Леденев Основы безопасности жизнедеятелности 2007

торий с плотностью загрязнения выше 3,7 Бк/см2 по цезию-137 достигла 60 тыс. кв. км. На загрязненных территориях оказалось 7608 населенных пунктов, где проживало 3 млн чел. Вообще же радиоактивному загрязнению подверглись территории 16 областей и трех республик России. Это загрязнение парализовало в ряде районов хозяйственную деятельность, а на некоторых территориях сделало невозможным проживание людей. Чернобыльская катастрофа стала общенародным бедствием.

Радиационная защита населения в ЧС – комплекс мероприятий (административных, организационно-технических, санитарногигиенических и др.), ограничивающих или предотвращающих воздействие ионизирующих излучений на население сверхдопустимых установленных норм.

2.6.2. Характеристика радиационно опасных объектов

Радиационно опасньй объект (РОО) – объект, при аварии на котором или разрушении которого может произойти выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации значения, что может привести к массовому облучению людей, сельскохозяйственных животных и растений, а также радиоактивному загрязнению природной среды выше допустимых норм.

Основную и главную группу РОО по степени их потенциальной опасности загрязнения природной среды представляют предприятия ядерного топливного цикла (ПЯТЦ).

В ядерный топливный цикл (ЯТЦ) входят предприятия по получению, применению, переработке, хранению и захоронению ядерных материалов. Наиболее широкое применение полученные ядерные материалы находят в ядерных энергетических реакторах на атомных станциях.

После отработки облученное ядерное топливо определенное время выдерживается в специальных хранилищах для распада наиболее активных короткоживущих радионуклидов. Далее ядерное топливо транспортируется на радиохимические заводы для его переработки, где производится извлечение оставшегося урана и наработанного плутония. Извлеченный уран вновь возвращается на изготовление ядерного топлива.

101

Высокоактивные отходы, образовавшиеся после переработки облученного топлива (продукты деления урана, другие продукты наработки реактора), поступают на захоронение.

К предприятиям по добыче, переработке и получению ядерных материалов относятся: урановые рудники; предприятия по переработке урановой руды, аффинажу урана и получению тетрафторида урана и гексафторида урана, обогащению урана; заводы по очистке урановых концентратов и изготовлению твэлов.

Основными радиоактивными элементами на первых этапах ЯТЦ являются уран и радий. Сбросы этих радионуклидов влияют на экологическую обстановку в регионе, однако в силу низкой вероятности аварий и незначительной радиоактивности практически не приводят к возникновению ЧС. Характеристика потенциальной опасности ПЯТЦ представлена в табл. 2.6.

							Таблица 2.6
	№			Число	Радиоак-	Возмож-	Возмож-
						ность	ная пло-
		Предприятия		объектов	тивность на
	п/п					СЦЯР**	щадь
				в РФ	объекте	на объекте	РЗМ*, км2
	1	Горно-		Единицы	0.3 Ки/тU	Невоз-	–
		металлургический				можна
		комбинат
	2	Обогатительный		Единицы	1 Ки/тU	Возможна	–
		завод
	3	Изготовление	ядер-	Единицы	1 Ки/тU	Возможна	10
		ного топлива
	4	Атомная станция		Десятки	108 – 109 Ки	Возможна	> 100
	5	Транспортировка		Сотни	108 – 109 Ки	Возможна	10
		ядерного топлива
	6	Радиохимический		Единицы	108 – 109 Ки	Возможна	> 50
		завод
	7	Полигоны для захо-		Единицы	108 – 109 Ки	Возможна	10
		ронения	высоко
		активных отходов

*РЗМ – радиоактивное загрязнение местности.

**СЦЯР – самопроизвольная цепная ядерная реакция.

102

Ядерные реакторы на атомных станциях. Как видно из табл. 2.6, одним из основных источников опасности для природной среды является ядерный реактор атомных станций, на котором сосредоточено значительное количество активности.

Образующиеся в процессе эксплуатации в активной зоне ядерного реактора (ЯР) радиоактивные вещества (РВ) можно условно разделить на три группы (рис. 2.1).

Количество РВ, образующихся в реакторе, зависит от его мощности, типа ядерного топлива, режима его облучения, размеров активной зоны и некоторых других факторов.

Рис. 2.1

Продукты активации и коррозии. Продукты активации и кор-

розии включают в себя радионуклиды, образующиеся в конструкционных материалах реактора, и радиоактивные примеси теплоносителя и замедлителя.

