9


Курс «БЖД: Защита в ЧС и ГО» - 2006 год


  1. «АВАРИИ НА РОО». Часть 2: Опасность радиационных аварий.

    1. Ядерная реакция.

Природный радиоизотоп U-235 и два искусственных изотопа U-233 и Pu-239 помимо самопроизвольного распада способны после захвата свободного нейтрона к делению ядра на два осколка с выделением энергии более 200МэВ, что на два порядка превышает энергию радиационного распада. В результате такой реакции образуются два новых изотопа, происходит излучение -квантов и -частиц и образуются несколько свободных нейтронов, которые в свою очередь при определенных условиях могут способствовать делению новых радионуклидов. Подобный процесс называется цепной ядерной реакцией, которая может быть неуправляемой, как при взрыве ядерного боеприпаса, как и управляемой, как в ядерном реакторе.

Деление ядра происходит, в достаточной мере, произвольно. В соответствии с определенными вероятностями могут образовываться 200 различных изотопов 35 химических элементов. Это означает, что 165 изотопов являются нестабильными и способными к радиационному распаду. Почти все они являются - и -излучателями.

Таким образом, в результате ядерной реакции за ее пределы распространяются - и -излучения и поток нейтронов, а сама реакция является источником колоссальной энергии.

    1. Ядерный топливный цикл. Радиационно-опасные объекты (РОО).

Наиболее распространенными объектами, использующими ядерную энер­гию, являются атомные станции (АС). Их работа требует добычи урановой руды, ее переработки в обогащенное ураном-235 ядерное топливо, произ­водства тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), переработки отработанного топлива для извлечения делящегося материала, переработки и захоронения радиоактивных отходов.

Эти стадии образуют ядерный топливный цикл - ЯТЦ. Сюда же нужно добавить транспортировку радиоактивных материалов для обеспечения ра­боты всех стадий (Рис. 5.).


Добыча и переработка руды U3O5

(в пересчете на 1000кг чистого урана:


U238 993кг

U235 7кг)



Обогащение руды до UO2

(в отвалы

900кг:

U238897,3кг

U235 2,7кг

на ТВЭЛы 100кг: U23895,6кг

U235 4,4кг)




Изготовление ТВЭЛов



ТТВЭЛы

РЕАКТОР.

Загрузка ТВЭЛов.



Через 3 года работы на 100кг загрузки:

U238 94,03кг

U235 1,26кг

Pu239 0,74кг


Оотработ

аанное

ттопливо

Переработка отходов:

На обогащение

96,03кг из 100кг,

на захоронение 3,97кг




Захоронение выcоко-активных отходов

(3,97кг из 100кг загрузки)



Рисунок 5. Схема ЯТЦ

Кроме того, в ЯТЦ входят предприя­тия радиохимической промышленности, объекты по переработке и захороне­нию отходов и др.

Все перечисленные объекты представляют химическую и радиологическую опасность. Наибольшую опасность представляют аварии на атомных станциях и объектах захоронения радиоактивных отходов.


Радиационно опасный объект (РОО) - научный, промышленный или обо­ронный объект, при авариях или разрушении которого могут произойти массовые поражения людей, животных и растений ионизирующими излучениями, а также радиоактивное загрязнение среды.

    1. Реактор и его работа.

Основным объектом опасности АС является атомный реактор.

Ядерные реакторы по назначению делятся на:

- исследовательтские,

- для производства исскуственных изотопов,

- энергетические (производство электрической или тепловой энергии),

- для транспортных систем,

- для медицинских целей,

- для разработки новых технологий.

На атомных станциях в нашей стране эксплуатируются реакторы типов ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и водо-графитовые реакторы типа РБМК (реактор большой мощности канальный), в которых топливом служит уран-238, обогащенный несколькими процентами урана-235. Ядерное топливо в виде цилиндрических таблеток размещается в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) - цилиндрах из циркониевых сплавов. ТВЭЛы объединя­ются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые помещаются в специальные вертикальные технологические каналы графитовой кладки реактора. По ним же циркулирует и теплоноситель (в реакторах ВВЭР и РБМК в качестве теплоносителя используется вода). Объем, занимаемый ТВС и графитовой кладкой, являющейся замедлителем нейтронов, называется активной зоной, так как в нем происходит цепная ядерная реакция.

