39

Приволжско- Уральский региональный центр

Мчс России

Кафедра геологии и защиты в чрезвычайных ситуациях

Гоу впо «Уральский государственный горный университет»

Автор: подполковник КОЧНЕВ А.В.

Л Е К Ц И Я

по дисциплине СД.Ф.06 - "Тактика сил РСЧС и ГО"

Тема № 1. Основные источники радиационной и химической опасности при авариях на радиационно и химически опасных объектах и применения ОМП

Тема №2 Причины возникновения чрезвычайных ситуаций на химических и радиационно опасных обьектах

Время: 4 часа

Обсуждено на заседании кафедры

Геологии и защиты в чрезвычайных ситуациях

Протокол № ___ от « » ________2008 г.

Екатеринбург

2008

I. Учебные и воспитательные цели:

1. Ознакомить слушателей с задачами, структурой, РХБ защиты в МЧС России

2. Изучить со слушателями основные прицципы и методы РХБ защиты населения и территорий

II. Учебно-материальное обеспечение:

1. Материал лекции.

2. Электронный вариант лекции (презентация)

3. Комплект слайдов, наглядные материалы.

Время: 4 часа

III. Расчет учебного времени:

Содержание занятия	Время, мин.
Вступительная часть.	5
Учебные вопросы: 1. Ввод в дисциплину 2. Основные источники радиационной и химической опасности при авариях на радиационно и химически опасных объектах и применения ОМП 3. Причины возникновения чрезвычайных ситуаций на химических и радиационно опасных обьектах	10 1ч.20 1ч.20
Заключительная часть.	5

IV. Литература для самостоятельной работы:

Федеральный закон «О защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера» от 21.12.1994 г. № 68-ФЗ. (в ред. федеральных законов от 28.10.2002 г. 129-ФЗ, от 22.08.2004 г. 122-ФЗ, от 04.12.2006 г. 206-ФЗ, от 18.12.2006 г. 232-ФЗ, от 30.10.2007 г. 241-ФЗ)

Федеральный закон «О гражданской обороне» от 12.02.98 г. № 28-Ф3. (в ред. федеральных законов от 09.10.2002 г. 123-ФЗ, от 19.06.2004 г. 51-ФЗ, от 22.08.2004 г. 122-ФЗ, от 19.06.2007 г. 103-ФЗ)

Основные источники радиационной и химической опасности и причины их возникновения при авариях на радиационно опасных объектах и применения омп

В настоящее время на многих объектах экономики, военных объектах, научных центрах и т.д. используются вещества, содержащие ядерное горю­чее. Отдельные системы, блоки и устройства этих объектов преобразуют энергию делящихся ядер в электрическую и другие виды энергий. Ряд предприятий используют в технологических процессах или хранят на своей территории делящиеся материалы. Все эти предприятия относятся к объек­там с ядерными компонентами. Однако радиационно-опасными из них явля­ются далеко не все.

Радиационно-опасный объект (РО ОЭ) – это объект на котором перерабатывают или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии или разрушении которого может произойти облучение или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных, растений, радиоактивное загрязнение объектов экономики и природной среды.

К радиационно-опасным объектам относятся:

- предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ), предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов: предприятия урановой промыш­ленности, радиохимической промышленности, места переработки и захоро­нения радиоактивных отходов;

- атомные станции (АС): атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АСТ);

- объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ): корабельными ЯЭУ, космическими ЯЭУ, войсковыми атомными электростанциями (ВАЭС);

• ядерные боеприпасы (ЯБП) и склады для их хранения.

Предприятия ЯТЦ, предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов, осуществляют добычу ура­новой руды, ее обогащение, изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), переработку радиоактивных отходов, их хранение и окончательное размещение. Предприятия ядерного топливного цикла можно условно разделить на 3 большие группы:

- предприятия урановой промышленности;

- радиохимические заводы;

- места захоронения радиоактивных отходов.

К предприятиям урановой промышленности относятся объекты осущест­вляющие:

- добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);

- обработку урановой руды. Данные предприятия включают объекты по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов и обогащения методом га­зовой диффузии.

После добычи урановой руды она размельчается и отделяется от пустой породы. Обычно для этого используют процесс флотации. Переработанный уран представляет собой концентрат оксида урана – U₃O₈ .

В последующем концентрат оксида урана доставляется на специальное предприятие, на котором в результате обработки получают химическое соединение гексафторид урана – UF₆. Это удобная форма для последующего обогащения урана с использованием процесса газовой диффузии, так как соединение UF₆ сублимируется при температуре 53⁰ С.

Гексафторид урана подвергается последующему обогащению на специальных обогатительных фабриках. В результате процесса образуются два потока, содержащие соединения U²³⁵ . Обедненный U²³⁵ поток хранится на обогатительной фабрике в отвалах, а обогащенный превращается в диоксид урана (UО₂) и направляется на завод по производству тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и тепловыделяющих сборок (ТВС).

При этом содержание U²³⁵ повышается с 0,7 % в исходном сырье до

1,8-4,9 % -для реакторов на тепловых нейтронах, 8 - 20 % для высокотемпературных газовых реакторов, более 20 % -для реакторов на быстрых нейтронах.

На заводах по изготовлению ТВЭЛов и ТВС диоксид урана, предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки и помещают в трубки из циркалоя, получая ТВЭЛы. Определенное число трубок соединяют вместе при помощи соответствующих связывающих пластин, фитингов и прокладок, образуя ТВС. ТВС в последующем используются в ЯЭР.

