреннего и внешнего облучения людей на этапе спада радиации по закону ВэяВигнера.

Дозы внутреннего (ингаляционного) поражения людей (в Греях) на различных расстояниях от АЭС могут быть рассчитаны по формуле:

ние от АЭС до объекта, км.

Для расчета дозы внешнего облучения используют формулу:

Dва = D* + D " 7,

где первая составляющая определяется полученной дозой (в Греях) при прохождении радиоактивного облака:

D* = <WM/100 • К J • R ( 2 . 1 2 )

где Косл - коэффициент ослабления радиации зданием, сооружением (в разах). Вторая составляющая характеризует дозу внеш-

178

него облучения людей (в Греях) за время нахождения на зараженной территории:

где: t - время пребывания людей на зараженной территории, ч; р и Р>ых - уровни радиации на местности (мощности доз) при входе на загрязненную территорию и при выходе из нее соответственно, Гр/ч.

Дозы внешнего облучения людей можно также определить используя таблицы 2.14 и 2.15.

5. Допустимое время пребывания людей на радиоактив-

но зараженной местности (или начала спасательных работ) можно определить по таблицам 2.15 и 2.16, если известна заданная доза.

Таблица 2.15

Дозы облучения, получаемые людьми при открытом расположении в середине зоны от аварии на АЭС, 10~4Гр

Примечания: 1. Дозы облучения на внутренней границе зоны при-

мерно в 3,2 раза больше, а на внешней — в 3,2 раза меньше указанных.

2. Для определения времени начала или продолжительности пребывания в зоне необходимо заданную дозу разделить на 3,2 при нахождении на внутренней границе зоны или умножить на 3,2 при нахождении на внешней границе зоны.

179