Оценка радиационной обстановки при чрезвычайных ситуациях на атомных электростанциях (АЭС) и ядерных энергетических установках (ЯЭУ)

Министерство образования и науки Российской Федерации

Федеральное агентство по образованию

Южно-Уральский государственный университет

Кафедра «Безопасность жизнедеятельности»

безопасность жизнедеятельности

Учебное пособие к практическим занятиям

Часть 2

Под редакцией А.И. Сидорова

оценка радиационной обстановки при чрезвычайных ситуациях на атомных электростанциях (АЭС) и ядерных энергетических установках (ЯЭУ)

С.И. Боровик, С.Е. Горбунов, Л.М. Киселева, А.В. Хашковский

Челябинск

Издательство ЮУрГУ

2005

оценка радиационной обстановки при чрезвычайных ситуациях на атомных электростанциях (АЭС) и ядерных энергетических установках (ЯЭУ)

Цель занятия

Ознакомить студентов с характеристикой ионизирующих излучений, основами радиационной безопасности, характеристикой аварийных ситуаций на АЭС, методикой оценки радиационной обстановки при авариях на АЭС и других ЯЭУ, основами обеспечения безопасности населения на радиоактивно зараженной местности при радиационных авариях.

1. Общие сведения о чрезвычайных ситуациях на АЭС и других ЯЭУ

1.1 Общие положения

С развитием атомной науки и техники появляется все больше производственных и научно-исследовательских объектов, которые являются потенциальными источниками загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами (РВ) [1].

Основными источниками загрязнения окружающей среды РВ являются производственные предприятия, добывающие и перерабатывающие сырье и продукты переработки РВ, атомные электростанции, радиохимические заводы, научно-исследовательские институты и другие объекты.

АЭС являются составной частью ядерного производства, называемой ядерно-топливным комплексом или циклом (ЯТЦ), представленном на рис.1.

Рис. 1. Принципиальная схема ядерно-топливного цикла

Функционирование ЯТЦ сопровождается ионизирующими излучениями - , , и др. [1, 2, 3].

-частицы представляют собой поток атомов гелия (Не). Вследствие большой ионизирующей способности пробег -частиц очень мал. В воздухе он составляет не более 10 см, а в биоткани (живой клетке) до 0,1 мм. -частицы полностью поглощаются листом бумаги и не представляют опасности для человека, за исключением случаев непосредственного контакта с кожей. аварийный ионизирующий излучение радиационный

-частицы - электроны и позитроны, обладают в сотни раз меньшей ионизирующей способностью, чем -частицы. Вследствие этого они распространяются в воздухе до 10-20 м, в биоткани - на глубину 5-7 мм, в дереве - до 2,5 мм, в алюминии - до 1 мм. Одежда человека почти наполовину ослабляет действие -частиц. Они практически полностью поглощаются оконными стеклами и любым металлическим экраном толщиной несколько миллиметров. Но при контакте с кожей они также опасны, как и -частицы.

-излучение представляет собой поток материальных, электрически нейтральных частиц (фотонов), распространяющихся со скоростью света. Обладая относительно небольшой ионизирующей способностью, -излучение распространяется в воздухе на расстояние в несколько сот метров. Оно свободно проникает сквозь одежду, тело человека и через значительные толщи материалов.

Для количественной оценки воздействия на организм человека ионизирующих излучений РВ введен ряд физических величин.

Активность (А) - отношение числа самопроизвольных распадов атомов в единицу времени. Единицей измерения активности в системе СИ является Беккерель (Бк). 1 Бк - это количество РВ, в котором происходит 1 распад в секунду.

Внесистемная единица активности - Кюри. Кюри - это такое количество РВ, в котором происходит 37 млрд. распадов атомов за секунду,

1 Ки = 3,7 10¹⁰ Бк.

Экспозиционная доза (Х) и нейтронного излучения - отношение приращения суммарного заряда для всех ионов одного знака, возникающих при полном торможении электронов и позитронов, которые были образованы фотонами в элементарном объеме воздуха, к массе воздуха в этом объеме -

.

Системная единица измерения - Кл/кг; внесистемная - рентген (Р). 1 рентген = 2,58 10-⁴ Кл/кг.

