Радиационные аварии: типы, классы и фазы развития
Главная » Статьи » Медицинское обеспечение ГО и ЧС

Радиационные аварии: типы, классы и фазы развития

Хотя радиационной безопасности придается исключительное значение, риск крупных радиационных аварий существует, несмотря на развитие современных технологий их предупреждения. В качестве примера можно привести последнюю крупномасштабную аварию на АЭС Фукусима-1.[1] В нашей стране крупнейшими радиационными авариями стали катастрофа на Чернобыльской АЭС и авария в 1957 году на производственном объединении «Маяк» со сбросом радиоактивных отходов в реку Теча. Имеют место аварии при производстве, перевозке и использовании радиоактивных материалов.

 

Типы радиационных аварий

Развитие и последствия радиационных аварий в первую очередь зависят от вида аварийного источника ионизирующего излучения. При типизации аварий радиационные объекты могут быть разделены на ядерные, радиоизотопные и создающие ионизирующее излучение за счет ускорения (замедления) заряженных частиц в электромагнитном поле – электрофизические. Такое деление достаточно условно, поскольку, например, АЭС одновременно являются и ядерными, и радиоизотопными объектами. К чисто радиоизотопным объектам можно отнести, например, пункты захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) или радиоизотопные технологические облучательские установки.

Имеются также специальные технологии, связанные с уничтожением и утилизацией ядерных боеприпасов (ЯБП), снятием с эксплуатации реакторов, исчерпавших эксплуатационный ресурс, конверсией в атомной промышленности, ядерными взрывами, проводящимися в интересах народного хозяйства, и др. Все указанные технологии и мероприятия связаны с риском радиационных аварий.

 

Аварии на АЭС

Величина и радионуклидный состав выброса при аварии на АЭС зависят от конструкционных особенностей реактора и защитных устройств, характера и класса аварии. При анализе безопасности ядерных энергетических установок (ЯЭУ) оценивается широкий спектр возможных аварий. Прогнозирование возможных медицинских последствий для населения осуществляется, как правило, на основе наиболее неблагоприятных сценариев для запроектных аварий (ЗА).

В результате аварийного выброса с ЯЭУ возможны следующие виды радиационного воздействия на население:

- внешнее облучение при прохождении радиоактивного облака (струи);

- внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных продуктов;

- контактное облучение за счет загрязнения радиоактивными веществами кожных покровов;

- внешнее облучение от радиоактивно загрязненной поверхности земли, зданий, сооружений и других поверхностей;

- внутреннее облучение за счет потребления загрязненных радионуклидами продуктов питания и воды.

До аварии на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 г. значительные выбросы радионуклидов происходили при двух авариях на реакторах: в Уиндскейле (Великобритания) в октябре 1957 г. и на Тримайл Айленде (США) в марте 1979 г.

 

Авария на реакторе «Windscale-1» (Великобритания), 1957 г.

Промышленный реактор в Виндскейле для наработки плутония с графитовым замедлителем и воздушным охлаждением, введенный в эксплуатацию в 1951 г., представлял собой восьмигранный графитовый блок высотой 15 м, размещенный в бетонной полости. В каждом из 3444 горизонтальных топливных каналов реактора размещались по 21 топливной сборке со стержневыми твэлами из металлического урана с оболочкой из Li-Al сплава.

10 октября 1957 г. при выполнении программы планового отжига в 11 ч операторы обратили внимание на 10-кратное возрастание радиационного фона в здании реактора. В 16 ч 30 мин. Визуально при осмотре топливных каналов было установлено, что многие топливные элементы раскалились докрасна (1400 °C), и попытки их выгрузить оказались безуспешными из-за распухания и заклинивания в каналах. Не привели к успеху и попытки в ночь с 10 на 11 октября охладить активную зону с помощью СО2 , и только в 8 ч 55 мин. 11 октября в условиях сознательного риска было применено охлаждение водой, в результате чего в 3 ч 20 мин. 12 октября реактор был приведен в холодное состояние.

