Ионизирующее излучение как основной поражающий фактор при аварии на АЭС

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

Им. М.В. Ломоносова

Кафедра Защиты и действий населения в чрезвычайных ситуациях

КУРСОВАЯ РАБОТА

Ионизирующее излучение как основной поражающий фактор при аварии на АЭС

по учебной дисциплине: безопасность жизнедеятельности

Ишкова З. М.

Группа №112,

Москва

2011 г.

Содержание

Введение

Первая глава: Аварии на АЭС и их поражающие факторы

§1. Общие сведения по авариям

§2. Ионизирующее излучение - основной поражающий фактор аварии на АЭС

Выводы

Вторая глава: Специфика мероприятий, проводимых ОУ ГСЧС по ЗНиТ от ионизирующего излучения

§1. Специфика мероприятий по ЗНиТ от ионизирующего излучения в режиме повседневной деятельности

§2. Поведение населения в чрезвычайном режиме аварии на АЭС

Выводы

Заключение

Литература

Приложения

Введение

Со времен своего появления атомная энергетика сумела прочно войти в нашу жизнь, став неотъемлемой частью энергообеспечения многих стран. Однако впервые «мирный атом» появился в 1954 году в СССР в наукограде Обнинск. Не смотря на то, что в последующие десятилетия АЭС активно строились во многих странах Америки, Европы и Азии, СССР продолжал играть ведущую роль в этой отрасли.

По данным на 2010 год, ведущими производителями атомной энергии являются следующие страны: США, Франция, Япония, Россия, Корея, Германия. Насчитывают 441 атомных станций в мире, производящих 374,692МВт в год. В настоящий момент существуют два способа использования энергии атома в энергетических целях.

Ядерная энергетика синтеза основана на синтезе легких ядер, протекающем при высоких температурах Т?100*10⁶ К, когда реагирующая среда является полностью ионизированным газом - плазмой. В настоящий момент насчитывают только АЭС, основанных на ядерном делении синтеза. Большинство же являются установками, использующими ядерную энергетику деления.

Она основана на делении тяжелых ядер нейтронами с образованием двух ядер-осколков А1 и А2 и нескольких (v) нейтронов. В природе есть лишь один изотоп - U²³⁵,способный делиться под действием нейтронов любых энергий:

U²³⁵ + n=А1+А2+v+E,

Нейтроны, рождающиеся при делении, сталкиваясь с ядрами, могут вызвать деление, а могут поглотиться без деления или же вылететь из реактора. Лишь при некоторой концентрации делящихся ядер (так называемая критическая концентрация) и при некоторых размерах реакторы (критически размер) в каждом следующем поколении цепной реакции рождается столько даже нейтронов, сколько в предыдущем. В этом случае говорят о критическом реакторе, в котором осуществляется стационарная во времени реакция.

Ядерная энергетика прочно вошла в нашу жизнь, но нельзя забывать и об опасности при неправильной эксплуатации. Необходимо создать точную систему защиты населения и территории в случае аварии на АЭС, а также широко действующую систему информирования населения. Рассмотрим современные условия выполнения данных необходимых мероприятий.

Первая глава. Аварии на АЭС и их поражающие факторы

§1 Общие понятия об авариях на АЭС

К радиационно-опасным объектам (РОО) относятся объекты, на которых хранятся, перерабатываются, используются или транспортируются радиоактивные вещества, при аварии на которых может произойти облучение ионизующими излучениями людей, сельскохозяйственных животных и радиоактивное загрязнение окружающей среды.

Для примера приведем устройство Кольской АЭС. Он состоит из:

§ Электрический Цех (ЭЦ)

§ Турбинный Цех (ТЦ)

§ Реакторный Цех (РЦ)

§ Цех обращения с радиоактивными отходами (ЦОРО)

§ Цех тепловой автоматики и измерений (ЦТАИ)

§ Химический цех (ХЦ)

§ Цех централизованного ремонта (ЦЦР)

Станция состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-440 и турбинами К-220-44-3Харьковского Турбинного Завода и генераторами ТВВ-220-2АУ3 производства Санкт-Петербургского завода Электросила. Тепловая мощность АЭС составляет 5 500 МВт, что соответствует установленной электрической мощности 1 760 МВт.

Организационно разделяется на 1-ю (блок 1,2) и 2-ю (блок ?3,4) очереди, в связи с отличиями в конструкции реакторных установок ВВЭР-440 проекта В-230 (блок 1,2) и В-213 (блоки 3,4).

В 1991--2005 г. на 1-й очереди была проведена большая реконструкция оборудования, что позволило привести её в соответствие с новыми требованиями ПЯБ (правил ядерной безопасности) и продлить срок эксплуатации на 27 лет.

В 2006 г. введён в действие комплекс по переработке жидких радиоактивных отходов (КП ЖРО). В 2007 г. планируется начать работы по реконструкции блоков № 3,4.

Связь с энергосистемой осуществляется по пяти линиям электропередач (ЛЭП) напряжением 330 кВ.

§ Л396, Л496 -- КолАЭС -- ПС 330 кВ Княжегубская (ПС-206).

§ Л397, Л398 -- КолАЭС -- ПС 330 кВ Мончегорск (ПС-11) (г. Мончегорск).