Поглощенная доза излучения (Д) - отношение приращения средней энергии, переданной излучением веществу в элементарном объеме к массе вещества в этом объеме: . Системная единица измерения - Грей (Гр), внесистемная - рад: 1 рад = 0,01 Гр.

Эквивалентная доза (Н) - поглощенная доза излучения, умноженная на взвешивающий коэффициент качества излучения для биологической ткани

(Н = Д К_К). Системная единица измерения - Зиверт, внесистемная - бэр. 1 бэр = 0,0136 Зв.

Для - и -излучения К_К = 1; для -излучений К_К = 20.

Эффективная доза (Е) - сумма средних эквивалентных доз в различных органах; она учитывает разную чувствительность к ионизирующим излучениям тканей организма.

Для характеристики потенциальной опасности излучения используется понятие «мощность дозы излучения»: экспозиционная - Кл/кг/с (Р/ч); поглощенная - Гр/с (рад/ч); эквивалентная - Зв/с (бэр/ч).

Степень загрязнения РВ местности и различных объектов на ней характеризуется поверхностной активностью (плотностью загрязнения), т.е. количеством РВ, приходящимся на единицу поверхности (Бк/м² или Ки/км²). Степень загрязнения РВ продуктов питания и воды характеризуют объемной или удельной активностью (концентрацией РВ), т.е. количеством РВ в единице объема или веса (Бк/м³, Бк/кг или Ки/л, Ки/кг). Поверхностная, объемная или удельная активность могут быть определены по мощности экспозиционной дозы сопровождающего гамма-излучения в миллирентгенах в час (мР/ч).

Основными принципами радиационной безопасности являются: непревышение установленного дозового предела; исключение всякого необоснованного излучения; снижение дозы до возможно низкого предела.

Предельно допустимые дозы облучения в мирное время представлены
в табл. 1 [6].

Таблица 1

Предельно допустимые дозы облучения людей в мирное время (НРБ-99)

Примечания:

1. В табл. 1 приведены нормы РБ для персонала гр. «А», непосредственно связанного с ионизирующими излучениями (ИИ). Для персонала гр. «Б» - непосредственно не связанного с ИИ дозы облучения не должны превышать ј значений для персонала гр. «А».

2. Повышенное облучение (при авариях) не допускается для работников, ранее получивших дозу 200 мЗв в год и для лиц, имеющих медицинские противопоказания согласно списку МЗ и СР РФ.

3. Приведенные в табл. 1 дозы не включают в себя дозы от естественного
-фона, от медицинских источников ИИ и при радиационных авариях.

4. Облучение населения определяется естественным и искусственным (от медицинских источников) радиационным -фоном.

1.2 Характеристика аварий на АЭС и других радиационно опасных объектах экономики (ОЭ)

Радиационно опасными объектами экономики являются [1]:

объекты с ядерными реакторами;

объекты ядерно-топливного цикла (без ядерных реакторов);

отдельные хранилища делящихся материалов и устройств с делящимися материалами;

отдельные хранилища и могильники радиоактивных отходов с высокой, средней и низкой удельной активностью;

территории и водоемы, загрязненные радионуклидами, вследствие имеющих место радиационных ЧС (вторичные радиационно опасные объекты).

В настоящее время среди объектов с ядерными реакторами широкое распространение получили атомные электрические станции (АЭС). Во многих странах Европы и Азии АЭС составляют основу их электроэнергетики. Например, во Франции за счет АЭС обеспечивается почти 75%, в Бельгии - 58%, в Швеции - 51%, в Японии - 40%, в Германии - 25%, в США - 24%, в России - 16% энергобаланса страны.

Основная часть действующих в России атомных электростанций имеет водо-водяные энергетические реакторы типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и уран-графитовые реакторы канального типа РБМК-1000. Выработка атомной энергии в ядерных энергетических реакторах сопровождается накоплением радиоактивных веществ (РВ), при этом свыше 99,9% общей активности РВ сосредоточено в ядерном топливе работающего реактора.

При нормальной эксплуатации АЭС накопленные в реакторе радиоактивные вещества практически не могут попасть в окружающую среду в количествах, превышающих предельно допустимые. Однако, как показывает практика эксплуатации АЭС в нашей стране и за рубежом, существует потенциальная опасность возникновения ЧС в результате разрушения реактора и радиационного поражения (лучевая болезнь) производственного персонала и другого населения.