Хотя при аварии расплавления топлива не произошло, через вентиляционную трубу в окружающую среду было выброшено 1,35 × 1016 Бк радиоактивных газов и аэрозолей, в том числе 6 × 1014 Бк 131I, 2 × 1013 Бк 137Cs и 7 × 1010 Бк 90Sr. В результате аварии коллективная доза облучения населения составила 1,2 × 103 чел. Зв. Индивидуальные дозы облучения щитовидной железы для взрослого населения составили 5 – 20 мЗв, для детей – 10 – 60 мЗв. Населению была проведена йодная профилактика, кроме того на территории площадью 520 кв. км был введен запрет на употребление молока.

 

Авария на блоке N 2 АЭС «Three Mile Island» (США), 1979 г.

29 марта 1979 г. на блоке N 2 АЭС «Три-Майл-Айленд» (ТМА-2) произошла тяжелая авария с плавлением активной зоны и выходом большого количества продуктов деления в различные элементы оборудования, технологические помещения и под гермооболочку.

Основой энергоблока ТМА-2, введенного в эксплуатацию в 1978 г., был реактор типа PWR мощностью 956 МВт (эл.). Активная зона диаметром 3,3 м и высотой 3,7 м собрана из 311 тепловыделяющих сборок (ТВС), каждая из которых содержала 208 твэлов. Активная зона в целом содержала 94 т UO2 и 35,5 т конструкционных материалов.

Первоначально развитие аварии было обусловлено техническими причинами, приведшими к нарушению условий теплосъема активной зоны. В дальнейшем неправильная оценка ситуации операторами привела к усугублению условий развития аварии, плавлению и разрушению части активной зоны реактора. В целом при аварии расплавилось не менее 40% активной зоны.

После аварии мощность дозы у блочного щита управления составляла 240 – 320 Р/ч, а в различных местах под герметичной оболочкой – в пределах от нескольких рентген в час до более чем 1000 Р/ч. Указанное обстоятельство превратило дезактивацию блока в очень сложную проблему.

Решающую роль в уменьшении возможных серьезных последствий для населения и окружающей среды сыграли наличие и эффективная работа герметичной оболочки. Фактически в окружающую среду вышло всего около 1% радиоактивных инертных газов, в том числе около 1,6 × 1015 Бк 85Kr. Активность выброшенного 131I была оценена на уровне около 7,4 × 1011 Бк. В районе аварии наблюдалось кратковременное повышение содержания 131I в молоке – максимально до (0,4 – 4) × 105 Бк/л при норме 3,7 × 103 Бк/л. В связи с этим были введены соответствующие ограничительные меры. Следует отметить, что в начальный период аварии возможные радиологические последствия были переоценены и часть населения из прилегающих районов была временно эвакуирована. Однако в условиях неясности развития радиационной обстановки это был скорее положительный момент, свидетельствующий о надежности системы оповещения и высокой степени организации соответствующих служб. В соответствии с проведенными оценками коллективная доза облучения в 30-мильной зоне (80,5 км) составила 33 чел. Зв, при средней индивидуальной дозе 0,015 мЗв на все тело и максимальной дозе менее 1 мЗв.

Программа удаления радиоактивных обломков и топлива, как главная часть всей работы по ликвидации последствий, была выполнена с незначительными коллективными (26 чел. Зв и около 4 чел. Зв/год) и индивидуальными дозовыми затратами. За все время ликвидации последствий аварии ни один человек не получил дозу более 0,04 Зв.

 

Авария на Чернобыльской АЭС, 1986 г.

26 апреля 1986 г. в 1 ч 23 мин. произошла крупнейшая за всю историю развития атомной энергетики авария на блоке N 4 Чернобыльской АЭС. Авария произошла при проведении программы испытаний выбега турбогенератора с нагрузкой собственных нужд.

Многие исследователи приходят к мысли, что причины аварии носят комплексный характер, а не определены только действиями персонала. По опубликованным данным, совокупность факторов, приведших к аварии, выглядит следующим образом:

- реактор работал на малом уровне мощности, был зашлакован и отравлен ксеноном;

- температура теплоносителя на входе в активную зону была близкой к температуре насыщения;

- оперативный запас реактивности был очень мал, то есть стержни в основном были выведены из активной зоны;

- имелся значительный эффект вытеснения стержней.

Неравномерность энерговыделения в активной зоне, темп роста паросодержания, дополнительный ввод положительной реактивности вследствие нажатия старшим инженером управления реактором кнопки ручной аварийной остановки реактора и эффекта вытеснителей привели к локальной критичности и разгону реактора на мгновенных нейтронах.