§ Л404 -- КолАЭС -- ПС 330 кВ Титан (ПС-204) (г. Апатиты).

§ Л148 -- КолАЭС -- Каскад Нивских ГЭС (НИВА-1,-2,-3) -- 110 кВ.

§ Л55 -- КолАЭС -- электрокотельная г. Полярные Зори -- 110 кВ.

Прорабатывается вариант со строительством ЛЭП на север Финляндии, Швеции. Является филиалом концерна «Росэнергоатом».

В настоящее время имеет избыточную установленную мощность ~ 400--500 МВт, в связи со спадом потребления после 1991 года электроэнергии в Мурманской области и Карелии.

Безопасность на АЭС:

§ Радиационный фон на территории АЭС -- 0,07-08 мкЗв/час (7-8 мкР/час).

§ Радиационный фон в прилегающих населённых пунктах -- 0,07 мкЗв/час.

§ Коллективная квота на облучение персонала -- 3,6 Чел*Зв/Год.

Под аварией на ядерно-опасном объекте понимается нарушение штатного режима работы объекта с выбросом радиоактивных веществ, приводящие к облучению персонала, населения и радиоактивному загрязнению окружающей среды. Поражающими факторами аварии, как правило, являются:

1)На объекте - ионизирующие излучение как непосредственно при выбросе радиоактивных веществ, так и при радиоактивном загрязнении территории объекта; ударная волна (при наличии взрыва при аварии); тепловое воздействие и воздействие продуктов сгорания (при наличии пожаров при аварии).

2) Вне объекта аварии - ионизирующее излучение как поражающий фактор радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Из всех поражающих факторов, возникающие в результате аварии, наибольшую специфическую опасность для жизни и здоровья людей представляет ионизирующее излучение (ИИ).

§2 Понятие ионизирующего излучения

Ионизирующее излучение - поток заряженных или нейтральных частиц и квантов электромагнитного излучения, прохождение которых через вещество приводит к ионизации и возбуждению атомов или молекул среды.

Все ионизирующие излучения по своей природе делятся на фотонные и корпускулярные. К фотонному ионизирующему излучению относятся гамма- излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер или аннигиляции частиц, тормозное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц, характеристическое излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома и рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и/или характеристического излучений. К корпускулярному ионизирующему излучению относят альфа-излучение, электронное, протонное, нейтронное и мезонное излучения. Корпускулярное излучение, состоящее из потока заряженных частиц (альфа-, бета-частиц, протонов, электронов), кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов при столкновении, относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Нейтроны и другие элементарные частицы непосредственно не производят ионизацию, но в процессе взаимодействия со средой высвобождают заряженные частицы (электроны, протоны), способные ионизировать атомы и молекулы среды, через которую проходят. Соответственно, корпускулярное излучение, состоящее из потока незаряженных частиц, называют косвенно ионизирующим излучением.

Источником ионизирующего излучения называют объект, содержащий радиоактивный материал, или техническое устройство, испускающее или способное (при определенных условиях) испускать ионизирующее излучение.

Классификация источников излучения. Современные ядерно-технические установки обычно представляют собой сложные источники излучений. Например, источниками излучений действующего ядерного реактора, кроме активной зоны, являются система охлаждения, конструкционные материалы, оборудование и др.

Поле излучения таких реальных сложных источников обычно представляется как суперпозиция полей излучения отдельных, более элементарных источников.

Любой источник излучения характеризуется:

1. Видом излучения - основное внимание уделяется наиболее часто встречающимся на практике источникам (-излучения, нейтронов, (-, (+-, (-- частиц.

2. Геометрией источника (формой и размерами) - геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники представляют суперпозицию точечных источников и могут быть линейными, поверхностными или объемными с ограниченными, полубесконечными или бесконечными размерами. Физически точечным можно считать такой источник, максимальные размеры которого много меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного пробега в материале источника (ослаблением излучения в источнике можно пренебречь). Поверхностные источники имеют толщину много меньшую, чем расстояние до точки детектирования и длина свободного пробега в материале источника. В объемном источнике излучатели распределены в трехмерной области пространства.

3. Мощностью и ее распределением по источнику - источники излучения наиболее часто распределяются по протяженному излучателю равномерно, экспоненциально, линейно или по косинусоидальному закону.

4. Энергетическим составом - энергетический спектр источников может быть моноэнергетическим (испускаются частицы одной фиксированной энергии), дискретным (испускаются моноэнергетические частицы нескольких энергий) или непрерывным (испускаются частицы разных энергий в пределах некоторого энергетического диапазона).

5. Угловым распределением излучения - среди многообразия угловых распределений излучений источников для решения большинства практических задач достаточно рассматривать следующие: изотропное, косинусоидальное, мононаправленное. Иногда встречаются угловые распределения, которые можно записать в виде комбинаций изотропных и косинусоидальных угловых распределений излучений.

Гамма-лучи, альфа- и бета-частицы обладают различной проникающей способностью. Пробег альфа-частицы в воздухе не превышает нескольких сантиметров; бета-частицы могут пройти в воздухе несколько метров, а гамма- кванты - десятки, сотни метров. При внешнем облучении человека альфа- частицы полностью задерживаются поверхностным слоем кожи; бета-частицы не могут проникнуть вглубь человеческого организма больше, чем на несколько миллиметров; гамма - кванты способны вызвать облучение всего тела.