На рис. 2 приведена схема воздействия радиоактивных веществ (РВ) на человека и другие элементы биосферы при производственных авариях (ПА) на АЭС.

Рис. 2. Основные пути поступления радионуклидов в организм человека при авариях на АЭС с выбросом в атмосферу РВ

Аварии на АЭС и других РО объектах экономики (ОЭ) классифицируются по двум признакам:

по типовым нарушениям норм и правил эксплуатации;

по характеру последствий для персонала, населения и окружающей среды.

Производственные аварии (ПА), связанные с нарушением норм и правил эксплуатации подразделяются на следующие:

проектные, связанные с нарушением 1-го барьера безопасности, предусмотренного проектом ядерного реактора (нарушение герметичности оболочек тепловыделяющих элементов реактора ТВЭЛов и др.);

проектные с наибольшими последствиями, связанные с нарушением 1-го и 2-го барьеров безопасности (нарушение герметичности оболочек ТВЭЛов и корпуса ядерного реактора);

запроектные, связанные с нарушением всех барьеров безопасности (нарушение герметичности оболочек, ТВЭЛов, корпуса ядерного реактора и его защитной оболочки).

ПА на АЭС могут классифицироваться и по другим критериям.

По рекомендациям Международного агентства по атомной энергетике (МАГАТЭ) ПА на АЭС и других РООЭ в настоящее время классифицируются по семиуровневой (семибалльной) шкале (табл. 2).

Таблица 2

Международная шкала ядерных событий

При авариях на АЭС с выбросом РВ образуются зоны радиоактивного заражения (загрязнения) местности - РЗМ, аналогичные зонам РЗМ при наземных ядерных взрывах (рис. 3).

Рис. 3. Район РЗМ при аварии на АЭС с выбросом РВ: ЦА - центр аварии на АЭС; ВВЭР (РБМК) - тип ядерного реактора; 440 (1000) - энергетическая мощность ядерного реактора; R_РА - радиус окружности в районе аварии; А, Б, В, Г - зоны заражения; Р₁ = 0,1 Р/ч; 1,0 Р/ч; 3 Р/ч; 10 Р/ч - эталонные (на 1 час после аварии) уровни радиации на внешних границах зон заражения; 270 - обратный азимут (₂) направления ветра, град; 3 - облачность, баллы; 2,0 - скорость ветра, м/с; ОРП-1, 2 - очаги радиационного поражения; L_{А, Б, В, Г} - длины зон заражения

Размеры района РЗМ при аварии на АЭС зависят от типа и мощности ядерного реактора, времени его эксплуатации, характера аварии (выхода РВ, %), топо- и метеоусловий (степенью ВУВ).

Степени вертикальной устойчивости воздуха (ВУВ) определяются по табл. 3, а глубины районов РЗМ по табл. 4, 5 [5].

Таблица 3

Степень вертикальной устойчивости воздуха (ВУВ)

Таблица 4

Размеры районов (зон) ВРЗМ на следе облака при аварии реактора РБМК

Размеры районов (зон) ВРЗМ на следе облака при аварии реактора ВВЭР

РЗМ характеризуется дозой излучений до полного распада РВ (Д), измеряемой в рентгенах, и мощностью дозы излучений, измеряемой в Р/ч.

Мощность дозы радиации в определенных точках пространства зависит, в основном, от типа и мощности ядерного реактора, времени его работы, выхода РВ, %, а также от времени, прошедшего после аварии (t_ПА).

Спад уровня радиации при аварии на АЭС описывается зависимостью [2, 3]:

, (1)

P_t = P₀ : () k_t , (2)

где Р_t - уровень радиации на любое заданное время t после аварии (Р/ч);

Р₀ - уровень радиации на время его измерения (специальными дозиметрическими приборами) t₀ после аварии (Р/ч).

Величины уровней Р_t удобнее определять с помощью временных коэффициентов k_t (табл. 6).

Таблица 6

Коэффициенты kt для пересчета измеренных уровней радиации на различное время t после аварии на АЭС

Примечания:

1. Деление (:) на k_t производится при t < t₀, умножение () - при t > t₀.