Реактор размещается в бетонной шахте, которая создает биологичес­кую защиту от ионизирующих излучений.

Реактор работает дли­тельное время и значительная часть изотопов с малым периодом полурас­пада превращается в стабильные элементы. Одновременно накапливаются изотопы с большим периодом полураспада. Таким образом, чем дольше экс­плуатируется реактор, тем больше в нем будет накоплено радиоактивных продуктов деления, причем преобладать в них будут изотопы с большим периодом полураспада.

Начальная загрузка топлива в реактор ВВЭР-440 составляет 42 тонны, в которых содержится 3,3% (около 1,4 т) делящегося урана-235. После цикла отработки (примерно 3 года) остаточное количество ура­на-235 в ТВЭЛах составляет около 1% (400 кг), т.е. за время работы реактора 1 тонна урана-235 превращается в продукты деления.

Суммарная активность всех ТВЭЛов после цикла их отработки в реак­торе ВВЭР-440 составляет около 2 · 1019 Бк.

Наряду с делением ядер урана-235, в реакторе, под воздействием потока нейтронов, происходит превращение урана-238 в плутоний-239. За полный цикл эксплуатации ТВЭЛов в реакторе ВВЭР-440 образуется 10 кг плутония на одну исходную тонну ядерного горючего (т.е. урана-238). Кроме плутония, об­разуются и другие трансурановые элементы: америций-241, нептуний-237, кюрий-242.

Под воздействием нейтронов стабильные изотопы некоторых химичес­ких элементов становятся радиоактивными, например, железо-59, це­рий-60, магний-54, кобальт-60. Это так называемая наведенная актив­ность. Аналогичные процессы происходят и в реакторе типа РБМК.

Как уже упоминалось, при работе реакторов АС в их активной зоне идет непрерывный процесс накопления радиоактивных продуктов деления ядерно­го топлива, представляющих смесь 200 изотопов 35 химических элементов, изотопов наведенной активности и трансурановых элементов.

Основную опасность при аварии представляют продукты деления ядер­ного топлива в случае выхода их за пределы биологической защиты реак­тора.

    1. Зоны в период нормального функционирования реактора.

Образующиеся при работе реактора отходы могут находиться в газооб­разном, жидком, аэрозольном и твердом состояниях. В процессе нормаль­ной работы из реактора удаляются газообразные (после предварительной очистки) и, частично, аэрозольные и жидкие отходы. Для профилактики и контроля за этими процессами вокруг АС при нормальной зксплуатации ус­танавливаются санитарно-защитная зона и зона наблюдения.

Санитарно-защитная зона - территория вокруг объекта, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации может пре­высить дозовый предел для населения. Размер санитарно-за­щитной зоны зависит от типа и мощности реактора, расчетного количества радиоактиных выбросов, климатических условий и других факторов.

В пределах санитарно-защитной зоны население не проживает, но мо­гут располагаться здания и сооружения подсобного и обслуживающего наз­начения - пожарные депо, ремонтные заводы и т.п.

Зона наблюдения - территория, где возможно влияние радиоактивных выбросов и сбросов РОО и где облучение проживающего населения может достигать установленного дозового предела ( в терминах НРБ 76/87).

    1. Аварии на РОО: причины, классификация, стадии, состав выброса.

      1. Риск и причины аварий.

Основными тенденциями развития ядерной энерготехнологии, увеличивающими риск и негативные последствия аварий, являются:

- рост единичных мощностей производства,

- рост емкостей,

- увеличение концентрации производства в густона­селенных районах,

- развитие техники и технологии, ведущее к услож­нению объектов и, как следствие, к увеличению вероятности нарушения их работы.

Анализ аварий в 14 странах дал возможность установить основные причины их возникновения и долю каждой из н их в общем числе аварий (см. табл. 7.1).

Таблица 2.12.1—1 Причины аварий на РОО и их доля.