Нарушение здоровья тесно связано с ростом числа общесоматических заболеваний. Пусть здоровье - это состояние организма, которое можно охарактеризовать соответствующими уровнями физических и умственных способностей, а также возможностями приспособления к меняющимся условиям работы и жизни. В этом случае в понятие «нарушение здоровья» входит снижение функциональных способностей организма. Для оценки нарушения здоровья, а вместе с этим и для прогноза роста числа заболеваний, применяют критерии изменения гематологических, биохимических и морфологических параметров организма, которые имеют количественные лабораторные оценки, и эти изменения могут быть результатом неблагоприятного воздействия факторов на различные физиологические системы.

Выводы

Под ядерно-опасными объектами понимаются объекты, имеющие значительное количество ядерноделящихся материалов (ЯДМ) в различных физических состояниях и формах, потенциальная опасность функционирования которых заключается в возможности возникновения в аварийных ситуациях самоподдерживающейся ядерной цепной реакции (СЦЯР). Ионизирующее излучение (ИИ) - квантовые (электромагнитные) или корпускулярные (поток элементарных частиц) излучения, под воздействием которых в среде из нейтральных атомов и молекул образуются положительно или отрицательно заряженные частицы - ионы. ИИ является основным поражающим фактором при авариях на АЭС, способным причинить вред здоровью людей, приводя иногда к летальному исходу.

Вторая глава: Специфика мероприятий по ЗНиТ от ионизирующего излучения

§1 Специфика мероприятий по ЗНиТ от ионизирующего излучения в режиме повседневной деятельности

Системы обеспечения безопасности

Защитные системы безопасности. Система аварийного охлаждения реактора (САОР) является защитной системой безопасности и предназначена для обеспечения отвода остаточного тепловыделения посредством своевременной подачи требуемого количества воды в технологические каналы (ТК) реактора при авариях, сопровождающихся нарушениями охлаждения активной зоны. К таким авариям относятся: разрывы трубопроводов К.МПЦ большого диаметра, паропроводов и трубопроводов питательной воды.

Система защиты от превышения давления в основном контуре теплоносителя предназначена для обеспечения допустимого значения давления в контуре путем отвода пара в бассейн-барботер для его конденсации.

САОР может использоваться для введения соответствующих нейтронных поглотителей.

Локализующие системы безопасности. Система локализации аварий, реализованная на четвертом блоке АЭС, предназначена для локализации радиоактивных выбросов при авариях с разуплотнением любых трубопроводов контура охлаждения реактора, кроме пароводяных коммуникаций верхних трактов ТК в той части опускных труб, которая находится в помещении барабанов-сепараторов (БС) и трубопроводов парогазовых сбросов из реакторного пространства.

Основным компонентом СЛА является система герметичных помещений.

Барботажно-конденсационное устройство предназначено для конденсации пара, образующегося в процессе аварии с разуплотнением реакторного контура, при срабатывании главных предохранительных клапанов и при протечках через них в режиме нормальной эксплуатации (рис. 12.5).

Возможное развитие аварии

Допустим, авария произошла перед остановкой блока на плановый ремонт. Перед остановкой были запланированы испытания турбогенератора (ТГ) в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд. Цель этих испытаний -- экспериментально проверить возможности использования механической энергии ротора отключенного по пару турбогенератора для поддержания производительности механизмов собственных нужд блока в условиях обесточивания.

Безопасности этих испытаний не было уделено должного внимания, персонал к ним готов не был, не знал о возможных опасностях. Кроме того, персонал допускал отклонения от выполнения программы, создавая тем самым условия для возникновения аварийной ситуации.

Когда мощность составляла половину номинальной, в соответствии с программой испытаний, но в нарушение регламента была отключена система аварийного охлаждения реактора.

Программой было предусмотрено, что испытания будут проводиться на тепловой мощности 700--1000 МВт. Но операторам не удалось удержаться на этом уровне, и она упала до 30--40 МВт.

При работе на этом уровне мощности происходит отравление реактора ксеноном. В этой ситуации регламент требовал остановить реактор примерно на сутки и только потом продолжить эксперимент. Персонал АЭС, вместо того чтобы остановить реактор, решил вернуть его на уровень мощности, необходимый для проведения испытаний. Для этого операторы начали выводить стержни из активной зоны реактора. А так как он был отравлен, то персонал нарушил еще один запрет: реактор должен быть немедленно остановлен, если число эффективных стержней в его активной зоне меньше пятнадцати. Их оставалось существенно меньше, а уровень мощности реактора при этом не поднялся выше 200 МВт.

