2.5. Нормирование радиационного облучения в чрезвычайных ситуациях

В аварийных ситуациях для персонала и лиц, привлекаемых для проведения аварийных и спасательных работ, может быть разрешено планируемое повышенное облучение, которое выше установленных дозовых пределов. Повышенное облучение допустимо только в тех случаях, когда нет возможности его исключить и может быть оправдано лишь спасением людей, предотвращением дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей.

Повышенное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет и только при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения при ликвидации аварий и риске для здоровья. Планируемое повышенное облучение в дозе не более 100 мЗв в год допускается с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора, а облучение в дозе не более 200 мЗв в год - только с разрешения Госсанэпиднадзора России.

Дозы внешнего общего фотонного облучения, не приводящие к снижению работоспособности людей, равны:

при однократном облучении (до 4-х суток) - не более 0,5 Гр; при многократном облучении:

- в течение одного месяца (первые 30 суток) - не более 1 Гр;

- в течение трех месяцев - не более 2 Гр;

- в течение года - не более 3 Гр.

Работоспособность населения в зависимости от полученных доз и продолжительности облучения подразделяется на следующие категории:

- работоспособность полная - профессиональные обязанности выполняются в полном объеме;

- работоспособность сохранена - профессиональные обязанности выполняются в полном объеме, но замедленно время реакции в сложной обстановке;

-работоспособность ограничена - профессиональные обязанности в сфере умственной деятельности выполняются, однако, число ошибочных действий составляет 10-15%, выполнение тяжелой физической работы снижено на 50% исходного уровня;

работоспособность существенно ограничена - в сфере умственной работы возможно выполнение только закрепленных профессиональных навыков без анализа сложной обстановки, число ошибочных действий составляют 20% и более; возможно как исключение выполнение легкой физической работы (табл. 2.7). Таблица № 2.7

Данные для оценки работоспособности людей.

Вопросы для самоконтроля

1. Какие процессы протекают в организме человека при воздействии на него ионизирующего излучения.

2. Последствия облучения организма человека.

3. Острая лучевая болезнь: виды, характеристика, критерии и эффекты.

4. Характеристика хронической лучевой болезни.

5. Воздействие ионизирующего излучения на окружающую среду.

6. Принципы нормирования радиационного облучения.

7. Основные нормативы нормирования и их характеристика.

8. Основные пределы доз для различных категорий людей.

9. Нормирование радиационного облучения в чрезвычайных ситуациях.

3. Особенности возникновения и развития аварий на радиационно опасных объектах

3.1. Характеристика радиационно опасных объектов

Состояние радиационной опасности в стране и на ее отдельных территориях оценивается уровнем аварийности на радиационно опасных объектах (РОО) и степенью радиоактивного загрязнения окружающей природной среды. В настоящее время на многих объектах экономики, военных объектах, научных центрах используются радиоактивные вещества. Отдельные системы, блоки и устройства этих объектов преобразуют энергию делящихся ядер в электрическую и другие виды энергии. Ряд предприятий использует радиоактивные вещества в технологических процессах или хранит их на своей территории. Все эти предприятия относятся к объектам с ядерными компонентами. Однако радиационно опасными из них являются далеко не все.

Радиационно опасный объект — это объект, на котором хранят, перерабатывают, используют или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии на котором или его разрушении может произойти облучение ионизирующим излучением или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных и растений, объектов народного хозяйства, а также окружающей природной

К радиационно опасным объектам относятся:

предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ) - урановой и радиохимической промышленности, места переработки и захоронения радиоактивных отходов;

предприятия ядерного оружейного комплекса (ЯОК) - предприятия- разработчики ядерных зарядов и ядерных боеприпасов, серийные заводы;

атомные станции - атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали, атомные станции теплоснабжения;

объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) - корабельные ЯЭУ (суда морского флота, надводные корабли и подводные лодки ВМФ), космические ЯЭУ (космические аппараты), войсковые атомные электростанции;

научно-исследовательские и проектные организации (исследовательские и экспериментальные реакторы, испытательные стенды), а также объекты специальной техники (хранилища ядерных боеприпасов, ракетные и другие комплексы ядерного оружия).

Предприятия ядерного топливного цикла осуществляют добычу урановой руды (урановые рудники), ее обогащение (горнометаллургические заводы), из­готовление ТВЭЛов для ядерных энергетических реакторов, переработку ра­диоактивных отходов, их хранение и окончательное захоронение. Предприятия ядерного топливного цикла можно разделить на три группы:

предприятия урановой промышленности, к которым относятся объекты, осуществляющие добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);

обработку урановой руды, включающие предприятия по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов и обогащению методом га­зовой диффузии;

радиохимические заводы - предприятия по переработке отработавшего ядерного топлива, выделения из него делящихся материалов; места захоронение радиоактивных отходов.

