Особенности миграции радионуклидов и прогнозирование радиоактивного загрязнения местности 9 страница
Оценка радиационной обстановки
после аварии на АЭС по данным разведки
После загрязнения территории и воздушного пространства радиоактивными веществами в населенном пункте или в районе объекта экономики производят замеры различных характеристик ионизирующих излучений дозиметрическими приборами. По результатам замеров производят:
- уточнение типов радионуклидов, загрязняющих данную местность и воздушное пространство;
- уточнение реальных зон радиоактивного загрязнения и динамики их изменения;
- определение возможных доз облучения людей за определенные промежутки времени для оперативного принятия решения по радиационной защите населения;
- определение допустимой продолжительности пребывания людей на радиоактивно загрязненной местности;
- прогнозирование и оценку возможности использования местной продукции растениеводства и животноводства населением, проживающим на данной территории;
- оценку экономического, социального и экологического ущербов;
- планирование мероприятий по радиационной защите и обеспечению радиационной безопасности населения.
1. Зоны радиоактивного загрязнения уточняются по результатам измерений характеристик ионизирующих излучений дозиметрическими приборами с нанесением на карту.
2. Типы и количество радионуклидов, выброшенных из реактора на объект, сообщаются вышестоящей организацией или Министерством по чрезвычайным ситуациям и уточняются в районе объекта собственными измерениями.
3. Определение возможных доз облучения людей на территории объекта или населенного пункта осуществляется по одной из методик с учетом особенностей аварии на АЭС. Если из реактора выброшено значительное количество радионуклидов и спад радиации на местности подчиняется закону Вэя-Вигнера, то поглощенная доза рассчитывается по следующей методике
а) уточняют закон спада уровня радиации по закону Вэя-Вигнера, для
чего находят величину п (см. формулу 1.36). Для этого в одной и той же точке
дважды измеряют уровни радиации и Р2 (в рад/ч), при этом фиксируют
астрономическое время I, и Ц;
б) определяют величину п по формуле:
П=(ЩР-\цР2)1{\ц1-\ц1г); (2.14)
в,) если принять время начала пребывания на радиационно загрязненной местности !и (в часах), а время окончания - 1, (в часах), то численное значение поглощенной дозы й (в радах) можно определить по формуле:
о=[Р„У( ■-")• КосЖ1-" - V ПЬ <2-15>
где Р0 - извес.ная мощность поглощенной дозы (рад/ч) в момент времени 1„ (в часах) после начала радиоактивного заражения местности; Косл - коэффициент ослабления, показывающий, во сколько раз меньше мощность дозы излучения в сооружении, здании, транспорте, по сравнению с мощностью дозы на открытой местности.
Формула (2.15) справедлива для спада радиации по закону Вэя-Вигнера в течение 100-160 суток. За этот период подавляющее большинство радионуклидов полностью или в значительной части распадаются, и сохра-
няются только имеющие значительный период полураспада. Обычно со-
храняются такие радионуклиды, как цезий-134, цезий-137, стронций-69,
стронций-90, плутоний-239 и др. После этого для расчета доз облучения
можно применить основной закон радиоактивного распада. Согласно зако-
ну радиоактивного распада, падение мощности поглощенной дозы описы-
вается зависимостью (2.16): (2-16)
р _ р . е~ 0,6931/т
где Р - мощность поглощенной дозы излучения (рад/год) на расчетное время * (год), прошедшее с момента аварии; Р0 - первоначальная мощность дозы излучения, соответствующая начальной поверхностной активности радионуклида, рад/год; Т - период полураспада радионуклида, год.
| ■хп |
Выражение (2.16) можно упростить: (2.17)
Р и Р„- 2
полагая, что е = 2,73 ~2,а 0,693 » 1.
Первоначальная мощность дозы Р0, рад/ч определяется по формуле
(218): (2.18)
Р0 = 0,2- ц ■ Е - А„- ш, где ц - линейный коэффициент ослабления излучения воздухом, определяемый по таблице 2.28, см '; Е - энергия излучения, Мзв; Ав - уровень первоначального загрязнения, Ки/км2; ш - число гамма-квантов или бета-частиц, приходящихся на один распад радионуклида (для цезия-137 и стронция-90 т= 1).