Отработанное в ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть переработано с извлечением необходимых компонентов и частично повторно (дополнительно) использовано. Переработка отработанного топлива осуществляется на специальных перерабатыва­ющих предприятиях (радиохимических заводах). В ходе технологических процессов переработки осуществляется раз­делка ТВЭЛов, растворение топлива, химическое отделение урана, плуто­ния, цезия, стронция и других радиоактивных изотопов и изготовление различных расщепля­ющихся материалов (ядерного топлива для боеприпасов, источников ионизи­рующих излучений, индикаторов и т.д.). При переработке отработанные топливные стержни освобождаются от оболочки и помещаются в ванну с азотной кислотой. Таблетки растворяются в кислоте и образовавшийся раствор вводят в проточную экстракционную систему, в результате чего уже в первом цикле выделения удается извлечь до 99 % продуктов радиоактивного распада. В дальнейшем осуществляется очищение и разделение плутония и урана. Конечными продуктами этой стадии обычно являются соединения UО₂ и РuО₂, которые могут быть повторно использованы.

Разделение UО₂ и РuО₂ обычно осуществляется химическими методами. При этом полученный плутоний может быть использован на АЭС с применением быстрых нейтронов.

В настоящее время все технологии по переработке отработанного топлива и восстановления плутония приостановлены из-за подписания ряда соглашений между ведущими ядерными державами по вопросам ограничения распространения ядерного оружия и снижения его арсеналов, а также с целью предотвращения возможности его хищения в другие страны и приобретения террористическими организациями.

Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на за­хоронение. Однако перед захоронением они нуждаются в дополнительной переработке. Низко и среднеактивные отходы (НСАО), характеризующиеся большими объемами, направляются на переработку, общей тенденцией которой являет­ся максимально возможное уменьшение их объема при помощи технологических процессов сорбции, коагуляции, выпа­ривания, прессовки и т.д. с последующим включением в матрицы (цемент, битум, смолы и т.д.). Хранение НСАО осуществляется в бетонных емкос­тях с последующим захоронением в естественных или искусственных полостях. Для хранения и перера­ботки высокоактивных (ВАО) отходов отработаны необходимые технологии, но их практическое внедрение в странах СНГ не ведется. ВАО хранятся на территории России в временных хранилищах, которые в настоящее вре­мя переполнены.

Схематично цикл получения ядерного топлива, переработки и захоро­нения радиоактивных отходов представлен на рис.7.

Наиболее характерными авариями на предприятиях ядерного топливно­го цикла являются:

- возгорание горючих компонентов и радиоактивных материалов;

- превышение критической массы делящихся веществ;

- появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах;

- характерные аварии с ЯБП и готовыми изделиями.

Рис.7. Схема цикла получения ядерного топлива, переработки и захоронения радиоактивных отходов

Атомная станция (АС) - это электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в тепловую, а затем и в электрическую. На АС теп­ло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водя­ного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (АСТ, АТЭЦ).

АС включают: один или несколько ядерных энергетических реакторов (паропроизводящие установки - главная осо­бенность АС), паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла, ряд вспомогательных цехов, установок и производств.

В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла в мире разработано 7 основных типов ядерных энергетических реакторов. В странах СНГ АС имеют 4 типа реакторов:

- реакторы кипящего типа (ВВЭР-440) на тепловых нейтронах с двух­контурным охлаждением реактора и съемом тепла водой ;

- реакторы с водой под давлением (ВВЭР-1000);

- реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием или магнием (БН);

- графитовые реакторы кипящего типа (РБМК).

С точки зрения безопасности предпочтение имеют легководные реак­торы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, что объясняется наличием у них отрицательного ко­эффициента реактивности, проявляющегося в уменьшении нейтронного пото­ка при увеличении температуры теплоносителя в активной зоне реактора, трехкратным резервированием всех активных систем, а также наличием противоаварийной оболочки.

В реакторах типа РБМК проведено разделение функций теплоносителя (вода) и замедлителя нейтронов (графит). В результате появился по­ложительный паровой эффект реактивности, который проявляется в увеличении нейтронного по­тока при повышении температуры воды и превращении ее в пар. В свою очередь это может привести к неконтролируемому разгону реактора при выходе из строя или отключении систем безопасности.

Отработанное на АЭС топливо первоначально, перед отправкой на радиохимические заводы, хранится на территории АЭС в специальных бассейнах. Ввиду того, что ядерное топливо является высокоактивным, в нем продолжается процесс деления, а вода служит одновременно защитной и охлаждающей средой. После нескольких лет охлаждения в бассейнах ТВС пригодны для транспортировки и дальнейшей переработки.

Основные причины аварий на атомных станциях:

• низкий уровень технологической дисциплины оперативного персона­ла АС и его профессиональной подготовки;

- отсутствие должного внимания и требовательности со стороны ми­нистерств и ведомств, организаций и учреждений, ответственных за обеспечение безопасности АС, на этапах их проектирования, строительства и эксплуатации.

Корабельные объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:

- использование в качестве топлива высокообогащенного урана;

- сравнительно малые размеры;

- высокая степень защиты (40-60 кг/см² для подводных лодок и 10-20 кг/см² для надводных кораблей).

Специфические причины аварий на корабельных ЯЭУ: разгерметизация первого контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.

