Средние мощности поглощенной и эквивалентной дозы космического

Излучения

Высота, км	, мкГр/ч	, мкЗв/ч
	0,032	0,035
	0,33	0,51
	1,75	2,88
	5,92	9,70
	8,72	12,75

 

Годовая эффективная эквивалентная доза внутреннего облучения различных органов и тканей человека в районах с нормальным радиационным фоном составляет около 1,5 мЗв. Следовательно, в общем годовом облучении человека 2,2 мЗв от природных источников 2/3 этой дозы (~1,5 мЗв) приходится на внутреннее облучение и 1/3 дозы (~0,7 мЗв) – на внешнее. Приведенное соотношение может существенно меняться в зависимости от высоты над уровнем моря района проживания и уровня природной радиоактивности.

В искусственную составляющую фонового облучения включают облучение от радиоактивных выпадений ядерных взрывов и облучение, связанное с техногенной деятельностью – выбросы предприятий ядерного топливного цикла при их нормальной работе, зольные отходы тепловых электростанций, использование минеральных удобрений, строительных материалов.

Значительную часть в облучение населения от искусственных источников вносят медицинские процедуры: изотопная и рентгеновская диагностика, радиотерапия. В развитых странах этот вид облучения – второй по значимости после естественного облучения.

В среднем для населения суммарная доза распределена по источникам облучения следующим образом: естественные источники – 70 %, медицинские процедуры – 29 %, проведенные испытания ядерного оружия – 0,3 %, профессиональное облучение – 0,06 %, атомная энергетика – 0,006 %.

Допустимые уровни облучения. В целях предупреждения соматических и сведения к минимуму соматико-стохастических и генетических последствий производится ограничение дозы внешнего и внутреннего облучения персонала и всего населения при применении, хранении и транспортировке радиоактивных веществ, при использовании ядерных реакторов, ускорителей заряженных частиц и других источников ионизирующих излучений. Все страны, использующие атомную энергию, имеют национальные нормы и правила радиационной безопасности, основанные на рекомендациях Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ). В России действуют «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)» и «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)». Эти документы устанавливают пределы техногенного облучения (на которое можно влиять при планировании хозяйственной деятельности) и не рассматривают дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий.

Исходя из условий контакта с источниками ионизирующих излучений, выделяются три группы облучаемых лиц:

– персонал (профессиональные работники) – лица, которые постоянно или временно работают с источниками ИИ – категория А;

– ограниченная часть населения – проживающие в зоне наблюдения, непосредственно не работающие с источниками ИИ, но по условиям проживания, профессиональной деятельности могут подвергаться воздействию источников ИИ или отходов – категория Б;

– население – население области, республики, страны – категория В.

Для этих категорий устанавливаются контрольные уровни внешнего и внутреннего облучения, на основании которых планируются мероприятия радиационной защиты. Пределы облучения в целом устанавливаются исходя из требования того, чтобы при равномерном воздействии ионизирующих излучений в течение профессиональной деятельности (50 лет) и жизни (70 лет) в состоянии здоровья людей не было изменений, обнаруживаемых современными средствами (табл. 1.17).

Т а б л и ц а 1.17

Основные пределы доз

Нормируемая величина	Персонал (группа А)	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год: - в хрусталике глаза - в коже - в кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Примечание: 1. Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

2. Основные пределы для персонала группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А.

3. Пределы доз учитывают поступления от источников внешнего и внутреннего облучения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности 50 лет 1000 мЗв (десятикратное превышение дозы естественного облучения), а для населения 70 мЗв за 70 лет жизни (половина дозы естественного облучения).

Дополнительные ограничения облучения вводят для женщин и учащихся.

Для гарантированного непревышения пределов доз облучения населения на территории вокруг радиационно опасных объектов выделяют санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения, в которых постоянно контролируют интенсивности потоков ионизирующих излучений и загрязнение среды радионуклидами.

Радиоактивное загрязнение при аварии на АЭС. В настоящее время на АЭС находятся в эксплуатации два типа реакторов на тепловых нейтронах: РБМК-1000 – реактор большой мощности канальный (рис. 1.23) и ВВЭР-1000 (440) – водо - водяной энергетический реактор (рис. 1.24).

В одноконтурном реакторе электрической мощностью 1000 МВт РБМК-1000 замедлителем нейтронов является графит, теплоносителем – вода, омывающая тепловыделяющие элементы (твэлы) и частично превращающаяся в пар, идущий на турбины. Реактор располагается в бетонной шахте.

Реакторы типа ВВЭР – двухконтурные, корпусного типа, замедлитель нейтронов и теплоноситель – вода под давлением. Вода первого контура поступает в теплообменник, производящий пар для работы турбин. Реактор размещается в бетонной шахте. С точки зрения обеспечения безопасности при эксплуатации более совершенными являются двухконтурные реакторы типа ВВЭР.