2. При определении уровней радиации на время t > t₀ > t_а (t_а - время аварии) используется эталонный уровень радиации Р₁, при котором k_t = 1.

На следе радиоактивного облака выделяют четыре зоны: умеренного (А), сильного (Б), опасного (В) и чрезвычайно опасного (Г) заражения с эталонными (приведенными на 1 час после аварии) уровнями радиации (Р₁) на их внешних границах, равными соответственно 0,1; 1,0; 3,0; 10 Р/ч. На картах (схемах) зону А обозначают синим, Б - зеленым, В - коричневым, Г - черным цветом [1, 2, 3].

Построение на топографических картах (планах) местности районов РЗМ при авариях на АЭС при нормальных метео- и топографических условиях производят по формулам, графикам, специальным линейкам или таблицам справочника по авариям на АЭС. При ненормальных метео- и топографических условиях используют значения измеренных и обозначенных на картах (планах) уровней радиации на местности на различное время после аварии (Р_t). Эти значения пересчитывают на эталонное время (Р₁) и точки, близкие к значениям
0,1; 1,0; 3 и 10 Р/ч соединяют линиями соответствующих цветов (синего, зеленого, коричневого, черного).

Пример 1

Определить эталонный уровень радиации (Р₁) от аварии на АЭС с выбросом РВ и местоположение объекта на РЗМ.

Исходные данные: время аварии 7.00 ч; уровень радиации в расчетной точке на местности в 9.00 ч составил 2,3 Р/ч.

Решение

По формуле (2) и табл. 6 определяем эталонный уровень радиации:

Р₁ = Р_{2 (9.00-7.00)} : К₂ = 2,3 : 0,76 = 3 (Р/ч).

К₂ - коэффициент пересчета уровня радиации на 2 часа после аварии.

Таким образом, объект оказался на границе зоны В (см. рис. 3).

Пример 2

Определить уровень радиации в населенном пункте на 10.00 ч при аварии на АЭС в 7.00 ч, если уровень радиации в 9.00 ч в населенном пункте составил 5 Р/ч.

Решение

Определяем эталонный уровень радиации в населенном пункте (формула (2), табл. 6):

Р₁ = = 6,6 (Р/ч).

Определяем уровень радиации в населенном пункте на 10.00 ч (т.е. через 3 ч после аварии):

Р₃ = Р₁ К_З = 6,6 0,645 = 4,25 (Р/ч).

Для проведения заблаговременных или оперативных защитных мероприятий до возникновения и непосредственно после возникновения ПА на АЭС на топографических картах (планах) местности строят районы возможного (вероятного) радиоактивного заражения местности (ВРЗМ) с зонами А, Б, В, Г в виде окружности, полуокружности, секторов по направлению ветра с углом ₀ в зависимости от его скорости (табл. 7).

Таблица 7

Форма районов ВРЗМ при аварии на АЭС с выбросом РВ

Формы районов ВРЗМ при аварии на АЭС показаны на рис. 4.

Рис. 4. Районы ВРЗМ при аварии на АЭС с выбросом РВ (условные обозначения аналогичны рис. 3)

Линейные размеры районов ВРЗМ, аналогично районам РЗМ, зависят от типа и мощности ядерного реактора, времени его эксплуатации, характера аварии (выхода РВ, %), топо- и метеоусловий (степени ВУВ).

Реальные районы РЗМ и их зоны заражения с 90%-ной вероятностью размещаются, примерно, на 1/3 площади зон ВРЗМ.

Пример 3

Определить форму и глубину района (Г_З) ВРЗМ при аварии на АЭС с разрушением реактора РБМК и выбросом 50% РВ. Метеоданные на момент ПА: изотермия, скорость ветра 2 м/с, направление ветра (₂) - 180.

Решение

Для скорости ветра 2 м/с форма района ВРЗМ - сектор с углом ₀ = 90, направлением (₂ = 180) - на север (рис. 4).

Для скорости ветра 2 м/с и выброса 50% РВ глубина (Г_З) района ВРЗМ 88 км (табл. 4).

По результатам выявления и оценки радиационной обстановки планируются и проводятся мероприятия (организационные, технические и др.) по обеспечению БЖД населения.

2. Выявление и оценка радиационной обстановки