Лекции № 8, 9. Аварии на радиационно опасных объектах

I. Радиация. Характеристика ионизирующих излучений.

II. Основные дозиметрические величины. Последствия облучения. Расчет дозы облучения. Ослабление излучений.

III.Радиоактивное загрязнение местности. Радиационный фон. Основные нормативы по радиационной безопасности.

Первый вопрос. К радиационно опасным объектам (РОО) относят предприятия ядерного топливного цикла ЯТЦ, конечной целью которых является выработка электроэнергии или тепла, а также хранилища ядерных отходов и различные учреждения, проводящие работы с радионуклидами, заводы по обогащению урана и др. Наиболее опасным объектом ЯТЦ является ядерный реактор, который устанавливается на АЭС (атомных электростанциях), кораблях, подводных лодках, в НИИ. Известно, что ядерная энергия получается на использовании трех делящихся элементов - изотопов урана – 233, 235 и плутония – 239. Причем U – 233 и Pu – 239 получают искусственным путем в процессе ЯТЦ.

Аварии на РОО особо опасны с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду. По данным МАГАТЭ за период с 1971 по 1985гг. в 14 странах мира на АЭС имели место более 150 аварий различной тяжести (т.е. около 10 аварий в год). Но наиболее тяжелая по своим последствиям явилась Чернобыльская катастрофа 26.04.86 г. в СССР – авария на Чернобыльской АЭС, где произошел тепловой взрыв атомного реактора. В целом площадь территории, загрязненной цезием – 137 свыше 1 Ки/км², составила более 100 тыс. км² с населением около 4 млн. человек (данные 1991 г.). Катастрофы с атомными подводными лодками «Комсомолец», «Курск». Причины аварий традиционны: ошибки в проектах и дефекты; износ оборудования; коррозия; ошибки операторов; ошибки в эксплуатации и др. причины. Возможны аварии в результате СБ, на ЖДТ при перевозках ядерных отходов, ядерных грузов и др.

Последствия подобных аварий связанны с возникновением ряда ионизирующих излучений (ИИ), источником которых являются радиоактивные химические элементы (радионуклиды), которые образуются в реакторах. Напомним, что радиоактивность – это самопроизвольное превращение (распад) атомных ядер, приводящее к образованию устойчивого ядра и сопровождающееся испусканием ИИ. Она бывает естественная и искусственная (ядерная реакция). Естественная радиоактивность была всегда, есть и будет всегда. Она открыта в 1896 г. А. Беккерелем, французским физиком.

В настоящее время установлены следующие основные виды естественных р/активных превращений ядер:

а) Альфа – распад (a - распад)® излучение ядер гелия 2⁴Не; сопровождается g - излучением; называют a - излучением.

б) Бета – распад (b - распад) ® излучение b± (электронов и позитронов) при взаимных превращениях нейтронов в протон и наоборот, т.е. n⁰ - b^- ® р⁺ или р⁺ - b⁺ ® n⁰ ; сопровождается g - излучением.

в) Электронный захват – захват ядром электрона с оболочки; образуется новый химический элемент с зарядом на единицу меньше.

г) Деление ядер, самопроизвольный распад ядра на два радиоактивных «осколка», сопровождается выделением 2 – 3 нейтронов и g - излучением. Называют «нейтронным излучением».

Ионизирующими излучениями называют излучения, которые прямо или косвенно способны ионизировать среду (создать раздельные электрические заряды). К ним относят*: рентгеновское и g - излучения, а также излучения, состоящие из потока заряженных (a⁺ и b± - частицы, протоны, тяжелые ядра отдачи) и незаряженных частиц (нейтронов). Кроме данных частиц при ядерных превращениях могут образовываться другие элементарные частицы, т.е. к ИИ относят:

- рентгеновское и g - излучения;

- поток заряженных частиц - (a⁺ , b± , р⁺ , ядра отдачи);

- поток нейтральных частиц n⁰ ;

- частицы - p,m,к – мезоны, мюоны и др.

Рентгеновское и g - излучение обладают высокой проникающей (g -изл. в воздухе распространяется до 100 м, а в ткани до 15 см) и достаточной ионизирующей способностью и представляют основную опасность как источники внешнего облучения. Бета – частицы (электроны и позитроны) краткобежны в воздухе (до 3,8 м/МэВ), а в биоткани – до нескольких миллиметров. Эти частицы могут действовать на кожу дистанционно и контактным путем (при загрязнении одежды и тела). Альфа – частицы (ядра гелия) краткобежны в воздухе (до 11 см), в биоткани до 0,1 мм. Указанные частицы обладают большой ионизирующей способностью. Они особенно опасны при попадании внутрь организма с воздухом, пищей. Заметим, что ионизирующая способность альфа и бета – частиц будет во многом зависеть от энергии, с которой они покидают «материнское» («дочернее») ядро. Так, a - частицы способны создать до 65000 пар ионов на 1 см пути, а b - частицы – 100 – 300 пар ионов на 1 см пути в воздухе; g - кванты – за счет фотоэффекта способны косвенно создать 2 – 3 пары ионов на 1 см пути.