Причина аварии

Доля (%)

Ошибки в проекте, дефекты оборудования

30,7 %

Износ и коррозия оборудования

25,5 %

Ошибки оператора

17,5 %

Ошибки в эксплуатации

14,7 %.

Прочие причины

11,6 %


Из данных таблицы следует, что основными причинами аварий явились просчеты научного и технического характера (56,2%), а также недоста­точная подготовка и дисциплинированность персонала (32%).

      1. Классификация аварий.

Радиационной аварией называется авария, связанная с выбросом ра­диоактивных продуктов и выходом ионизирующих излучений за предусмот­ренные проектом для нормальной эксплуатации объекта границы в коли­чествах, превышающих установленные пределы безопасности.

Авария является

локальной, если создается повышенный уровень внешнего облучения и радиоактивного загрязнения воздуха в рабочих помещениях,

местной, если выход радиоактивных продуктов огра­ничивается территорией санитарно-защитной зоны, или

общей, если выход радиоактивных продуктов распространился за пределы санитарно-защитной зоны.

В зависимости от причин и последствий радиационные аварии делят на проектные и запроектные.

Проектная авария - это авария, для которой проектом определены исходные события и конечные послеаварийные контролируемые состояния элементов и систем, а также предусмотрены меры и технические системы безопасности, обеспечивающие ограничение аварии установленными преде­лами. Проектная авария, которая определяется самым тяжелым событием, когда еще будут действовать защитные системы, называется максимальной проектной аварией (МПА).

Запроектная авария - авария, вызванная непредусмотренными в про­екте исходными событиями и сопровождающаяся дополнительными отказами или ошибочными действиями персонала, что в итоге приводит к тяжелым последствиям (в том числе и к возможному расплавлению активной зоны реактора). Авария с максимально возможным для данного типа реактора выбросом и наиболее тяжелыми последствиями называется максимальной запроектной аварией (МЗА).

Следует подчеркнуть,что ядерный взрыв реактора невозможен, так как в реакторе не может образоваться критическая масса.

      1. Радиационная опасность аварии.

Радиационная опасность аварии определяется количеством радиоак­тивных изотопов в выбросе и радионуклидным составом выброса. Количественно опасность аварии измеряется в единицах активности.

Так, например, при максимальной проектой аварии активность выброса у реактора ВВЭР на 1000 МВт эл. составляет 1,2·1017 Бк, у реактора РБМК - 6,3·1015 Бк, а при максимальной запроектной аварии соответственно 4,4·1019 и 4,9·1019 Бк.

Радионуклидный состав выброса не будет эквивалентен составу в активной зоне реактора, так как выход изотопов в большой степени зави­сит от их летучести. На фоне тугоплавкости большинства радионуклидов, такие вещества как теллур, йод, цезий и, в какой-то степени, стронций будут иметь преобладающее значение. Во всех случаях в выбросах будут присутствовать радиоактивные благородные газы - криптон, ксенон, аргон и др. Другие изотопы могут выбрасываться из реактора, в зависимости от характера и развития аварии, в виде газов, аэрозолей или твердых ве­ществ.

      1. Стадии аварии.

При прогнозировании изменений обстановки и планировании меропри­ятий по защите населения целесообразно рассматривать аварию на АС, разделив ее на три временных стадии. На каждой стадии возникает свой, главный фактор облучения и это обстоятельство определяет характер необхомых мер по защите населения.

Ранняя стадия аварии начинается с момента, когда была обнаружена возможность облучения за пределами АС, включает в себя период выброса и несколько часов после выброса, в течение которых формируется ради­оактивный след. Продолжительность этой стадии в зависимости от харак­тера и масштабов аварии может длиться от нескольких часов до несколь­ких суток.

Промежуточная стадия аварии начинается с момента завершения фор­мирования радиоактивного следа и длится от нескольких суток до года после возникновения аварии.

Восстановительная стадия аварии может длиться продолжительное время. Она заканчивается, когда отпадает необходимость в защитных ме­рах и отменяются, в связи с этим, все ограничения на жизнедеятельность населения.

      1. Состав выброса и воздействие излучений по стадиям аварии.