Развитие событий между 47-й и 48-й секундой в 1 ч 23 мин. предположительно было следующим. Избыточное давление в тепловых каналах обусловило ускоренное движение оставшейся части теплоносителя и гидравлический удар. Гидравлический удар, воздействие расплавленного топлива и высокое давление привели к разрушению части тепловых каналов. Массовый выход из строя тепловых каналов с взрывоопасным накоплением пара в реакторном пространстве привел к катастрофическому разрушению. Тяжеловесная верхняя конструкция, составляющая верхнюю часть герметичного реакторного пространства, была приподнята и наклонилась, разрушив большую часть тепловых каналов и пароводяных коммуникаций над активной зоной, а также узлы стержней управления защитой реактора (СУЗ). В 1 ч 24 мин. одновременно с сильными ударами остановились стержни СУЗ, не дойдя до нижних концевиков. Это явилось следствием двух последовавших один за другим взрывов, которые сорвали крышу со здания блока. Выброшенные материалы горячего реактора упали на верхнюю часть здания и на территорию АЭС и вызвали пожары в 30-ти местах. Воздух проник в реакторное пространство и вызвал загорание графита.

В результате разогрева облако выброса поднялось на высоту до 2 км. Сложная, меняющаяся по времени метеорологическая обстановка обусловила движение облака над западными районами СССР в направлении Восточной и Западной Европы, а в итоге – над всем северным полушарием.

Аварии на хранилищах радиоактивных отходов

Наиболее опасными являются аварийные выбросы, приводящие к радиоактивному загрязнению обширных территорий и вызывающие необходимость широкомасштабного вмешательства. Подобный аварийный выброс произошел в 1957 году на комбинате «Маяк» в результате теплового взрыва на одном из хранилищ высокоактивных отходов. Радиационное воздействие на население на первом этапе аварии было обусловлено внешним излучением от облака и внутренним облучением от вдыхаемых радионуклидов из облака; на втором – внешним облучением от радиоактивных выпадений на территории и внутренним облучением радионуклидами, поступившими в организм с пищевым рационом, в основном 90Sr.

Более подробно об этой аварии. В сентябре 1957 г. на НПО «Маяк» (г. Озерск Челябинской обл.) произошла радиационная авария с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду. Ее причиной явились нарушения в системе охлаждения бетонной емкости объемом 300 куб. м. В результате саморазогрева и теплового взрыва 70 – 80 т высокоактивных отходов с активностью около 2 млн. Ки было выброшено и рассеяно. Осаждение радиоактивного вещества из облака взрыва привело к радиоактивному загрязнению территорий Челябинской, Свердловской и Тюменской областей. В границах плотности загрязнения 0,1 Ки/кв. км по 90Sr максимальная длина следа достигала 300 км при ширине 30 – 50 км; в границах 2 Ки/кв. км – 105 км при ширине следа 8 – 9 км. Общая площадь территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению, составила около 15 тыс. кв. км.

 Основными путями облучения населения на загрязненной территории в начальный период являлись внешнее гамма-облучение всего тела и внутреннее облучение от поступления радионуклидов в составе пищевого рациона. По истечении первых 1 – 1,5 лет ведущим стало внутреннее облучение скелета и красного костного мозга в результате поступления в организм 90Sr.

 В качестве экстренных мер защиты были предприняты отселение населения, контроль за радиоактивным загрязнением продуктов питания и воды, введение режима ограничения доступа населения и хозяйственной деятельности на загрязненной территории. Плановые меры включали дополнительную эвакуацию, дезактивацию части территории, реорганизацию сельского и лесного хозяйства.

 Население эвакуировали из 23 населенных пунктов сельского типа, размещенных на территории с плотностью радиоактивного загрязнения свыше 2 Ки/кв. км по 90Sr. В течение первых 10 суток было выселено 600 чел., в последующие 1,5 года – около 10 тыс. чел.

Ситуация, характерная для поверхностного хранения жидких радиоактивных отходов, возникла в 1967 году на хранилище – озере Карачай, когда в результате ветрового подъема высохших иловых отложений оказалась значительно загрязнена прилегающая территория[2].