К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся реакторы легководного типа модульного исполнения с естественной циркуляцией теплоносителя. Основные отличия ВАЭС:

- использование в качестве теплоносителя химически и пожароопас­ного вещества нитрина;

- отсутствие оболочки внешней защиты.

ВАЭС существуют в трех видах исполнения: плавучие, на железнодорожных плат­формах и блочно-транспортные, общим весом до 100 тонн.

Специфические причины аварий на ВАЭС: разгерметизации первого контура реактора и механические повреждения.

Отличительной особенностью космических ЯЭУ являются их небольшие размеры, что достигается использованием высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция–90 и плутония-238. Специфические причины аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и взрывные устройства к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому примене­нию. Часть из них находится на боевом дежурстве. К наиболее характерным аварий­ным ситуациям относятся: столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯБП, пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексах и воздействие газовых разрядов.

Под аварией на радиационно-опасном объекте понимается выход из строя или повреждение отдельных узлов и механизмов объекта во время его эксплуатации, приводящие к радиоактивному загрязнению объектов внешней среды.

При классификации аварии на радиационно опасных объектах существует несколько подходов. Это обусловлено тем, что подобные аварии отличаются большим разнообразием присущих им признаков, а также объектов, на которых они могут происходить.

Типовым и широко распространенным радиоационно-опасным объектом является АС. Поэтому в большинстве случаев аварии, сопровождающиеся выбросами радиоактивных веществ и формированием радиационных полей, классифицируют применительно к АС.

В соответствии с рекомендациями (33) аварии на АС, приводящие к выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду, в зависимости от характера и масштабов последствий подразделяются на 4 категории.

Первая категория – локальные аварии. При этом в результате нарушения в работе АС происходит выход радиоактивных продуктов или ионизирующих излучений за предусмотренные границы оборудования, технологических систем, зданий и сооружений. Количество выброшенных радиоактивных веществ превышает установленные значения, но зона радиоактивного загрязнения внешней среды не выходит за пределы промплощадки АС.

Вторая категория – местная авария. Выход радиоактивных веществ происходит за пределы промплощадки, но область радиоактивного загрязнения находится внутри санитарно-защитной зоны АС. При этом в указанной зоне возможно облучение персонала в дозах, превышающих допустимые, концентрация радиоактивных веществ в воздухе и уровень радиоактивных загрязнений поверхностей в помещениях и на территории АС и санитарно-защитной зоны выше допустимых.

Третья категория – средняя авария. Область радиоактивного загрязнения выходит за пределы санитарно-защитной зоны, но локализуется в пределах ближайшего города, района.

Четвертая категория – крупная авария. Область радиоактивного загрязнения выходит за пределы зоны в 100 км и охватывает несколько административных областей, республик, государств или один или несколько городов с количеством населения более 1 млн. чел., при уровне суммарного облучения в течение года дозой более 3-х бэр (3 с3в).

Среднюю и крупную аварии чисто объединяют в один вид аварии и называют общей радиационной аварией.

Международным агенством по атомной энергетике (МАГАТЭ) разработана международная шкала событий на АЭС (34). В соответствии с этой шкалой аварии на АС подразделяются также по характеру и масштабам последствий, а некоторые и по причинам их вызвавшим.

Градация аварий на АС в соответствии с рекомендациями, изложенными в (34), осуществляется по следующим уровням.

0-й уровень – не имеет значения для радиационной безопасности.

1-й уровень – незначительное происшествие: функциональное отклонение, которое не представляет какого-либо риска, но указывает на недостатки в обеспечении безопасности (отказ оборудования, ошибки персонала, недостатки руководства и т.д.).

2-й уровень – происшествие средней тяжести: отказ оборудования или отклонение от нормальной эксплуатации, которые хотя и не оказывают непосредственного влияния на безопасность работы станции, но способны привести к значительной переоценке мер безопасности.

3-й уровень – серьезное происшествие: выброс в окружающую среду радиоактивных веществ в количествах, не превышающих пятикратного допустимого суточного выброса. В этом случае происходит значительное переоблучение работающих (порядка 50 мЗв). За пределами площадки не требуется принятия мер защиты.

4-й уровень – авария в пределах АС: выброс радиоактивных веществ в окружающую среду в количествах, не превышающих дозовые пределы для населения при проектных авариях. Доза облучения работающих может составить порядка 1 Зв, и вызывать лучевые эффекты.

5-й уровень – авария с риском для окружающей среды: выброс в окружающую среду такого количества радиоактивных веществ, которое приводит к незначительному превышению дозовых пределов для проектных аварий, разрушение большей части активной зоны, вызванное механическим воздействием или оплавлением. В некоторых случаях требуется частичное введение планов мероприятий по защите населения и персонала при аварии на АС.

6-й уровень – тяжелая авария: выброс в окружающую среду такого количества радиоактивных веществ, накопленных в активной зоне реактора, в результате которого дозовые пределы для проектных аварий будут превышены, а для запроектных – нет. Для ослабления серьезного воздействия на здоровье населения ионизирующих излучений необходимо введение в действие планов мероприятий по защите населения и персонала в случае аварии в радиусе 25 км включая эвакуацию населения.

7-й уровень – глобальная авария: выброс в окружающую среду такого количества радиоактивных веществ, накопленных в активной зоне реактора, в результате которого будут превышены дозовые пределы для запроектных аварий, возможны острые лучевые поражения людей и последующее влияние на здоровье населения, проживающего на большой территории, включающей более чем одну страну, а также длительное воздействие ионизирующих излучений на окружающую среду.

