Тема 8. Аварии на атомных станциях

Вопросы к теме:

1. Атомные станции как объекты повышенной ра­диационной опасности.

2. Системы безопасности АС.

3. Основные дозовые пределы (НРБ-96).

Атомные станции как объекты повышенной ра­диационной опасности. Атомная энергетика в нашей стране дает около 13% электроэнергии от общего объема ее производства, и пока альтернативы ей нет. Строительство атомных станций будет продолжаться, а потому вопрос об обеспечении их безопасной эксплуатации и мер по защите населения от радиоак­тивного облучения имеет важное значение.

Главным элементом атомной станции (АС) являет­ся ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) — реактор, работа которого основана на получении тепло­вой энергии за счет реакции деления ядерного топли­ва, в качестве которого в большинстве реакторов используется уран~235. Однако цепная реакция деле­ния в природном уране, состоящем из трех изотопов: урана-234, урана-235 и урана-238, — невозможна из-за низкого содержания в нем основного делящегося изотопа — урана-235, доля которого составляет всего 0,7%. Вызвать цепную реакцию можно либо путем повышения в природном уране доли содержания ура­на-235 (обогащение до 25 %), либо путем замедления основной массы образующихся в реакторе нейтро­нов до тепловых скоростей, используя способность слабо обогащенного урана-235 к более активному за­хвату тепловых нейтронов.

И тот, и другой способы применяются в атомных реакторах. При этом реакторы, в которых использу­ется замедление нейтронов, называются реакторами на медленных (тепловых) нейтронах, а реакторы с использованием сильно обогащенного урана — реакторами на быстрых нейтронах (схема 2). В ка­честве ядерного топлива в реакторах на медленных нейтронах используется диоксид урана с содержани­ем урана-235 около 2 — 4 %, в реакторах на быстрых нейтронах — сильно обогащенный уран либо плуто-ний-239. В реактор ядерное топливо помещается в виде сборок твэлов (тепловыделяющих элемен­тов) — циркониевых трубок, заполненных таблетка­ми диоксида урана.

В реакторах на тепловых нейтронах для снижения энергии, а следовательно, и скорости нейтронов используются замедлители нейтронов: графит (в реакто­рах типа РБМК) и вода (в реакторах типа ВВЭР)*.

Тепловая энергия, выделяющаяся в результате цепной реакции деления, отводится из реактора про­качкой через его активную зону жидкого или газооб­разного вещества — теплоносителя. В последующем это тепло преобразуется в механическую энергию вращения турбины, а затем — в электрическую. Оно может быть использовано также для подогрева воды в коммунальных или производственных сетях тепло­снабжения.

На современных АС в качестве теплоносителя ис­пользуется очищенная и обессоленная вода (в реакторах на тепловых нейтронах) и жидкий металл — нат­рий (в реакторах на быстрых нейтронах).

Замкнутый контур, в котором циркулирует тепло­носитель, называют контуром теплоносителя или пер­вым контуром АС. Вторым замкнутым контуром АС является контур так называемого рабочего тела. Рабо­чее тело — это вода, которой теплоноситель через па­рогенератор передает тепло из реактора и которая в виде пара высокого давления вращает турбину генератора, вырабатывающего электроэнергию.

В некоторых типах АС вода выполняет одновременно роль и теплоносителя и рабочего тела, циркулируя в од­ном контуре. Такие станции называются одноконтурны­ми. В двухконтурных станциях высокорадиоактивный теплоноситель и рабочее тело в целях большей безопас­ности заключены в раздельные контуры, сообщающиеся через теплообменник. Там, где требуется особо высокая степень очистки воды от радиоактивных веществ (на­пример, при использовании ее в сетях теплоснабжения городов), строятся трехконтурные станции (схема 2).

Разнос контуров теплоносителя и рабочего тела связан с обеспечением радиационной безопасности, ибо теплоноситель первого контура, где и возникает большинство аварийных ситуаций, высоко радиоакти­вен. Поэтому в одноконтурных АС любая протечка ра­диоактивной воды или выход пара высокого давле­ния — это угроза безопасности для людей, и прежде всего для персонала станции.

Двухконтурные АС и тем более трехконтурные АСТ с реакторами ВВЭР являются более безопасными, чем одноконтурные, так как теплоноситель и элемен­ты второго и третьего контура слабо радиоактивны или нерадиоактивны.

Безопасность трехконтурных АСТ обусловлена так­же наличием внешнего защитного корпуса, выполнен­ного из высокопрочных металлов, в котором по типу «матрешки» заключены страховочный корпус и корпус реактора, что исключает в случае разрушения реактора выход радиоактивности в окружающую среду.

