Защ.нас-я в ЧСdoc3

Примечания: 1. Дозы облучения на внутренней границе зоны примерно в 1,8 раза больше, а на внешней - в 1,8 раза меньше указанных.

2. Для определения времени начала или продолжительности пребывания в зоне необходимо заданную дозу разделить на 1,8 при нахождении на внутренней границе зоны или умножить на 1,8 - «а внешней границе зоны.

156

6. Определение радиационных потерь. Радиационные по-

тери (%) зависят от полученной суммарной дозы внешнего и внутреннего облучения и определяются по таблице 2.17. Проценты указаны с учетом среднестатистического состава населе- ния по возрасту с учетом типовых хронических заболеваний. Наиболее опасны одни и те же дозы облучения для детей, особенно до 5 лет, и людей пожилого возраста. Наиболее способны к выживанию люди среднего возраста, не страдающие хроническими заболеваниями. В таблице приведены потери только от заболеваний лучевой болезнью и не учитываются другие последствия радиоактивного облучения людей.

Таблица 2.17

Суммарные радиационные потери (%) в зависимости

от полученной дозы облучения

181

Окончание табл. 2.17

7. Уровни, вмешательства определяются конкретными результатами оценки радиационной обстановки, при этом руководствуются Международными нормами радиационной безопасности и Нормами радиационной безопасности НРБ-2000. По результатам прогнозирования и оценки радиационной обстановки разрабатываются планы по противорадиационной защите.

Оценка радиационной обстановки после аварии на АЭС

по данным разведки

После загрязнения территории и воздушного пространства радиоактивными веществами в населенном пункте или в районе объекта экономики производят замеры различных характеристик ионизирующих излучений дозиметрическими приборами. По результатам замеров производят:

•уточнение типов радионуклидов, загрязняющих данную местность и воздушное пространство;

•уточнение реальных зон радиоактивного загрязнения и динамики их изменения;

•определение возможных доз облучения людей за определенные промежутки времени для оперативного принятия решения по противорадиационной защите населения;

•определение допустимой продолжительности пребывания людей на радиоактивно загрязненной местности;

•прогнозирование и оценку возможности использования мест-

ной продукции растениеводства и животноводства населением, проживающим на данной территории;

182

•оценку экономического, социального и экологического ущербов;

•планирование мероприятий по противорадиационной защите и обеспечению радиационной безопасности населения.

1. Зоны радиоактивного загрязнения уточняются по ре-

зультатам измерений характеристик ионизирующих излучений дозиметрическими приборами с нанесением на карту.

2. Типы, и количество радионуклидов, выброшенных из

реактора на объект, сообщаются вышестоящей организацией или Министерством по чрезвычайным ситуациям и уточняются в районе объекта собственными измерениями.

3. Определение возможных доз облучения людей на терри-

тории объекта или населенного пункта осуществляется по одной из методик с учетом особенностей аварии на АЭС. Если из реактора выброшено значительное количество радионуклидов и спад радиации на местности подчиняется закону Вэя-Вигнера, то поглощенная доза рассчитывается по следующей методике:

а) уточняют закон спада уровня радиации по закону ВэяВигнера, для чего находят величину п (см. формулу 1.32), для чего в одной и той же точке дважды измеряют уровни радиации Pt и Р2 (в рад/ч), при этом фиксируют астрономическое время t, и t2;

в) Если принять время начала пребывания на радиационно загрязненной местности t (в часах), а время окончания — t (в часах), то численное значение поглощенной дозы D (в радах) можно определить по формуле:

где Р0 - известная мощность поглощенной дозы (рад/ч) в момент времени t0 (в часах) после начала радиоактивного заражения местности; Косл - коэффициент ослабления, показывающий, во сколько раз меньше мощность дозы излучения в сооружении, здании, транспорте, по сравнению с мощностью дозы на открытой местности.

Формула (2.15) справедлива для спада радиации по закону Вэя-Вигнера в течение 100—160 суток. За этот период подавляющее большинство радионуклидов полностью или в значительной

183

части распадаются и сохраняются только имеющие значительный период полураспада. Обычно сохраняются такие радионуклиды, как цезий-134, цезий-137, стронций-89, стронций-90, плутоний-239 и др. После этого для расчета доз облучения можно применить основной закон радиоактивного распада. Согласно закону радиоактивного распада падение мощности поглощенной дозы описывается зависимостью:

где Р - мощность поглощенной дозы излучения (рад/год) на расчетное время t (год), прошедшее с момента аварии; PQ - первоначальная мощность дозы излучения, соответствующая начальной поверхностной активности радионуклида, рад/год; Т - период полураспада радионуклида, год.

