Підготував викладач Фабрика Р. Р.

Підготував викладач Фабрика Р. Р.

 

Обговорено на засіданні кафедри

“ 31 ” серпня 2011 р.

Протокол № 1.

 

Івано-Франківськ, 2011

1.	Навчальна мета	Засвоїти характеристики аварій на РНО, методик оцінки радіаційної обстановки. Вивчити прилади радіаційної розвідки, освоїти і навчитись користуватись засобами колективного, індивідуального та медичного захисту.
2.	Час	180 хв.
3.	Місце проведення	Аудиторія
4.	Навчально-матеріальне оснащення

а) Література

1. Черняков Г.О., Кочін І.В., Сидоренко П.І. Медицина катастроф. – К.: “Здоров’я”, 2001. – 348с.

2. Волошинський О.В., Паращук Л.Д. Радіологія надзвичайних ситуацій., - Івано-Франківськ, 2003.

3. Завьялов В.Н. Учебное пособие по гражданской обороне. – М., 1989. – 271 с.

4. Воробйов О.О., Кардаш В.Є. Методика оцінки радіаційної і хімічної обстановки. Прилади радіаційного і хімічного контролю. Методичний посібник. – Чернівці, 1988. – 20с.

5. Закон України “Про цивільну оборону України” / відомості Верховної Ради України, 1993р., №14, с. 124.

6. Методичний посібник для ВНЗ України “Цивільна оборона”, 2004.

 

5.	Навчальні питання і розрахунок часу
	Вступ. Характеристика аварій на РНО	15 хв.
1.	Причина та медико-санітарні наслідки аварій на РНО	35 хв.
2.	Оцінка радіаційної обстановки в осередку НС	35 хв.
3.	Прилади радіаційної розвідки	30 хв.
4.	Засоби медичного захисту при аваріях на РНО	30 хв
5.	Засоби колективного та індивідуального захисту при аваріях на РНО	25 хв.
6.	Підведення підсумків	10 хв.

ЯДЕРНІ АВАРІЇ

Постійне збільшення енерговикористання привело до значного зменшення світових запасів органічного палива — вугілля, нафти, газу. Це зумовило перехід промисловості на ядерну технологію виробництва електроенергії.

Атомні джерела електроенергії мають ряд істотних переваг перед іншими електроенергетичними технологіями. По-перше, вони набагато рентабельніші, а виробництво електроенергії на атомних електростанціях (АЕС) значно дешевше, ніж на теплових, які використовують органічну сировину. По-друге, атомна енергетика дозволяє зекономити традиційні джерела енергії для використання в інших галузях промисловості (хімічній, нафтохімічній та ін.). Третя перевага — при грамотному проектуванні та експлуатації АЕС їх безпека для навколишнього середовища набагато вища, ніж теплових електростанцій, працюючих на традиційних енергоносіях. В останніх викиди шкідливих речовин в довкілля більш негативно впливають на екологію та здоров’я людини. Крім економічних існують також екологічні причини. Теплові електростанції є найпотужнішими джерелами надходження в атмосферу вуглекислого газу, оксидів сірки та азоту. Крім того вони самі є радіоактивними забруднювачами довкілля. Так теплова електростанція середньої потужності (1млн. кВт/год) за рік споживає 4-5 млн. тон вугілля, в якому містяться певні концентрації радіонуклідів, зокрема урану (1-2,5 г/т вугілля), технецію (2-5 г/т вугілля).

Отже, на сучасному етапі, поки не знайдуться альтернативні джерела електроенергії, здатні повністю забезпечити потреби народного господарства, без атомної енергетики людству не обійтися.

Перша в світі АЕС була споруджена в колишньому СРСР під керівництвом академіка I.В.Курчатова і здана в експлуатацію 27 червня 1954 року (м. Обнінськ Калузької області). В теперішній час в світі електроенергію виробляють понад 400 ядерних реакторів сумарною потужністю більше 280 000 МВт. З них на території України працюють 5 АЕС з 17 ядерними реакторами загальною потужністю 16 МВт, які забезпечують біля 40% валового виробництва електроенергії в країні. За останні 10 років частка електроенергії, що виробляється на АЕС, збільшилась в світі майже в 3 рази (з 5,3 до 15%).

Розвиток ядерних технологій виробництва електроенергії породив нові проблеми, в тому числі радіоактивне забруднення оточуючого середовища, особливо в результаті аварій. Незважаючи на суворі заходи безпеки, імовірність таких аварій повністю не виключена. Теоретично їх можливість становить 1,7.10^-5(за розрахунками німецьких вчених) і 1,7.10^-6(шведських). Практично ймовірність крупних аварій на АЕС становить один раз на 10 років.

