Характеристики некоторых наиболее опасных нуклидов выброса

В результате аварийного выброса АЭС возможны следующие виды радиационного воздействия на население (в хронологическом порядке):

а) внешнее облучение от проходящего радиоактивного облака;

б) внутреннее облучение при вдыхании радиоактивных аэрозолей;

в) контактное облучение вследствие радиоактивного загрязнения кожных покровов и одежды;

г) внешнее облучение от радиоактивного загрязнения поверхности земли, зданий, различных объектов;

д) внутреннее облучение вследствие потребления радиоактивно загрязненных продуктов питания и воды.

Облучение видов а), б) и в) характерно для первого этапа аварии, длящегося до нескольких часов или суток в зависимости от типа аварийного реактора, когда происходит истечение радиоактивных продуктов из реактора в окружающую среду. Наибольшую опасность на этой стадии аварии представляет внутреннее облучение от поступления радиоизотопов йода (в первую очередь ) с вдыхаемым воздухом. Доза внешнего облучения при этом может быть значительно меньше дозы внутреннего облучения (отношение до 100 раз).

Виды г) и д) радиационного воздействия выступают на первый план при длительном пребывании населения после аварии на загрязненной территории.

Доза внешнего облучения на загрязненной местности. Внешнее облучение на сформировавшемся следе радиоактивного загрязнения, как основной вид облучения, характерно для личного состава команд, отрядов, выполняющих задачи на загрязненной местности вахтовым методом, когда в полном объеме используются средства индивидуальной защиты. Население, проживающее на загрязненной местности, большую часть дозы получает вследствие внутреннего облучения.

Основными характеристиками степени опасности радиоактивного загрязнения местности при аварии на АЭС являются мощность дозы и доза гамма-излучения, которые позволяют прогнозировать радиационные потери по внешнему облучению и принимать решение на использование мер защиты.

Радиоактивное загрязнение создают нуклиды с различными периодами полураспада и, как показывают данные экспериментальных наблюдений, после окончания выпадения РВ уровень радиации (мощность дозы на высоте 1 м от поверхности земли) подчиняется эмпирическому закону:

где и – уровни радиации на моменты времени и соответственно после аварии. Время и отсчитывается от момента аварии – выброса радиоактивных веществ из реактора.

Формула (1.39) описывает изменение уровня радиации как после аварии на АЭС, так и после ядерного взрыва, значение показателя степени зависит от изотопного состава нуклидов на загрязненной местности и составляет: для ЯВ и для аварии на АЭС.

С учетом этого уровень радиации на местности при аварии на АЭС:

Зная мощность дозы, можно рассчитать дозу облучения за время пребывания от до на загрязненной местности (все значения времени отсчитываются от момента аварии):

где и - уровни радиации на начало и конец пребывания на загрязненной местности.

Защита населения от радиационного воздействия. Радиационная защита при аварии подразделяется на физическую, химическую (медикаментозную) и временную. Возможность реализации этих способов защиты определяется конкретной обстановкой, складывающейся при аварии на АЭС.

Физическая защита направлена на снижение интенсивности ионизирующего излучения, воздействующего на человека. В общем случае это может быть достигнуто использованием экранов (экранная защита) или проведением специальной обработки – дезактивации на загрязненном объекте. Обычно дезактивацию в силу ее специфичности рассматривают как отдельное мероприятие защиты.

Физическая защита может использоваться как в начальный момент аварии – выбросе радиоактивных веществ из реактора, так и на сформировавшемся следе радиоактивного загрязнения.

Экранная защита. На практике экранами являются толща грунта, стены зданий, конструкционные материалы, оборудование, транспортные средства и т.п.

Защитная способность экрана характеризуется коэффициентом ослабления дозы – . Рассматривается доза гамма-излучения, поскольку проникающая способность бета-излучения мала. Если на открытой местности доза гамма-излучения , то доза за экраном: .

Коэффициент ослабления для слоя материала толщиной рассчитывается по формуле:

где – толщина слоя половинного ослабления (уменьшающего дозу излучения в два раза).

Значения слоя половинного ослабления некоторых материалов для гамма-излучения радиоактивного загрязнения местности приведены в табл. 16 приложения 5.

Если защита состоит из нескольких слоев разных материалов, каждый из которых характеризуется толщиной и величиной слоя половинного ослабления , то коэффициент ослабления для нее:

При использовании типовых укрытий можно пользоваться значениями усредненных коэффициентов ослабления – табл. 15 приложения 5.

Дезактивация – это удаление радиоактивных веществ с поверхности тела человека (одежды) или различных объектов. Ее цель – снизить облучение от загрязненных объектов и предотвратить повторное попадание РВ в организм человека. Она проводится при превышении предельно допустимых значений степени загрязнения местности, воды, различных объектов в случае необходимости (целесообразности) их дальнейшего использования [12].