Дополнительно к шести ГЦН в соответствии с программой испытаний было подключено еще два. А так как мощность реактора в это время была существенно ниже запланированной (200 вместо 700--1000 МВт), то суммарный расход воды через реактор значительно превысил допустимый предел, при котором обеспечивается нормальная эксплуатация. Эта ошибка персонала привела к уменьшению парообразования, падению давления пара в барабанах-сепараторах, изменению других параметров реактора. Исправить ее операторы пытались поддерживая основные параметры реактора вручную. Но в полной мере этого сделать не удалось. Вновь стали резко меняться параметры соотношения пар -- вода, а приборы зафиксировали падение давления пара и уровня воды ниже аварийных пределов. Чтобы не останавливать реактор и в этих условиях, персонал заблокировал сигналы A3 по этим параметрам, т. е. снял еще одну систему обеспечения безопасности.

В 1 ч 22 мин 30 с запас реактивности составлял всего 6--8 стержней. Это по крайней мере вдвое меньше предельно допустимого запаса, установленного технологическим регламентом эксплуатации. Реактор находился в необычном, нерегламентном состоянии.

В создавшихся условиях допущенные персоналом нарушения привели к существенному снижению эффективности A3. Суммарная положительная реактивность, появившаяся в активной зоне, начала расти. Через 3 с мощность превысила 530 МВт, а период разгона стал намного меньше 20 с. Положительный паровой эффект реактивности способствовал ухудшению ситуации. Частично компенсировал вводимую в это время реактивность только эффект Доплера.

Только тут персонал блока забил тревогу. В 1 ч 23 мин 40 с начальник смены дал команду ввести в активную зону все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Но было уже поздно. Мощность реактора за 1 с возросла в 13 раз. Произошло разуплотнение первого контура.

Снижение расхода воды в условиях роста мощности привело к интенсивному парообразованию, а затем к кризису теплоотдачи, разогреву топлива, его разрушению, бурному вскипанию теплоносителя, в который попали частицы разрушенного топлива, резкому повышению давления в ТК, их разрушению и тепловому взрыву, разрушившему реактор и часть конструкций здания и приведшему к выбросу активных продуктов деления во внешнюю среду.

Парообразование и резкое повышение температуры в активной зоне создали условия для возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций. Их проявление в виде фейерверка вылетающих раскаленных и горячих фрагментов наблюдали очевидцы. В результате этих реакций образовалась содержащая водород и оксид углерода смесь газов, способная к взрыву при смешении с кислородом воздуха.

Причины аварии

Как показал анализ, авария на четвертом блоке ЧАЭС относится к классу аварий, связанных с вводом избыточной реактивности. Конструкция реакторной установки предусматривала защиту от подобного типа аварий с учетом физических особенностей реактора, включая положительный паровой коэффициент реактивности.

К числу технических средств защиты относятся СУЗ по превышению мощности и уменьшению периода разгона, блокировки и защиты по неисправностям при переключении оборудования и систем энергоблока, а также САОР.

Кроме технических средств защиты предусматривались также строгие правила и порядок ведения технологического процесса на АЭС, определяемые регламентом эксплуатации энергоблока. К числу наиболее важных правил относятся требования о недопустимости снижения оперативного запаса реактивности ниже 30 стержней.

В процессе подготовки и проведения испытаний с нагрузкой собственных нужд блока персонал отключил ряд технических средств защиты и нарушил важнейшие положения регламента эксплуатации в части безопасности ведения технологического процесса. Ниже представлены опасные нарушения режима эксплуатации, совершенные персоналом четвертого блока Чернобыльской АЭС.

Оценка состояния топлива после аварии

Авария привела к частичному разрушению активной зоны реактора и полному разрушению системы ее охлаждения.

Изучение динамики истечения продуктов деления из реактора в первые дни после аварии показало, что изменение температуры топлива с течением времени имело немонотонный характер. В момент взрыва произошел разогрев топлива. Оценка температуры по относительной утечке радионуклидов показала, что эффективная температура оставшегося в реакторном здании топлива составляла после взрыва 1300--1500° С. В течение последующих нескольких десятков минут температура топлива снизилась в результате отдачи тепла графитовой кладке и конструкциям реактора. Далее температура топлива из-за остаточного тепловыделения стала подниматься. В результате возросла утечка из топлива летучих радионуклидов инертных газов (йода, теллура, цезия). При дальнейшем повышении температуры топлива появилась утечка других, так называемых нелетучих, радионуклидов. Через 10 сут эффективная температура топлива, оставшегося в реакторном блоке, стабилизировалась, а затем стала снижаться.

Продукты деления, вышедшие из топлива, в соответствии со своими значениями температуры конденсации и осаждения попадали на конструкционные и другие материалы, окружающие реактор. При этом радионуклиды криптона, ксенона вышли за пределы реакторного блока практически полностью, летучие продукты (йод, цезий) -- частично, остальные практически полностью остались в пределах реакторного здания.

Оценка выброса продуктов деления из поврежденного реактора

Выброс радионуклидов за пределы аварийного блока АЭС представлял, собой растянутый во времени процесс, состоящий из нескольких стадий.

На первой стадии произошел выброс диспергированного топлива из разрушенного реактора. Состав радионуклидов на этой стадии выброса примерно соответствует их составу в облученном топливе, но обогащен летучими изотопами йода, теллура, цезия, благородных газов.

На второй стадии мощность выброса за пределы аварийного блока уменьшалась из-за предпринимаемых мер по прекращению горения графита и фильтрации выброса. В этот период состав радионуклидов в выбросе также близок к их составу в топливе. На этой стадии из реактора выносилось мелкодиспергированное топливо потоком горячего воздуха и продуктами горения графита.

