Библиографический список. 1. Егоров П.Т., Шляхов И.А., Алабин М.И

1. Егоров П.Т., Шляхов И.А., Алабин М.И. Гражданская оборона. – М.: Высшая школа, 1977.

2. Атаманюк В.Г, Ширшев А.Г., Акимов Н.И. Гражданская оборона. – М.: Высшая школа, 1986.

3. Методика прогнозирования масштабов заражения сильнодействующими ядовитыми веществами при авариях (разрушениях) на химически опасных объектах и транспорте. – М.: Штаб ГО, 1990.

4. Зюзин А.В., Семенов В.И. Защита производственного персонала и населения от сильнодействующих ядовитых веществ на химически опасных объектах. – М.: ГИАП, 1991.

5. Ефимов Н.Е., Большаков С.Ф. Сильнодействующие ядовитые вещества и защита от них. – Челябинск: ЧГАИУ, 1992.

6. Дудин П.Г. Безопасность жизнедеятельности: Учебное пособие. – Таганрог: Изд-во ТРТУ, 1993.

7. Горбунов С.Е. Безопасность в ЧС: Учебное пособие/ Под ред. А.И. Си-дорова. – Челябинск: ЮУрГУ, 2002. – Ч. I.

8. Горбунов С.Е. Безопасность в ЧС: Учебное пособие/ Под ред. А.И. Си-дорова. – Челябинск: ЮУрГУ, 2004. – Ч. II.

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.

Общие сведения о чрезвычайных ситуациях на АЭС и других ЯЭУ

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 – a, b, g и др. [1, 2, 3].

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

b-частицы – электроны и позитроны, обладают в сотни раз меньшей ионизирующей способностью, чем a-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 b-частиц. Они практически полностью поглощаются оконными стеклами и любым металлическим экраном толщиной несколько миллиметров. Но при контакте с кожей они также опасны, как и a-частицы.

g-излучение представляет собой поток материальных, электрически нейтральных частиц (фотонов), распространяющихся со скоростью света. Обладая относительно небольшой ионизирующей способностью, g-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) g 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 b- и g-излучения К_К = 1; для a-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 ¼ 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
g-фона, от медицинских источников ИИ и при радиационных авариях.

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