Та6лица2.28
Зависимость линейного коэффициента ослабления гамма- и бета-излучения воздухом от энергии излучения
| Характеристики излучения | Виды излучения | ||||
| Бета-излучение | Гамма-излучение | ||||
| Энергия Е, Мэв | 0,51 | 0,52 | 0,55 | 2,27 | 0,66 |
| и, 1/см • О-4 | 1,102 | 1,098 | 1,082 | 0,540 | 1,013 |
Дозу внешнего облучения Ови (в радах) можно определить по формуле
Р.19): Т'Р • [2"^ — 2~,к/т] (2-19)
где I - время начала проживания на загрязненной территории с момента аварии на АЭС, год; 1, - время окончания проживания, год; Косл - коэффициент ослабления радиации жилищем, зданиями, сооружениями, раз, Т - период полураспада, год.
Поглощенную дозу внутреннего облучения 0>нут (в радах) можно определить по формуле 2.20 При начальном уровне загрязнения почвы цези-ем-137 5 Ки/км[6]и при проведении агротехнических мероприятий поглощенная доза внутреннего излучения в среднем составляет 0,15 рад/год При других начальных условиях загрязнения доза пропорциональна А„/5.
0^ = 0,15(1.-^/5. (2.20,
Суммарная доза О (в радах) определяется по формуле (2 21):
О = О + О (2.21)
4. Расчет допустимого времени пребывания Тдоп (в часах) при заранее установленной допустимой дозе облучения (в радах) производится по формуле 2.22:
Т„ ={[(1-П)-0 К /Р • у + Г""}1'1^ +1. (2.22)
доп ' доп осл О (Н * н
Оценка остальных пунктов базируется на применении НРБ-2000 и с учетом планов по радиационной защите, разработанных по результатам прогнозирования.
Методика прогнозирования и оценки радиационного загрязнения продукции растениеводства и животноводства
Прогнозирование радиоактивного загрязнения сельскохозяйственной продукции позволяет осуществлять комплексное планирование мероприятий, которые делятся на организационные, агротехнические и агрохимические и обеспечить получение продукции с содержанием радиоактивных веществ в пределах установленных уровней.
Количественно переход радионуклидов из почвы в растения характеризуется коэффициентом перехода (Кп), который определяется соотношением:
К = С /С. (2.23)
п р п* 1 '
где Ср - концентрация радионуклидов в растении, Бк/кг или Ки/кг; Са - концентрация радионуклидов в почве, Бк/кг или Ки/кг
Экспериментальные данные показывают, что коэффициенты перехода постоянно меняются. Поэтому поступают так. За основу берутся коэффициенты перехода для различных почв, которые рассчитаны на плотность загрязнения 1 Ки/км[7] (приложение 5). При более высокой плотности загрязнения почв коэффициенты перехода, рассчитанные на плотность загрязнения почв 1 Ки/км[8], умножаются на величину плотности загрязнения. 132
Полученный результат будет соответствовать уровню загрязнения урожая, выращенного на данном поле без проведения дополнительных защитных мероприятий, направленных на снижение перехода радионуклидов из почвы в растения.
Полученные результаты по отдельным растениям сравниваются с установленными нормами. Если степень загрязнения растений превышает нормы, то принимаются меры или по дезактивации, или по снижению перехода радионуклидов из почвы в растения в очередном цикле выращивания урожая (рассматриваются в главе 4). Содержание радионуклидов в продукции животноводства определяется содержанием радионуклидов в рационе питания животных (рассматривается в главе 4)
Оценка радиационной обстановки при взрывах ядерных боеприпасов
Оценка радиационной обстановки при взрывах ядерных боеприпасов заключается в определении масштабов, степени радиоактивного заражения местности и его влияния на жизнедеятельность населения
Выявление и оценка радиационной обстановки производится двумя
методами:
- методом прогнозирования,
- по данным разведки.
Исходные данные для оценки радиационной обстановки методом прогнозирования: координаты и вид взрыва, время взрыва, мощность взрыва, допустимые дозы облучения, направление и средняя скорость ветра
На этапе прогнозирования определяют:
- вероятный сектор и зоны радиоактивного заражения местности;
- возможное время начала заражения территории и воздушного пространства в районе объекта или населенного пункта и вероятность попадания их в сектор радиоактивного заражения;
- ожидаемые дозы облучения людей на открытой местности и в защитных сооружениях;
- возможность защиты людей и возможные потери
На основании прогнозирования составляется план радиационной защиты.
Методика прогнозирования аналогична прогнозированию радиоактивного заражения при аварии на АЭС. Рассмотрим только некоторые особенности.