В процессе работы атомных станций по мере «вы­горания» топлива в твэлах реактора накапливается большое количество радиоактивных продуктов деле­ния. Это связано с тем, что образующиеся при распаде атома урана-235 (плутония-239) радиоактивные «ос­колки» образуют цепочку превращений, в каждой из которых образуется новый радиоактивный изотоп. Так как каждый атом делится на неравные по количе­ству нуклонов осколки, каждый из которых представ­ляет собой химический элемент, в реакторе образует­ся около 300 радиоактивных изотопов 82 химических элементов. Большинство изотопов, образующихся в процессе превращений, относятся к категории короткоживущих и, следовательно, имеют высокую ак­тивность. Поэтому при возникновении аварии, когда в большинстве твэлов процесс распада незавершен, в реакторе наблюдается высокая активность {в реакто­ре ЧАЭС к моменту взрыва активность составляла около 2000 МКи), а в выбросах — высокие уровни ра­диации, спад которых наиболее интенсивно протекает в первые часы после выброса.

Таким образом, основными источниками ионизи­рующих излучений на АС являются: в активной зоне ре­актора — радиоактивные продукты деления, а вне ее — различное оборудование и элементы контура, в процес­се работы получающие наведенную радиацию. Для обеспечения надежной работы АС и радиа­ционной безопасности персонала и населения проек­тами предусматриваются соответствующие системы безопасности.

Системы безопасности АС. Ядерная и радиационная безопасность АС обеспечивается комплексом систем безопасности, предназначенных для предотвращения повреждений ядерного топлива и оболочек твэлов; ава­рий, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления; нарушений тепло отвода из реактора и других аварийных ситуаций. К важ­нейшим из них относятся: системы управления и защи­ты реактора (комплекс бариевых стержней — поглоти­телей нейтронов, опускаемых в активную зону для управления ходом реакции и остановки реактора) и ава­рийного охлаждения (система насосов для прокачки большой массы холодной воды через активную зону).

По характеру протекания аварийного процесса аварии могут быть радиационными и ядерными.

Радиационная авария — это потеря управления ис­точником ионизирующего излучения, вызванная неис­правностью оборудования, неправильными действиями персонала, стихийным бедствием или иными причина­ми, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных пределов или к радиоак­тивному загрязнению окружающей среды.

Под ядерной аварией понимается авария, связан­ная с нарушением правил эксплуатации или с повреж­дением ядерного реактора, ядерного взрывного уст­ройства или других объектов, содержащих делящиеся материалы, в результате которых происходит неконт­ролируемое несанкционированное выделение ядер­ной энергии деления, представляющее опасность для жизни и здоровья людей и наносящее ущерб окру­жающей природной среде.

По критерию возможности локализации аварии си­стемами безопасности АС аварии могут относиться к проектным и запроектным.

Проектными считаются аварии, для которых проек­том определены исходные и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечиваю­щие ограничение последствий аварии установленными пределами. Аварии, вызываемые неучитываемыми для проектных аварий исходными состояниями и сопро­вождаемые дополнительными по сравнению с проект­ными авариями отказами систем безопасности и реали­зациями ошибочных решений персонала, приведшими к тяжелым последствиям, относят к запроектным.

Наибольшую опасность для населения представля­ют ядерные аварии, носящие, как правило, запроектный характер. Их локализация осуществляется прове­дением различных организационных и инженерно-технических мероприятий, не связанных с системами безопасности АС (пример — авария на ЧАЭС).

По масштабу аварии могут быть локальными, мест­ными, территориальными, федеральными и трансгра­ничными.

По критерию нарушений в работе АС, приводящих при авариях и происшествиях к различному характеру радиоактивного загрязнения окружающей среды и требующих принятия определенных мер защиты населения.

Основные дозовые пределы (НРБ-96)

Основным нормативным документом, регламентирующим уровни облучения профессиональных работников и населения является "Нормы радиационной безопасности (НРБ-96)".

Нормы радиационной безопасности устанавливают следующие категории облучаемых лиц:

- персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) и лица, находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их профессиональной деятельности.

Для обеих категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

- основные дозовые пределы (см. таблицу 1).

- допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, одного вида внешнего излучения, одного пути поступления), являющиеся производными от основных дозовых пределов: предел годового поступления радионуклида в организм (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и т.п.

