Защита населения и территорий при авариях на ядерно-опасных и радиационно-опасных объектах с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду
Общие сведения о радиационных опасных объектах (ЯОО, РОО).
Под ядерно-опасными объектами понимаются объекты, имеющие значительные количества ядерных делящихся материалов (ЯДМ) в различных физических состояниях и формах. Потенциальная опасность эксплуатации таких объектов заключается в возможности возникновения «критичности» и соответственно самоподдерживающейся цепной реакции при аварийных ситуациях, а также при переработке, хранении и транспортировке ЯДМ.
К ядерно-опасным относятся объекты: ядерного топливного цикла - атомные станции различного назначения, предприятия по регенерации отработанного топлива и временному хранению радиоактивных отходов; научно-исследовательские организации, имеющие исследовательские реакторы или ускорители частиц; морские суда с ядерными энергетическими установками, а также хранилища ядерных боеприпасов и полигоны, где проводятся испытания ядерных зарядов.
Из перечисленных ядерно-опасных объектов наибольшим количеством радиоактивности обладают работающие ядерные реакторы. Чем больше мощность реактора, тем большее количество продуктов деления накапливается в нем за одно и то же время работы. Их суммарная активность зависит также от времени , работы реактора в период между его остановками для очередной (плановой) профилактики. Величину этой активности можно вычислить теоретически. Например, в аварийном реакторе Чернобыльской АЭС накопленная радиоактивность на день аварии составила 2000 мКи. К радиационно-опасным объектам относятся предприятия, использующие радиоактивные вещества в небольших количествах и изделия на их основе, в том числе приборы, аппараты и установки, не представляющие ядерной опасности.
Атомные станции как объекты повышенной радиационной опасности. Атомная энергетика России дает в целом около 11 % электроэнергии от ее общего производства. Она включает 9 атомных станций с 29 реакторами. Пока альтернативы атомной энергетике нет. Поэтому в ближайшие годы в России следует ожидать увеличения числа атомных электростанций.
Главным элементом атомной станции (АЭС) является ядерная энергетическая установка - реактор. Его работа основана на получении тепловой энергии за счет реакции деления ядерного топлива, в качестве которого в большинстве реакторов используется уран. Однако цепная реакция деления в природном уране невозможна из-за низкого содержания в нем основного делящегося изотопа урана-235, доля которого всего 0,7%. Создать цепную реакцию можно либо путем повышения в природном уране доли содержания урана-235 (не менее 25%), либо путем замедления основной массы образующихся в реакторе нейтронов, используя способность урана-235 к более активному захвату медленных (тепловых) нейтронов.
И тот и другой способы применяются в атомных реакторах. При этом реакторы, в которых используется замедление нейтронов, называются реакторами на медленных (тепловых) нейтронах, а реакторы с использованием сильно обогащенного урана - реакторами на быстрых нейтронах (БН). В качестве ядерного топлива в реакторах на медленных нейтронах используется двуокись урана с содержанием урана-235 около 2-4%, в реакторах на быстрых нейтронах помимо сильно обогащенного урана используется также плутоний-239. В реактор ядерное топливо помещается в виде твэлов (тепловыделяющих элементов) - циркониевых трубок, заполненных таблетками двуокиси урана. Пространство между твэлами заполняется замедлителем нейтронов - графитом или водой.
Тепловая энергия, выделяющаяся в результате цепной реакции деления, отводится из реактора прокачкой через его активную зону жидкого или газообразного вещества - теплоносителя. В последующем это тепло преобразуется в механическую энергию вращения турбины, а затем — в электрическую. Оно может быть использовано также для подогрева воды в коммунальных или производственных сетях теплоснабжения. На современных АЭС в качестве теплоносителя используется очищенная и обессоленная вода (в реакторах на тепловых нейтронах) и жидкий металл - натрий (в реакторах на быстрых нейтронах). Замкнутый контур, в котором циркулирует теплоноситель, называют контуром теплоносителя, или первым контуром АЭС. Во втором замкнутом контуре АЭС находится обычная очищенная вода, которой теплоноситель через парогенератор передает тепло из реактора и которая в виде пара высокого давления вращает турбину генератора, вырабатывающего электроэнергию. В некоторых типах АЭС вода выполняет одновременно роль и теплоносителя и рабочего тела, циркулируя в одном контуре. Такие станции называются одноконтурными. В двухконтурных станциях высокорадиоактивный теплоноситель и рабочее тело заключены в раздельные контуры, сообщающиеся через теплообменник. Там, где требуется особо высокая степень очистки воды от радиоактивных веществ (например, при использовании ее в сетях теплоснабжения городов), строятся трехконтурные станции. В реакторах на тепловых нейтронах для снижении энергии, а следовательно, и скорости нейтронов используются замедлители нейтронов. В качестве таких замедлителей в отечественных реакторах применяют графит (в реакторах типа РБМК- реактор большой мощности канальный) и воду (в реакторах типа ВВЭР –водо – водяной энергетический