Радиоактивная примесь теплоносителя, образующаяся в результате взаимодействия нейтронов в активной зоне реактора с материалом теплоносителя и химическими веществами, содержащимися в нем, является наведенной активностью.

Наиболее распространенными видами теплоносителя в реакторах на тепловых нейтронах является обессоленная вода, а в реакторах на быстрых нейтронах – жидкий натрий.

Основные радионуклиды – продукты активации и коррозии – представлены в табл. 2.7.

Из перечисленных в табл. 2.7 продуктов активации и коррозии особую опасность как источники внутреннего облучения представляют биогенные элементы тритий и 14С, которые являются β- излучателями низких энергий.

103

Так, графитовый замедлитель реактора РБМК-1000 является источником образования радиоактивного 14С в количестве

31012 Бк/год.

Вреакторах на быстрых нейтронах основной вклад в наведенную активность вносят 22Na и 24Na. Оба этих нуклида являются интенсивными гамма-излучателями и их удельная активность в

теплоносителе очень высока и для 24Na достигает 2,0 1012 Бк/кг.

			Таблица 2.7
Нуклид	ТЅ, ч	Нуклид	ТЅ, ч
51Cr	672	93Nb	840
54Mn	7,5 103	95Zr	1,5 103
58Co	8,7 103	110mAg	6,0 103
59Fe	1,1 103	3H(T)	1,1 105
60Co	4,6 104	14 C	5,0 107
65Zn	5,6 103	41Ar	1,8

Вторым важным источником активности теплоносителя являются продукты коррозии (ПК) металлов технологических коммуникаций. Активация ПК происходит в основном за счет тепловых нейтронов.

Продукты активации и коррозии распределены в герметизированных объемах ядерного энергетического реактора и не представляют значительной радиационной опасности при нормальной работе установки.

При нарушении герметизации активной зоны ядерного реактора в случае аварии продукты активации и коррозии могут вызвать загрязнение территории, однако вследствие небольшого их количества это не вызовет значительных последствий для населения.

Радиоактивные продукты реакции деления. Процесс выделе-

ния ядерной энергии в активной зоне реактора сопровождается образованием и накоплением радиоактивных продуктов деления, которые представляют собой смесь (в настоящее время идентифицировано примерно 650 радионуклидов). Основная их часть является β-, γ-излучателями.

104

При облучении ядерного топлива в реакторе происходит два конкурирующих процесса. Первый включает образование новых радионуклидов за счет деления ядер урана-235. Второй, протекающий одновременно с первым, является процессом радиоактивного распада.

Вначальный период облучения процесс накопления является преобладающим, и поэтому суммарная активность продуктов деления в реакторе быстро увеличивается.

Вдальнейшем в активной зоне реактора происходит постепенное выравнивание скоростей процессов образования и распада для ряда продуктов деления.

Время достижения равновесного состояния для каждого радионуклида различно и определяется, кроме других причин, в основ-

ном периодом его полураспада. Например, для 131I (T1/2 = 8 сут) равновесное состояние достигается примерно через 80 сут после

начала облучения топлива и составляет для РБМК-1000 около 40 МКи. При этом очевидно, что время достижения такого равновесия будет тем больше, чем больше период полураспада радионуклида.

Активность каждого радионуклида на различное время облучения приводится в специальных справочниках [15].

Для оценки радиационной опасности ЯР необходимо знать суммарную активность продуктов деления, находящуюся в нем на момент аварии. Суммарную активность продуктов деления за время τ непрерывной работы твэла в активной зоне, называемую компанией, можно оценить, используя эмпирическую формулу

А(τ) = 6,3 106 (1 – 0,9 τ-0,16)Wτ,

где Wτ – тепловая мощность реактора.

Стандартная кампания основных отечественных реакторов РБМК и ВВЭР после вывода их в стандартный режим работы составляет, как правило, 3 года (1095 сут). При этом активность продуктов деления в реакторе за это время составляет около 70 % активности, накопленной бы в реакторе при бесконечной кампании.

После останова реактора, а также аварии или разрушения, активность накопленных в нем радионуклидов начинает уменьшаться в соответствии с законом радиоактивного распада с учетом радиоактивных цепочек.