 

Более подробно об озере Карачай[3]

Карачай – озеро в Челябинской области. С октября 1951 года использовалось для хранения радиоактивных отходов ПО «Маяк». С 1986 года велись работы по засыпке водоема. 26 ноября 2015 года работы по консервации озера объявлены завершенными. За время эксплуатации в озере скопилось около 150 млн кюри (эквивалентно 6 Чернобылям) долгоживущих радионуклидов (в частности цезий-137 и стронций-90), площадь озера составляла 26 гектар. Потенциальная опасность водоема заключалась в возможности поступления радиоактивных аэрозолей в атмосферу при аномальных метеорологических условиях (смерч) и в загрязнении подземных вод. Согласно расчетам Института проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, в случае разноса пыли содержащей радионуклиды в зоне заражения оказались бы территории Челябинской, Томской, Свердловской областей и Красноярского края, при этом от радиационного поражения погибло бы до 20 тыс. человек.

Период времени 1962-1966 гг. был маловодным. Уровень воды озера Карачай сильно понизился, при этом оголилось несколько гектаров дна озера. В результате ветрового подъема донных отложений с оголившихся участков дна водоема весной 1967 г. были вынесены радиоактивные материалы на окружающую территорию, в том числе и за пределы химкомбината. После этого инцидента были приняты меры по предотвращению подобных случаев. В течение 1967-1971 гг. были проведены работы по засыпке мелководий, рекультивации территории вокруг озера. В результате проведенных работ берега были подняты по всему периметру водоема, площадь его зеркала сократилась до 36 га. В регламент по эксплуатации озера Карачай был введен жесткий контроль уровня воды. В дальнейшем было принято решение о засыпке озера полностью, но приступили к ней лишь в 1986 году. К 1996 году открытая площадь озера составляла 13 га.

Изменение метеорологических условий (превышение количества атмосферных осадков над испарением), начиная с середины 1980-х годов, вызвало повышение уровня водоема, поэтому работы были приостановлены. Потребовалась разработка новых решений по консервации водоема с учетом изменившихся метеорологических условий. Было выявлено, что рост уровня воды в основном вызван инфильтрацией и поверхностным водостоком с засыпанной части озера. Был выполнен базовый прогнозный расчет изменения уровня воды в озере, а также проведен анализ возможных технических мероприятий по стабилизации и снижению ее уровня. Таковыми были признаны гидроизоляция закрытой части водоема, сооружение водоотводного нагорного канала и водоотводной канавы. В результате реализации этих решений в 2005-2007 годах площадь озера сократилась с 11,6 га до 7,8 га. Последний квадратный метр на водоеме засыпан 26 ноября 2015 года. На реализацию проекта выделили около 17 миллиардов рублей. Водоем полностью закрыт скальным грунтом и бетонными блоками. Позже дополнительно соорудят несколько гидроизолирующих слоев. Будет производиться постоянный мониторинг состояния геологической среды вокруг этого объекта.

 

Аварийные ситуации при глубинном захоронении жидких радиоактивных отходов

Аварийная ситуация при глубинном захоронении жидких радиоактивных отходов в подземные горизонты возможна при внезапном разрушении оголовка скважины, находящейся под давлением. Последствия такой аварийной ситуации проявляются, как правило, в загрязнении ограниченного участка территории в пределах санитарно-защитной зоны, а также в выходе парогазовой фазы и изливе жидких радиоактивных отходов.

В случае размыва и растворения пород пласта-коллектора агрессивными компонентами радиоактивных отходов, например кислотами, увеличивается пористость пород, что может приводить к утечке газообразных радиоактивных отходов. В этом случае переоблучению, как правило, может подвергаться персонал хранилища.

 

Аварии на радиохимическом производстве

Радионуклидный состав и величина аварийного выброса (сброса) существенно зависят от технологического процесса и участка радиохимического производства. Основной вклад в формирование радиоактивного загрязнения местности в случае радиационной аварии на радиохимическом производстве могут вносить изотопы 90Sr, 103Ru, 106Ru, 134Cs, 137Cs, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 241Am, 244Cm.[4]

Многообразие химических форм, в которых радиоактивные продукты могут попадать в окружающую среду, и наличие в выбросе высокотоксичных соединений требуют дифференцированного подхода к оценке последствий аварии на радиохимическом производстве, даже если по величине радиоактивного выброса авария не рассматривается как тяжелая.