реактор). Разнос контуров теплоносителя и рабочего тела связан с обеспечением радиационной безопасности, ибо теплоноситель первого контура высокорадиоактивен. Большинство аварийных ситуаций на АЭС возникает в контуре рабочего тела, особенно в той его части, где размещены барабаны-генераторы и турбины, а также находятся головные циркулярные насосы. В одноконтурных АЭС эти и многие другие элементы контура теплоносителя и рабочего тела всегда радиоактивны и любая протечка радиоактивной воды или выход пара высокого давления - это угроза безопасности людей и прежде всего персоналу станции. Двухконтурные АЭС с реакторами ВВЭР являются более безопасными, чем одноконтурные, так как в случае протечки в первом контуре элементы второго контура воздействию радиации не подвергаются. Наиболее безопасными являются трехконтурные АЭС теплоснабжения. Эта безопасность обусловлена в первую очередь внешним защитным корпусом, выполненным из высокопрочных металлов, в котором по типу «матрешки» заключены страховочный корпус и корпус реактора, что исключает в случае разрушения реактора выход радиоактивности в окружающую среду. В процессе работы атомных станций по мере «выгорания» твэлов в реакторах накапливается большое количество радиоактивных продуктов деления с различными периодами полураспада: от короткоживущих - несколько часов или суток (аргон-41, йод-131) до долгоживущих — тысячи и миллионы лет (плутоний-239, уран- 235). Радиоактивные продукты распада, содержащиеся в активной зоне реактора, являются основными источниками ионизирующих излучений. Их активность может достигать многих миллиардов кюри. Вне активной зоны реактора источниками излучения на АЭС являются главным образом трубопроводы и оборудование контура теплоносителя. Для обеспечения надежной работы АЭС и радиационной безопасности персонала и населения проектами предусматриваются соответствующие системы безопасности.
Системы безопасности АС.
Под системами безопасности АЭС в общем случае понимают системы, предназначенные для предупреждения аварий и ограничения их последствий. Различают защитные, локализующие, управляющие и обеспечивающие системы безопасности.
Защитные системы безопасности предназначены для предотвращения (ограничения) повреждений ядерного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, контура теплоносителя и аварий, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора, а также нарушений теплоотвода из реактора. К защитным относятся системы аварийной защиты реактора (система бариевых стержней - поглотителей нейтронов, опускаемых в активную зону для управления ходом цепной реакции и остановки реактора) и аварийного охлаждения.
Управляющие системы безопасности предназначены для автоматического включения защитных и локализующих систем безопасности, контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций. Обеспечивающие системы служат для снабжения всех систем безопасности энергией и создания необходимых условий для их функционирования. Важнейшими представителями систем безопасности являются дизель - генераторы, которые автоматически запускаются при обесточивании АЭС в аварийной ситуации. Безопасность населения и окружающей среды обеспечивается включением в проект АЭС ряда независимых друг от друга препятствий на пути ионизирующих излучений от топлива до окружающей среды - барьеров безопасности. Например, на АЭС с водно-водяным энергетическим реактором имеется пять таких барьеров:
1) оболочка таблетки ядерного топлива, удерживающая большую часть образующейся активности;
2) герметичные оболочки твэлов, способные противостоять давлению накапливающихся продуктов деления;
3) корпус реактора, изготовленный из стали толщиной несколько десятков миллиметров;
4) бетонная шахта гермопомещения реактора с прослойками из поглощающих материалов;
5) защитный корпус станции. На некоторых атомных станциях дополнительными барьерами служат страховочный и внешний защитный корпуса.
В результате ослабления ионизирующих излучений барьерами безопасности облучение населения, проживающего вблизи от АЭС типа ВВЭР при ее безаварийной работе, не превышает 2мЗв (0,2 бэра) в год - не выше нормального фона.
Таблица 1
Международная шкала оценки событий на атомных станциях
|
| Авария в пределах АС | Выброс в окружающую среду продуктов деления, не превышающий дозовых пределов для проектной аварии. Превышение дозовых пределов внутри АС. Возможны поражения персонала с дозами до 1 Зв (100 бэр). Необходимы противоаварийные мероприятия и защита персонала АС. Защиты населения не требуется | |
| Серьезное происшествие | Выброс в окружающую среду продуктов деления выше допустимого выброса без нарушений пределов безопасной эксплуатации. Превышение дозовых пределов внутри АС. Возможны незначительные поражения персонала. Защиты населения не требуется | |
| Происшествие средней тяжести | Неработоспособность отдельных каналов систем безопасности без выброса продуктов деления Защиты персонала и населения не требуется | |
| Незначительное происшествие | Повреждение различных технологических систем, не приводящее к аварии Защиты персонала и населения не требуется |
Шкала оценки опасности событий на атомных станциях разработана Международным агентством по использованию атомной энергии (МАГАТЭ), в Российской Федерации введена с 01.09.90 г. (табл. 1).