Приведенные выше классификации аварий на АС носят довольно общий характер. В то же время в них не содержится признаков при типовых нарушениях в функционировании радиационно опасных объектов, которые свидетельствуют о возможности тех или иных последствий. В связи с этим при классификации аварий часто бывает целесообразно (35) все аварии, на таких объектах как АЭС, подразделять на ядерные и радиационные.

К ядерным авариям относят аварии, связанные с повреждением ТВЭЛов и ТВС, выходящие за пределы безопасной эксплуатации, и (или) приводящие к переоблучению персонала. Данные аварии вызваны нарушением контроля и управления цепной ядерной реакции деления в активной зоне реактора, образованием критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении ТВЭЛов (ТВС), нарушением теплоотвода от ТВЭЛов (ТВС).

Под радиационными авариями понимают аварии, которые приводят к выходу (выбросу) радиоактивных веществ и (или) ионизирующих излучений за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации объектов границы в количествах, превышающих пределы безопасной эксплуатации. Радиационные аварии являются, как правило, следствием ядерных аварий, при которых повреждаются оболочки ТВЭЛов (ТВС). Кроме того они могут возникать вследствие повреждения корпуса и защитной оболочки ЯЭР, других конструкций первого контура и трубопроводов, а также вспомогательных систем или герметизирующих и защитных устройств технологических помещений.

В зависимости от характера и масштабов повреждений и разрушений аварии на РО ОЭ принято (36) подразделять на:

проектные;

проектные с наибольшими последствиями (максимально проектные);

запроектные (гипотетические).

Под проектной аварией (ПА) понимается авария, для которой определены и отражены в проекте исходные события аварийных процессов, характерных для того или иного объекта (типа ЯЭР) или другого радиационно опасного узла, конечные состояния (контролируемые состояния элементов и систем РО ОЭ после аварии) и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие ограничение последствий аварий установленными пределами.

Максимально проектные аварии (МПА) характеризуются наиболее тяжелыми исходными событиями, обуславливающими возникновение аварийного процесса на данном объекте. Эти события приводят к максимально возможным в рамках установленных проектных пределов радиационным последствиям.

Для локализации ПА и МПА предусматривают инженерные решения.

Под запроектной или гипотетической аварией (ГА) понимается такая авария, которая вызывается не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями и сопровождается дополнительными, по сравнению с проектными авариями, отказами систем безопасности.

Для локализации ГА планируют организационно-технические мероприятия.

На рис.8 приведена классификация аварий на АЭС, отражающая приведенные выше соображения.

Рис.8. Классификация аварий на АЭС в зависимости от характера повреждений и разрушений

Помимо рассмотренных выше классификаций, существует классификация нарушений в работе АС, которой придерживаются при расследовании и учете аварий и происшествий, выявлении причин и обстоятельств их возникновения, оценке с точки зрения безопасности, а также разработке мер по устранению последствий нарушений, предотвращению их возникновения и повышению безопасности.

В соответствии с этой классификацией нарушения в работе АС подразделяются на аварии и происшествия. Выделяют 4 категории аварий, которые характеризуются различным количеством выброшенных радиоактивных веществ в окружающую среду, начиная с выброса большей части радиоактивности из активной зоны ЯЭР, при котором превышаются дозовые пределы для ГА (категории АО-1), и заканчивая выбросом радиоактивных веществ в таких количествах, при которых не превышаются дозовые пределы для населения при ПА (категория АО-4).

Происшествия характеризуются возникновением неисправностей и повреждений различных узлов ЯЭР, систем, оборудования и подразделяются на 10 типов. Наибольшую опасность представляет происшествие первого типа (ПО-1), при котором помимо неисправностей и повреждений происходит выброс в окружающую среду радиоактивных продуктов выше предельно допустимых норм без нарушения пределов безопасной эксплуатации АЭС.

В соответствии с требованиями постановлений Правительства РФ (3) в зависимости от границ зон распространения радиоактивных веществ и радиационных последствий потенциальные аварии на АС делятся на 6 типов.

Локальная авария. Радиационные последствия аварии ограничивают­ся пределами объекта. При этом возможно облучение персонала и заражение зданий и сооружений, находящихся на территории АС выше уровней, уста­новленных для нормальной эксплуатации.

Местная авария. Радиационные последствия аварии ограничиваются пределами пристанционного поселка и населенных пунктов в районе расположения АС. При этом возможно облучение персона­ла и населения выше уровней, установленных для нормальной эксплуатации.

Территориальная авария. Радиационные последствия аварии ограничиваются пределами субъекта РФ на территории которого расположена АЭС и включают, как правило, две и более административно-территориальные единицы субъекта. При этом возможно облучение персонала и населения нескольких административно-территориальных единиц субъекта РФ выше уровней, установленных для нормальной эксплуатации.

Региональная авария. Радиационные последствия аварии ограничива­ются пределами двух и более субъектов РФ и приводят к облучению населения и загрязнению окружающей среды выше уровней, установленных для нормальной эксплуатации.

Если при региональной аварии количество людей, получивших дозу облучения выше уровней, установленных для нормальной эксплуатации, может превысить 500 чел., или количество людей, у которых могут быть нарушены условия жизнедеятельности, превысит 1000 чел., или материальный ущерб от аварии превысит 5 млн. минимальных размеров оплаты труда, то такая авария будет федеральной.

Трансграничная авария. Радиационные последствия аварии выходят за территорию РФ, либо данная авария произошла за рубежом и затрагивает территорию РФ.