В производстве гексафторидов металлов и при получении изотопов с помощью разделительных технологий возможны аварийные выбросы в воздух производственных помещений, а при крупных авариях – и в атмосферу. В случае выброса гексафторида урана он быстро гидролизуется с образованием аэрозолей. При этом основную опасность представляет фтористый водород, являющийся высокотоксичным продуктом. В этом случае характер поражения будет определяться действием фтора, поступающего в организм перкутантным и ингаляционным путями.

 

Аварии с радионуклидными источниками

В промышленности, газо- и нефтедобыче, строительстве, в исследовательских и медицинских учреждениях эксплуатируется значительное количество различных радионуклидных источников (РНИ). Аварии с РНИ могут происходить без их разгерметизации и с разгерметизацией. Характер радиационного воздействия определяется видом РНИ, пространственными и временными условиями облучения. При аварии с ампулированным источником характерным является переоблучение ограниченного числа лиц, имевших непосредственный контакт с РНИ, с преобладающей клиникой общего неравномерного облучения и местного (локального) радиационного поражения отдельных органов и тканей. В случае разгерметизации РНИ возможно радиоактивное загрязнение значительной территории.

В июне 1987 г. в результате разрушения защиты высокоактивного радионуклидного источника, содержащего 137Cs, в г. Гойяния (Бразилия) у 17 человек возникли различные проявления острой лучевой болезни (ОЛБ) и местного облучения. Всего за 1,5 мес. было обследовано 250 человек, у 55 из них методами физической дозиметрии были обнаружены признаки контакта с радионуклидом – в основном контаминация кожи. Из этой группы с подозрением на лучевую болезнь было госпитализировано 26 человек, в дальнейшем у 6 из них диагноз ОЛБ был отвергнут. Больные с поражениями наибольшей степени тяжести (сначала 10, а затем еще 4) были переведены для лечения в Военно-морской госпиталь Марсилио Диас в Рио-де-Жанейро.

Пострадавшие подверглись внешнему неравномерному облучению, загрязнению кожи с возможностью инкорпорации радионуклида. В центре города образовалось 7 относительно больших зон радиоактивного загрязнения и до 50 мелких. Так, в доме у одного из пострадавших было обнаружено около 500 мКи радионуклида.

Общая активность по обнаруженным частям первоначальной массы (паспортные данные отсутствуют) оценена приблизительно в 1370 Ки.

Медицинская помощь пострадавшим организовывалась по общепринятым в настоящее время в мировой практике правилам. Оба госпиталя (в Гойяния и в Рио-де-Жанейро) общего типа были приспособлены для размещения пациентов с сочетанным радиационным поражением (покрытие пола, стен пластиковыми пленками). Кожу пациентов обрабатывали в палатах. Противорадиационная защита персонала осуществлялась с первого дня поступления больных (переодевание, использование пластиковой и бумажной спецодежды).

Для уменьшения вторичного всасывания цезия из кишечника все пациенты с первого дня госпитализации получали «Радиоградас» (фирма Хейл, Западный Берлин) – препарат типа берлинской лазури, переводящий цезий в нерастворимое соединение. При заметном увеличении выделения цезия с калом препарат не влиял на его метаболизм в основных тканях депонирования и, соответственно, крови. В целях усиления экскреции с мочой больные получали мочегонные препараты. Дальнейший анализ и оценки показали, что внутреннее облучение составило не более 15 – 30% от величины, оцененной кариологически (кроме одной пациентки, у которой оно составило около 50%).

Следовательно, уровни внутреннего облучения не могли обусловить развитие непосредственных биологических эффектов и практически все ранние проявления определялись неравномерным внешним общим облучением.

В основу прогноза картины ОЛБ были положены клинические методы. Для оценки были использованы проявления первичной реакции, немногочисленные данные гематологических исследований в первой декаде болезни и цитогенетические исследования культуры лимфоцитов периферической крови. Из симптомов первичной реакции следует отметить появление тошноты и рвоты, которые наблюдались у 10 из 14 человек. Были предположены возможность отсроченного развития симптома, а также несоответствие его интенсивности таковой при однократном облучении. Ретроспективный анализ показал, что рвота возникала в сроки 3 – 6 ч при тяжелой ОЛБ и до 8 – 12 ч – при ОЛБ средней тяжести.