Процесс приготовления ядерного топлива включает получение порошкообразного диоксида урана, его таблетирование методом порошковой металлургии, изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок, которые в последующем используются в ядерных реакторах. Отработанное ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть переработано с извлечением необходимых компонентов для повторного (дополнительного) использования.

Переработка отработанного топлива осуществляется на перерабатывающие предприятиях (радиохимических заводах), на которых осуществляется разделка твэлов, растворение топлива, химическое отделение урана, плутония, цезия. стронция, других изотопов и изготовление различных расщепляющихся мате­риалов (ядерного горючего для реакторов и боеприпасов, источников ионизирующих излучений, индикаторов и т.д.). Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на захоронение.

На атомной станции ядерная (атомная) энергия преобразуется в электриче­скую и тепловую. Тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (атомные станции теплоснабжения, атомные тепло­электроцентрали).

Атомные станции включают: ядерные энергетические реакторы, паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла. В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла используются четыре 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 жидкометаллическим теплоносителем (БН);

- графитовые реакторы кипящего типа РБМК.

С точки зрения безопасности предпочтительнее легководные реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ).

Корабли и суда с ЯЭУ оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов атомных станций являются: использование в качестве топлива высокообогащенного урана; сравнительно малые размеры; высокая степень защиты (40-60 кгс/см² - для подводных лодок и 10-20 кгс/см² - для надводных кораблей).

Характеристика мировой ядерной энергетики по состоянию на апрель 2000 г. приведена в табл. 3.1. Россия является одной из немногих ядерных держав, имеющих все элементы ядерной энергетики - от добычи урана и получения энергии на АЭС до захоронения радиоактивных отходов.

Таблица № 3.1

Состояние мировой ядерной энергетики

Страна	Действующие АЭС		Строящиеся АЭС		Доля ядер­ной энерге­тики в про­изводстве электриче­ства, %
	Число энерго­блоков	Общая мощ­ность, МВт (эл.)	Число энер­гобло­ков	АЭС Общая мощ­ность, МВт (эл.)
Аргентина	2	935	1	692	9,04
Армения	1	376	-		36,36
Бельгия	7	5712	-	_	57,74
Бразилия	1	626	1	1229	1,25
Болгария	6	3538	_	_	47,12
Канада	14	9998	.	_	12,44
Китай	3	2167	7	5420	1,15
Чехия	4	1648	2	1824	20,77
Финляндия	4	2656	_	_	33,05
Франция	59	63103	_	_	75
Германия	19	21122	-	-	31,21
Венгрия	4	1729	-	-	38,30
Индия	11	1897	3	606	2,65
Иран			2	2111
Япония	53	43691	4	4515	34,65
Республика Корея	16	12990	4	3820	42,84
Литва	2	2370	-	-	73,11
Мексика	2	1308	-	-	5,21
Нидерланды	1	449	_	_	4,02
Румыния	1	650	1	650	10,69
Россия	29	19843	3	3375	14,41
Южная Африка	2	1842	_	_	7,08
Словакия	6	2408	2	776	47,02
Словения	1	632	-	-	37,18
Испания	9	7470	-	_	30,99
Швеция	11	9432	-	-	46,80
Швейцария	5	3079	-	-	36,03
Великобритания	35	12968	_	_	28,87
Украина	14	12115	4	3800	43,77
США	104	97145	-	-	19,80
Всего в мире	433	349063	37	31128

Все типы атомных реакторов являются опасными источниками радиоак­тивного заражения, т.к. в них в процессе работы накапливается большое количество радиоактивных веществ. В атомном реакторе цепная реакция идет в специальном устройстве - тепловыделяющем элементе . ТВЭЛ имеет оболочку из цирконий-ниобиевого сплава или нержавеющей ста­ли, внутри которой помещаются таблетки из окиси плутония или урана нужной степени обогащения.

В процессе работы ядерного реактора в твэлах происходит выделе­ние энергии, которая передаётся через стенки твэла теплоносителю. При этом в реакторе происходит накопление радионуклидов, как за счёт деления ядерного горючего, гак и за счёт активации нейтронами ядерного горючего и элементов, входящих в конструкцию ядерного реактора

При нормальной работе ядерного реактора температура стенок твэла составляет около 800°С (внутри твэла до 2500°С), тепло от них отводится за счёт охлаждения водой, которая нагревается до 285 - 320°С на выходе из реактора, частично превращаясь в пар и создавая давление в системе 7-16 МПа в зависимости от типа ядерного реактора

При таких параметрах работы твэла часть продуктов деления находится в парообразном состоянии и способна проникать через микротрещины в стенках твэла в окружающую среду, загрязняя пароводяную смесь ра­диоактивными веществами.