105

Вклад каждого изотопа в суммарную активность продуктов деления определяется в основном его независимым выходом, т.е. вероятностью его образования при делении ядра урана-235, а также периодом его полураспада.

В работе [15] представлено интегральное и дифференциальное распределение радионуклидов, образующихся в реакторе, по периодам их полураспада.

Из данных, представленных в работе, следует, что около 80 % всех радионуклидов, образующихся в ядерных энергетических реакторах, имеет период полураспада до одних суток. Анализ динамики накопления радионуклида в ЯР позволяет сделать вывод, что данный радионуклид достигает своего равновесия за время, равное примерно 10 периодам полураспада. Следовательно, в течение 10 сут 80 % радионуклидов (РН) достигнут своего равновесного состояния. За это время в ЯР накопится около 50 % активности, нарабатываемой за трехлетнюю кампанию.

Отсюда следует, что дальнейшее увеличение суммарной активности продуктов деления в реакторе будет происходить за счет долгоживущих радионуклидов.

Небезынтересно сравнить относительное содержание долгоживущих радионуклидов в смеси продуктов деления ядерного взрыва и ядерного реактора (табл. 2.8).

						Таблица 2.8
	Относительное количество РН в смеси ПД, %
Радионуклид
	Ядерный взрыв		ЯЭР при кампании
		1 год		2 года		3 года
90Sr	4,0 10-5	0,03		0,06		0,08
95Zr	7,0 10-3	0,41		0,35		0,31
106Ru	5,0 10–3	0,68		0,64		0.62
131I	1,2 10-3	0,66		0,62		0,60
137Cs	4,1 10-3	0,03		0,06		0,09
144Ce	1,5 10-3	0,3		0,23		0,19

Из приведенных данных следует, что по приведенным изотопам увеличение относительного содержания в смеси долгоживущих

106

продуктов деления ядерного реактора по сравнению с ядерным взрывом составляет тысячи раз, что и обусловливает более быстрый спад активности продуктов деления ядерного взрыва.

Радиохимические заводы и предприятия по переработке и захоронению радиоактивных отходов. На этих предприятиях проводится переработка радиоактивных отходов атомной промышленности, выделение урана и плутония из отработанных твэлов, а также продуктов деления урана, которые могут быть использованы

вкачестве источников излучения.

Внастоящее время на радиохимических заводах широко применяется пурэкс-процесс, основанный на последовательной экстракции осколков деления, урана и плутония из переработанного топлива.

Пурэкс-процесс включает два цикла экстракционной очистки. В первом происходит разделение урана и плутония и их первоначальная очистка от основной массы продуктов деления. Во втором цикле уран и плутоний раздельно подвергаются дальнейшей очистке от осколочной активности.

Причиной радиоактивного загрязнения природной среды при переработке радиоактивных отходов могут быть аварии, связанные с нарушением технологического процесса.

Взависимости от стадии, на которой произошло нарушение технологии, радиоактивное загрязнение будет характеризоваться либо высокоактивными продуктами деления, как в случае аварии на НПО «Маяк» в 1957 г., либо α-активными изотопами урана и плутония с незначительными добавками продуктов деления, как в случае аварии на Северском химическом комбинате (СХК) в апреле

1993 г.

Втабл. 2.9 дан радионуклидный состав аварийного выброса при авариях на радиохимических заводах (PXЗ).

Из приведенных данных видно, что содержание долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137 в выбросе в процентном отношении невелико, однако в абсолютном значении активность их может составлять сотни и тысячи кюри. Поэтому эти радионуклиды в связи с их весьма большим периодом полураспада определяют

107

долговременное загрязнение территории и вносят основной вклад в облучение населения.

				Таблица 2.9
	Радионуклид	Т1/2	Содержание в смеси, %
			НПО «Маяк»	СХК
	144Ce + 144Pr	282 сут	59	< 1
	106Ru + 106Rh	Зб8 сут	–	35
	90Sr + 90Y	28 лет	5	< 1
	95Zr + 95Nb	б5 сут	21,8	62
	147Pm	2,6 лет	7,3	–
	137Cs	30 лет	< 1	< 1
	239Pu	2,4 104 лет	–	79*
	234U	2,4 105 лет	–	12*
	238U	4,5 109 лет	–	9*

*Процентный состав проводится относительно α-активных радионуклидов.