Конструкция реакторов на быстрых нейтронах такова, что тепловой взрыв на них невозможен, поэтому они как потенциальные источники радиационной опасности не рассматриваются.

Основную радиационную опасность при эксплуатации ядерных реакторов представляют осколки деления ядер урана. В ядерном реакторе цепная реакция деления и накопление радиоактивных осколков идет в твэлах. При нормальной работе ядерного реактора температура стенок твэла составляет около 800 ºС (внутри твэла – до 2500 ºС), вода на выходе из реактора нагревается до 285…320 ºС, частично превращаясь в пар давлением 7…16 МПа в зависимости от типа ядерного реактора.

В оболочках твэлов при изготовлении или эксплуатации в тяжелых температурных и радиационных условиях образуются трещины (дефекты), через которые происходит утечка радиоактивных продуктов деления в теплоноситель. При нормальной работе реактора допускается наличие в активной зоне определенного количества твэлов с микродефектами оболочек (происходит утечка газообразных продуктов деления) и макродефектами оболочек (топливо контактирует с теплоносителем). Например, для ВВЭР это 1 % и 0,1 % соответственно. Помимо продуктов деления в теплоносителе имеются радионуклиды, образующиеся при активации воды и продуктов коррозии поверхности активной зоны нейтронами. Большая часть радионуклидов выводится из теплоносителя системой очистки, незначительная оставшаяся часть – газообразные и аэрозольные отходы (радиоактивные благородные газы, тритий, йод и др.) удаляются в атмосферу через вентиляционную трубу высотой 100…150 м, а жидкие – в гидросферу. Твердые отходы собираются и хранятся на площадке АЭС, а затем направляются на захоронение.

Значительный выход РВ из твэлов возможен при сильном повреждении их оболочек и расплавлении ядерного топлива. Перегрев топлива происходит лишь в том случае, если интенсивность тепловыделения в твэле превышает скорость отвода тепла.

Необходимо отметить, что при любых авариях в реакторе принципиально невозможен взрыв типа взрыва ядерного боеприпаса, поскольку компактно находится в твэлах в количествах, значительно меньших, чем его критическая масса. Разрушение реактора и выброс радиоактивных продуктов могут произойти только в результате теплового взрыва.

Для обеспечения радиационной безопасности персонала и населения уже на стадии проектирования АЭС рассматривается и рассчитывается набор проектных аварий, включая максимальную проектную аварию (МПА), обусловленных как техническими отказами, так и ошибками персонала. По полученным результатам разрабатываются технические системы обеспечения безопасности, которые выполняют следующие основные функции: остановку реактора, отвод остаточного тепловыделения, ограничение распространения радиоактивных веществ.

В случае маловероятных отказов систем обеспечения безопасности может произойти гипотетическая авария, сопровождающаяся выходом из первого контура в окружающую среду паро-водяной смеси с радиоактивными веществами и последующим осушением реактора, разгерметизацией твэлов и оплавлением активной зоны. Ввиду очень малой вероятности гипотетической аварии специальные технические средства для ее подавления не предусматриваются.

Радиоактивное загрязнение атмосферы и местности при гипотетической аварии существенно отличается в случае аварии на одноконтурных (РБМК) и двухконтурных (ВВЭР) ядерных реакторах. Это обусловлено конструктивными особенностями реакторов: ВВЭР по сравнению с РБМК имеет прочный стальной корпус, препятствующий быстрому выходу теплоносителя в окружающую среду.

При гипотетической аварии на одноконтурном ядерном реакторе РБМК-1000 основной выход пароводяной смеси с РВ в атмосферу происходит в течение 20 минут и практически завершается за 1 час. За это время выходят все РВ, которые находятся в зазорах аварийных твэлов. Паровое облако с РВ за счет высокой скорости истечения из вентиляционной трубы поднимается над нею на несколько десятков метров и распространяется по направлению и со скоростью среднего ветра на высоте перемещения облака.

Основное влияние на распространение радиоактивного облака и характер радиоактивного загрязнения атмосферы и местности будут оказывать направление и скорость ветра, а также степень вертикальной устойчивости атмосферы. На поверхности земли формируется относительно правильная (типа эллипса) зона загрязнения вследствие гравитационного оседания радиоактивных веществ, находящихся на поверхности пылевых частиц.

Гипотетическая авария на двухконтурном ядерном реакторе типа ВВЭР-1000характеризуется длительным (до 9 суток) выходом пара с радионуклидами в атмосферу через вентиляционную трубу. Прочный корпус ядерного реактора и защитная оболочка реактора с первым контуром удерживают РВ внутри корпуса реактора, их суммарный выход в атмосферу примерно в 10 раз меньше, чем при аварии на РБМК-1000. Сравнительно небольшой выход РВ при гипотетической аварии на ВВЭР-1000 приводит к тому, что независимо от метеоусловий радиоактивное загрязнение местности не выходит за пределы тридцатикилометровой зоны АЭС.

