18.Риск от облучени ионизирующим излучением.

Для расчета вероятностных потерь и обоснов-я расходов на радиац-ю защиту при реализации принципа оптимизации приним-ся, что облуч-е в коллектив эффектив дозе в 1 чел-Зв приводит к потере 1 чел-года жизни для населения.

В обл-ти малых доз (< 0.5 Зв) индивид и коллектив риски возникн-я стохастич (вероятностных) эффектов: r=p(E)∙r_E∙E, R=p(S_E)∙r_E∙S_E, или

где p(E) – вер-ть получить дозу Е,

r и R – индивид и коллектив риски, Е и S_E – индивид и коллектив эффектив дозы, r_E – коэффициент риска от смертельного рака, серьезных наследств-х эффектов и несмертельного рака.

Для профф-го облучения:

r_E=5.6∙10^-2 [1/чел-Зв] при Е<200мЗв/год;

r_E=1.1∙10^-1 [1/чел-Зв] при Е>200мЗв/год.

Для населения:

r_E=7.3∙10^-2 [1/чел-Зв] при Е<200мЗв/год;

r_E=1.5∙10^-1 [1/чел-Зв] при Е>200мЗв/год.

Для событ-й с тяж последствиями от детерминир-х эффектов консервативно приним-ся:

r=p(E), R=p(E)∙N.

Риск потенц-го облуч-я оправдан, если: r<(V-P-X)/α, R<(V-P-X)/αN, где V – валовой доход, Р – затраты на основ-е произв-во, Х – затраты на защиту, α – цена риска (денежный эквивалент единицы коллективной дозы, измер-ся в € на чел-Зв). Или, если:

где – среднее сокращ-е периода полноцен-й жизни в рез-те возникн-я стохастич эффектов (беспороговых), равное 15 лет; – среднее сокращ-е периода полноцен-й жизни в рез-те возникн-я детерминир-х эффектов, равное 45 лет; C_T – денежный эквивалент потери 1 чел-года жизни населения.

Предел индивид риска для техноген-го облуч-я лиц из персонала приним-ся 1.0∙10^-3 в год, для населения 5.0∙10^-5 в год. Уровень принебреж риска разделяет обл-ть оптимизац риска и обл-ть безусловно приемл-го риска и сост-ет 10^-6 в год.

19.ОБЩАЯ СХЕМА ВОЗНИКНООВЕНИЯ И РАЗВИТИЯ АВАРИИ.

1. Всё огранич-ся одним технологич процессом, аппаратом, участком трубопровода, и хар-ся определенным числом факторов опасн-ти.

2. Завис-ть масштабов пораж-я от знач-я энергетич-го потенциала (чем он ↑, тем масштаб ↑).

3. Приблизит-е равенство числа аварий по двум начальным событиям: взрывы в замкнут объемах аппаратуры и взрывы в атмосфере.

4. Значит число аварий, вызванных врутр-ми физич-ми явл-ми (без хим превращ-й), приводящ к разруш аппаратуры от превыш избыточного давления.

5. Возм-ть цепного развития аварии с выбросом токсич продуктов в окр-щую среду на химич производствах.

6. Возм-ть возникн-я (развития) взрывных процессов и пожаров.

7. Возникновение взрывных химич процессов вследствие непреднамер-го образ-я взрывооп-ой среды в замкнут-х объемах технологич систем.

Фазы аварийной ситуации: А) Возникн аварийной сит-ции; Б) Угроза цепного развития аварии; В) Цепное развитие аварии.

Последовательность развития аварии на реакторе: поломка с-мы охлаждения реак-ра в рез-ты выхода из строя трубопровода охладителя.  Если при этом отсутствует основное и резервное электропитание (такое может быть при природных катаклизмах: землетрясение, цунами), то никакие с-мы безоп-ти реак-ра не сработают => большой выброс р/а отходов в атмосферу. При норм-й работе электропитания должна запуститься аварий-я с-ма охлажд-я реак-ра (АСОР) => нет негативных последствий. В случае отказа АСОР  расплавление топлива и утечке р\акт отходов  должна запуститься с-ма удаления р/а отходов => утечки р/а-ти есть, но не такие значительные. В случае отказа и этой с-мы и разрушения целостности замкнутого контура (допустим, был взрыв или расплавление активной зоны) => большие утечки р/а в атмосферу.