- контрольные дозы и уровни, которые устанавливаются администрацией учреждения по согласованию с органами Госсанэпиднадзора в зависимости от достигнутого уровня радиационной безопасности, при условии, что радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 1

Основные дозовые пределы
Нормируемые величины		Дозовые пределы
Персонал (группа А) Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 лет, мЗв в год 1 мЗв в год среднем за любые последовательные 5лет, но не более 5 лет мЗв в год
Эквивалентная доза	за год в хрусталике, 150мЗв 15 мЗв коже, кистях и стопах 500 мЗв 50 мЗв

Дозы облучения и все остальные допустимые производные уровни для персонала группы Б не должны превышать 1/4 значения для персонала группы А. При расчете доз облучения персонала и населения учитывается как внешнее, так и внутреннее облучение. Годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением радионуклидов в организм за тот же период. Интервал времени для определения величины ожидаемой эффективной дозы устанавливается равным 50 годам для персонала и 70 годам для населения. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Меры защиты: - предохранить органы дыхания средствами защиты - противогазом, респиратором, а при их отсутствии - ватно-марлевой повязкой, шарфом, полотенцем, смоченными водой;

-закрыть окна и двери, отключить вентиляцию, включить радио, радиоточку, телевизор и ждать дальнейших указаний;

-укрыть продукты питания в полиэтиленовых мешках. Сделать запас воды в емкостях с плотно прилегающими крышками. Продукты и воду поместить в холодильник, шкафы,

кладовки;

-не употреблять в пищу овощи, фрукты, воду, заготовленные после аварии;

-строго соблюдать правила личной гигиены;

-приготовиться к возможной эвакуации. Собрать документы, деньги, продукты,

лекарства, средства индивидуальной защиты;

-укрыться при поступлении команды в ближайшем защитном сооружении.

При авариях на радиационно-опасных объектах в облаке радиоактивных продуктов содержится значительное количество радиоактивного йода-131, который сорбируется щитовидной железой человека и вызывает ее поражение.

Наиболее эффективным методом защиты от действия радиоактивного йода-131 является йодная профилактика. С этой целью осуществляется прием внутрь лекарственных препаратов стабильного йода (йодный калий в таблетках или порошках).

Доза принимаемого йодистого калия различна для взрослых и детей:

взрослые и дети старше 5 лет - 0,25 г, дети от 2 до 5 лет - 0,125 г, дети до 2 лет - 0,04 г. Однако нужно помнить, что йодистый калий следует принимать только по рекомендации Заключение: Общие проблемы безопасности включают глобальный комплекс мероприятий от обоснования требований к персоналу и формирования режимов допуска к информации и работам до ограничений по мерам радиационной, электро-, пожаро- и взрыво-безопасности. При этом важнейшим является предупреждение аварийности и несанкционированных действий, на что должны быть направлены стройная и четкая система организационно-технического обеспечения и однозначно толкуемая документация.

В настоящее время особо актуальными стали проблемы учета РОО, поэтому система отчетности требует оптимизации.

Соображения безопасности не могут не учитываться на самых ранних стадиях проектирования РОО, поэтому соответствующие требования должны предъявляться к конструктивным системам и программно-аппаратным средствам обеспечения безопасной эксплуатации РОО.

При условии соблюдения всех объективных параметров безопасности субъективный фактор приобретает первостепенную важность в соблюдении мер безопасности, бесперебойности функционирования систем эксплуатации, и организационно-технических мер предотвращения несанкционированных действий. Немаловажное значение имеет обучение мерам предупреждения и снижения аварийности и последствий аварий, для чего персонал обязан уметь работать во всеобъемлющей системе контроля, оперативно и квалифицированно действовать при локализации произошедших аварий, проводить комплекс первоочередных и последующих мероприятий по ликвидации последствий аварий. Нельзя обойти вопросы экологических проблем существования всех компонентов РОО. Кроме непосредственно радиоактивных материалов необходимо учитывать наличие активных (в том числе ядовитых), особо чистых веществ, цветных, тяжелых и драгоценных металлов. Все вышеперечисленное требует соответствующей учебно-материальной базы, основанной на реальных документах, максимально приближенных к реальной технике тренажерах, макетах, муляжах. Процесс обучения целесообразно проводить комплексным методом в ограниченных по количеству группах, сочетая привитие глубоких знаний и твердых практических навыков. Максимальные наглядность, доступность и научность необходимо сочетать без взаимного ущерба и без угрозы стать заложниками финансового дефицита. Контрольные вопросы:

1. Какие последствия могут возникнуть после аварий на радиационно-опасных объектах 2. Какие последствия возникли после аварии в Чернобыльской АЭС? 3. Как воздействуют радиоактивные вещества на организм человека? 4. В каких ситуациях человек получает лучевую болезнь? Литература: 1. А. Т. Алтунин "Гражданская оборона" М.: Воениздат, 1982

2. Журнал "ПРОФИЛЬ" 1998 год