Вероятный сектор и зоны радиоактивного заражения определяют по следующей методике.
 |
|
| Размеры зон радиоактивного заражения на спеде радиоактивного облака |
| ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОКОНТРОЛЯ: 1. Особенности построения зон радиоактивного загрязнения при аварии на АЭС. |
| 3. Что определяют в процессе оценки радиационной обстановки по данным разведки при авариях на АЭС? 4. Особенности прогнозирования и оценки продукции растениеводства, выращенной на загрязненной радионуклидами почве. 5. Особенности оценки радиационной обстановки при взрывах ядерных боеприпасов. |
На карте из точки предполагаемого ядерного взрыва проводят ось по направлению среднего ветра.
Вокруг центра взрыва проводится окружность, обозначающая зону возможного радиоактивного заражения в районе взрыва. Радиус окружности принимают: 0,77 км для мощности взрыва 20 кт, 0,9 км - для 50 кт, 1 км - для 100 кт, 1,12 км - для 2000 кт.
От окружности проводят две касательных, параллельных оси следа. Относительно них проводят боковые границы под углами 20° к касательным (рис. 2.11).
В секторе проводятся границы зон радиоактивного заражения (размеры берутся из таблицы 2.29):
- зона А (умеренного заражения, уровень радиации на внешней границе зоны через час после взрыва 8 Р/ч, доза до полного распада 40 рад);
- зона Б (сильного заражения, уровень радиации на внешней границе через час после взрыва 80 Р/ч, доза до полного распада 400 рад);
- зона В (зона опасного заражения, уровень радиации на внешней границе зоны через час после взрыва 240 Р/ч, доза до полного распада 1200 рад);
- зона Г (чрезвычайно опасного заражения, уровень радиации на внешней границе зоны через час после взрыва 800 Р/ч, доза до полного распада 4000 рад).
Реальные зоны радиоактивного заражения попадают в сектор с вероятностью 0,9. Сами зоны занимают примерно одну треть сектора. В пределах сектора зоны радиоактивного заражения А, Б, В и Г могут менять свое положение
Прогнозирование и оценка радиационной обстановки по данным разведки проводится так же, как и при аварии на АЭС
ГЛАВА 3. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС И ЕЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ДЛЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
Поистине чрезвычайной ситуацией планетарного масштаба являются последствия аварии на ЧАЭС. Несмотря на уже сделанные многочисленные оценки и прогнозы, последние нельзя считать окончательными Задача человечества - сделать необходимые выводы из случившегося и не допустить подобного в будущем, учитывая дальнейшую эксплуатацию и строительство АЭС.
3.1. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС И ОСОБЕННОСТИ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МЕСТНОСТИ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
3.1.1. События, приведшие к аварии
Авария на 4-м блоке ЧАЭС произошла 26 апреля 1986 года Основная причина - маловероятное, никем не предусмотренное сочетание ошибок при эксплуатации энергоблока обслуживающим персоналом. Вместе с тем, авария поучительна для инженеров всех специальностей.
Возникновению аварии способствовал ряд обстоятельств.
Как и предусматривалось планом, 4-й энергоблок готовился к остановке на регулярное техническое обслуживание. Тогда было принято решение воспользоваться отключением реактора, чтобы подтвердить, что в случае потери основного электропитания замедляющая свое вращение турбина может дать необходимую электроэнергию для питания аварийного оборудования и циркуляционных насосов, которые обеспечивают охлаждение активной части реактора до момента включения аварийной дизельной электростанции Цель этого испытания состояла в том, чтобы определить, можно ли продолжать охлаждение активной части реактора в случае потери основного источника электропитания. Аналогичные испытания проводились в ходе предыдущего отключения реактора, но результаты его оказались неточными, поэтому было принято решение повторить эксперимент. Этот эксперимент в основном был связан с неядерной частью атомного реактора и не был скоординирован со специалистами, отвечающими за безопасность ядерного реактора.
В соответствии с запланированной программой нужно было отключить аварийную систему охлаждения активной части реактора, которая обеспечивала подачу воды для охлаждения ядерного топлива в чрезвычайных обстоятельствах. Хотя последующие события и не были сильно обусловлены этим, отключение вышеуказанной системы в ходе испытания явилось свидетельством небрежного отношения к процедурам безопасности. По мере продолжения процедуры отключения реактора, последний работал примерно в половину мощности, и диспетчер, контролирующий выработку электроэнергии, отказался разрешить дальнейшее уменьшение мощности реактора, потому что требовалась подача дополнительной энергии для основной сети. В соответствии с планируемой программой испытания примерно через час после этого система аварийного охлаждения активной части реактора была отключена, в то время как реактор продолжал работать в половину своей мощности. Только примерно в 23.00 25 апреля диспетчер, контролирующий подачу электропитания, согласился на дальнейшее сокращение мощности реактора.