Третья стадия выброса характеризовалась быстрым нарастанием мощности выхода продуктов деления за пределы реакторного блока. В начальной части этой стадии отмечался преимущественный вынос летучих компонентов, в частности йода, а затем состав радионуклидов вновь приближался к составу в облученном топливе.

Это было обусловлено нагревом топлива в активной зоне до температуры 1700° С из-за остаточного тепловыделения. При этом в результате температурнозависимой миграции продуктов деления и химических превращений оксида урана происходила утечка продуктов деления из топливной матрицы и их вынос в аэрозольной форме на продуктах сгорания графита.

Суммарный выброс продуктов деления (без радиоактивных благородных газов) составил 50 млн. Ки, что соответствует примерно 3,5% общего количества радионуклидов в реакторе на момент аварии.

Состав радионуклидов в аварийном выбросе примерно соответствует их составу в топливе поврежденного реактора, отличаясь от него повышенным содержанием летучих продуктов деления (йода, теллура, цезия, инертных газов).

Доля активности, вышедшей из реактора, характеризует следующие оценочные значения: ксенон и криптон 100%; йод-131 20%; цезий 10%; стронций 4%; плутоний 3%.

Авария в Чернобыле потребовала принятия комплекса организационных и технических мер по повышению безопасности.

Меры по повышению безопасности на АЭС

В целях исключения возможности неконтролируемого разгона при нарушениях технологического регламента необходимо уменьшить до нуля положительный паровой эффект реактивности и соответствующий положительный эффект реактивности при обезвоживании активной зоны и увеличить быстродействие A3. С этой целью оперативный запас реактивности, компенсируемый стержнями СУЗ, увеличен до 48 стержней, что обеспечило приемлемое быстродействие A3. Время полного ввода стержней уменьшено с 20 до 10 с. Введением дополнительных поглотителей уменьшен положительный паровой эффект реактивности. Дальнейшей мерой является переход на обогащение 2,4%, позволяющий снизить этот эффект практически до нуля.

Рассмотрев имевшие место аварии и, в частности, опыт выполнения противоаварийных мероприятий, следует подчеркнуть, что крайне важно обеспечить готовность к действиям в экстремальных аварийных условиях. Необходимы подробные планы действий в аварийных условиях, предусматривающие технические меры ликвидации аварий, мероприятия по обеспечению безопасности персонала станции, способы оповещения населения о происшедшей аварии, точный учет радиоактивных выбросов. Необходимо создать предпосылки возможности контролировать и даже управлять аварией.

Должно быть предусмотрено специальное оборудование, с помощью которого можно вести работы по уменьшению и ликвидации последствий. Необходимы системы послеаварийного отбора высокоактивных проб, контрольно-измерительные системы обнаружения степени перегрева активной зоны, переопрессовки и других средств диагностики аварийного состояния.

§2 Поведение населения в чрезвычайном режиме

Рассмотрим аварию на Чернобыльской АЭС, как одну из самых катастрофических в истории ядерной энергетики.

В 01:24 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада -- 8 дней), цезия-134 (период полураспада -- 2 года), цезия-137(период полураспада -- 33 года), стронция-90 (период полураспада -- 28 лет).

Хронология событий.

На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок обычно проводятся различные испытания оборудования, как регламентные, так и нестандартные, проводящиеся по отдельным программам. В этот раз целью одного из них было испытание так называемого режима «выбега ротора турбогенератора», предложенного проектирующими организациями в качестве дополнительной системы аварийного электроснабжения. Режим «выбега» позволял бы использовать кинетическую энергию ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания электроснабжения собственных нужд станции. Однако данный режим не был отработан или внедрён на АЭС с РБМК. Это были уже четвёртые испытания режима, проводившиеся на ЧАЭС. Первая попытка в 1982 году показала, что напряжение при выбеге падает быстрее, чем планировалось. Последующие испытания, проводившиеся после доработки оборудования турбогенератора в 1983, 1984 и 1985 годах также, по разным причинам, заканчивались неудачно.

Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700--1000 МВт (тепловых), 22-31% от полной мощности. Примерно за сутки до аварии (к 3:47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт). В соответствии с программой, отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23:10. Во время длительной работы реактора на мощности 1600 МВт происходило нестационарноексеноновое отравление. В течение 25 апреля пик отравления был пройден, началось разотравление реактора. К моменту получения разрешения на дальнейшее снижение мощности оперативный запас реактивности (ОЗР) возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось, и снова начался процесс отравления.

В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0:28 при переходе с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронная до нуля). Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора) через несколько минут добился её роста и в дальнейшем -- стабилизации на уровне 160--200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно стержни ручного регулирования (РР) продолжали извлекаться^[11].

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, и количество работающих насосов было доведено до восьми. Согласно программе испытаний, четыре из них, совместно с двумя дополнительно работающими насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой для генератора «выбегающей» турбины во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме этого, расход относительно холодной питательной воды оставался небольшим, соответствующим мощности 200 МВт, что вызвало повышение температуры теплоносителя на входе в активную зону, и она приблизилась к температуре кипения.

