Глубина распространения о3в на открытой местности при применении ов авиацией

Степень вертикальной устойчивости атмосферы	Скорость ветра, м/с	Глубина paспространения (О3В), км
		Тип ОВ
		Зарин	Ви-икс (Vx)	Иприт
Инверсия	1-7	>60	до 60	>=б0
Изотермия	1-2 2-4 5-7	60-30 30-15 15-8	5-8 8-12 до 20	18-9 9-4 5-2
Конвекция	1-2 2-4 5-7	30-15 15-8 8-4	3-4 4-6 до 10	9-5 5-2 3-1

Примечание. В городе со сплошной застройкой и в лесном массиве глубина распространения 03В уменьшается в среднем в 3,5 раза.

Задача 4.4. Определить стойкость боевого ОВ типа Vx (Ви-икс) при применении его авиацией из выливного авиаприбора (ВАП) по ОЭ. На территории ОЭ имеется растительность. Скорость ветра 5 м/с, температура почвы 10°С.

Решение

1. Согласно табл. 4.7. степень устойчивости атмосферы - изотермия.

2. По табл. 4.13. для условий задачи стойкость Vx равна 13 суткам, так как скорость ветра 5 м/с.

3. Если бы на местности не было растительности (например, вся площадь ОЭ имела бы твердое покрытие), то стойкость ОВ составила бы 13-0,8 = 10,4 суток (примечание 1 к табл. 4.13.).

Таблица 4.13

Стойкость отравляющих веществ на местности

Тип ОВ	Скорость ветра, м/с	Температура почвы, ^0С
		0	10	20	30	40
Ви-икс	0-8	16-22 сут.	9-18 сут.	4-12 сут.	2-7 сут.	1-4 сут.
Иприт	До 2 2-8	4 сут. 3 сут.	2-2,5 сут. 1-1,5 сут.	0,5-1,5 сут. 17ч	14ч 11 ч	7 ч 6ч
Зарин	До 2 2-8	24-32 ч 19-20 ч	11-19ч 8-11 ч	5-8 ч 4-7 ч	2,5-5 ч 2-4 ч	5-8 ч 1,5-4 ч

Примечания.

1. На местности (территории объекта) без растительности найденные по таблице значения стойкости необходимо умножить на 0,8. В лесу стойкость в 10 раз больше указанной в таблице.

2. Стойкость зарина в зимних условиях - 1...1,5 суток, Ви-икс - до 3,5 месяца, иприта - до 10 суток.

Глава 5. Чрезвычайные ситуации на радиационно опасных объектах

Радиоактивные вещества (РВ) и источники ионизирующих излучений используются в повседневной жизни, производстве, медицине. К примеру, атомные реакторы обеспечивают до 13% потребностей России в электроэнергии. Они приводят в движение турбины, корабли; обеспечивают работу ряда космических объектов. Это и контроль качества швов при литье в машиностроении, и медицинские обследования, и точечное облучение, но, кроме того, это и оружие огромной разрушительной силы, способное уничтожить цивилизацию [5, 22, 26, 27, 43, 46, 49, 50].

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) можно разбить на этапы:

• добыча урановой руды и извлечение из нее (обогащение) урана;

• использование ядерного горючего в реакторах;

• транспортировка РВ;

• химическая регенерация отработанного ядерного топлива;

• очистка отработанного ядерного топлива от радиоактивных (РА) отходов;

• безопасное («вечное») хранение РА отходов и примесей;

• изъятие из отработанного ядерного топлива урана и плутония для использования в ядерной энергетике.

Результатом добычи и дробления урановой руды, обогащения урана являются горы выработки, которые:

• создают опасную экологическую ситуацию;

• выводят из оборота значительные земельные площади;

• изменяют гидрологию территории;

• приводят к длительному РЗ почвы, атмосферы и воды.

Малое содержание урана-235 в добываемой руде (0,7%) не позволяет использовать ее в ядерной энергетике: требуются обогащение этой руды, то есть повышение содержания урана-235 с применением весьма сложного и дорогостоящего оборудования, и значительные энергетические затраты. Обогащение возможно после разделения изотопов урана-233, урана-235, урана-238 на атомном уровне.

Природный уран поставляется на рынок в виде закиси урана (спрессованный порошок желто-бурого цвета), а обогащенный уран - в виде таблеток окиси урана или газообразного шестифтористого урана (в стальных баллонах).

В местах добычи урана основную массу в отвалах составляют горы мелкого песка, смешанного с природными радионуклидами, которые в основном выделяют РА газ радон-222 (дающий α-излучение), что увеличивает вероятность возникновения рака легких. К 1982 г. в США такого песка накопилось около 175 млн т с излучением ниже ПДД. К настоящему времени снесены тысячи домов, школ и других строений, выполненных из этих материалов.

Общие запасы урана на Земле составляют около 15 млн т. Разрабатываются месторождения с запасами до 2,7 млн т. На долю бывшего СССР приходилось до 45% мирового уранового запаса, распределенного почти равномерно между Россией, Узбекистаном и Казахстаном.