Згідно опублікованих даних, за весь період розвитку ядерної енергетики в світі відбулось понад 150 аварій на ядерних реакторах з викидом в оточуюче середовище радіоактивних продуктів. Аварія на Чорнобильській АЕС показала недосконалість багатьох положень в системі контролю за навколишнім середовищем, як при нормальній роботі АЕС, так і при виникненні ядерних аварій любого масштабу.

За період з 1958 по 1986 роки в різних країнах світу відбулось понад 30 великих радіаційних аварій на ядерних реакторах, набільшою з яких стала аварія на Чорнобильській АЕС. Серйозні наслідки мали події в 1957 р. на АЕС у Віндскейлі в Англії, в 1978 р. на АЕС “Трі-Майл-Айленд” в США. В практиці експлуатації АЕС мали місце чисельні випадки викиду радіонуклідів за межі станції. Тільки за період 1971-1984 рр. в 14 країнах-виробниках ядерної енергетики, відбулось понад 100 аварій, які привели до різноманітних радіоактивних викидів. Як правило, їх величина була незначною. Атомні електростанції проектувались і будувались з високою надійністю. Вчені мали надію отримати джерело електроенергії, абсолютно безпечне в експлуатації. Крім того, в середині ХХ століття, коли ядерні технології знаходились тільки в стадії розробки були неодноразові випадки скиду радіоактивних відходів в довкілля. Так, наприклад, на Південному Уралі радіоактивні матеріали з Челябінського воєнного радіохімічного комплексу протягом 1948-1956 років скидувались безпосередньо в річку Теча. За цей час було синуто біля 76 млн м³ радіоактивних вод загальною активністю 10¹⁷ Бк (2,75 МКі).

На жаль, повністю усунути ядерні аварії неможливо. Звести кількість аварій до мінімуму, а також організувати заходи по ліквідації їх наслідків — основне завдання як електроенергетичної галузі, так і медичної служби військ, цивільної оборони.

Втягнутими в радіаційну аварію на атомних електростанціях стають значні контингенти населення, що вимагає проведення самих радикальних заходів у стислі терміни. Складність і багатоплановість проблеми радіаційного захисту населення зумовили необхідність широкого співробітництва в її розробці не тільки країн, які мають АЕС, але і ряду міжнародних організацій, наприклад Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ), Продовольчої та сільськогосподарської організації ООН (ФАО), Всесвітньої організації охорони здоров’я (ВООЗ), Міжнародної комісії з радіоактивного захисту (МКРЗ).

Коротка характеристика АЕС

АЕС є одним із центральних елементів в складному ланцюгу використання ядерних матеріалів, так званому “ ядерному паливному циклі ” (ЯПЦ). Це понятття охоплює і характеризує послідовність операцій з радіоактивними матеріалами в ядерній енергетиці. Він об’єднує такі технології, як:

— видобування, подрібнення і концентрування уранової руди;

— вилучення урану з уранової руди та його збагачення радіонуклідом ²³⁵U;

— перетворення урану в паливо і виготовлення паливних елементів;

— використання паливних елементів в ядерних реакторах для отримання енергії (АЕС, теплоелектроцентралях, станціях побутового та промислового теплозабезпечення, атомних надводних і підводних суднах та ін);

— виділення з відпрацьованого палива плутонію, урану та інших радіонуклідів, які застосовуються в різних галузях виробництва (наука, техніка, медицина, тощо);

— регенерація палива і виготовлення паливних елементів;

— транспортування свіжого і відпрацьованого палива, радіоактивних матеріалів та відходів;

— зберігання палива, радіоактивних матеріалів і відходів та їх захоронення.

В багатьох країнах світу, в тому числі і в Україні, немає повного (замкнутого) ЯПЦ, функціонують окремі його елементи. До них відносяться уранові копальні рудники, енергетичні та дослідницькі реактори, сховища ядерних матеріалів, спеціальні транспортні підприємства, пункти захоронення радіоактивних відходів та деякі інші.

Технологічна схема виробництва електроенергії на АЕС подібна до такої на теплових електростанціях і полягає в наступному. Теплова енергія, яка виділяється в активній зоні реактора при поділі ядер атомів палива, відводиться теплоносієм і використовується для отримання водяної пари, що приводить в дію турбогенератор.