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору, и положительного парового коэффициента реактивности (см. ниже) реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента поведение мощности не внушало опасений.

В 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5 от нажатия кнопки на пульте оператора. Поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной конструкции и заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор не был заглушён. Через 1--2 с был записан фрагмент сообщения, похожий на повторный сигнал АЗ-5. В следующие несколько секунд зарегистрированы различные сигналы, свидетельствующие о быстром росте мощности, затем регистрирующие системы вышли из строя.

По различным свидетельствам, произошло от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали на два мощных взрыва), и к 1:23:47--1:23:50 реактор был полностью разрушен.

Причины аварии и расследование

Существуют по крайней мере два различных подхода к объяснению причин чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности.

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за неё на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG; International Nuclear Safety Advisory Group). Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, а катастрофические последствия приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние.

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения, заключаются в следующем:

§ проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение состояния реактора;

§ вывод из работы исправных технологических защит, которые просто остановили бы реактор ещё до того, как он попал в опасный режим;

§ замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС.

Однако в 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново рассмотрела этот вопрос и пришла к заключению, что «начавшаяся из-за действий оперативного персонала Чернобыльская авария приобрела неадекватные им катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной конструкции реактора» (c. 35). Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений.

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт, обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии», и уделивший большее внимание серьёзным проблемам в конструкции реактора. Он основан, главным образом, на данных Госатомнадзора СССР и на докладе «рабочей группы экспертов СССР» (эти два доклада включены в качестве приложений), а также на новых данных, полученных в результате моделирования аварии. В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, признаны неверными и пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1», а также изменены некоторые «важные выводы». Согласно отчёту, наиболее вероятной причиной аварии являлись ошибки проекта и конструкции реактора, эти конструктивные особенности оказали основное влияние на ход аварии и её последствия (c. 17--19).

Основными факторами, внесшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее (c. 29--31):

§ реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;

§ низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения безопасности;

§ неэффективность режима регулирования и надзора за безопасностью в ядерной энергетике, общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне;

§ отсутствовал эффективный обмен информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал не обладал достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;

§ персонал допустил ряд ошибок и нарушил существующие инструкции и программу испытаний.

Информирование и эвакуация населения

Первое сообщение об аварии на Чернобыльской АЭС появилось в советских СМИ 27 апреля, через 36 часов после взрыва на четвертом реакторе. Диктор припятской радиотрансляционной сети сообщил о сборе и временной эвакуации жителей города. 28 апреля 1986 года в 21.00 ТАСС передает краткое информационное сообщение: «На Чернобыльской атомной электростанции произошел несчастный случай. Один из реакторов получил повреждение. Принимаются меры с целью устранения последствий инцидента. Пострадавшим оказана необходимая помощь. Создана правительственная комиссия для расследования происшедшего».

После оценки масштабов радиоактивного загрязнения стало понятно, что потребуется эвакуация города Припять, которая была проведена 27 апреля. В первые дни после аварии было эвакуировано население 10-километровой зоны. В последующие дни было эвакуировано население других населённых пунктов 30-километровой зоны. Запрещалось брать с собой вещи, многие были эвакуированы в домашней одежде. Чтобы не раздувать панику, сообщалось, что эвакуированные вернутся домой через три дня. Домашних животных с собой брать не разрешали.

Безопасные пути движения колонн эвакуированного населения определялись с учётом уже полученных данных радиационной разведки. Несмотря на это, ни 26, ни 27 апреля жителей не предупредили о существующей опасности и не дали никаких рекомендаций о том, как следует себя вести, чтобы уменьшить влияние радиоактивного загрязнения.

В то время, как все иностранные средства массовой информации говорили об угрозе для жизни людей, а на экранах телевизоров демонстрировалась карта воздушных потоков в Центральной и Восточной Европе, в Киеве и других городах Украины и Белоруссии проводились праздничные демонстрации и гуляния, посвящённые Первомаю. Лица, ответственные за утаивание информации, объясняли впоследствии своё решение необходимостью предотвратить панику среди населения.

Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю атомной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу. 31 человек погиб в течение первых трех месяцев после аварии; отдалённые последствия облучения, выявленные за последующие 15 лет, стали причиной гибели от 60 до 80 человек. 134 человека перенесли лучевую болезнь той или иной степени тяжести, более 115 тыс. человек из 30-километровой зоны были эвакуированы. Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более 600 тыс. человек участвовали в ликвидации последствий аварии.

В отличие от бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал очень мощную «грязную бомбу» -- основным поражающим фактором стало радиоактивное заражение.

Облако, образовавшееся от горящего реактора, разнесло различные радиоактивные материалы, и прежде всего радионуклиды йода и цезия, по большей части территории Европы. Наибольшие выпадения отмечались на значительных территориях в Советском Союзе, расположенных вблизи реактора и относящихся теперь к территориям Белоруссии, Российской Федерации и Украины.

Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на ход расследования её причин^[5]. Подход к интерпретации фактов и обстоятельств аварии менялся с течением времени, и полностью единого мнения нет до сих пор.