Проходя через среду (биологическую ткань) ИИ ионизируют ее, что приводит к физико – химическим или биологическим изменениям свойств среды (на атомно – молекулярном уровне). Живые клетки не переносят ионизацию. При ионизации живого организма нарушаются обменные процессы, нормальное функционирование нервной, эндокринной, иммунной, дыхательной, сердечно – сосудистой, пищеварительной и др. систем. Технические устройства при ионизации теряют или изменяют свои свойства. Так, диоды, транзисторы, конденсаторы, оптические устройства и др. выходят из строя. Короче, все живое и неживое не «терпит» излишнего облучения, т.е. воздействия ИИ.

Облучение (воздействие ИИ) может быть внешним (на весь объект или отдельные его части) или внутренним (при попадании в организм с воздухом, водой, пищей).

Второй вопрос. Вся энергия, которой обладают ИИ, затрачивается на ионизацию объекта. Количественной ее мерой является доза излучения (облучения) – D. Ее производная – мощность дозы – Р (отношение дозы к интервалу времени ее накопления). Величины и единицы измерения, используемые в дозиметрии ИИ, приведены в табл.8.1.

Таблица 8.1. Основные дозиметрические величины и единицы их измерения

Величины и их символы	в СИ	Внесистемные	Соотношения между единицами
Активность, А – мера радиоактивности. Характеризует скорость ядерных превращений (распада) радионуклидов	Бк – беккерель	Кu- кюри	1Бк=1расп/с=2,7х10^-11 Кu; 1Ku=3,7х10^10Бк
Экспозиционная доза, Х-мера ионизации воздуха. Характеризует потенциальную возможность поля ИИ к облучению тел (вещества).	Кл/кг – кулон на килограмм	Р –рентген	1Кл/кг=3,88х10^3Р;1Р=2,58х10^-4Кл/кг=2,08х10^9 пар ионов в 1 см^3воздуха; 1Р=0,88 рад – в воздухе; 1Р=0,93 рад – в ткани
Поглощенная доза, Д – мера радиационного эффекта облучения. Характеризует энергию излучения, переданную телу определенной массы. Фундаментальная дозиметрическая величина	Гр – грей	Рад – рад (радиационная адсорбированная доза)	1Гр=1Дж/кг=100рад; 1Рад=100эрг/г=10^-2Гр
Эквивалентная доза, Н – мера биологического эффекта облучения в зависимости от вида ИИ. Произведение поглощенной дозы данного вида излучения на соответствующий взвешивающий коэффициент. WR – (взвешивающий коэфф. вида излучения) Hi=W Ri Di;	Зв – зиверт	Бэр – бэр (биологический эквивалент рада)	1Зв=1Гр×W=100бэр; 1Бэр=1Рад×W=10^-2Зв;*
Эффективная доза, Е – мера риска возникновения отдаленных последствий облучения с учетом радиочувствительности различных органов. Сумма произведений эквивалентной дозы НТ в органе на соответствующий взвешивающий коэффициент WT, E=åWTHT	Зв – зиверт	Бэр – бэр
Мощность дозы – приращение дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) за интервал времени к этому интервалу: Р=dД/dt;			За единицу времени могут приниматься секунда, час, сутки, год: Гр/ч,× Зв/ч, рад/с, и т.д.

Примечания: В практике дозиметрических измерений могут также широко использоваться:

-Эффективная коллективная, полувековая и другие дозы;

-Десятичные кратные и дольные части указанных единиц – дека, гекто, кило, мега, деци, санти, милли. микро и т.д.;

-Активность – удельная (Бк/кг), объемная (мкКu/литр), поверхностная (мкКu/см²) или Кu/км² и др.

Последствия облучения для людей могут быть самыми различными. Они во многом определяются величиной дозы облучения и временем ее накопления. Возможные последствия облучений людей приведены в табл.8.2.

Таблица 8.2. Радиационные эффекты облучения

Телесные (соматические). Воздействие на облучаемого. Имеют дозовый порог		Вероятностные телесные (соматико-стохастические). Условно не имеют дозового порога		Гинетические. Воздействие на потомство. Условно не имеют дозового порога
Острая лучевая болезнь	Сокращение продолжительности жизни	Доминантные генные мутации
Хроническая лучевая болезнь	Лейкозы (скрытый период 7-12 лет)	Рецессивные генные мутации
Локальные лучевые повреждения	Опухоли разных органов (скрытый период до 25 лет и более)	Хромосомные абберрации.