Возможные аварии на АЭС и их характеристики.
Аварией на радиационно - опасном объекте называют непредвиденный случай, вызванный неисправностью оборудования или нарушением нормального хода технологического процесса, который создает повышенную радиационную опасность для людей и окружающей среды.
Основными причинами аварий на АЭС могут быть:
потеря теплоносителя в результате разрыва трубопровода соответствующего контура;
повреждение тепловыделяющих элементов в результате быстрого возрастания мощности реактора;
механические повреждения (в результате взрыва) систем водоснабжения;
разрыв трубопровода контура рабочего тела.
Наибольшую опасность как для обслуживающего персонала, так и для населения, проживающего вблизи АС, представляет авария с разрушением активной зоны, при которой происходит массовый выброс радиоактивных веществ во внешнюю среду.
Особенности радиоактивного загрязнения окружающей среды при авариях на АЭС. При авариях на атомных станциях за пределами санитарно-защитной зоны АС может иметь место только один поражающий фактор - радиоактивное загрязнение окружающей среды. Оно будет иметь определенные особенности, которые необходимо учитывать при выборе способов и средств защиты людей от радиоактивных продуктов выброса при аварии на объектах ядерной энергетики. Ниже эти особенности рассматриваются в сравнении с радиоактивным загрязнением местности при взрыве ядерного боеприпаса.
Первая особенность состоит в том, что при авариях на АЭС с разрушением реактора, в отличие от ядерного взрыва, процесс деления ядерного топлива после аварии не прекращается, и реактор становится постоянным источником выделения в атмосферу радиоактивных продуктов. Этот процесс будет продолжаться до тех пор, пока реактор не будет изолирован от внешней среды так, как это было сделано в Чернобыле на реакторе четвертого энергоблока (путем сооружения «Укрытия»).
Вторая особенность в том, что загрязнение местности происходит за счет продуктов деления ядерного топлива, большинство из которых имеет относительно большие периоды полураспада, и поэтому оно может продолжаться десятки, сотни и даже тысячи лет.
При ядерном взрыве в результате цепной реакции почти мгновенно происходит практически полное деление исходного ядерного вещества при минимальном выходе изотопов с гамма - излучением, а радиоактивное загрязнение местности происходит в основном за счет наведенной радиации в частицах поднятого взрывом грунта, которые, осаждаясь на местности, и создают зону загрязнения. При этом большинство радиоизотопов являются коротко - или среднеживущими, а потому и загрязнение будет продолжаться значительно меньше времени, чем при аварии на АЭС.
Третья особенность сводится к тому, что при разрушении реактора образуется мощное газообразно-аэрозольное облако, состоящее из радиоактивных благородных газов, йода в мелкодисперсном состоянии и частиц различных радиоактивных элементов в «чистом виде», размеры которых очень малы (несколько микрон и менее). Полностью задержать мелкодисперсные аэрозоли, а тем более радиоактивные газы, обычными средствами индивидуальной защиты пока не представляется возможным. Поэтому основной способ защиты населения во время прохождения облака - укрытие в защитных сооружениях и герметизированных помещениях. По той же причине в значительной степени затрудняется дезактивация техники и оборудования, так как радиоактивные элементы диффундируют во все невидимые трещины в конструкциях и деталях.
При ядерном взрыве загрязнение местности происходит за счет грунтовой пыли, адсорбировавшей мелкодисперсные радиоактивные структуры. Частицы пыли имеют достаточно крупные размеры и могут улавливаться любыми средствами индивидуальной защиты, включая простейшие.
Важной особенностью радиоактивного загрязнения местности при аварии на АЭС является неоднородность его распределения по площади, «пятнистость», что связано с влиянием на осаждение радиоактивной пыли восходящих и нисходящих воздушных потоков, так как облако движется на высоте в среднем до 300 м, где действуют эти потоки.
Мероприятия по защите населения и территорий при авариях на АЭС
Мероприятия по защите населения и территорий, проводимые заблаговременно
а) Инженерно-технические мероприятия
1. Мероприятия, обеспечивающие безопасность работы АЭС.
Обеспечение радиационной безопасности как персонала АЭС, так и проживающего вблизи нее населения, является непреложным и главным требованием при проектировании, сооружении и эксплуатации АЭС. Условиями обеспечения безопасности работы АЭС являются требования к выбору площадки размещения станции Она должна располагаться в зоне минимальной сейсмичности Обязательным условием является незатопляемость территории при любом уровне паводковых вод, а уровень грунтовых вод должен быть не менее чем на 1,5 м ниже дна подземных емкостей радиоактивных отходов. Площадка должна располагаться с подветренной стороны по отношению к городу энергетиков.