Таким чином, основним елементом, який відрізняє АЕС від теплової електростанції, є ядерний реактор — пристрій, в якому здійснюється керована самопідтримуюча ланцюгова реакція поділу ядер атомів ядерного палива.

Він включає в себе наступні елементи.

Активна зона — простір, в якому в результаті ланцюгової реакції поділу відбувається виділення внутрішньоядерної енергії. В цій зоні певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтроно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловидільних елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.

Тепловиділяючі елементи (твели) — основний конструктивний вузол технологічних каналів активної зони, який містить матеріал поділу і забезпечує передачу тепла від нього при ланцюговій реакції до теплоносія. Твел складається з активної частини, яка містить ядерне паливо, зовнішньої оболонки та допоміжних деталей. Як ядерне паливо в більшості реакторів використовується природній уран, збагачений ізотопом з масовим числом 235 у вигляді диоксиду (UО₂). Ступінь збагачення знаходиться в межах від десятих долей до декількох відсотків.

Циркуляційний контур теплоносія — пристрій, призначений для відводу тепла з активної зони (первинний контур ядерного реактора). Теплоносій не повинен мати в своєму складі нейтроно-захоплюючі елементи, руйнуватись під впливом випромінювання, і в той же час бути дешевим і безпечним. Найчастіше в цій якості використовуються вода (легка або важка), газ (гелій, азот, двоокис вуглецю), рідкий метал (натрій) та деякі інші речовини.

Відбивач нейтронів — шар матеріалу, що не ділиться. Він оточує активну зону реактора для зменшення виходу з неї нейтронів. Це відбувається шляхом поглинання останніх або екранування з частковим їх поверненням в зону. Добрими матеріалами для відбивача є графіт, берилій, важка вода.

Система управління і захисту — сукупність пристроїв, призначених для забезпечення надійного контролю потужності (інтенсивності ланцюгової реакції), управління та аварійного виключення реактора.

Біологічний захист — пристрій, який, при роботі ядерного реактора знижує інтенсивність випромінювання до безпечного для персоналу рівня. Конструкція і матеріали захисту залежать від призначення реактора, його типу, потужності.

В реакторах, які працюють на повільних нейтронах, необхідно зменшувати їх енергію (до 1 еВ). Для цього між тепловиділяючими елементами розміщують сповільнювач — пристрій з матеріалів з низькою атомною вагою (наприклад графіт, звичайна та важка вода, в деяких випадках органічні сполуки). Реактори, які працюють на швидких нейтронах (з енергією понад 100 кеВ), сповільнювачів не вимагають.

Для отримання ланцюгової самопідтримуючої реакції поділу реактор переводять в так званий критичний стан. При цьому кількість нейтронів, утворених при поділі, повинна дорівнювати їх кількості, втраченій в результаті поглинання. Критичний стан реактора характеризується ефективним коефіцієнтом розмноження — К_еф. При К_ефменшому 1, реактор знаходиться в підкритичному стані і ланцюгова реакція не підтримується, а якщо К_ефбільший 1, то ядерний реактор переходить в надкритичний стан і потужність його поступово збільшується і може досягти параметрів, при яких він руйнується. Тому цей показник ядерного реактора, працюючого на повільних нейтронах, регулюється за допомогою регулюючих стержнів аварійного захисту. Вони містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони (бор, кадмій, гафній та інші), але найчастіше для цього використовується карбід бору (В₂С) та суміш В₂С–АI₂О₃. При введенні таких стержнів в активну зону кількість нейтронів, які беруть участь в поділі, зменшується, а, відповідно, знижується і потужність реактора. При витягуванні стержнів з активної зони відбувається зворотній процес. При введенні в активну зону стержнів аварійного захисту ядерна ланцюгова реакція припиняється.

Для відводу теплоти від тепловиділяючих елементів застосовують різноманітні системи охолодження реактора.

При проектуванні і будівництві АЕС одним із найважливіших науково-технічних завдань є забезпечення радіаційної безпеки персоналу та населення, а також попередження радіаційного забруднення оточуючого середовища. Мета радіаційного захисту полягає в тому, щоб опромінення персоналу АЕС не перевищувало максимально допустимих доз, а концентрація РР в оточуючому середовищі поблизу станції знаходилась на безпечному рівні.

В основу вирішення цієї проблеми покладена концепція створення захисних бар’єрів.

Основними з них на шляху поширення РР є оболонки твелів, трубопроводи, помпи і захисна оболонка реакторної установки.

