Учебное пособие Защита в ЧС

1.5.3. Аварии на радиационно опасных объектах

Радиационно опасный объект – объект, на котором хранят, перерабатывают, используют или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии на котором или его разрушении может произойти облучение ионизирующим излучением или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных и растений, объектов народного хозяйства, а также окружающей природной среды.

К радиационно опасным объектам относятся:

– предприятия ядерного топливного цикла – атомные станции электрические, теплоснабжения, предприятия подготовки, переработки и утилизации отработанного ядерного топлива (ОЯТ) – рис. 1.19;

– объекты с ядерными энергетическими установками – корабли и космические аппараты;

– исследовательские ядерные реакторы;

– места хранения ядерных боеприпасов;

– объекты хранения делящихся материалов;

– установки технологические, медицинские, в которых имеются источники ионизирующих излучений (ИИ);

– территории и водоемы, загрязненные (по разным причинам) радионуклидами.

Радиационная авария – авария на радиационно опасном объекте, приводящая к выходу или выбросу радиоактивных веществ и (или) ионизирующих излучений за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации данного объекта границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасности его эксплуатации.

Причины радиационных аварий:

– неисправность оборудования;

– неправильные действия работников (персонала);

– стихийные бедствия;

– терроризм и иные причины.

Наиболее опасны радиационные аварии на атомных станциях, использующихся для получения электроэнергии или для горячего водоснабжения и имеющих в своем составе 2…4 ядерных реактора. В ядерных реакторах АЭС в процессе их работы накапливается большое количество радиоактивных веществ (РВ).

Источники ионизирующих излучений. Источник энергии на АЭС – реакция деления ядер U-235 под действием медленных нейтронов, ее энергетический выход около 200 МэВ:

Исходное ядерное топливо – (4,5·10⁹ лет), обогащенный до 4-5 % (7,1·10⁸ лет). При делении ядер урана образуется свыше 150 видов осколков . Наиболее вероятно появление неодинаковых – “тяжелых” и “легких” осколков, массы которых относятся как :3 – рис. 1.20, где по вертикальной оси отложена вероятность появления осколков.

Осколки деления перегружены нейтронами и радиоактивны, ядра переходят в стабильное состояние, претерпевая последовательно несколько бета-распадов:

где - бета-частица; - антинейтрино.

Образующиеся в результате бета-распада ядра находятся в возбужденном состоянии, переход их в основное состояние сопровождается испусканием гамма-излучения (называемого осколочным) с энергией до нескольких мегаэлектронвольт. Схема распада определяет энергию сопутствующего осколочного гамма-излучения.

Радиоактивный распад описывается законом:

(1.28)

где – начальное количество ядер (при ); – постоянная распада, с^-1; – период полураспада – время, за которое распадается половина начального количества ядер, с, .

Период полураспада различных ядер – продуктов деления урана составляет от единиц секунд до сотен тысяч лет, например, криптон – c; йод – суток; цезий – лет.

Схема распада и период полураспада являются характеристиками данного радиоактивного ядра.

Таким образом, при работе реактора исходное ядерное топливо превращается в практически равное по массе радиоактивное отработанное ядерное топливо (ОЯТ).

Радиоактивный источник – определенная масса радиоактивного вещества характеризуется активностью. Это совокупная характеристика, учитывающая особенности ядра (постоянная распада ) и количество ядер , т. е. их массу.

Активность источника – это число распадов ядер источника в единицу времени:

(1.29)

Единица активности – беккерель (Бк): 1 Бк = 1 с^-1. Внесистемная единица – кюри (Ки), 1 Ки = 3,7·10¹⁰ Бк.

Вследствие распада активность источника с течением времени уменьшается:

(1.30)

где – начальная активность.

Для оценки степени загрязнения радионуклидами массы вещества, объема или поверхности используют соответственно величины: активность удельная , Бк/кг; активность объемная , Бк/м³; активность поверхностная , Бк/м²:

;

(1.31)

где и – масса и объем вещества, в котором находятся радионуклиды активностью ; – площадь поверхности, загрязненной радионуклидами активностью .

Основные дозиметрические характеристики ионизирующих излучений. При прохождении ионизирующего излучения через вещество часть энергии излучения передается веществу в процессах ионизации и возбуждение атомов и молекул, а также ядерных превращений. Специфика воздействия ИИ на вещество и биологическую ткань потребовала введения нескольких характеристик, описывающих этот процесс.