Анализ гематологических данных позволил предположить, что ни у одного пострадавшего доза облучения не превышала 6 Гр, то есть ни в одном случае не должно быть крайней тяжести костномозгового синдрома (КМС) ОЛБ. Этим была отвергнута идея подготовки к трансплантации костного мозга. По изменению числа нейтрофильных гранулоцитов была произведена группировка больных по тяжести ОЛБ. Эти данные хорошо коррелировали с результатами кариологических исследований. В результате оценок было сделано заключение, что у 5 человек развилась ОЛБ тяжелой степени, у 3 – средней степени и у остальных 9 – с, возможно, легким поражением кроветворения.

Особенностью аварии, связанной с утратой РНИ, является возможность несвоевременного установления факта аварии. Часто подобные аварии носят «скрытый» характер и, к сожалению, устанавливаются после регистрации радиационного поражения у лиц, имевших контакт с РНИ.

 

Аварии с ядерными боеприпасами

В случае диспергирования делящегося материала (механическое или взрывное разрушение, пожар) основным фактором радиационного воздействия являются изотопы 239Pu и 241Am с преобладанием внутреннего облучения за счет ингаляции. При пожаре также возможен сценарий, когда основным поражающим фактором будет выделение окиси трития. В случае аварии с дополнительным энерговыделением за счет реакции деления будет иметь место воздействие дополнительных радиационных факторов, характерных для продуктов деления.

17 января 1966 года при дозаправке в воздушном пространстве вблизи юго-восточного побережья Испании потерпел аварию американский бомбардировщик B-52 с четырьмя ядерными боеприпасами. Три ЯБП упали на поверхность земли, причем у двух из них в результате сильной детонации произошел взрыв обычного взрывчатого вещества, приведший к диспергированию делящегося материала 239Pu. Эпицентр одного взрыва находился в пределах населенного пункта Паломарес (численность жителей ~ 2 тыс. человек), а другого в ~ 2 км к юго-западу от него. Площадь загрязненной территории составила более 2,5 кв. км, в том числе по изолинии 14 кБк/кв. м – 2 кв. км и по изолинии 1,2 МБк/кв. м – 0,022 кв. км. При ликвидации последствий аварии были проведены следующие мероприятия:

- удаление слоя почвы и растительности на территории с загрязнением более 1,2 МБк/кв. м;

- обильное орошение и заглубление поверхностного слоя почвы на глубину до 30 см на территории с загрязнением 14 кБк/кв. м – 1,2 МБк/кв. м;

- регулярное орошение территории с загрязнением менее 14 кБк/кв. м;

- определение содержания 239Pu в легких жителей Паломареса на установках СИЧ непосредственно после аварии;

- контроль содержания 239Pu в воздухе на территории жилой зоны Паломареса и его ареала.

Содержание 239Pu в легких критических групп населения не превысило 600 Бк. Средние значения концентрации 239Pu в воздухе за период с 1966 по 1980 г. составили 5,5 мкБк/куб. м в жилой зоне (максимальное среднегодовое значение 28,1 мкБк/куб. м в 1980 г.) и 52 мкБк/куб. м – в ареале населенного пункта (максимальное среднегодовое значение 442 мкБк/куб. м в 1967 г.) Оцененное значение средней ожидаемой эффективной дозы от поступления 239Pu за этот период равно 54 мкЗв, а для критической группы 523 мкЗв.

 

Аварии на космических аппаратах

На космических аппаратах потенциальная радиационная опасность обусловлена наличием на их борту:

- радиоактивных изотопов в генераторах электрической и тепловой энергии, в различных контрольно-измерительных приборах и системах;

- ядерных бортовых электроэнергетических установок;

- ядерных установок в качестве двигательных систем (ЯРД).

Радиационные аварии возможны на различных этапах: при транспортировке ЯЭУ до установки в аппарат, в предпусковом периоде, при выведении на орбиту, на неконтролируемом участке траектории, в конечной стадии вывода на орбиту, при возвращении в атмосферу.

Наибольшая опасность связана с выходом реактора в надкритичное состояние.

Прогнозируемая плотность радиоактивного загрязнения в случае полетной аварии ЯЭУ средней мощности на космическом аппарате оценивается в широком диапазоне: при аварии на высоте около 40 км она может составить от 3,7 до 370 кБк/кв. м, в зависимости от размера аэрозольных частиц.