Зависимость эфекктов от дозы однократного (кратковременного) облучения человека представлена в табл. 8.3.

Таблица 8.3. Зависимость эффектов от дозы однократного 1 (кратковременного) облучения человека

Д О З А	Э Ф Ф Е К Т
Грей	рад
		Пороговая доза поражения центральной нервной системы («электронная смерть»)
6,0		Минимальная абсолютно-смертельная доза
4.0		Средне-смертельная доза (доза 50% выживания)
1,5		Доза возникновения первичной лучевой реакции (в зависимости от дозы облучения различают четыре степени острой лучевой болезни: 100-200 рад – 1ст., 200-400 рад –2 ст., 400-600 рад –3 ст., свыше 600 рад –4 ст.)
1,0		Порог клинических эффектов
0,1		Уровень удвоения генных мутаций

Расчет дозы.

Установлено, что спад уровней радиации на местности (аналогично и активности) подчиняется зависимости (закону Вея – Вигнера, по имени английских физиков).

, (1)

где Р₀ и Р_t – уровни радиации (мощности дозы) на местности на время t₀ и t;

t₀ и t – время, прошедшее после взрыва (аварии реактора);

n = 1,2 – для ядерного взрыва; 0,4-0,5 – для атомных реакторов.

Данная зависимость позволяет определить уровень радиации (мощность дозы) на любое время, прошедшее после взрыва (аварии), если уровень радиации (мощность дозы) была установлена (измерена) на какое – то время t₀, прошедшее после аварии (взрыва).

Получаемая доза облучения по сути величина интеграла (площади), ограниченной кривой P_t = f(t) и временами начала t_н и конца облучения t_к.

Если в зависимости (1) t₀ = 1 час, то Рt = Р₁ (t)^-n. Так как (по определению), то

(2)

Если ввести дозовый коэффициент К_доз равный:

,

то полученная доза

(без учета воздействия среды на радиацию).

Исследуем зависимость (2).

1. Если

Но и , тогда (3)

Если , то и , а если час, то , т.е.

(4)

Вывод. Анализ формулы дает: если время после взрыва будет увеличиваться в 7ⁿ раз, то мощность дозы на местности будет уменьшаться в 10ⁿ раз; максимальная доза облучения при длительном облучения не будет превышать 5 начальных мощностей и пределом ее является 5 Р ₁.

2. Если , то

, (5)

т.е. спад уровней радиации на местности идет медленнее, чем после ЯВ.

Если имеется защитная среда (стены, перекрытия, техника и др.), то получаемая доза будет уменьшаться в К_осл раз, т.е. итоговая формула

, (6)

Для составлены таблицы.

Замечания. Закон Вея – Вигнера для и имеет ряд недостатков, т.е. , а , это не вяжется со здравым смыслом (аварии или взрыва еще нет, а мощность дозы бесконечно велика, а доза может быть бесконечной при длительном облучении).

Лучше подходит логарифмически – нормальный Закон в виде

, (7)

где: и – параметры закона (– время, за которое мощность дозы Р ₀ уменьшится в 2 раза); t – заданное время после аварии, час;

, интеграл ошибок.

По данной формуле (7) рассчитаны таблицы.

Любая защитная среда, любой материал ослабляет действие ионизирующих излучений. На этом и основана защита от воздействия этих излучений. Степень ослабления учитывается коэффициентом ослабления К_осл. Он равен

, (8)

где h – толщина защиты, см; d_пол – слой половинного ослабления (табличная величина).

Третий вопрос.

Масштабы радиоактивного загрязнения местности (РЗМ) при аварии на АЭС (ЯВ) будут зависеть от типа реактора (в н/в два типа: ВВЭР – водоводяной энергетический реактор и РБМК – реактор большой мощности канальный), характера его разрушения и условий формирования источника загрязнения (для ЯВ – от вида и мощности взрыва). При прогнозировании масштабов РЗМ при авариях выбирают самый наихудший вариант (компания 3 года, тепловой взрыв реактора, неустойчивое состояние атмосферы). Заметим, что расчеты очень сложны и носят приближенный характер. Доказано, что уровни радиации на следе РЗМ монотонно убывают от оси следа и по его оси с удалением от реактора.

Зоны РЗМ и их характеристики представлены в табл. (только для аварии реактора РБМК – 1000).