Наиболее опасными продуктами выброса являются йод-131 (особенно в первые месяцы после аварии) с периодом полураспада 8 суток, строн­ций-90 (период полураспада 28,4 года), цезий-137 (период полураспада 30 лет), цезий-134 (период полураспада 2,1 года). Во многих случаях (в зависимости от типа реактора) определенную опасность будет представ­лять плутоний-239.

На ранней и в начале промежуточной стадии аварии доза внешнего облучения будет формироваться за счет гамма- и бета-излучения от факела выброса и облака газообраз­ных продуктов выброса из реактора.

Внутреннее облучение обусловлено ин­галяционным поступлением в организм продуктов из облака.

Главную опас­ность представляет йод-131, который, являясь бета-гамма-излучателем, должен учитываться как во внешнем, так и во внутреннем облучении. При попадании внутрь организма, радиоактивный йод накапливается в щитовид­ной железе и, благодаря длительному времени выведения, может нанести серьезный ущерб здоровью человека, вплоть до разрушения щитовидной же­лезы. В большом количестве йод попадает в организм человека при упот­реблении молока коров, выпасаемых на загрязненных пастбищах. Особой опасности подвергаются дети, щитовидная железа которых в десять раз меньше, чем у взрослого человека при почти одинаковом употреблении мо­лока.

На промежуточной стадии источником внешнего облуче­ния являются радиоактивные вещества, выпавшие на землю. Внутреннее об­лучение обусловленно поступлением радиоактивных изотопов в организм при употреблении продуктов питания и воды. Возможно также ингаляцион­ное поступление радиоактивных веществ при вторичном загрязнении возду­ха изотопами, выпавшими на землю.

Примерно через два месяца после аварии и далее, основную опасность будут представлять цезий-137 и стронций-90. Цезий-137 является бе­та-гамма излучателем и должен учитываться во внешнем облучении. При попадании внутрь организма цезий-137 равномерно распределяется по мы­шечным тканям. Стронций-90 - бета-излучатель и поэтому его роль во внешнем облучении незначительна. Внутри организма стронций-90 накапли­вается в костях и представляет большую опасность вследствие длительно­го времени выведения. Плутоний крайне вреден как источник внутреннего облучения. Он накапливается в легких и костях, практически не выводит­ся из организма и излучает альфа-частицы, обладающие высокой ионизиру­ющей способностью.

(Источники облучения на восстановительной стадии те же, что и на промежуточной, но уровень загрязнения значительно уменьшается в связи с распадом радиоактивных веществ и проведенных защитных меропри­ятий).

    1. Международная шкала оценки аварий (шкала МАГАТЭ)

Предусматривается градация аварий из 8 уровней с обозначениями:

Аварии:

А-01 7 уровень

А-02 6 уровень

А-03 5 уровень

А-04 4 уровень

Происшествия:

П-01 3 уровень

П-02 -:- П-04 1,2,3 уровни

П-05 -:- П-10 0 уровень

Характеристика аварий

А-01 - выброс в окружающую среду большей части РАВ, накопившихся в активной зоне реактора.

Характерен для значительного разрушения активной зоны - механи­чески или плавлением - с повреждением ТВЭЛов.

Для персонала и населения требуется проведение защитных мероприятий:

- йодная профилактика,

- укрытие в защитных сооружениях,

- эвакуация.

Ожидаемая доза за первый год на расстоянии 25 км от АС:

внешнего облучения > 10 рад/год ( 0,1 Зв/год)

внутреннего облучения щитовидной

железы за счет ингаляции > 30 бэр/год ( 0,3 Зв/год)

А-02 - выброс в окружающую среду части РАВ, накопившихся в активной зоне реак­тора. При проектных авариях ожидаемые дозы за пределами санитарно-за­щитной зоны:

внешнего облучению < 10 рад/год ( 0,1 Зв/год)

внутреннего облучения щитовидной

железы за счет ингаляции < 30 бэр/год ( 0,3 Зв/год)

Вводятся плановые мероприятия по защите персонала и населения,включая эвакуацию.

А-03 - выброс в окружающую среду РАВ в количестве , которое приводит к незна­чительному превышению дозовых пределов для проектной аварии.