Особенность протекания ядерных реакций в реакторах АС и конструктивные особенности реакторов приводят к следующим последствиям.

1. В реакторе, кроме обычных продуктов деления, образуется большое коли­чество (около 15 кг/тонну горючего) биологически опасных высокоактивных изотопов плутония и других актиноидов (нептуний-237, америций – 242, 245, кюрий-242, 244 и другие), опасных газообразных изотопов (ксенон-133, криптон-85, йод-131) и долгоживущих радионуклидов (стронций-90, цезий-137). Количество их зависит от типа ядерного реактора, его мощности, исходного состава загруженного топлива, времени работы реактора от загрузки ядерным топливом, и т.д., а доля выброшенных радиоактивных веществ в окружающую среду – еще и от степени разрушения реактора.

2. Большинство радиоактивных веществ реакторного происхождения образу­ются в виде газо- и парообразных продуктов, а также мелкодисперсных аэрозолей с большой адгезионной и проникающей способностью.

3. Радиоактивный распад исходного сырья и промежуточных продуктов деления будет протекать даже после разрушения реактора, поэтому выбросы радиоактивных веществ будут продолжительны во времени.

4. Образование радиоактивных аэрозолей при стационарной работе реактора дополняется процессами образования радиоактивных аэрозолей в ходе аварии.

5. Процесс образования радиоактивных аэрозолей определяется дисперсионным, конденсационным и адсорбционным механизмами и связан с распадом радионуклидов инертных газов.

При аварии на ЧАЭС диспергированию подвергалось ядер­ное топливо, графит и элементы конструкций. Одновременно происхо­дило выгорание части поверхности диспергированных частиц и образова­ние пор, в которых осуществлялась конденсация и десублимация паров продуктов деления, испарение и сублимация части диспергированного продукта и продуктов деления, растворение и экстракция водой (парами воды) радионуклидов и т.д.

Поэтому радиоактивные частицы будут иметь следующие модификации, в зависимости от предыстории их образования:

- топливные, образующиеся из расплавленной в результате взрыва и разрушения ак­тивной зоны реактора части ядерного топлива;

- производные, образующиеся из продуктов деления, их последующей конденсации и десублимации;

- графитовые и сажевые частицы, образующиеся из графита и являю-щиеся продуктами его сгорания;

- адсорбционные, образующиеся в следствие адсорбции радионуклидов на частицах атмосферных аэрозолей ;

- конструкционные, которые формируются из многочисленных элемен-тов конструкций ЯЭР ;

- агрегатные, состоящие из множества слипшихся высокодисперсных или мелких частиц, прилипших к поверхности более крупных частиц;

- экстракционные, полученные в результате экстракции парами воды радионуклидов, находящихся в активной зоне ЯЭР, и последующей конден­сации этих паров.

Выбросы и истечения радиоактивных веществ из реактора характери­зуются следующими основными радиационными поражающими факторами.

Первый, наиболее опасный, газоаэрозольная смесь радионуклидов, распространяющаяся в виде облака на сотни километров и испускающая мощ­ный поток ионизирующих излучений.

Второй - длительное радиоактивное загрязнение местности в результате разброса высокоактивных осколков ядерного топлива на территории АС и радиоактивных частиц, осаждаю­щихся из газоаэрозольного облака.

Радиоактивное загрязнение - загрязнение поверхности Земли, атмосферы, воды, продовольствия, пищевого сырья, фуража и различных предметов радиоактивными веществами в количествах, превышающих уровень, установленный нормами радиационной безопасности.

В связи с вышеизложенным радиоактивное загрязнение местности при авариях на АС имеет следующие особенности.

1. Радиоактивное загрязнение местности и атмосферы имеет сложную зави­симость от исходных параметров ЯЭР (типа и мощности реактора, времени его работы, характера аварии и т.д.) и метеоусловий, вследствие чего прогнозирование его возможных масштабов весьма затруднено, требует разработки специальных методик и носит ориентировочный характер.

2. Естественный спад активности радионуклидов существенно более дли­телен, чем распад продуктов деления ядерных взрывов (рис.9).

n =1,2- для ядерного

взрыва

n =0,4 -для аварии на

АЭС

Рис.9. Зависимость изменения мощности дозы излучения на местности

( P_t) во времени (t) после аварии: 1-для ядерного взрыва, 2-для аварии на АС (31)

3. Смесь выбрасываемых из реактора радиоактивных веществ обогащена долгоживущими радионуклидами (плутоний-239, стронций-90, цезий-137 и др.), причем относительный вклад в общую активность альфа излучающих изотопов с течением времени будет увеличиваться. В результате большие площади территорий на длительное время окажутся загрязненными биологически опасными радио­нуклидами, которые в последующем могут быть вовлечены в миграцион­ные процессы на местности.

4. Малые размеры радиоактивных частиц (средний размер около 2 Мкм) способствуют их глубокому проникновению в микротрещины и краску, что затрудняет проведение работ по дезактивации. (рис.10).

Рис.10. Активность (А) и плотность (Р) аэрозольных выбросов после

Чернобыльской катастрофы в зависимости от размеров частиц

(d): I,II,III,IV - группы частиц по размерам; 1,2 - изменение

плотности РА частиц в зависимости от механизма их

образования

5. Пылеобразование приводит к поступлению в организм человека через органы дыха­ния мелкодисперсных продуктов деления и, прежде всего, биологически опасных "горячих" частиц.