 

Аварии при перевозке радиоактивных материалов

Радиационными грузами являются такие, удельная активность которых превышает 74 кБк/кг. К ним относятся: радиоактивное сырье (руды урана, тория и их концентраты); исходное ядерное топливо, содержащее 233U, 232Th, 235U, 238Pu, 239Pu, 241Pu; отработанное ядерное топливо, содержащее кроме указанных изотопов большое количество продуктов деления; грузы с изотопной продукцией; радиоактивные отходы. При перевозке радиоактивные вещества помещают в специальные транспортные упаковочные комплекты, которые транспортируются специальными автомобилями или железнодорожным транспортом. Транспортирование радиоактивных материалов регламентируется нормативно-правовыми документами безопасной транспортировки наземным транспортом.

По степени тяжести последствий различают следующие основные типы транспортных радиационных аварий:

- авария, при которой упаковочный комплект не получил видимых повреждений или имеет незначительные повреждения, связанные с нарушением креплений;

- авария, при которой упаковочный комплект получил значительные механические повреждения или попал в очаг пожара, но выход радиоактивных веществ не превышает пределов, установленных нормативными документами;

- авария, при которой упаковки полностью разрушены механическим, тепловым или иным воздействием и выход радиоактивных веществ превышает регламентированные пределы и неконтролируем.

 

Аварии на судовых ядерно-энергетических установках

Различают радиационные аварии с судовыми ядерно-энергетическими установками:

- на атомных подводных лодках (АПЛ);

- на надводных кораблях (судах);

- на объектах базирования, ремонта и демонтажа ЯЭУ.

Особенностями, определяющими специфику аварии на АПЛ, являются:

- замкнутость объема корабля;

- автономность лодки без ограничения района плавания;

- возникающая опасность жизнеспособности корабля;

- необходимость в большинстве случаев немедленного устранения последствий и причин аварии в условиях радиоактивного загрязнения;

- возможность наличия на борту ядерного оружия.

Факторами радиационной опасности в случае аварии на АПЛ являются инертные радиоактивные газы, радиоактивные продукты деления, наведенная радиоактивность в материалах теплоносителя 1-го контура реактора и конструкционных материалах. Названные факторы приводят к внешнему гамма-облучению, ингаляционному поступлению в организм гамма- и бета-активных радионуклидов, контактному облучению кожных покровов и слизистых, местным комбинированным (радиационным и термическим) повреждениям органов и тканей.

Радиационные аварии на надводных кораблях (судах) с ЯЭУ имеют не столь тяжелую прогнозную оценку их последствий. Условия для проведения ремонтных работ и дублирующие энергетические установки позволяют не так жестко учитывать фактор времени.

Возможные радиационные аварии на объектах базирования, ремонта и демонтажа ЯЭУ должны быть выделены в отдельную группу и рассматриваться в большинстве случаев (за исключением объектов оперативного базирования) как аварии на промышленных предприятиях.

Радиационные аварии на объектах оперативного базирования АПЛ и кораблей ВМФ с ЯЭУ имеют те же особенности, что и изложенные выше, однако в этом случае поддержка береговых технических и медицинских служб вводит действия по преодолению последствий аварии в русло регламентированных мероприятий.

 

Классы радиационных аварий

При классификации масштаба радиационной аварии рассматриваются: исходные события и пути развития аварии, влияющие на количество радиоактивных веществ, выделившихся за пределы оборудования, внутри которого они находятся в период нормальной работы объекта; пути и границы их дальнейшего распространения.

По границам распространения радиоактивных веществ и по возможным последствиям аварии подразделяются на локальные, местные и общие.

Локальная авария – это нарушение в работе, при котором произошел выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы оборудования, технологических систем, зданий и сооружений в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, и при котором возможно облучение персонала, находящегося в данном здании или сооружении, в дозах, превышающих допустимые.

Местная авария – это нарушение в работе, при котором произошел выход радиоактивных продуктов в пределах санитарно-защитной зоны (СЗЗ) в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, и при котором возможно облучение персонала в дозах, превышающих допустимые.

Общая авария – это нарушение в работе, при котором произошел выход радиоактивных продуктов за границу СЗЗ в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, и при котором возможно облучение населения и загрязнение окружающей среды в дозах выше установленных.