Для всех промышленных атомных электростанций установлено правило, согласно которому АЭС мощностью 440 МВт и более должны располагаться не ближе чем в 25 км от городов с населением свыше 300 тысяч человек и в 100 км от городов с населением более 1 млн. человек.
Для обеспечения радиационной безопасности населения на всех АЭС устанавливаются вентиляционные трубы, через которые радиоактивные вещества, главным образом инертные газы, выводятся в атмосферу для разбавления. Высота таких труб зависит в основном от мощности реактора и должна быть не менее 100 м. Прежде чем загрязненный воздух попадет в вентиляционную трубу, он проходит через фильтры, установленные в системе приточно-вытяжной вентиляции. Среднесуточные допустимые выбросы (ДВ) в Ки/сутки, отнесенные к 1000 МВт мощности АЭС, приведены в табл. 2. Установлен также годовой допустимый сброс радионуклидов с жидкими стоками с учетом фактического и перспективного хозяйственного использования водоемов. Контроль за наличием радиоактивности в водоемах осуществляется не только на местном и региональном уровнях, но в отдельных случаях и на международном, например в Балтийском и Баренцевом морях.
Таблица 2
Среднесуточный допустимый выброс АС (1000 Мвт)
|
На реакторах типа РБМК и, в первую очередь, первого поколения (ЧАЭС) проводится совершенствование систем безопасности энергоблоков. В целях повышения безопасности работы АЭС и дальнейшем предусмотрено строительство только двух- и трехконтурных энергоблоков.
Разработаны варианты реакторов АЭС нового поколения с повышенной степенью безопасности эксплуатации. Системы безопасности таких реакторов работают на пассивном принципе, следуя физическим законам природы (гравитация, конвекция, конденсация), без потребления энергии, воды и вмешательства персонала, выполнены в виде независимых каналов, каждый из которых выполняет свои функции.
2. Подготовка защитных сооружений для персонала и населения (убежищ и противорадиационных укрытий), а также оборудование подвалов зданий в целях радиационной защиты людей. Для обеспечения необходимого уровня защиты, исключающего переоблучение населения в случае аварии на АЭС от внешнего облучения, защитные сооружения в 30-километровой зоне вокруг нее должны обладать повышенной защитой:
на удалении от АЭС до 5 км – К3 =5000
от 5 до 10 км – К3 =3000
от 10 до 20 км – К3 = 500
от 20 до 30 км – К3 = 100
свыше 30 км – К3 = 40.
Следует учитывать, что выбрасываемые радиоактивные газы зачительно легче воздуха, сильно разогреты и потому сразу же попадают в верхние слои атмосферы, где и распространяются на большие расстояния. Поэтому ДВ для них существенно превышает ДВ для твердых и жидких структур.
4. Строительство дорог с твердым покрытием (не менее 5-6) в разных направлениях от АС с учетом розы ветров для проведения упреждающей или экстренной эвакуации населения.
б) Организационные мероприятия
Планирование защиты персонала АС и населения при авариях.
Планирование защиты персонала АС, работающего непосредственно на станции и находящегося в санитарно-защитной зоне, осуществляется отделом по ЧС и ГО атомной станции Планирование защиты населения в районах возможного загрязнения осуществляется соответствующими органами управления РСЧС различных уровней. Особое внимание уделяется планированию общей упреждающей и общей экстренной эвакуации.
Создание и поддержание в постоянной готовности cил и средств для ликвидации аварии.
· Силы - штатные формирования АС, формирования РСЧС различного назначения и уровней в зависимости от масштабов аварии.
· Средства - приборы, системы и средства радиационного контроля; робототехника для действия на участках с высоким уровнем радиации; инженерная техника; средства пожаротушения; средства для дезактивации; медицинские средства; транспорт для эвакуации населения.
· Обеспечение персонала АС и населения (в первую очередь в 30- километровой зоне) средствами индивидуальной защиты - противогазами, респираторами, йодными препаратами; изготовление населением простейших средств защиты органов дыхания.
· Контроль радиационной обстановки с использованием стационарных, передвижных и переносных приборов, систем и средств радиационного контроля (глава V, п. 3).
· Создание оперативной локальной системы оповещения населения в зоне упреждающей эвакуации и системы оповещения на общих основаниях в районах возможного радиоактивного загрязнения (глава III).
· Подготовка персонала объекта и населения к действиям в условиях радиоактивного загрязнения при авариях на АС осуществляется в соответствии с общими положениями обучения (глава III).
Основное внимание при этом уделяется изучению рекомендаций по поведению в условиях радиоактивного загрязнения и обучению населения вопросам упреждающей и экстренной эвакуации как основного способа защиты в данной ЧС.