6. Наличие в атмосфере облака газоаэрозольной смеси радионуклидов, испускающей мощный поток ионизирующих излучений.

7. Осаждение высокоактивных осколков конструкций реактора и гра­фита как на территории АЭС, так и в виде пятен по следу облака.

8. Стационарный характер источника загрязнения, продолжительность выб­росов во времени на небольшую высоту ( до 1,5 - 2 км ) и частые из­менения метеоусловий, в соответствующих слоях атмосферы, приводят к азимутальной неравномерности загряз­нения местности, скачкообразному изменению мощности дозы излучения в отдельных районах во времени и образованию радиоактивных зон загрязнения в виде пятен по следу движения облака.

Аварии на подвижных ВАЭС качественно характеризуются теми же па­раметрами, что и аварии на АС, а количественные характеристики зависят от мощности энергетических установок, времени наработки реактора и т.д. Отличительной особенностью аварий на ВАЭС является то, что радиоактивное загрязнение местности будет иметь значительно меньшие размеры, чем при аварии на АЭС, но может дополняться химическим заражением воздуха и пожаром.

Корабельные ЯЭУ имеют намного меньшие мощности, чем АС, и поэтому количество накапливаемых в них радиоактивных продуктов на несколько порядков ниже. В результате, при возникновении аварии, длительное радиоактивное загряз­нение местности в районе источника аварии возможно в радиусе 500-1000 м, а на следе облака до 20 км. Очаги радиоактивного загрязнения могут отмечаться на расстоянии до 80 км.

В случае аварий космических аппаратов с ЯЭУ происходит обширное загрязнение местности в основном наиболее опасными долгоживущими изо­топами стронция-90 и плутония-238.Так сгорание в атмосфере космическо­го источника тока мощностью всего 25 Вт приводит к загрязнению атмос­феры стронцием-90, как при взрыве ядерного боеприпаса мощностью 2 Мгт.

Радиационные последствия при авариях на предприятиях ЯТЦ, предназначенных для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов, характеризуются радиоактивным загрязнением окружающей среды осколками деления урана, плутония, а также диспергированным топливом при превышении критической массы делящихся веществ, выбросом диспергированного топлива, газоаэро­зольной смеси и радиоактивных отходов технологических процессов при возникновении пожаров.

Основными поражающими факторами при авариях с ядерными боеприпа­сами (ЯБП)* являются:

- в зоне аварии – мгновенное гамма-нейтронное излучение и осколки деления ;

- на следе распространения газоаэрозольного облака – радиоактивное загрязнение местности.

Классификация возможных радиоактивных загрязнений местности при авариях на объектах с ЯЭУ приведена на рис.11.

* Авария ЯБП не сопровождается взрывной цепной реакцией деления ядерного топлива

Рис.11.Классификоция радиоактивных загрязнений

при авариях на объектах с ЯЭУ

Для лучшего понимания особенностей радиоактивного загрязнения местности при аварии на АЭС сравним его с радиоактивным загрязнением местности при подрыве наземного ядерного (термоядерного) боеприпаса.

1. Состав радиоактивных изотопов в смеси, выбрасываемой в атмос­феру из ЯЭР существенно различен для каждого типа ректора и зависит от многих параметров реактора, что в свою очередь определяет различную скорость измене­ния активности и интенсивности излучения во времени.

2. Значительная часть (около 1/3) энергии при ядерном взрыве затрачивается на проникающую радиацию, в то же время при аварии на АЭС - проникающая радиация, как поражающий фактор, практически отсутствует.

3. Выброс радиоактивных веществ в атмосферу при ядерном взрыве происходит практически мгновенно, а при аварии на АЭС -сравнительно длительный промежуток времени.

4. При подрыве ядерного боеприпаса радиоактивное облако поднима­ется на высоту до 10-20 км и более и переносится ветром, который ,как правило, на данной высоте относительно устойчив. При аварии на АЭС газоаэрозольное об­лако радиоактивных веществ поднимается на высоту до 1,5 км ( ниже кромки сплошных облаков) и переносится ветром в нижних турбулентных слоях атмосферы, который, как правило, неустойчив, что в свою очередь значительно затрудняет прогнозирование масштабов радиоактивного загрязнения.

5. При ядерном взрыве в облаке радиоактивно загрязненного воздуха содержится большое количество поднятой с земли радиоактивной пыли, с которой слипаются (сплавляются) продукты деления. При аварии на АЭС количество поднятой с грунта и находящейся в газоаэрозольном облаке радиоактивной пыли будет крайне незначительно.

6. При подрыве ядерного боеприпаса количество образующихся короткоживущих радионуклидов крайне мало, поэтому их действие на людей практически не учитывается. В тоже время при аварии на АЭС короткоживущие радионуклиды представляют большую опасность.

7. Выбрасываемая при аварии на АЭС смесь радиоактивных веществ обогащена долгоживущими изотопами цезия-137, стронция-90, плутония-139 и т.д., что способствует в последующем длительной миграции радиоактивных веществ.

8. При аварии на АЭС с разрушением активной зоны реактора на территорию, непосредственно прилегающую к реактору, выбрасывается большое количество разрушенных конструкций реактора, в т.ч. куски облученного графита (для реакторов типа РБМК). Вышеуказанные элементы являются источником мощного ионизирующего излучения.

9. При аварии на АЭС возможно "прожигание" основания реактора и фундамента сооружения энергоблока с последующим распространением радиоактивных веществ в грунт и грунтовые воды.