При работе реактора постоянно происходит утечка радиоактивных веществ, эти вещества выходят в атмосферу через вентиляционную трубу. При нормальной работе это неопасно. В случае аварии на АЭС выход РВ в атмо­сферу резко увеличивается и представляет опасность для персонала и населе­ния, проживающего вблизи АЭС.

Космические корабли с ЯЭУ используют плутоний-238, который вы­деляет в 280 раз больше энергии, чем оружейный плутоний-239 и соответ­ственно в 280 раз более радиоактивен. Всего 450 граммов плутония-238 при его равномерном распределении в атмосфере достаточно, чтобы вы­звать рак у всех людей, населяющих Землю. В 1964 г. американский "Транзит" с радиоизотопным генератором потерпел аварию и сгорел в ат­мосфере над Индийским океаном. Над Землей было рассеяно более 950 г плутония-238.

В 1978 г. советский "Космос-945" с ЯЭУ разрушился, войдя в плот­ные слои атмосферы, многотонная масса вместе с 37 кг ядерного топлива испарилась и была рассеяна, что привело к радиоактивному заражению 100 тыс.кв. км Канады.

Определенную угрозу представляет американский космический зонд - "Кассини", запущенный в 1997 с реактором на 32,7 кг плутония-238. В августе 1999 г. он пролетел на расстоянии 500 км от Земли. В случае ава­рии по оценке НАСА 5 млрд. человек могут получить радиационные пора­жения.

Всего с ЯЭУ в космос было запущено около 50 космических аппара­тов. На 6-ти из них были аварии.

Радиоизотопные термоэлектрические генераторы. Для питания электричеством необслуживаемых, автоматически дей­ствующих средств навигационного оборудования используются радиоизо­топные энергетические источники питания (РИТЭГи). Работа РИТЭГ ос­нована на превращении тепловой энергии, выделяющейся при распаде ра­диоизотопного топлива на основе стронция-90 в электрохимическую при помощи термоэлектрического блока. Начальная активность этих источни­ков составляет от 40 до 3000 Ки, в зависимости от типа. Мощность дозы излучения на поверхности РИТЭГ может достигать величины равной 200мР/ч.

РИТЭГи являются закрытыми источниками ионизирующего излуче­ния с обеспечением высокой степени безопасности по таким критериям, как герметичность, механическая, термическая и коррозионная устойчи­вость. Радионуклид Sr⁹⁰ (точнее титанит стронция – SrTiO₃ ) помещен в герметически закрытой жаропрочной стальной ампуле, окруженной свин­цовой защитой. Закрытый характер, высокая степень герметичности и за­щиты от ионизирующих излучений, позволяет обеспечить необходимый уровень безопасности персонала и населения, проживающих в районах бе­регового расположения навигационного оборудования.

Ядерные боеприпасы. Особое место в перечне радиационно опасных объектов занимают ядерные боеприпасы. Главными компонентами ЯБП, с точки зрения опас­ности, являются взрывчатые вещества и ядерное горючее.

Хранилища и могильники

Твердые и жидкие радиоактивные отходы, образующиеся при экс­плуатации АЭУ, подлежат временному хранению в специальных храни­лищах. В настоящее время количество радиоактивных отходов в РФ каж­дый год возрастает, а переработка их из-за нехватки производственных мощностей радиохимических заводов не осуществляется.

В зависимости от удельной активности радиоактивные отходы делятся на три категории: низкоактивные – менее 3,7·10⁵ Бк/л, среднеактивные от 3,7·10⁵ Бк/л до 3,7·10¹⁰ Бк/л и высокоактивные больше 3,7·10¹⁰ Бк/л.

Радиохимические лаборатории

К объектам повышенной радиационной опасности относятся радиохими­ческие лаборатории 1-го класса работ с радиоактивными веществами. В такого рода лабораториях могут проводиться работы с активностью на ра­бочем месте до 3,7·10⁸ Бк для наиболее токсичных радионуклидов (²¹⁰Ро, ²²⁶Rа, ²²⁸Тr, ²³²U, ²³⁸Рu, ²³⁹Рu и др.) и с активностью до 3,7·10⁹, 3,7·10¹⁰ и 3,7·10¹¹ Бк для менее опасных радионуклидов, принадлежащих к группам токсичности Б, В и Г, соответственно.