Герметичні оболонки твелів, попереджуючі вихід продуктів поділу з палива в теплоносій, є першим бар’єром радіаційного захисту.

В процесі роботи в них можуть утворюватись мікротріщини, через які продукти поділу проникають в теплоносій. У зв’язку з цим виникає необхідність герметизації трубопроводів і помп — утворюється другий бар’єр радіаційного захисту.

Внаслідок високого тиску теплоносія, механічних і гідродинамічних вібрацій, корозії та ряду інших причин може порушуватись герметичність комунікацій, аж до розриву основного трубопроводу, що є вже максимальною проектною аварією. У зв’язку з цим виникає необхідність створення третього бар’єру радіаційного захисту, попереджуючого вихід РР в оточуюче середовище. Таким бар’єром є захисна оболонка реакторної установки.

До захисних бар’єрів відносяться також фільтри та обладнання для спеціальної водо- і газоочистки, споруди для відстою і розбавлення рідких і газоподібних середовищ, зони суворого контролю у виробничих приміщеннях і на території АЕС, контрольні пункти на маршрутах руху персоналу та транспорту, санітарні пропускники та пункти дезактивації, контроль при виході або виїзді за межі станції.

Класифікація аварій на АЕС

При класифікації аварій на АЕС в першу чергу береться до уваги наявність чи відсутність аварійного викиду РР в навколишнє середовище.

При прогнозуванні та оцінці радіаційної обстановки передбачаються два види можливих аварій, при яких створюється небезпечна радіаційна обстановка на місцевості, що вимагає здійснення заходів по захисту населення, — це гіпотетична аварія та аварія із руйнуванням реактора.

Гіпотетична аварія — аварія, для попередження якої технічних заходів, що забезпечують безпеку АЕС, проектом не передбачено. При виході РР в атмосферу створюється небезпечна радіаційна обстановка, що може привести до опромінення населення в дозах, які перевищують допустимі.

Аварія з повним руйнуванням ядерного реактора може відбутися в результаті стихійного лиха, падіння літаючого апарата на споруди АЕС, впливу звичайних боєприпасів та ін. Вона супроводжується розривом трубопроводів, пошкодженням реактора, відмовою систем управління і радіаційного захисту, миттєвою втратою герметичності конструкцій реактора і виходом РР з потоками пару та води в навколишнє середовище.

За імовірністю виникнення і наслідками аварії ядерних реакторів поділяються на проектні (малі і великі) та позапроектні.

Проектні аварії — це передбачені ситуації, що відносно легко усуваються і не супроводжуються значним переопроміненням персоналу і окремих груп населення.

Позапроектні аварії — це ситуації, що приводять до повного розкладання ядерного палива, переопромінення персоналу та населення і значного забруднення навколишнього середовища.

За масштабами розповсюдження радіонуклідів прийнято розрізняти два типи аварій: промислову і комунальну (див. табл.)

Індивідуальні засоби захисту органів дихання (ЗЗОД)

До ЗЗОД відносяться ЗАГАЛЬНОВІЙСЬКОВІ ЗАСОБИ: фільтруючі протигази великогабаритні: МО-4У і РШ-4; фільтруючі протигази малогабаритні: ПМГ, ПМГ-2, ПБФ, ПМК, ПМК-2; респіратор Р-2; СПЕЦІАЛЬНІ: шолом для поранених у голову ШР, додатковий (гопкалітовий) патрон ЛП-2, ПРВ, ПРВ-У, ПЛ-2, ПЛ-3, ізолюючі протигази: ІП-4, ІП-5, ІПСА.

Протигази призначені для захисту органів дихання, обличчя і очей від дії ОР, бактеріальних аерозолів, радіоактивного пилу.

Принцип дії протигаза полягає в очищенні повітря, що вдихується, від токсичних аерозолів і парів в фільтрувально-поглинальній системі. Протигази не ізолюють шляхи людини від атмосфери і не збагачують повітря, що вдихується, киснем, тому можуть бути використані в середовищі з вмістом кисню не менше 17%.

Радіоактивний пил випадає після ядерного вибуху, заражаючи шар приземного повітря і місцевість. Крім того, радіоактивний опад може переходити повторно в завислий стан разом з пилом від поривів вітру, при пересуванні людей, транспорту. При перебуванні на зараженій місцевості особового складу без ЗЗОД РР в цьому випадку будуть потрапляти в органи дихання. Високотоксичні отруйні речовини застосовуються у вигляді туману, диму, в газоподібному стані. В атмосфері, зараженій газовими ОР, за один вдих в шляхи дихання людини може проникнути декілька смертельних доз.