Таблица 8.4. Характеристика зон РЗМ

Наименова-ние зоны, индекс	Доза излучения за 1 год после аварии на границе зоны, рад	Мощность дозы через 1час после аварии,рад/ч
внеш.	внутр.	в сере-дине	на внеш. границе	на внутр. границе
Радиационной опасности, М (красн. цвет)				1,4*10^-2	0,14
Умеренного Загрязнения,А (синий цвет)				0,14	1,4
Сильного Загрязнения,Б (зеленый цвет)				1,4	4,2
Опасного Загрязнения,В (коричневый цвет)				4,2
Чрезвычайно опасн. загр., Г (черный цвет)		-			-

Таблица 8.5. Размеры зон загрязнения (глубина – ширина), км

Индекс зоны	Тип
РМБК - 1000	ВВЭР – 1000
М	270 - 18	155 – 8,8
А	75 – 3,9	30 – 1,2
Б	17,4 – 0,7	-
В	5,8 – 0,1	-
Г	-	-

Заметим, что РЗМ (среды, воды, воздуха) помимо уровня радиации (мощности дозы) характеризуется: удельной концентрацией – мкКи/кг; Бк/кг и т.д.; объемной концентрацией – мкКи/м³, мкКи/л, Бк/см³ и т.п.; поверхностной концентрацией – Ки/км², мКи/см² и т.п. производными единицами. Естественно, что должны существовать какие-то предельно допустимые нормы загрязнения окружающей среды – поверхности, концентрации и т.д. В России действуют «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99 и «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности» – ОСПОРБ-99 устанавливают: категории облучаемых лиц; основные пределы доз облучения и допустимые уровни для категорий облучаемых лиц и критических органов за год и др.

Основные нормативы по радиационной безопасности.

Они регламентируются «Законом о радиационной безопасности» и НРБ – 99 (в последующем можно их именовать просто нормами). Приведем некоторые из этих норм.

1.Установлены категории облучаемых лиц: а) персонал – это лица группы А (работающие с техногенными источниками) и группы Б (лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия таких источников); б) все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

2.Годовая эффективная доза облучения не должна превышать 20 мЗв (2бэр) – для группы А и 1мЗв (0,1 бэр) – для населения или 100 бэр за 50 лет и 7 бэр за 70 лет жизни соответственно. Для лиц группы Б дозы не должны превышать ¼ значений для лиц группы А.

Заметим, что в этот норматив не входит доза, получаемая от облучения радиационным фоном и медицинских исследований.

3.Повышенное аварийное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их письменном добровольном согласии и в пределах 100 мЗв (10 бэр) в год с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора и не более 200 мЗв (20 бэр) с разрешения Федеральных органов.

4.Мощность дозы излучения в жилом или рабочем помещении не должна превышать мощности дозы на открытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч (30мкбэр/ч).

Проживание и работа в таких помещениях недопустима. Если это превышение достигает 0,3 мкЗв/ч (30 мкбэр/ч), то должны быть проведены профилактические работы, направленные на снижение фона в помещении.

5.При радиационных авариях дозы облучения на все тело не должны превышать 1 Гр (100 рад) за двое суток. Принимаются меры срочного вмешательства(защиты).

6.При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследованиях годовая доза облучения не должна превышать 1 мЗв (0,1 бэр) для здоровых лиц.

Радиационный фон. Он складывается из трех компонентов: космического излучения; излучения от рассеяных в почве, воздухе, воде естественных радионуклидов (особо К –40; U – 238; Th -232); излучения от искусственных радионуклидов, образовавшихся при испытаниях ядерного оружия и др. случаях. Первые два компонента составляют естественный р/фон.

Выделяют, кроме этого, техногенный радиационный фон – выбросы от тепловых электростанций (при сгорании угля, нефти, газа), производства цемента, кирпича, добычи полезных ископаемых и т.д.

От радиационного фона люди получают облучение как внешнее, так и внутреннее. Радиационный фон земли не является постоянным. Он изменяется в связи с циклическими колебаниями космического фона (в т.ч. колебаниями солнечной активности) и геологическими процессами (интенсивностью вулканической деятельности и др. преобразованиями). Есть на земле районы, где радиационный фон особенно повышен. В пределах Москвы фон составляет 8 – 14 мкР/ч. Структура доз, получаемых населением от различных источников неаварийного облучения в течение года приведена в табл. 8.6 Данные даются по эффективной дозе.

В заключение о действии ИИ приведем следующие данные. Вероятность возникновения соматико - стохастических эффектов (злокачественных опухолей) в среднем оценивается (по данным международной комиссии по радиационной защите – МКРЗ) в 125 случаев на 10⁴ чел·Зв (1 млн чел·бэр). Т.е., если каждый из 1 млн человек получил дозу 1 бэр или 10 тыс. – 1 Зв, то среди них можно ожидать дополнительно 125 случаев злокачественных опухолей за весь латентный (скрытый) период их реализации

Дата добавления: 2014-01-07