Поглощенная доза излучения – это энергия ионизирующего излучения, переданная единице массы вещества:

(1.32)

где – энергия излучения, переданная массе вещества.

Единица измерения поглощенной дозы в СИ - грей (Гр): 1 Гр=1 Дж/кг. Внесистемная единица – рад, 1 Гр=100 рад.

Поглощенная доза используется для оценки воздействия ионизирующих излучений на материалы, биологическую ткань.

Экспозиционная доза фотонного излучения определяется для взаимодействия гамма- и рентгеновского излучения с воздухом. Экспозиционная доза характеризует заряд одного знака, образующийся в единице массы воздуха при его ионизации:

(1.33)

где – заряд одного знака, образующийся при ионизации массы воздуха, Кл; – масса воздуха, кг. Внесистемная единица – рентген (Р). Экспозиционной дозе в 1 Р соответствует поглощенная доза приблизительно в 1 рад (0,01 Гр). Использование экспозиционной дозы в настоящее время не рекомендуется, но она встречается в ранее изданной литературе по дозиметрии.

Эквивалентная доза излучения используется для оценки биологического воздействия различных видов ИИ при длительном облучении малыми дозами. Оказывается, что при одинаковой поглощенной дозе различных видов ионизирующих излучений (альфа-частицы, бета-частицы, гамма-излучение, протоны, нейтроны) повреждение органов или тканей организма различно. Опаснее те виды излучений, при которых выше плотность ионизации атомов и молекул на единице длины пробега ИИ, т. е. альфа-частицы, протоны, нейтроны.

Эквивалентная доза равна произведению поглощенной дозы рассматриваемого излучения в органе или ткани на безразмерный взвешивающий коэффициент для данного вида излучения:

(1.34)

Взвешивающий коэффициент называют коэффициентом качества излучения. Измеряется эквивалентная доза в зивертах (Зв), внесистемная единица – бэр (биологический эквивалент рада), 1 Зв=100 бэр.

Средние значения коэффициента качества излучения :

=1 – для рентгеновского, гамма- и бета- излучений;

=5 – для протонов с энергией МэВ;

=5…20 – для нейтронов различной энергии;

=20 – для альфа-частиц и тяжелых ядер.

Эффективная эквивалентная доза учитывает чувствительность разных органов и тканей организма человека к воздействию ИИ и используется при оценке риска возникновения отдаленных последствий облучения (стохастические эффекты) всего тела или отдельных органов. Она позволяет сравнивать риск облучения вне зависимости от того, облучается все тело равномерно или неравномерно.

Эффективная эквивалентная доза равна сумме произведений эквивалентных доз облучения отдельных органов на соответствующие безразмерные взвешивающие коэффициенты их радиочувствительности :

(1.35)

Единица измерения эффективной эквивалентной дозы – зиверт (Зв).

Взвешивающие коэффициенты радиочувствительности определены для 12 видов органов и тканей тела человека:

– гонады	0,20;
– красный костный мозг	0,12;
– толстый кишечник	0,12;
– легкие	0,12;
– желудок	0,12;
– мочевой пузырь	0,05;
– грудная железа	0,05;
– печень	0,05;
– пищевод	0,05;
– щитовидная железа	0,05;
– кожа	0,01;
– клетки костных поверхностей	0,01;
– остальное	0,05.

Сумма коэффициентов равна единице и соответствует облучению всего тела человека.

Введенные выше три дозы: поглощенная, эквивалентная и эффективная эквивалентная описывают индивидуальное воздействие ИИ на человека. Для оценки коллективного риска возникновения стохастических эффектов от действия малых доз облучения на большие группы людей (сотни тысяч человек) служит эффективная коллективная доза.

Эффективная коллективная доза равна сумме индивидуальных эффективных доз облучения человек:

(1.36)

Эффективная коллективная доза измеряется в человеко-зивертах (чел.-Зв) с указанием количества облученных.

Скорость набора дозы облучения характеризуется мощностью дозы (поглощенной, экспозиционной, эквивалентной):

(1.37)

Действие ионизирующих излучений на человека. В процессе воздействия ИИ на живые организмы можно выделить четыре стадии (табл. 1.14). На стадии физических процессов образуются ионизированные атомы и молекулы, случайным образом распределенные в биологическом веществе, поскольку вероятность взаимодействия ИИ с тем или иным атомом биологических молекул одинакова.

Т а б л и ц а 1.14

Содержание