Класифікація.

Призначення. Принцип захисту	Загальновійськові	Спеціальні
Фільтруючі	3К3К
	3К3К-М
	3К3К-Д
	К3С
Ізолюючі	33К (плащ ОП-1М)	Л-1
	К3П	Захисний комбінезон
		Захисний костюм К3М-2

 

Фільтруючі засоби виготовляються у вигляді бавовняного обмундирування та білизни, імпрегнованих спеціальними хімічними речовинами. Вони захищають від парів та аерозолів ОР, отруйних димів та порошкоподібних рецептур і в деякій мірі від невеликих мазків рідких ОР. Імпрегнування вогнезахисними рецептурами надає стійкості до займання. Пари ОР проникають у пористу тканину разом з повітрям, при цьому повітря проходить крізь тканину, а ОР поглинається речовиною, що використовується для просочування. Використовується імпрегнування абсорбційного та хемосорбційного типу. У першому випадку ОР розчинюють у компонентах імпрегнування "абсорбентах", у другому - вступають у хімічну взаємодію і дегазуються. Під дією сонячного світла захисні властивості знижуються, тому необхідні повторні імпрегнування.

Загальновійськовий комплексний захисний костюм (3К3К). Призначений для комплексного захисту від світлового випромінювання та радіоактивних речовин, парів та аерозолів ОР і бактерійних аерозолів. Він складається з куртки, штанів, захисної білизни, головного убору, підшоломника, виготовлених з тканини із спеціальним імпрегнуванням. Одягають його під захисний плащ. Костюм відрізняється від табельного обмундирування своєю конструкцією і наявністю захисної білизни з козирком для захисту кистей рук.

Костюм захисний К3С виготовлений із сітчатої тканини, призначений для збільшення рівня захисту шкіри від опіків ОР при одяганні його поверх 3К3К чи обмундирування. Використовують як маскувальний засіб. К3С є засобом періодичного носіння. При зараженні крапельно-рідким ОР він, як правило, не дегазується, а знищується (закопується).

Ізолюючі засоби непроникні для повітря. Вони виготовляються з текстильної поглинаючої тканини, на яку з обох боків нанесена захисна плівка з полімерного захищаючого від ОР, РР, БЗ матеріалу (синтетичні каучуки, смоли, та інш.). Захисні властивості від ОР характеризуються поняттям захисна потужність (час від моменту попадання рідкої ОР до появи його на зворотному боці у вигляді пари), проникність - час від моменту попадання рідкої ОР на тканину до появи на вивороті у рідкому вигляді. Такий ефект пов'язаний із здатністю стійких ОР розчинятись у полімерному покритті і дифундувати крізь нього. Час необхідний для промокання набагато більше ніж час захисної дії і залежить від природи і товщини полімерного шару.

Q =

А х В2

,

де Q - час захисної дії;

А - коефіцієнт захисної дії;

В - товщина плівки (мм).

Вплив ізолюючого одягу на організм людини виявляється у порушенні тепловіддачі, а ступінь впливу визначається температурою повітря, тривалістю та важкістю фізичних робіт, тому існують фізіолого-гігієнічні норми їх використання. Для запобігання перегріву особовий склад використовує охолоджуючий бавовняний костюм (КБО), частота змочування залежить від температури повітря. Костюм бавовняний охолоджуючий включає куртку і штани, які виготовлені із вологоємкої бавовняної тканини.

КБО одягають поверх ізолюючих засобів захисту. Використовують КБО при температурі понад + 10 град. С, при цьому зволожують охолоджуючий костюм (під душем, із шлангу і.т.ін). Частота зволоження залежить від температури оточуючого повітря:

v від +30оС до +40оС не рідше ніж один раз на годину;

v від +25оС до +30оС не рідше 1 разу за 2 години;

v від +20оС до +25оС не рідше 1 разу за 3 години;

v від +15оС до +20оС не рідше 1 разу за 4 години.

Загальновійськовий захисний комплект (ЗЗК) складається із захисного плаща, захисних панчох та захисних рукавиць. Загальновійськовий комплект, як правило, використовується з імпрегнованим обмундируванням і протигазом. ЗЗК носять у "похідному" положенні, "напоготові" і у "бойовому" положенні.

У бойовому положенні загальновійськовий комплект може бути використаний:

1. У вигляді накидки (при раптовому використанні супротивником ОР).