Радиационно опасный объект (РАОО) - это ОЭ, где в результате аварии могут произойти массовые радиационные выбросы или поражение живых организмов и растений. Виды РАОО:

АЭС - это ОЭ по производству электроэнергии с использованием ядерного реактора, оборудования и подготовленного персонала (рис. 5.1);

ACT (атомная станция теплоснабжения) - это ОЭ по производству тепловой энергии с использованием реактора, оборудования и подготовленного персонала;

ПЯТЦ (предприятие ядерного топливного цикла) - это ОЭ для изготовления ядерного топлива, его переработки, перевозки и захоронения отходов.

При ядерной реакции до 99% ядерного топлива идет в РА отходы (плутоний, стронций, цезий, кобальт), которые нельзя уничтожить, поэтому надо хранить. Контакты с ядерным горючим, его отходами, энергоносителями, тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ) и другими РА продуктами приводят к РЗ зданий, оборудования, транспорта. Если специальная обработка не снизит их уровень заражения ниже ПДЦ (ПДУ), то они также требуют захоронения.

Ядерный реактор является основной частью АЭС и ядерных двигателей. Он представляет собой большой котел для нагрева теплоносителя (воды, газа). Источник тепла - управляемая ядерная реакция. Необходимо иметь в виду, что 0,5 г ядерного топлива по производству энергии эквивалентно 15 вагонам угля, который к тому же при сгорании выбрасывает в атмосферу огромное количество канцерогенных веществ.

Обогащенное ядерное топливо размешается в активной зоне реактора в виде правильной решетки из связок тепловыделяющих элементов (примерно 700 шт.). ТВЭЛ - это стержень диаметром 10 мм, длиной 4 м, с оболочкой из циркония, постоянно омываемый водой. Вода выполняет роль охладителя и поглотителя нейтронов (если используется «тяжелая вода», то она только замедляет нейтроны, но не поглощает их, то есть в этом случае можно использовать природный уран. Такой тип реактора использует лишь 1% выделенной энергии).

Существуют ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах. Реакторы на медленных нейтронах могут охлаждаться обычной водой, как, например, РБМК - реактор большой мощности, канальный; ВВЭР - водо-водяной реактор, либо «тяжелой» водой или газом, как, например, ВТГР - высокотемпературный с гелиевым охлаждением реактор. Реакторы на быстрых нейтронах называются реакторами-размножителями (Р-Р). Если ВВЭР использует 5% ядерного топлива, то реактор на быстрых нейтронах, например БН-600, - до 55%.

Работой реактора, то есть движением стержней в активной зоне относительно вещества, поглощающего нейтроны, управляет оператор или автоматическая система.

Реактор (рис. 5.2) имеет два контура движения воды. В первом контуре (где обеспечивается давление 7 кПа) вода остается в жидком состоянии даже при температуре 330°С и, проходя через теплообменник (парогенератор), отдает тепло воде второго контура. Первый и второй контуры реактора надежно изолированы друг от друга. Во втором контуре реактора вода находится в парообразном состоянии, поскольку давление здесь атмосферное. Этот пар вращает турбогенератор, который вырабатывает электроэнергию.

В реакторе с гелиевым охлаждением (ВТГР) для замедления нейтронов используют графитовые блоки, а в качестве теплоносителя - углекислый газ или гелий при температуре б70°С (эти газы не допускают коррозии металла). Тепло через теплообменник передается во второй контур, где температура пара достигает 540°С.

Рис. 5.1. Принцип устройства АЭС:

1 - турбина; 2 - генератор переменного тока; 3 - бетонная защита; 4 - конденсатор; 5 - циркуляционный насос; 6 - урановые стержни; 7 - реактор; 8 - гамма-излучение, исходящее из активной зоны; 9 - замедлитель; 10 - управляющие стержни; 11 - теплоноситель; 12 - парогенератор

Рис. 5.2. Принцип действия ядерного реактора

Для аварийной остановки реактора его активная зона может быть без вмешательства оператора залита водой с поглотителем нейтронов (бор, либо отличное от воды водородосодержащее вещество) из специального водоема. Такая вода в обычном режиме не смешивается с рабочим теплоносителем, а «глушит» реактор только при резком развитии аварии. (В обычном режиме трубы с водой погружены на определенную глубину. С появлением в них пара трубы всплывают, что увеличивает производительность насосов. Если насосы не способны справиться с глушением, то активная зона реактора заливается составом из аварийного спецводоема: происходит «глушение» реактора.) Вероятность нанесения ущерба здоровью персонала АЭС в год составляет 5х10-⁶ от рака и 10'⁶ от лучевой болезни.

Для обеспечения защиты на АЭС имеется соответствующая охрана, механические препятствия, электронная охранная сигнализация, электрическое самообеспечение. Чтобы не отстать от мирового сообщества, Россия должна развивать свою атомную энергетику. Перспективы развития АЭС в России показаны в табл. 5.1.

Таблица 5.1