Выражение (2.16) можно упростить, учитывая, что 0,693 = =Ln2, тогда:

Дозу внешнего облучения D (в радах) можно определить по формуле (2.19):

184

T P,. Г2-" - V " ]

где tH - время начала проживания на загрязненной территории с момента аварии на АЭС, год; t • - время окончания проживания, год; Косд - коэффициент ослабления радиации жилищем, зда- ниями, сооружениями, раз; Т - период полураспада, год.

Поглощенную дозу внутреннего облучения D (в радах) можно определить по формуле 2.20. При начальном уровне заг- рязнения почвы цезием-137 5 Ku/км2 и при проведении агротехнических мероприятий поглощенная доза внутреннего излучения в среднем составляет 0,15 рад/год. При других начальных условиях загрязнения доза пропорциональна А0/5.

4. Расчет допустимого времени пребывания Tfaa (в часах) пр заранее устанЬвленной допустимой дозе облучения Djon (в радах) производится по формуле:

Оценка остальных пунктов базируется на применении НРВ2000 и с учетом планов по противорадиационной защите, разработанных по результатам прогнозирования.

Методика прогнозирования и оценки радиоактивного загрязнения продукции растениеводства и животноводства

Прогнозирование радиоактивного загрязнения сельскохозяйственной продукции позволяет осуществлять комплексное планирование мероприятий, которые делятся на организационные, агротехнические и агрохимические, и обеспечить получение продукции с содеря«анием радиоактивных веществ в пределах установленных уровней.

Количественно переход радионуклидов из цочвы в растения характеризуется коэффициентом перехода (Кп), который определяется соотношением:

185

где Ср - концентрация радионуклидов в растении, Бк/кг или Ku/кг; С„ - концентрация радионуклидов в почве, Бк/кг или Ku/кг.

Экспериментальные данные показывают, что коэффициенты перехода постоянно меняются. Поэтому поступают следующим образом: за основу берутся коэффициенты перехода для различных почв, которые рассчитаны на плотность загрязнения 1 Ku/км2. При более высокой плотности загрязнения почв коэффициенты перехода, рассчитанные на плотность загрязнения почв 1 Ku/км2, умножаются на величину плотности загрязнения. Полученный результат будет соответствовать уровню загрязнения урожая, выращенного на данном поле без проведения дополнительных защитных мероприятий, направленных на снижение перехода радионуклидов из почвы в растения.

Полученные результаты по отдельным растениям сравниваются с установленными нормами. Если степень загрязнения растений превышает нормы, то принимаются меры или по дезактивации, или по снижению перехода радионуклидов из почвы в растения в очередном цикле выращивания урожая (рассматриваются в главе 4). Содержание радионуклидов в продукции животноводства определяется. содержанием радионуклидов в рационе питания животных (рассматривается в главе 4).

Вопросы для самоконтроля

1. Перечислите принципы противорадиационной защиты.

2.Чем обеспечивается радиационная безопасность населения?

3.Понятие вмешательства и уровни вмешательства.

4.Назовите основные мероприятия по противорадиационной защите.

5.Перечислите критерии принятия решения на вмешательство.

6.Каковы требования к огра^чению облучения при нормальных условиях эксплуатации?

7.Какие применяются ограничения природного облучения?

8.Каковы ограничения медицинского облучения?

9.Назовите требования к ограничению облучения в условиях радиационной аварии.

186

Глава 3

АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС И ЕЕ ПОСЛЕДСТВИЯ

ДЛЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ

3.1. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

ИЕЕ ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ ПОСЛЕДСТВИЯ

3.1.1.События, приведшие к аварии

Авария на 4-м блоке ЧАЭС произошла 26 апреля 1986 г. Основная причина - маловероятное, никем не предусмотренное сочетание ошибок при эксплуатации энергоблока обслуживающим персоналом. Вместе с тем авария поучительна для инженеров всех специальностей, менеджеров, юристов.

Возникновению аварии способствовал ряд обстоятельств.

Как и предусматривалось планом, 4-й энергоблок готовился к остановке на регулярное техническое обслуживание. Было

принято решение воспользоваться отключением'реактора, чтобы подтвердить, что в случае потери основного электропитания замедляющая свое вращение турбина может дать необходимую электроэнергию для питания аварийного оборудования и циркуляционных насосов, которые обеспечивают охлаждение активной части реактора до момента включения аварийной дизельной электростанции. Цель этого испытания состояла в том, чтобы определить, можно ли продолжать охлаждение активной части реактора в случае потери основного источника электропитания. Аналогичные испытания проводились в ходе предыдущего отключения реактора, но результаты его оказались неточными, поэтому было принято решение повторить эксперимент. Этот эксперимент в основном был связан с неядерной частью атомного реактора и не был скоординирован со специалистами, отвечающими за безопасность ядерного реактора. В составе дежурной смены также не было специалистов по ядерному реактору. Спе-

187

циалисты из Москвы, осуществлявшие надзор за эксплуатацией ядерного реактора, отдыхали в гостинице.