2. Одягненим в рукави (при подоланні у відкритих машинах заражених ділянок місцевості, при виконанні робіт з спеціального оброблення.

3. У вигляді комбінезону (при проведенні робіт з ремонту техніки, інженерних робіт, рятувальних робіт чи при діях у пішому порядку на зараженій місцевості).

Костюм захисний плівочний (КЗП) - використовується разом з фільтруючими засобами індивідуального захисту шкіри. Після зараження ОР, БЗ спеціальному обробленню не підлягає. Після дезактивації використовується повторно. КЗП складається з захисного плаща з капюшоном, захисних панчох з ботами. Разом з КЗП використовують захисні рукавиці. КЗП носять в положеннях "похідному", "напоготові", "бойовому" (у вигляді накидки, та одягненим в рукава).

Спеціальний одяг використовується при тривалих діях на зараженій місцевості, при роботі з ОР та при виконанні дегазаційних, дезактиваційних і дезінфекційних робіт і санітарного оброблення.

Є такі комплекти спеціального захисного одягу:

1. Легкий захисний костюм -(Л-I)- виготовлений із прогумованої тканини і складається із куртки з капюшоном, штанів з панчохами, двопальчатих рукавиць та підшоломника. Окрім того, є сумка для перенесення та запасна пара рукавиць. Костюми бувають трьох розмірів: перший - зріст до 165см., другий – від 165 до 172см., третій - вище за 172см. Захисна потужність по іприту - 1,5 години, по заріну - до 3-хв., b-випромінювання поглинає на 60%. Середня вага - 3,3 кг.

2. Захисний комбінезон, що використовується у комплекті з чоботами та рукавицями і подшоломником. Розміри ті ж, що й в Л-I. Захисна потужність від крапель ОР не менше 2 годин. Витримує світловий імпульс не менше 20-25 кал/см².

3. Захисний костюм складається із куртки з капюшоном, штанів, рукавиць, чобіт та підшоломника, виготовляється трьох розмірів. Захисна потужність така ж сама.

4. Захисний фартух, що використовується із захисними панчохами та рукавицями.

До засобів індивідуального захисту відносять окуляри ОПФ та ОФ, які призначені для захисту очей від опіків та зниження ступеню сліплення за рахунок якостей фотохромних матеріалів, які застосовані в блоках світлофільтрів. Окуляри, світлофільтри та інше приладдя зберігають у футлярах. Забруднені ОР, РП, БЗ футляри підлягають спеціальному обробленню.

1.3. Комплексне використання ЗІЗ.

При несподіваному хімічному, бактеріологічному нападі і при випаданні радіоактивного пилу, в укриттях негайно одягаються ФП, а поза укриттів також плащ у вигляді накидки. Подолання зони зараження ОР здійснюється у протигазах, захисних панчохах, рукавицях і плащах у вигляді накидки або їх комбінації. Після виходу із зони зараження і проведення ЧСО особовий склад залишається у протигазах. При наявності у повітрі радіоактивного пилу використовують респіратор або протигаз. При подоланні зони радіоактивного зараження пішки, надягають захисні панчохи, а на відкритій техніці - захисний плащ. Після виходу із зони, проведення ЧСО ІЗЗ можуть бути зняті.

Колективні засоби захисту

Колективні засоби захисту від ядерної і хімічної зброї – це інженерні споруди або об'єкти, призначені для групового захисту людей від дії ядерної, хімічної зброї і звичайних засобів ураження. В умовах сучасної війни вони забезпечують найбільш повний захист від дії всіх уражаючих факторів.

Підготував викладач Фабрика Р. Р.

 

Обговорено на засіданні кафедри

“ 31 ” серпня 2011 р.

Протокол № 1.

 

Івано-Франківськ, 2011

1.	Навчальна мета	Засвоїти характеристики аварій на РНО, методик оцінки радіаційної обстановки. Вивчити прилади радіаційної розвідки, освоїти і навчитись користуватись засобами колективного, індивідуального та медичного захисту.
2.	Час	180 хв.
3.	Місце проведення	Аудиторія
4.	Навчально-матеріальне оснащення

а) Література

1. Черняков Г.О., Кочін І.В., Сидоренко П.І. Медицина катастроф. – К.: “Здоров’я”, 2001. – 348с.

2. Волошинський О.В., Паращук Л.Д. Радіологія надзвичайних ситуацій., - Івано-Франківськ, 2003.

3. Завьялов В.Н. Учебное пособие по гражданской обороне. – М., 1989. – 271 с.