Можно заметить, что очень большую роль в столь больших жертвах аварии сыграло несвоевременное информирование населения о взрыве. Рассмотрим существующую систему информирования.

Среди защитных мероприятий гражданской обороны, осуществляемых заблаговременно, особо важное место занимает организация оповещения органов гражданской обороны, формирований и населения об угрозе нападения противника и о применении им ядерного, химического, бактериологического (биологического) оружия и других современных средств нападения.

Сигнал «Радиационная опасность» подается в населенных пунктах и районах, по направлению к которым движется радиоактивное облако, образовавшееся при взрыве ядерного боеприпаса.

По сигналу «Радиационная опасность» необходимо надеть респиратор, противопылевую тканевую маску или ватно-марлевую повязку, а при их отсутствии - противогаз, взять подготовленный запас продуктов, индивидуальные средства медицинской защиты, предметы первой необходимости и уйти в убежище, противорадиационное или простейшее укрытие.

При нахождении в зоне радиоактивного заражения (загрязнения) необходимо строго выполнять режим радиационной защиты, устанавливаемый штабом ГО в зависимости от степени заражения (загрязнения) района. Если по какой-либо причине не поступит сообщения ГО, некоторое время можно руководствоваться следующим.

В зоне умеренного заражения население находится в укрытии, как правило, несколько часов, после чего оно может перейти в обычное помещение. Из дома можно выходить в первые сутки не более чем на 4 час.

В зоне сильного заражения люди должны быть в убежищах (укрытиях) до трех суток, при крайней необходимости можно выходить на 3-4 ч в сутки. При этом необходимо надевать средства защиты органов дыхания и кожи.

В зоне опасного заражения люди должны быть в укрытиях и убежищах трое суток и более, после чего можно перейти в жилое помещение и находиться в нем не менее четырех суток. Выходить из помещения на улицу можно только на короткий срок (не более чем на 4 ч в сутки).

В зоне чрезвычайно опасного заражения пребывание населения возможно только в защитных сооружениях с коэффициентом ослабления дозы облучения около 1000.

Во всех случаях при нахождении вне укрытии и зданий применяются средства индивидуальной защиты. В качестве профилактического средства, уменьшающего вредное воздействие радиоактивного облучения, используются радиозащитные таблетки из комплекта АИ.

Типовые режимы радиационной защиты.

Режим радиационной защиты - это порядок действий населения, применения средств и способов защиты в зонах радиоактивного заражения (в результате ядерного взрыва), предусматривающий максимальное уменьшение возможных доз облучения.

Режим радиационной защиты № 1 применяется в населенных пунктах в основном с деревянными постройками, обеспечивающими ослабление радиации в 2 раза, и ПРУ, ослабляющими радиацию в 50 Раз (перекрытые щели, подвалы).

Режим радиационной защиты № 2 предусматривается для населенных пунктов с каменными одноэтажными постройками, обеспечивающими ослабление радиации в 10 раз, и ПРУ, ослабляющими радиацию в 50 раз.

Режим радиационной защиты № 3 разработан для населенных пунктов с многоэтажными каменными постройками, обеспечивающими ослабление радиации в 20-30 раз, и ПРУ, ослабляющими радиацию в 200-400 раз (подвалы многоэтажных зданий).

Каждый режим радиационной защиты определяет время, в течение которого необходимо постоянно находиться в ПРУ (1 этап), затем поочередно в ПРУ и дома (2 этап) и, наконец, преимущественно дома с кратковременным выходом на улицу по неотложным делам в целом не более чем на 1 ч (3 этап).

В районах сильного радиоактивного загрязнения в результате аварии на АЭС население должно быть эвакуировано в максимально короткие сроки. Жители прилегающих районов, где мощность дозы излучения не превышает 5 мР/ч (так называемых районов строгого контроля), должны выполнять гигиенические требования, в частности, ежедневно проводить влажную уборку жилых помещений, как можно чаще мыть руки с мылом, соблюдать правил хранения продуктов питания и воды (эти правила жизнедеятельности разработаны штабами ГО и органами здравоохранения). Этими же органами проводится полная профилактика населения.

Каждой АЭС должен быть разработан план действий в случае аварии. Рассмотрим типовый документ на примере Кольской АЭС:

«Рекомендации населению при опасности радиоактивного заражения.

При аварии на Кольской АЭС возможно радиоактивное заражение воздуха и загрязнение местности. В этом случае основными способами защиты и мероприятиями по защите населения являются:

укрытие в загерметизированных производственных, служебных и жилых помещениях;

использование средств индивидуальной защиты, в том числе медицинских;

эвакуация населения из зон радиоактивного загрязнения, ограничение доступа населения на загрязнённую территорию;

соблюдение режимов поведения (по информации органов ГОЧС).

После получения сообщения о радиационной опасности незамедлительно следует:

1. Укрыться в жилых и производственных зданиях. Провести герметизацию служебных и жилых помещений (плотно закрыть окна и двери, дымоходы, вентиляционные отдушины. Входные двери зашторить, используя любые плотные ткани, одеяла. Заклеить щели на окнах и стыки рам плёнкой, лейкопластырем или обычной бумагой). Рабочим и служащим предприятий и организаций, имеющим защитные сооружения ГО, укрыться в них. ПОМНИТЕ: НАДЁЖНАЯ ГЕРМЕТИЗАЦИЯ ПОЛНОСТЬЮ ИСКЛЮЧАЕТ ПРОНИКНОВЕНИЕ В ПОМЕЩЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ.