Для проведения испытания электрической системы реактор должен был быть стабилизирован на уровне, составляющем примерно 1000 термальных мегаватт до отключения, однако ввиду ошибки, которая возникла в ходе эксплуатации, мощность реактора упала до 30 термальных мегаватт, а на этом уровне коэффициент позитивного топлива начинает играть доминирующую роль Операторы реактора затем пытались поднять мощность до 700-1000 термальных мегаватт путем отключения автоматических регуляторов и высвобождения всех контрольных стержней вручную. И только примерно в час ночи 26 апреля реактор был стабилизирован на уровне, составляющем примерно 200 термальных мегаватт Хотя в условиях эксплуатации атомного реактора предусматривается норма, в соответствии с которой для сохранения контроля над реактором постоянно должно быть опущено как минимум 30 контрольных стержней, в ходе вышеуказанного испытания в действительности было использовано только 6-8 контрольных стержней. Большинство из этих контрольных стержней были вынуты, для того чтобы компенсировать накопление ксенона, который действовал в качестве вещества, поглощающего нейтроны, и сокращал мощность реактора. По сути дела все это означало, что в случае «вспышки» энергии потребовалось бы примерно 20 секунд для того, чтобы опустить контрольные стержни и отключить реактор. Несмотря на это, было принято решение продолжить программу испытания.
Затем в результате увеличения потока охлаждающей жидкости упало Давление пара. Автоматическая система, которая отключает реактор при чрезмерно низком давлении пара, не была задействована. Для сохранения мощности реактора операторы вынуждены были извлечь практически все остающиеся контрольные стержни. После этого реактор стал крайне нестабильным, и операторам приходилось каждые несколько секунд делать корректировки, позволяющие им сохранять постоянную мощность. Примерно в это время операторы сократили поток охлаждающей жидкости, видимо для того, чтобы сохранить давление пара. Одновременно с этим насосы, которые в это время уже питала замедляющая свое действие турбина, начали давать меньший объем охлаждающей жидкости на реактор. Потеря охлаждающей жидкости усугубила нестабильное состояние реактора и увеличила производство пара в каналах охлаждения (позитивный топливный коэффициент), и операторы уже не смогли предотвратить «вспышку» энергии, которая превосходила номинальную мощность реактора примерно в 100 раз.
Неожиданное увеличение производства тепла разрушило часть топлива, а мельчайшие раскаленные топливные частицы вступили в реакцию с водой, что привело к паровому взрыву, уничтожившему активную зону реактора. Второй взрыв, происшедший 2 или 3 секунды спустя, только усугубил разрушения.
Следует отметить, что станция имела ряд конструктивных недостатков, связанных с ее безопасной эксплуатацией. Имели место нарушения и в технологии монтажа. Так, часть труб была выполнена не из циркония, а из стали (работы надо было выполнить к очередному съезду КПСС, а труб из циркония не оказалось). При этом каждая из стальных труб была сварена в нескольких местах. Термостойкость стальных труб меньше циркониевых, поэтому при повышении температуры выше нормы они покоробились, исключив возможность регулировать мощность реактора
Мнение авторов. Анализ техногенных чрезвычайных ситуаций показывает, что они часто возникают по вине человека на стыке отдельных технологий, областей знаний и т.д.
К сожалению, студенты вузов в процессе обучения слабо изучают смежные учебные дисциплины, считая их излишними. Примерно такое же отношение и к изучению учебных дисциплин, которые введены в учебные планы решениями Правительства.
3.1.2. Авария, ее развитие и ликвидация
Авария произошла 26 апреля 1986 года, когда два взрыва уничтожили активную зону четвертого энергоблока, а также разрушили крышу здания реактора. Авария была вызвана комбинацией двух факторов - как дефектами конструкции, так и действиями операторов. В результате двух взрывов произошел выброс как радиоактивных газов, так и раскаленных, крайне радиоактивных частиц в атмосферу. Радиоактивное облако, состоящее из дыма, радиоактивных продуктов деления и частиц топлива, поднялось в воздух на высоту около 1 км. Более тяжелые частицы из этого радиоактивного 138 облака осели на территорию в непосредственной близости от АЭС, а более легкие частицы ветром стало относить к северо-западу от станции.
На развалинах энергоблока 4 начался пожар, который перебросился и на крышу соседнего турбинного зала. Пожар был потушен к 5.00 того же дня Но в это время начал гореть графит, который еще больше разогрел реактор, что явилось причиной дисперсии радиоизотопов и продуктов деления, поднявшихся в атмосферу Выброс продолжался примерно 20 суток, но особенно интенсивно - в первые 10 суток
Для поглощения нейтронов применялся сброс с вертолетов окиси бора, свинца, а для поглощения тепла и снижения количества выбрасываемых частиц с вертолетов сбрасывали доломит, песок, глину. Однако это не дало результата, а лишь привело к дополнительному выбросу радиоизотопов спустя неделю после аварии.