4. Воробйов О.О., Кардаш В.Є. Методика оцінки радіаційної і хімічної обстановки. Прилади радіаційного і хімічного контролю. Методичний посібник. – Чернівці, 1988. – 20с.

5. Закон України “Про цивільну оборону України” / відомості Верховної Ради України, 1993р., №14, с. 124.

6. Методичний посібник для ВНЗ України “Цивільна оборона”, 2004.

 

5.	Навчальні питання і розрахунок часу
	Вступ. Характеристика аварій на РНО	15 хв.
1.	Причина та медико-санітарні наслідки аварій на РНО	35 хв.
2.	Оцінка радіаційної обстановки в осередку НС	35 хв.
3.	Прилади радіаційної розвідки	30 хв.
4.	Засоби медичного захисту при аваріях на РНО	30 хв
5.	Засоби колективного та індивідуального захисту при аваріях на РНО	25 хв.
6.	Підведення підсумків	10 хв.

ЯДЕРНІ АВАРІЇ

Постійне збільшення енерговикористання привело до значного зменшення світових запасів органічного палива — вугілля, нафти, газу. Це зумовило перехід промисловості на ядерну технологію виробництва електроенергії.

Атомні джерела електроенергії мають ряд істотних переваг перед іншими електроенергетичними технологіями. По-перше, вони набагато рентабельніші, а виробництво електроенергії на атомних електростанціях (АЕС) значно дешевше, ніж на теплових, які використовують органічну сировину. По-друге, атомна енергетика дозволяє зекономити традиційні джерела енергії для використання в інших галузях промисловості (хімічній, нафтохімічній та ін.). Третя перевага — при грамотному проектуванні та експлуатації АЕС їх безпека для навколишнього середовища набагато вища, ніж теплових електростанцій, працюючих на традиційних енергоносіях. В останніх викиди шкідливих речовин в довкілля більш негативно впливають на екологію та здоров’я людини. Крім економічних існують також екологічні причини. Теплові електростанції є найпотужнішими джерелами надходження в атмосферу вуглекислого газу, оксидів сірки та азоту. Крім того вони самі є радіоактивними забруднювачами довкілля. Так теплова електростанція середньої потужності (1млн. кВт/год) за рік споживає 4-5 млн. тон вугілля, в якому містяться певні концентрації радіонуклідів, зокрема урану (1-2,5 г/т вугілля), технецію (2-5 г/т вугілля).

Отже, на сучасному етапі, поки не знайдуться альтернативні джерела електроенергії, здатні повністю забезпечити потреби народного господарства, без атомної енергетики людству не обійтися.

Перша в світі АЕС була споруджена в колишньому СРСР під керівництвом академіка I.В.Курчатова і здана в експлуатацію 27 червня 1954 року (м. Обнінськ Калузької області). В теперішній час в світі електроенергію виробляють понад 400 ядерних реакторів сумарною потужністю більше 280 000 МВт. З них на території України працюють 5 АЕС з 17 ядерними реакторами загальною потужністю 16 МВт, які забезпечують біля 40% валового виробництва електроенергії в країні. За останні 10 років частка електроенергії, що виробляється на АЕС, збільшилась в світі майже в 3 рази (з 5,3 до 15%).

Розвиток ядерних технологій виробництва електроенергії породив нові проблеми, в тому числі радіоактивне забруднення оточуючого середовища, особливо в результаті аварій. Незважаючи на суворі заходи безпеки, імовірність таких аварій повністю не виключена. Теоретично їх можливість становить 1,7.10^-5(за розрахунками німецьких вчених) і 1,7.10^-6(шведських). Практично ймовірність крупних аварій на АЕС становить один раз на 10 років.

Згідно опублікованих даних, за весь період розвитку ядерної енергетики в світі відбулось понад 150 аварій на ядерних реакторах з викидом в оточуюче середовище радіоактивних продуктів. Аварія на Чорнобильській АЕС показала недосконалість багатьох положень в системі контролю за навколишнім середовищем, як при нормальній роботі АЕС, так і при виникненні ядерних аварій любого масштабу.