А-04 - выброс такого количества РАВ в окружающую среду,при котором не будут превышены дозовые пределы для населения предусмотренные проектными авариями.

Характеристика происшествий

П-01 - выброс (сброс) в окружающую среду РАВ выше предельно допустимых норм без нарушения пределов безопасной эксплуатации. Загрязнение помещений и оборудования АС выше установленного уровня для нормальной эксплуатации или облучение персонала дозами,превышающими допустимый предел.

П-02 - отклонение от пределов проектной безопасной эксплуатации АС в любых режимах работы энергоблока,не перешедших в аварию, если происшествие не относится к более низкому типу.

П-03 - неработоспособность каналов систамы безопасности в количестве исчерпы­вающем их резерв в любом режиме эксплуатации энергоблоков АС.

П-04 - неработоспособность отдельных каналов системы безопасности при сохра­нении их резерва в любом режиме эксплуатации энергоблоков АС в течение срока,превышающего разрешенный технологическим регламентом.

П-05 - остановка реакторной установки или отключение энергоблока от сети в любом режиме эксплуатации АС в результате внешнего воздействия или по ошибке персонала.

П-06 - повреждение ТВЭЛов,не приводящее к аварии или к П-00,00.

П-07 - повреждение важного для безопасности АС оборудования и трубопроводов.

П-08 – снижение мощности энергоблока АС более чем на 25% от предшествующего уровня мощности, в течение менее 3 часов, вызванное неисправностью оборудова­ния АС или неправильными действиями персонала.

П-09 - срабатывание любой системы безопасности или одного канала системы бе­зопасности по прямому назначению режима, не связанное с обеспечением функций безопасности.

П-10 - неработоспособность отдельных каналов систем безопасности в любом ре­жиме эксплуатации энергоблоков в течение срока, не превышающего разре­шенного техническим регламентом.

    1. Авария на ЧАЭС.

Наиболее крупная авария произошла на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г. в 1 ч. 23 мин. Эта авария является одной из крупнейших эколо­гических катастроф глобального масштаба.

Авария произошла на реакторе типа РБМК-1000, в который загружает­ся 192 т двуокиси урана-238 при двухпроцентном обогащении ураном-235. К моменту аварии реактор проработал 760 суток и содержал большое коли­чество продуктов деления. Остановка четвертого блока АЭС, где находил­ся реактор была,запланирована на 25 апреля. Перед остановкой планиро­вались испытания турбогенератора N 8 - одного из двух генераторов чет­вертого блока. При проведении этих испытаний, в результате отключения большинства защит реактора, ошибочных действий персонала и прямого на­рушения инструкций по эксплуатации, управление реактором было потеряно. Реактор вышел на непредусмотренный режим, его мощность начала резко возрастать при уменьшении расхода воды. Резкое увеличение парообразо­вания и рост давления в активной зоне реактора привели к разрыву части технологических каналов. Попадание воды и пара в реакторное пространс­тво вызвало тепловой взрыв,который сдвинул 1000-тонную защитную крышку реактора. Через 2 секунды произошел второй взрыв, который разрушил ре­актор и горячие куски топлива, графита и элементов реактора были выб­рошены из разрушенного здания.

К моменту взрыва температура топлива достигала 1600...18000С. При такой температуре происходит утечка продуктов деления - радионук­лидов инертных газов, йода, теллура, цезия. В течение первого часа после аварии температура снизилась и утечка летучих радионуклидов уменьшилась. В дальнейшем температура снова начала расти за счет оста­точного тепловыделения и к 30 апреля превысила первоначальную. Высокая температура способствовала образованию столба горячего воздуха, кото­рый поднимался на значительную высоту и уносил из активной зоны ради­оактивные газы и аэрозоли.

С 30 апреля по 10 мая на реактор было сброшено более 5 тысяч тонн песка, глины, борной кислоты, свинца, в результате чего к 6 мая выброс резко уменьшился, а затем прекратился. К 5 мая температура реактора стабилизировалась и начала снижаться.