К 9 мая горение графитовых материалов было остановлено. После этого под реактором был проделан туннель, где жидкий азот позволил остановить цепную реакцию деления разрушенной активной зоны окончательно Построенный к ноябрю 1986 г. саркофаг уменьшил радиацию из разрушенного реактора в 100 раз.
3.1.3. Выбросы и особенности радиоактивного загрязнения местности Республики Беларусь
За весь период после аварии на ЧАЭС специалисты уточняли количество выброшенных из разрушенного реактора радиоактивных веществ. Сегодняшние оценки источника выброса радиоактивных веществ представлены в таблице 3.1.
В соответствии с последними исследованиями на январь 2000 г. доля выброшенного в атмосферу цезия-137 составила от 20 до 40% (85±26 пета-беккерелей) на основе усредненной доли выброса от ядерного топлива в 47% с последующим удержанием остатка выброса в здании реактора. Что касается йода-131, то его было выброшено от 50 до 60% активной части реактора на уровне 3200 петабеккерелей Выброшенные радионуклиды примерно распределились так: Беларусь - 34%, Украина - 20%, Российская федерация - 24%, Европа - 22%. Модель выброса радиоактивных веществ по шкале времени представлена на рис. 3.1.
Первоначальный крупный выброс в основном объяснялся механической фрагментацией топлива во время взрыва. Он содержал в основном более летучие радиоизотопы, такие как благородные газы, различные соединения йода и определенное количество цезия Второй крупный выброс, происшедший между 7-ми и 10-ми сутками после катастрофы, был связан с высокими температурами, которые возникли в расплавленном топливном ядре.
элементы и смеси, такие как цезий и теллур, вместе с аэрозолями были выброшены в воздух отдельно от частиц топлива. Пробы воздуха показали наличие частиц этих элементов размером от 0,5 до 1 мм.
|
| Таблица 3.7 Изотопы, попавшие в выброс в результате чернобыльской аварии (оценки на январь 2000 г.) |
| Резкое уменьшение выбросов через 10 дней после аварии объяснялось быстрым охлаждением топлива по мере того, как остатки топлива прошли через нижний уровень защиты и вступили во взаимодействие с другими материалами в реакторе. После 6 мая выбросы были незначительными. |
| 1 23456789 10 Рис. 3.1. Ежедневная интенсивность выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (с 26 апреля по 6 мая 1986 г ) |
Химические и физические формы выбросов. Выброс радиоактивных материалов в атмосферу состоял из газов, аэрозолей и топлива, измельченного до микроскопических частиц.
Газообразные элементы, такие как криптон и ксенон, практически полностью оказались выброшенными в атмосферу из ядерного топлива. Помимо того, что йод встречался в газообразной форме и в форме частиц, на месте аварии был также обнаружен органически связанный йод. Всего было выброшено от 50 до 60% йода из реактора в атмосферу Другие летучие
Элементы низкой летучести, такие как церий, цирконий, актиниды и в значительной степени барий и лантан, а также стронций, оказались привязанными к частицам топлива. Более крупные частицы выпали в районе станции, а более мелкие «горячие» частицы были обнаружены на больших расстояниях от места аварии.
Загрязнение территории радионуклидами оказалось неравномерным, так как в течение первых 10 суток выбросы происходили периодически, а ветер неоднократно менял свое направление (рис. 3.3, 3.4)
Основной вклад в радиоактивное загрязнение местности Республики Беларусь в первые дни после аварии внесли йод-131,132. теллур-132, другие короткоживущие радионуклиды, рутений-103, барий-140 и другие (рис 3.2). Позже стали доминировать цезий-134 и цезий-137 (рис. 3.2). 25% от общего количества выброшенных радионуклидов составлял йод-131. Практически вся территория Республики Беларусь была загрязнена йодом-131 (рис. 3.3). На отдельных участках территории республики активность йода-131 в почве достигала 37000 кБк/м2 (1000 Ки/км2). Являясь бета- и гамма-излучателем, (рис. 3.5), находясь в аэрозольном состоянии, он нанес основ-
 |
| Витебск |
| Могилев |
Более 40 Ки/км2 15-^0 Ки/км2 5-15 Ки/км2 ^ 15 Ки/км2 (