2. Надеть имеющиеся средства индивидуальной защиты (СИЗ) (противогазы, респираторы, ватно-марлевые повязки, противопыльные тканевые маски).

3. Для сохранения Вашего здоровья необходимо провести йодную профилактику, приняв препараты йода.

Рекомендуется принять:

Таблетки йодистого калия: взрослым и детям от 2-х лет по 1 табл. (0,125 г), детям до 2-х лет по 1/3 табл. на приём ежедневно с водой, чаем или молоком; беременным женщинам по 1-й табл. с одновременным приёмом перхлората калия - 3 табл. (по 0,25 г).

При отсутствии йодистого калия следует принимать: а) 5 %-ный раствор настойки йода: взрослым по 20-22 капли, детям от 5-ти лет по 10-11 капель два раза в день на Ѕ стакана воды или молока; детям до 5-ти лет применяют - наружно, путём нанесения тампоном узких полос на предплечье и голени. До двух лет - 10-11 капель, а от двух до пяти лет 20-22 капли в день на тампон. Настой предварительно развести в воде до цвета обычно заваренного чая. б) раствор люголя: взрослым и подросткам старше 14 лет по 10-11 капель, детям старше 5-ти лет по 5-6 капель на Ѕ стакана воды или молока два раза в день; детям до пяти лет раствор люголя не применяется.

Желательно иметь рекомендуемые препараты йода в домашних аптечках - постоянно.

4. Быть готовым к возможной эвакуации.

5. Самостоятельно загерметизировать запасы продуктов в закрытые ёмкости. Продукты и запас воды поместить в холодильник или шкафы. ВНИМАНИЕ! При нахождении на территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению, необходимо неукоснительно соблюдать установленные органами власти режимы поведения и меры радиационной безопасности».

Выводы

авария ионизирующее излучение эвакуация

Основными мероприятиями, осуществляемыми при функционировании РСЧС, являются:

1. в режиме повседневной деятельности: осуществление наблюдения и контроля за состоянием окружающей природной среды, обстановкой на потенциально опасных объектах и на прилегающих к ним территориях планирование и выполнение целевых научно-технических программ и мер по предупреждению ЧС, обеспечению безопасности и защиты населения, сокращению возможных потерь и ущерба, а также по повышению устойчивости функционирования промышленных объектов и отраслей экономики в ЧС совершенствование подготовки органов управления по делам ГО и ЧС, сил и средств к действиям при ЧС, организация обучения населения способам защиты и действиям при ЧС создание и восполнение резервов финансовых и материальных ресурсов для ликвидации ЧС осуществление целевых видов страхования.

2. в режиме повышенной готовности: принятие на себя соответствующими комиссиями по ЧС непосредственного руководства функционированием подсистем и звеньев РСЧС, формирование при необходимости оперативных групп для выяснения причин ухудшения обстановки непосредственно в районе возможного бедствия, выработка предложений по ее нормализации усиление дежурно-диспетчерской службы усиление наблюдения и контроля за состоянием окружающей природной среды, обстановкой на потенциально-опасных объектах и прилегающих к ним территориях, прогнозирование возможности возникновения ЧС и их масштабов принятие мер по защите населения и окружающей природной среды, обеспечению устойчивого функционирования объектов приведение в состоянии готовности сил и средств, уточнение планов действий и выдвижение при необходимости в предполагаемый район ЧС

3. в режиме чрезвычайной ситуации: организация защиты населения выдвижение оперативных групп в район ЧС организация ликвидации ЧС - определение границ зоны ЧС организация работ по обеспечению устойчивого функционирования отраслей экономики и объектов, первоочередному жизнеобеспечению пострадавшего населения осуществление непрерывного контроля за состоянием окружающей природной среды в районе ЧС, за обстановкой на аварийных объектах и на прилегающей к ним территории.

Заключение

Ядерная энергетика играет значительную роль в мировой энергосистеме, но нельзя забывать и об опасности АЭС при неправильной эксплуатации. Мы рассмотрели классификацию поражающих факторов при аварии на АЭС, и определили ионизационное излучении как самый опасный фактор. Также мы рассмотрели специфику мероприятий по защите населения и территории, прилегающей к АЭС, а также рабочего коллектива станций. Надо отметить, что, не смотря на то, что в нашей стране действуют около двух десятков АЭС, возникает необходимость доработки и отладки точной системы защиты населения и территории в случае аварии на АЭС, а также широко действующей системы информирования населения.

Анализ и обоснование безопасности, принятые технические решения и эксплуатационные процедуры могут претендовать на системность, исчерпывающую полноту и гарантировать защищенность от аварий с тяжелыми последствиями, если опыт аварий и инцидентов будет тщательно «препарироваться», изучаться и во всей полноте учитываться при проектировании и эксплуатации ЯЭУ. Задействовать все обратные связи анализа опыта эксплуатации таких сложных комплексов, какими являются современные установки, крайне важно и необходимо.

...