В соответствии с планом необходимо было отключить аварийную систему охлаждения активной части реактора, которая обеспечивала подачу воды для охлаждения ядерного топлива в чрезвычайных обстоятельствах. Хотя последующие события и не были напрямую обусловлены этим, отключение системы на всю продолжительность испытания стало свидетельством небрежного отношения к мерам безопасности. По мере продолжения процедуры отключения реактора, он работал примерно в половину мощности, и диспетчер, контролирующий выработку электроэнергии, отказался разрешить дальнейшее уменьшение мощности реактора, потому что требовалась подача дополнительной энергии для основной сети. В соответствии с планируемой программой испытания примерно через час после этого система аварийного охлаждения активной части реактора была отключена, в то время как реактор продолжал работать в половину своей мощности. Только примерно в 23.00 25 апреля диспетчер, контролирующий подачу электропитания, согласился на дальнейшее сокращение мощности реактора.

Для проведения испытания электрической системы реактор должен был быть стабилизирован на уровне, составляющем примерно 1000 термальных мегаватт до отключения, однако ввиду ошибки, которая возникла в ходе эксплуатации, мощность реактора упала до 30 термальных мегаватт, а на этом уровне коэффициент позитивного топлива начинает играть доминирующую роль. Операторы реактора затем пытались поднять мощность до 700-1000 термальных мегаватт путем отключения автоматических регуляторов и высвобождения всех регулирующих стержней вручную. И только примерно в час ночи 26 апреля реактор был стабилизирован на уровне, составляющем примерно 200 термальных мегаватт. Хотя в условиях эксплуатации атомного реактора предусматривается норма, в соответствии с которой для сохранения контроля над реактором постоянно должно быть опущено как минимум 30 регулирующих стержней, в ходе испытания в действительности было использовано только 6-8 регулирующих стержней. Большинство из этих стержней были подняты, для того чтобы компенсировать накопление ксенона, который действовал в качестве вещества, поглощающего нейтроны, и сокращал мощность реактора. По сути дела все это означало, что в случае «вспышки» энергии потребовалось бы примерно 20 секунд для того, чтобы опустить регулирующие стержни и отключить реактор. Несмотря на это, было принято решение продолжить испытания.

188

В результате увеличения потока охлаждающей жидкости упало давление пара. Автоматическая система, которая отключает реактор при чрезмерно низком давлении пара, не была задействована. Для сохранения мощности реактора операторы вынуждены были извлечь практически все остающиеся регулирующие стержни. После этого реактор стал крайне нестабильным, и операторам приходилось каждые несколько секунд делать корректировки, позволяющие сохранять постоянную мощность. Примерно в это время операторы сократили поток ох-

лаждающей жидкости, по-видимому, для того, чтобы сохранить давление пара. Одновременно насосы, которые в это время уже питала замедляющая свое движение турбина, начали давать меньший объем охлаждающей жидкости в реактор. Потеря охлаждающей жидкости усугубила нестабильное состояние реактора и увеличила производство пара в каналах охлаждения (позитивный топливный коэффициент), и операторы уже не смогли предотвратить «вспышку» энергии, которая превзошла поминальную мощность реактора примерно в 100 раз.

Неожиданное увеличение производства тепла разрушило часть топлива, а мельчайшие раскаленные топливные частицы вступили в реакцию с водой, что привело к паровому взрыву, уничтожившему активную зону реактора. Второй взрыв, произошедший 2 или 3 секунды спустя, только усугубил разрушения.

Следует отметить, что станция имела ряд физических особенностей и конструктивных недостатков, связанных с ее безопасной эксплуатацией. Имели место нарушения и в технологии монтажа. Так, часть труб была выполнена не из циркония, а из стали. При этом каждая из стальных труб была сварена в нескольких местах. Термостойкость стальных труб меньше циркониевых, поэтому при повышении температуры выше нормы они покоробились, затруднив движение регулирующих стержней и исключив возможность регулировать мощность реактора.

Примечание. В последнее время появились новые документальные материалы и версии причин аварии. Читатель может воспользоваться дополнительной информацией для уточнения причин аварии.

Мнение авторов. Анализ техногенных чрезвычайных ситуаций показывает, что они часто возникают по вине человека на стыке отдельных технологий, областей знаний и т.д.

К сожалению, студенты вузов в процессе обучения слабо изучают смежные учебные дисциплины, считая их излишними. Примерно такое же отношение и к изучению учебных дисциплин, которые введены в учебные планы решениями Правительства, особенно если по ним сдают зачет, а не экзамен.

189