Форма зон радиоактивного загрязнения при аварии на реакторе ВВЭР-1000 может быть не только эллипсообразной, но и кольцевой вокруг АЭС с выступами-эллипсами по тем направлениям изменяющегося с течением времени ветра, когда имел место повышенный выход РВ из реактора.

Авария с разрушением ядерного реактора – это непредвиденная аварийная ситуация. Она может быть следствием событий, связанных с множественными наложениями отказов оборудования, которые сопровождаются неправильными действиями персонала. Такие аварии относятся к запроектным.

Радиоактивное загрязнение при авариях на АЭС отличается от заражения при ядерных взрывах, хотя в обоих случаях источник загрязнения один и тот же – продукты деления (или – в ядерных боеприпасах). Отличия обусловлены особенностями радиоизотопного состава продуктов деления в реакторе и характером выхода РВ в атмосферу при аварии.

1. При длительной работе АЭС короткоживущие изотопы распадаются в твэлах и, в целом, радиоактивные продукты реактора обогащены радионуклидами с большими периодами полураспада по сравнению с продуктами ядерного взрыва. Это приводит к тому, что спад уровней радиации на загрязненной местности происходит значительно медленнее, чем при ЯВ.

2. Радиоактивные продукты, выходящие в атмосферу при аварии на АЭС, обогащены радионуклидами легколетучих элементов – радиоактивные благородные газы, радиоизотопы йода и цезия.

3. Радиоактивные вещества, выходящие в атмосферу при аварии на

АЭС, находятся в составе мелкодисперсных аэрозолей, которые чрезвычайно медленно оседают на поверхность земли под действием силы тяжести и разносятся ветром на сотни и даже тысячи километров от места аварии. Образование мелкодисперсных аэрозолей обусловлено тем, что РВ, распределенные при аварии в парогазовой фазе, находятся в молекулярном состоянии (то же самое и при выпаривании их в процессе горения графита) и при остывании в воздухе конденсируются на мелкодисперсной атмосферной пыли.

4. Загрязнение поверхностей мелкодисперсным радиоактивным аэрозолем происходит за счет адсорбции, что обусловливает неравномерность загрязнения – в большей степени заражаются объекты с развитой (пористой) поверхностью – лес, кустарник.

5. При авариях на АЭС радиоактивные продукты переносятся в атмосфере на высотах ниже расположения водонасыщенных облаков и могут вымываться осадками, обусловливая “пятнистость” загрязнения местности – загрязнение носит очаговый характер.

6. Радиоактивное загрязнение объектов при аварии на АЭС носит стойкий характер, т. е. загрязненные поверхности с большим трудом поддаются дезактивации. Это обусловлено большими силами взаимодействия мелкодисперсных частиц с поверхностью (для отрыва частицы размером 0,5 мкм надо приложить силу в 1000 раз большую, чем для отрыва частицы в 20 мкм).

Классификация аварий на АЭС. Для единообразной оценки опасности аварий на любой АЭС в любой стране экспертами Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) предложена международная шкала событий на АЭС. Основная цель введения этой шкалы - оперативная выдача информации о радиационно опасных событиях в виде, понятном для населения и общественности всех стран. С 1990 г. эта шкала введена в России.

События на АЭС, классифицируемые по этой шкале, относятся только к радиационной безопасности. Другие события, например, отказы, влияющие на работоспособность генераторов или турбин, должны быть классифицированы как вне шкалы. Очень незначительные события, не имеющие значения для безопасности, классифицируются как события ниже уровня шкалы или нулевого уровня.

Шкала разделена на две большие части, в которых три нижние класса (1-3) относятся к происшествиям (инцидентам), а верхние классы (4-7) – к авариям. Аварии 5, 6, 7-го класса вызваны, как правило, значительным повреждением или разрушением активной зоны реактора.

События на АЭС рассматриваются по трем критериям.

1. Внешние последствия - отражают выброс радиоактивных продуктов во внешнюю среду. Это наиболее значимый показатель загрязнения. Более высокий класс аварии соответствует более обширным последствиям для населения и окружающей среды.

2. Внутренние последствия события. Этот показатель изменяется для аварий, начиная с третьего класса, когда может происходить значительное загрязнение поверхностей объектов АЭС и облучение персонала, до пятого класса, когда происходит значительное повреждение активной зоны.

3. Ухудшение глубоко эшелонированной защиты рассматривается для аварий с 1-го по 3-й класс, т. е. для происшествий.

Классификация аварий на АЭС по международной шкале МАГАТЭ приведена в табл. 1.18.

Т а б л и ц а 1.18