АЭС Фукусима-1. Крупная р/а авария, произош-ая 11.03.11 в рез-те сильнейшего землетряс-я в Яп-и и послед-го за ним цунами. Землетряс-е и удар цунами вывели из строя внеш средства электроснабж-я и резервные дизельные электростанции (РДЭ)=>неработоспособность всех с-м норм-го и аварийного охлаждения и привело к расплав-ю актив-й зоны реакторовов на энергоблоках 1, 2 и 3.

11.03.11 В момент землетряс-я три работ-их энергоблока были остановлены дей-ем с-мы аварийной защиты, кот-я сработала в штатном режиме. Спустя час было прервано электроснабжение (и от РДЭ), из-за цунами. Электроснабжение необходимо для отвода остаточного тепловыделения реакторов. После потери РДЭ работа на площадке АЭС была сфокусирована на реш-и проблемы электроснабжения аварий-х с-м -> на станцию достав-ют мобильные силовые установки для замещения неработающих дизелей.

Без достаточного охлаждения во всех трёх работавших до аварийного останова энергоблоках начал сниж-ся ур-нь теплоносителя и стало повыш-я давл-е, создав-е образующимся паром. Первая серьёзная ситуация возникла на энергоблоке № 1. Для недопущения повреждения реактора высоким давл-м пар сбрасывали в гермооболочку (герметичная оболочка – пассивная с-ма безоп-ти энергетических ЯР, глав-й ф-ей кот-й явл-ся предотвращение выхода р/а в-в в ОС при тяж-х авариях), в кот-й давл-е превысило расчетное. Чтобы гермо-ка не разрушилась, пар пришлось сбрасывать в атмосферу, фильтруя от р/н. Давл-е в гермо-ке удалось сбросить, однако при этом в обстройку реакторного отдел-я проникло большое кол-во Н2, образовавшегося в рез-те оголения топлива и окис-я циркониевой оболочки ТВЭЛов паром (пароциркониевая реак-я).

12.03.11 на первом энергоблоке АЭС произошёл взрыв, в рез-те кот-о обрушилась часть бетон-х конструк-й. Причина взрыва — образование Н2 в рез-те пароциркониевой реакции при высоких т-уре и паросодержании. Корпус реак-ра не пострадал, разрушена внеш оболочка блока из железобетона. В пробах, взятых передвижными лабора-ми за территорией промплощадки АЭС, обнаружен цезий => негерметич-ть оболочек некот-х ТВЭЛов, но т.к. стальная герметичная оболочка не повреждена существ-го выброса р/а в-в не произошло. Для охлаждения реак-ра принято реш-е запол-ть его гермо-ку морской водой с р-ом борной к-ты

13.03.11 на блоке № 3 — вышла из строя с-ма его авар-го охлажд-я, кот-я д.б. заработать при снижении ур-я теплоносителя ниже опред-й установки.

14.03.11 произошёл взрыв Н2 на третьем энергоблоке станции по тем же причинам, что и на первом.

20.МАТЕМЕТИЧЕСКОЕ ВЫРАЖЕНИЕ ДЛЯ ТИПИЧНОЙ АВАРИЙНОЙ СИТУАЦИИ.

Рассм-м на примере аварии на атомной электростанции.

Инициирующее событие – поломка трубопровода. На первой ветви рассм-ся сост-е электрич-го питания. Если электрич-во есть, анализир-ся аварийная сист охлажд-я активной зоны реактора. Ее отказ может привести к расплавлению топлива и утечке р\а отходов. Работоспособ-ть сист удаления р\а отходов, в свою очередь, приводит к меньшим утечкам, чем в случае ее отказа. Рассмотрев различ варианты дерева отказов, получаем различ вар-ты возможных утечек и их вер-ти для различ сценариев развития аварии.

Р=1-(1-Р₁)(1-Р₂)…(1-Р_n), Р₁=1-(1-Р_т)(1-Р_к)… и тд.

Р_1-n – вер-ти отказа систем, P_т..к – вер-ти наруш-я технологич-го режима, коррозионного разруш-я аппарата и трубопровода, разгерметизац и прочее.