В результате аварии было выброшено в окружающее пространство большое количество радиоактивных веществ. В атмосферу ушло около 50 тонн испарившегося топлива, примерно 70 тонн топлива и 700 тонн ради­оактивного графита осело в районе аварийного блока и частично на всей площадке АЭС.

Выброс радиактивных веществ в момент аварии оценивался в 7,5 · 1017 Бк, а суммарный, к 6 мая составил 18 · 1017 Бк, что соответствует при­мерно 3,5% от общей активности продуктов деления в реакторе на момент аварии.

(Разрушение такого блока полностью, например в случае войны, даст выброс активностью примерно в 4,9 · 1019 Бк). Выход изотопов йода-131 составил 20%, цезия-137 - 15%, цезия-134 - 10%, стронция-90 - 4%, дру­гих радионуклидов - 2...5% от общего количества этих изотопов в реак­торе.

Характерной особенностью ранней стадии аварии было то, что ради­оактивные продукты из разрушенного блока испускались не единичным выб­росом, а несколькими, из которых самыми крупными были выбросы 26 апре­ля, 4 и 6 мая. Выход большого количества радиоактивных веществ в тече­ние длительного времени, изменяющиеся метеоусловия привели к очень сложной радиационной обстановке. Уже в первые 7...10 дней направление ветра изменилось на 360 градусов, фактически описав полный круг.

В течение этого времени происходил выброс и распространение ради­оактивных веществ. В местах, где выпадали дожди, образовывались пятна заражения с большей плотностью. Промежуточная стадия аварии, в течение которой продолжалось оседание и перемещение радиоактивных веществ, формирование следа и пятен затянулся до конца мая. Заметные выпадения изотопов захватили Белоруссию, Украину, в меньшей мере, Россию. В Ев­ропе отмечались слабые следы заражения, вызванные дождями и не требую­щие никаких мероприятий по защите.

Восстановительная стадия аварии является самой длительной. По-ви­димому, она будет исчисляться десятилетиями вследствие наличия в зонах загрязнения большого количества долгоживущих изотопов. В первые дни после аварии была проведена эвакуация из 10 -кило­метровой зоны, а затем из 30-километровой зоны.

В дальнейшем отселение проводилось по мере прояснения обстановки, обнаружения опасных районов, а также в связи с изменявшимися критерия­ми дозовых нагрузок, которые были введены Минздравом СССР. Основным критерием первого года после аварии явилось недопущение облучения на­селения дозой более 0,1 Зв за первый год. Этому критерию соответство­вало значение мощности дозы 5 · 10-5 Гр/час, пересчитанное на 10 мая 1986 г.

По изолинии 5 · 10-5 Гр/час и проводилось отселение. В 1990 г. был введен новый критерий - доза за всю жизнь не должна превышать 0,35 Зв, что привело к появлению новых населенных пунктов, подлежащих эвакуа­ции. Всего из опасных районов было эвакуировано и отселено 116 тысяч человек.

Площади загрязнения цезием-137

с плотностью от 1,85·1011 до 5,25·1011 Бк/км2 - 17880 км2 ,

с плотностью от 5,25·1011 до 1,5·1012 Бк/км2 - 7090 км2 ,

с плотностью свыше 1,5 · 1012 Бк/км2 - 3100 км2.

Перечень контрольных вопросов по теме

  1. Ионизирующие излучения: определение и виды.

  2. Параметры ионизирующих излучений.

  3. Дозовые характеристики поля ионизирующих излучений; экспозиционная, поглощенная, эквивалентная и эффективная дозы, взвешивающие коэффициенты.

  4. Воздействие ионизирующих излучений на людей: виды эффектов облучения.

  5. Лучевая болезнь.

  6. Ядерный топливный цикл, РОО.

  7. Реактор и его работа.

  8. Аварии на РОО: причины, классификация.

  9. Радиационная опасность аварии.

  10. Стадии аварии, состав выброса по стадиям аварии.

  11. Цели радиационной защиты, принципы радиационной безопасности.

  12. НРБ-96. Основные дозовые пределы облучения.

  13. Зоны в период нормального функционирования АС.

  14. Международная шкала оценки аварий и происшествий на РОО (документ МАГАТЭ).


Факультет военного обучния