2.6.3.Классификация радиационных аварий

Радиационная авария (РА) – потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Степень радиационной опасности для населения в случае аварии на РОО определяется многими факторами, важнейшими из которых являются количество и радионуклидный состав выброшенных во внешнюю среду РВ, расстояние от источника аварийного выброса до населенных пунктов, характер их застройки и плотность населения, природные климатические условия, характер природопользования, водоснабжения и питания населения.

Важное место в анализе источников радиационный опасности занимает правильное определение видов возможных аварий, в рас-

108

чете на которые необходимо планировать те или иные защитные мероприятия.

В первую очередь, аварии на РОО можно подразделить на проектные, т.е. такие, которые могут быть предотвращены существующими (заложенными в проекте) системами безопасности, про-

ектные с максимально возможными последствиями (так называе-

мые максимальные проектные аварии) и запроектные, которые не могут быть локализованы системами внутренней безопасности объекта. Последствия первых двух не приводят к выходу РВ за пределы санитарно-защитной зоны (СЗЗ) и облучению населения сверхдопустимых установленных норм, третьих же, напротив, требуют введения в той или иной степени мер по радиационной защите населения.

К классификациям аварий на РОО существует несколько подходов. Это обусловлено тем, что подобные аварии отличаются большим разнообразием присущих им признаков, а также разнообразием объектов, на которых они могут происходить.

Так, в соответствии с Руководством по организации контроля состояния природной среды [16 – 18] аварии, в частности, на атомных станциях (АС) подразделяются на четыре категории.

1-я категория. Локальная авария – нарушение в работе АС, при котором произошел выход РВ или ИИ за предусмотренные границы технического оборудования, зданий, сооружений. При этом количество выброшенного РВ превышает установленные значения, но зона загрязнения не выходит за пределы промплощадки.

2-я категория. Местная авария – такая, при которой происходит выход радиоактивных продуктов за пределы промплощадки, но область радиационного загрязнения находится в пределах СЗЗ. При местной аварии возможно облучение персонала в дозах, превышающих допустимые. Концентрации РВ в воздухе и степень радиоактивного загрязнения поверхностей в помещениях и на территории также выше допустимых.

3-я категория. Средняя авария характеризуется тем, что область радиоактивного загрязнения выходит за пределы СЗЗ, но локализуется в близлежащих районах, вызывая незначительное переоблучение проживающего вблизи АС (в 30-км зоне) населения.

4-я категория. Крупная авария – такая, при которой область радиоактивного загрязнения выходит за пределы 100-км зоны и охва-

109

тывает территории нескольких административных единиц с общим населением более 1 млн чел. при средней дозе облучения более

5мЗв.

Сцелью типизации радиационных аварий в МАГАТЭ на основе опыта Франции, Японии и некоторых других стран разработана шкала оценки событий на АЭС, с помощью которой вводится дифференцированное восприятие происшествий и аварий на АЭС. Шкала предусматривает семь уровней и условно разделена на две части. Нижняя часть шкалы включает три уровня (1 – 3) и относится к происшествиям (инцидентам), верхняя часть – четыре уровня, соответствует авариям. Условной граница раздела шкалы является максимальная проектная авария (четвертый уровень).

С1990 г. шкала МАГАТЭ адаптируется к условиям эксплуатации АЭС в нашей стране.

Градация аварий по международной шкале оценки событий на АЭС производится по следующим уровням, приведенным в табл. 2.10.

					Таблица 2.10
Номер	Наименование	Характеристика			Пример
1	Незначитель-	Функциональное отклонение, которое
	ное происше-	не представляет какого-либо риска,
	ствие	но указывает на недостатки в обеспе-
		чении безопасности (отказ оборудо-
		вания, ошибки персонала, недостатки
		руководства)
2	Происшествие	Отказы оборудования или отклоне-
	средней тяже-	ния от нормальной эксплуатации,
	сти	которые хотя и не оказывают непо-
		средственного влияния на безопас-
		ность станции, но способны привести
		к значительной переоценке мер безо-
		пасности
3	Серьезное	Выброс в окружающую среду (ОС)			Ванделос,
	происшествие	радиоактивных продуктов в количе-			Испания,
		стве, не превышающем пятикратного			1989 г.
		допустимого	суточного	выброса.	СХЗ, 1993 г.
		Происходит	значительное	переоблу-
		чение работающих (до 50 мЗв). За
		пределами площадки не		требуется
		принятия защитных мер
		110