10. При ядерном взрыве общее количество выделяющихся в результате реакции деления радиоактивных веществ зависит от мощности и конструкции ядерного боеприпаса. При аварии на АЭС общее количество выброшенных в окружающую среду радиоактивных веществ зависит, в основном, от типа реактора, его мощности, продолжительности работы от последней загрузки и вида аварии.

11.Средний размер радиоактивных частиц при ядерном взрыве составляет около 200 мкм. При аварии на АЭС средний размер выбрасываемых из реактора частиц составляет около 2 мкм, что значительно облегчает их поступление в организм человека через органы дыхания, проникновению в микротрещины и микропоры различных объектов.

12. При ядерном взрыве определяющим в накоплении дозы облучения организма человека является внешнее воздействие -излучения от продук­тов взрыва. При аварии на АЭС внешнее воздействие -излучения существенно дополняется дозой облу­чения от загрязненной окружающей поверхности и дозой внутреннего облучения.

13. При аварии на АЭС спад мощности дозы излучения происходит зна­чительно медленнее чем при ядерном взрыве (рис. 9).

Особенности механизма радиоактивного загрязнения местности при аварии на АЭС заключаются в следующем.

При авариях на АЭС и массовых радиоактивных загрязнениях большая часть выбросов радиоактивных веществ превращается в аэрозоли, которые обусловливают аэрозольное загрязне­ние местности в виде радиоактивных веществ, попавших на поверхность объекта.

Радиоактивные аэрозоли образуются в результате следующих процес­сов (рис.12):

- диспергирования веществ, содержащих радиоактивные загрязнения (рис. 12);

- конденсации и десублимации паров радиоактивных веществ (рис. 12, 2);

- адсорбции радионуклидов на поверхности частиц (рис. 12, 3);

- наведенная активность и распада инертных газов с последующей

конденсацией продуктов распада (рис. 12, 4).

При этом размер, форма и удельная активность являются важнейшими параметрами радиоактивных аэ­розолей.

Рис.12.Процессы образования радиоактивных аэрозолей:

1 – диспергирование, 2 – конденсация и десублимация, 3 – адсорбция,

4 – наведенная активность, распад инертных газов с последующей

конденсацией продуктов распада

Радиоактивные частицы аварийных выбросов обычно имеют неправильную форму. Распределение частиц по размерам и активности при аварии на АЭС подчиняется логарифмически-нормальному закону.

Средний диаметр частицы - около 2 мкм.

Средняя активность частицы - 10^-14 - 10^-16 Ки.

Распределение частиц по активности и размерам приведено на рис.10. Тем не менее встречаются частицы, активность которых в сотни и даже тысячи раз выше активности обычных частиц. Такие частицы называются " горячими ".

Размер «горячих» частиц 0,7 - 2 Мкм, а концентрация – одна частица на 1-14 м³ воздуха. Источниками "горячих частиц" являются уран - 234, 235.

Выбросы радиоактивных веществ в атмосферу определяются сочетанием различных механизмов образования аэрозолей.

Диспергированию подвергается ядерное топливо, графит и элементы конструкций ядерного реактора. Одновременно происходит выгорание части поверхности диспергированных частиц и образование пор на этой поверхности. В тоже время наблюдается конденсация и десублимация паров продуктов горения, испарение и сублимация части диспергированного ядерного топлива, а также продук­тов деления, образование паров воды с одновременной экс­тракцией радионуклидов, а в последующем адсорбция паров радионук­лидов на частицах атмосферной пыли и в порах частиц, образо­вавшихся уже в процессе аварийного выброса.

В результате сочетания всех вышеперечисленных процессов возникают радиоактивные аэрозоли происхождение которых обусловлено различной природой. В зависимости от предыстории и условий образования, радиоактивные частицы можно предста­вить в следующей модификации:

- топливные, которые образуются из расплавленного в результате взрыва и разрушения активной зоны реактора топлива;

- производные, которые образуются из продуктов деления, их последующей конденса­ции и десублимации, в том числе в результате распада инертных газов и конденсации их продуктов ;

- графитовые и сажевые частицы , которые образуются из графита и являются продуктами его сгорания ;

- адсорбционные, которые образуются в следствие адсорбции радионуклидов на час­тицах атмосферных аэрозолей ;

- конструкционные, формирующиеся из многочисленных элементов конструкций ядерного энергетического реактора ;

- агрегатные, состоящие из множества слипшихся высокодисперсных или мелких частиц, прилипших к поверхности крупных ;

- экстракционные, формирующиеся в результате экстракции парами воды радионуклидов, находящихся в активной зоне, и последующей конденсации этих паров.

По размерам частиц все выбросы условно можно разделить на 4 груп­пы (рис.10). Образование частиц I ,II и частично III группы в первый и частично во второй период выбросов происходит вследствии диспергирования ядерного топлива и продуктов деления в результате парового взрыва при контакте топлива с теплоносителем, разрушения технологических каналов и разгерметизации реактора.

Образование частиц IV и частично III группы происходит, в основном, в период горения графита и окисления топлива в результате выброса радиоактивных веществ вследствие эффекта трубы воздушным потоком из нижних помещений реактора.

Выбросы частиц I группы, помимо диспергированного топлива и продуктов деления, содержат высокоактивные куски углерода и элементы конструк­ций реактора.

Некоторая доля частиц I и II группы представляет собой зерна диок­сида урана и плутония, обедненных изотопами цезия, что характерно для таблеток центральной части ТВЭЛов.