За період з 1958 по 1986 роки в різних країнах світу відбулось понад 30 великих радіаційних аварій на ядерних реакторах, набільшою з яких стала аварія на Чорнобильській АЕС. Серйозні наслідки мали події в 1957 р. на АЕС у Віндскейлі в Англії, в 1978 р. на АЕС “Трі-Майл-Айленд” в США. В практиці експлуатації АЕС мали місце чисельні випадки викиду радіонуклідів за межі станції. Тільки за період 1971-1984 рр. в 14 країнах-виробниках ядерної енергетики, відбулось понад 100 аварій, які привели до різноманітних радіоактивних викидів. Як правило, їх величина була незначною. Атомні електростанції проектувались і будувались з високою надійністю. Вчені мали надію отримати джерело електроенергії, абсолютно безпечне в експлуатації. Крім того, в середині ХХ століття, коли ядерні технології знаходились тільки в стадії розробки були неодноразові випадки скиду радіоактивних відходів в довкілля. Так, наприклад, на Південному Уралі радіоактивні матеріали з Челябінського воєнного радіохімічного комплексу протягом 1948-1956 років скидувались безпосередньо в річку Теча. За цей час було синуто біля 76 млн м³ радіоактивних вод загальною активністю 10¹⁷ Бк (2,75 МКі).

На жаль, повністю усунути ядерні аварії неможливо. Звести кількість аварій до мінімуму, а також організувати заходи по ліквідації їх наслідків — основне завдання як електроенергетичної галузі, так і медичної служби військ, цивільної оборони.

Втягнутими в радіаційну аварію на атомних електростанціях стають значні контингенти населення, що вимагає проведення самих радикальних заходів у стислі терміни. Складність і багатоплановість проблеми радіаційного захисту населення зумовили необхідність широкого співробітництва в її розробці не тільки країн, які мають АЕС, але і ряду міжнародних організацій, наприклад Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ), Продовольчої та сільськогосподарської організації ООН (ФАО), Всесвітньої організації охорони здоров’я (ВООЗ), Міжнародної комісії з радіоактивного захисту (МКРЗ).

Коротка характеристика АЕС

АЕС є одним із центральних елементів в складному ланцюгу використання ядерних матеріалів, так званому “ ядерному паливному циклі ” (ЯПЦ). Це понятття охоплює і характеризує послідовність операцій з радіоактивними матеріалами в ядерній енергетиці. Він об’єднує такі технології, як:

— видобування, подрібнення і концентрування уранової руди;

— вилучення урану з уранової руди та його збагачення радіонуклідом ²³⁵U;

— перетворення урану в паливо і виготовлення паливних елементів;

— використання паливних елементів в ядерних реакторах для отримання енергії (АЕС, теплоелектроцентралях, станціях побутового та промислового теплозабезпечення, атомних надводних і підводних суднах та ін);

— виділення з відпрацьованого палива плутонію, урану та інших радіонуклідів, які застосовуються в різних галузях виробництва (наука, техніка, медицина, тощо);

— регенерація палива і виготовлення паливних елементів;

— транспортування свіжого і відпрацьованого палива, радіоактивних матеріалів та відходів;

— зберігання палива, радіоактивних матеріалів і відходів та їх захоронення.

В багатьох країнах світу, в тому числі і в Україні, немає повного (замкнутого) ЯПЦ, функціонують окремі його елементи. До них відносяться уранові копальні рудники, енергетичні та дослідницькі реактори, сховища ядерних матеріалів, спеціальні транспортні підприємства, пункти захоронення радіоактивних відходів та деякі інші.

Технологічна схема виробництва електроенергії на АЕС подібна до такої на теплових електростанціях і полягає в наступному. Теплова енергія, яка виділяється в активній зоні реактора при поділі ядер атомів палива, відводиться теплоносієм і використовується для отримання водяної пари, що приводить в дію турбогенератор.

Таким чином, основним елементом, який відрізняє АЕС від теплової електростанції, є ядерний реактор — пристрій, в якому здійснюється керована самопідтримуюча ланцюгова реакція поділу ядер атомів ядерного палива.

Він включає в себе наступні елементи.

Активна зона — простір, в якому в результаті ланцюгової реакції поділу відбувається виділення внутрішньоядерної енергії. В цій зоні певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтроно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловидільних елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.

Тепловиділяючі елементи (твели) — основний конструктивний вузол технологічних каналів активної зони, який містить матеріал поділу і забезпечує передачу тепла від нього при ланцюговій реакції до теплоносія. Твел складається з активної частини, яка містить ядерне паливо, зовнішньої оболонки та допоміжних деталей. Як ядерне паливо в більшості реакторів використовується природній уран, збагачений ізотопом з масовим числом 235 у вигляді диоксиду (UО₂). Ступінь збагачення знаходиться в межах від десятих долей до де<