Временная защита предусматривает выполнение двух мероприятий: переноса начала работ на загрязненной местности на более поздний срок и сокращения времени пребывания на загрязненной местности путем организации посменной работы.

Мощность дозы на загрязненной местности уменьшается с течением времени: ~, поэтому смещение на более поздний срок времени начала работ ведет к уменьшению дозы облучения.

Второе мероприятие временной защиты целесообразно использовать в том случае, если по характеру выполняемого задания расчет должен находиться в условиях облучения длительное время (несколько часов) и есть

возможность организовать выполнение задания несколькими (обычно 2 или 3) последовательно работающими сменами. В этом случае доза облучения расчета уменьшается в соответствующее числу смен раз.

Средства медикаментозной защиты, используемые при аварии на АЭС, включают препараты йодной профилактики и радиопротекторы.

Йодная профилактика предназначается для насыщения щитовидной железы стабильным (нерадиоактивным) йодом. Как указывалось выше (табл. 1.19), в начальном выбросе РВ из аварийного реактора значительная доля активности приходится на радиоактивный , содержащийся в газообразных (аэрозольных) продуктах выброса. С вдыхаемым загрязненным воздухом он может попадать внутрь организма и в течение длительного времени, удерживаясь преимущественно в щитовидной железе ( суток), облучать ее. При заблаговременном насыщении “вакансий” в щитовидной железе стабильным йодом попавший внутрь организма радиоактивный естественным путем выводится из него примерно через сутки. Наиболее распространенным является препарат – йодистый калий в виде таблеток. Применяется сразу же после аварии на АЭС, когда в воздухе могут находиться газообразные продукты выброса. Норма приема : дети – по 0,125 г и взрослые – по 0,25 г в день в течение 7…10 суток; или йод в виде 5 %-го раствора спиртового: дети – по 1 или 2 капли раствора на 100 мл молока, взрослые – по 3…5 капель на стакан молока или воды три раза в день. Своевременно проведенная йодная профилактика почти полностью (на 90 % и более) защищает от внутреннего облучения радиоактивным йодом. В то же время прием йодсодержащих препаратов после окончания выпадения РВ никакого защитного эффекта не дает.

Радиопротекторы – это профилактические медикаментозные средства, уменьшающие степень тяжести лучевой болезни за счет снижения смертности облученных. Действие радиопротекторов направлено на нейтрализацию косвенного воздействия ионизирующих излучений: радиопротекторы перехватывают и связывают радикалы, образующиеся при радиолизе воды, предотвращая образование в клетках перекисных соединений. В настоящее время в качестве радиопротекторов в различных ситуациях используются цистамин, цистеамин, триптамин, серотонин, нафтизин и другие препараты.

Радиопротектор должен приниматься, если ожидаемая доза при относительно длительном (часы) облучении превышает 1 Зв – заблаговременно – за 10…40 минут до начала облучения, продолжительность действия 1…6 ч.

Защитное действие радиопротектора характеризуется фактором уменьшения дозы (ФУД): ФУД=, где – среднелетальная доза, приводящая к смерти 50 % облученных в течение 30 суток с радиопротектором (индекс рп) и без него (0). Для используемых в настоящее время радиопротекторов ФУД составляет 1,2…1,5.

Противолучевое действие радиопротекторов по дозе не выходит за пределы нескольких зивертов.

Некоторые радиопротекторы имеют побочное негативное действие на отдельные органы.

Прием препарата после облучения защитного действия не оказывает.

В индивидуальных аптечках в качестве радиопротектора используется цистамин, для него ФУД=1,3…1,5. Принимают в виде таблеток в количестве 1,2 г (6 таблеток по 0,2 г), запивая водой, за 30…40 мин до начала облучения; защитное действие оказывает в течение 4…6 ч; при угрозе облучения возможен повторный прием в той же дозе. Противопоказания к применению: заболевания желудочно-кишечного тракта, острая недостаточность сердечно-сосудистой системы, нарушения функции печени.

В зависимости от складывающейся обстановки могут быть приняты следующие меры защиты населения от радиационного воздействия:

а) ограничение пребывания людей на открытой местности – временное укрытие в домах и убежищах;

б) герметизация жилых и служебных помещений (окна, двери, вентиляция, дымоходы);

в) йодная профилактика;

г) защита органов дыхания с помощью подручных средств, противогазов, респираторов;

д) эвакуация населения;

е) ограничение доступа в район загрязнения;

ж) санитарная обработка лиц, подвергшихся загрязнению радиоактивными веществами, дезактивация объектов, оборудования, техники;

з) исключение или ограничение употребления загрязненных продуктов питания и воды;

и) дезактивация загрязненной местности;

к) переселение из загрязненных районов в случае превышения пределов облучения.

Используя мероприятия защиты, добиваются снижения дозы облучения населения ниже допустимой или максимального уменьшения поражающего воздействия ионизирующих излучений.