Частицы III группы образуются в результате разрушения периферий­ных частей топливных таблеток во время аварий и окисления на воздухе урана и плутония. Кроме этого происходит конденсация и десублимация па­ров радионуклидов, адсорбция их на аэрозольных частицах, а также экстрагирование радионуклидов паром с последующей конденсацией пара совместно с радио­нуклидами. Активность частиц этой группы рассредоточена по всей массе частиц.

Частицы IV группы возникают главным образом за счет конденсации и десублимации паров и газов .При их слипании образуются агрегаты, которые в последующем переходят в III группу частиц.

Радиоактивные загрязнения в виде твердых, жидких и газообразных веществ после попадания на поверхность объектов закрепляются на ней, так как между радиоактивными веществами и поверхностью возникает связь, которая удерживает эти вещества.

В зависимости от степени физико-химического взаимодействия между загрязненной поверхностью и носителем активности для поверхностных загрязне­ний имеет место адгезионный, адсорбционный и ионообменный процессы ( рис.13 ).

Рис. 13. Поверхностное радиоактивное загрязнение за счет адгезии

( жидкости -1, частиц - 2, структуированных тел.- 3 , адсорбции- 4 и обмена – 5)

Характерной особенностью при адгезионном загрязнении является на­личие границы раздела фаз между радиоактивными веществами и поверхностью.

При адсорбции происходит концентрирование ( сгущение ) вещества на поверхности раздела фаз.

При физической адсорбции молекулы радионуклидов сохраняют свою индивидуальность, т.к. взаимодействие их с поверхностью обусловлено силами межмолекулярного взаимодействия ( силы Ван-дер-Вальса ).

При хемосорбции молекулы ( ионы ) радионуклидов, а так­же их соединения, образуют с адсорбентом поверхностные химические сое­динения.

При ионном обмене происходит обратимый , а иногда и необратимый , процесс эквивалентного (стехиометрического) обмена между ионами радионуклидов и загрязненной поверхностью. Ионообменая адсорбция является основным процессом, определяющим радиоактивное загрязнение почвы.

При попадании радиоактивных веществ вглубь материала происходит глубинное ( объемное - для жидкой фазы ) радиоактивное загрязнение ( рис. 14).

Рис. 14. Глубинные радиоактивные загрязнения в результате:

1 – диффузии; 2 - попадания мелких частиц в глубинные поверхности;

3 - капиллярного смачивания; 4 - капиллярной конденсации в порах;

5 - молекулярного заполнения пор; 6 - проникновения вглубь

капиллярно-пористого тела

При этом радиоактивные вещества могут попасть вглубь мате­риала объекта вследствие диффузии (рис.14, 1 ), проникновения в поры и неров­ности поверхности (рис.14, 2 - 5 ), а также вследствии проникновения в капиллярно-порис­тые дисперсные системы и материалы (рис.14, 6 ).

Процессы поверхностного и глубинного загрязнений проявляются в совокупности, при этом возможно сочетание различных механизмов загрязнения в определенной последовательности. В свою очередь механизм ради­оактивного загрязнения зависит от формы существования радионуклидов, входящих в состав твердых частиц, растворов, молекул, ионов, химических соединений и коллоидных частиц.

Так в сухую погоду радиоактивные загрязнения будут в основном поверхностными. В тоже время частицы небольших размеров, в том числе «горячие», будут проникать в выемки шероховатой поверхности, обуславливая глубин­ные загрязнения.

При загрязнении поверхностей каплями, содержащими радиоактивные вещества, первоначально будет происходить адгезия капель к твердой поверхности, которая в дальнейшем приведет к адсорбции радионуклидов на по­верхности, ионному обмену, диффузии и капиллярному смачиванию.

Помимо физико-химических процессов, определяющих связь радиоак­тивных загрязнений с поверхностями объектов, степень радиоактивного загрязнения в значительной степени зависит и от топографии. Радиоактивное загрязнение объектов зависит от их расположения на местности относительно аварийного ЯЭР, осо­бенностей первичного и вторичного загрязнений.

При движении газоаэрозольного облака после его выброса из реакто­ра происходит оседание радиоактивных частиц. В этом суть первичного радиоактивного загрязнения. При этом выделяют 4 зоны радиоактивных загрязнений.

I зона - зона ближних выпадений радиоактивных частиц. Зона обусловлена соединением, в основном, частиц I группы с кусками различного происхождения ( ТВЭ­Лы, графит, бетон и т.д.). Мощность дозы излучения на границах зоны может составить от 1800 до 5 мр/ч.

II зона- зона региональных радиоактивных загрязнений. Зона обусловлена оседанием в основном частиц II и III групп .Мощность дозы излучения на границах зоны составит от 5 до 0,05 мр/ч.

III зона - зона дальних радиоактивных загрязнений. Зона обусловлена оседанием частиц, в основном, III и IV групп .Мощность дозы излучения не на много превысит фоновые значения.

IV зона - зона трансграничных загрязнений. Зона обусловлена, в основном, частицами IV группы.

Вторичным (иногда многократным) радиоактивным загрязнением считается переход радиоактивных веществ с ранее загрязненного объекта на чистый или загрязненный в меньшей степени объект. Так радиоактивные загрязнения местности, сооружений, транспорта, почвы и дорог могут переходить в воздушную среду, а затем осаждать­ся, вызывая радиоактивные загрязнения ранее "чистых" объектов (рис.15).

Рис.15. Возможные направления вторичного радиоактивного загрязнения