МАГАТЭ в 1990 г. была разработана и рекомендована универсальная шкала оценки тяжести и опасности аварий на АЭС (INES). Классифицируемые шкалой события относятся только к ядерной или радиационной безопасности. Шкала разделена на две части: нижняя охватывает уровни 1 – 3 и относится к инцидентам, а верхняя часть из четырех уровней (4 – 7) соответствует авариям. События, не являющиеся важными с точки зрения безопасности, интерпретируются как события нулевого уровня (табл. 1). Шкала является приблизительно логарифмической. Так, ожидается, что число событий должно примерно в 10 раз уменьшаться для каждого более высокого уровня.

 

Таблица 1

 

Шкала МАГАТЭ оценки тяжести и опасности аварий на АЭС

 

Уровень аварии

Наименование

Критерий

7

Глобальная авария

Большой выброс; значительный ущерб здоровью людей и окружающей среде

6

Тяжелая авария

Значительный выброс; полная реализация планов мероприятий по защите персонала и населения на ограниченной территории;

значительное повреждение активной зоны

5

Авария с риском для окружающей среды

Ограниченный выброс; частичная реализация планов мероприятий по защите персонала и населения на ограниченной территории

4

Авария в пределах АЭС

Небольшой выброс; облучение населения в установленных пределах дозы; частичное повреждение активной зоны; существенное воздействие на здоровье персонала

3

Серьезное происшествие

Небольшой выброс; облучение населения ниже установленных пределов дозы; большое загрязнение; переоблучение персонала

2

Происшествие средней тяжести

Событие с потенциальными последствиями для безопасности

1

Незначительное происшествие

Отклонение от разрешенных границ функционирования реактора

0

Ниже шкалы

Не влияет на безопасность

 

Фазы радиационных аварий. Пути и факторы радиационного воздействия

При решении вопросов организации медицинской помощи населению в условиях крупномасштабной радиационной аварии необходим анализ путей и факторов радиационного воздействия в различные временные периоды развития аварийной ситуации. С этой целью рассматривают три временные фазы: раннюю, промежуточную и позднюю (восстановительную).

 

Ранняя фаза

Ранней фазой является период, продолжающийся от начала аварии до момента прекращения выброса радиоактивных веществ в атмосферу и окончания формирования радиоактивного следа на местности.

Продолжительность этой фазы в зависимости от характера и масштаба аварии может длиться от нескольких часов до нескольких суток. В некоторых случаях раннюю фазу целесообразно подразделять на период до начала выброса (но когда уже признана потенциальная возможность облучения за пределами площадки) и период, в который происходит большая часть выброса.

На ранней фазе доза внешнего облучения формируется, в основном, за счет гамма- и бета-излучения радиоактивных веществ, содержащихся в радиоактивном облаке. Возможно также контактное облучение за счет излучения радионуклидов, осевших на кожу и слизистые. Внутреннее облучение обусловлено ингаляционным поступлением радиоактивных продуктов из облака в организм человека.

Во время этой фазы могут оказаться доступными измерения мощности дозы в СЗЗ и концентрации некоторых радионуклидов в атмосферном воздухе. Вследствие изменений мощности и продолжительности выброса, направления ветра и наличия других параметров эти измерения имеют ограниченную ценность для расчета прогнозируемых доз. В то же время результаты этих измерений могут лечь в основу принятия решений по экстренным мерам радиационной защиты.

 

Промежуточная фаза

Промежуточная фаза аварии начинается от завершения формирования радиоактивного следа и продолжается до принятия всех основных необходимых мер защиты населения, проведения необходимого объема санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий. В зависимости от характера и масштаба аварии длительность промежуточной фазы может быть от нескольких дней до года после возникновения аварии.

В промежуточной фазе прямое облучение от облака выброса отсутствует. В промежуточной фазе источником внешнего облучения являются радиоактивные вещества, осевшие из облака на поверхность земли, зданий, сооружений и т.п. и сформировавшие радиоактивный след. Внутрь организма радиоактивные вещества поступают, в основном, пероральным путем при употреблении загрязненных продуктов и воды и вдыханием загрязненных мелкодисперсных частиц почвы, пыльцы растений и т.п., поднятых в воздух в результате вторичного ветрового переноса.

 

Поздняя фаза

Поздняя (восстановительная) фаза может продолжаться многие годы после аварии, в зависимости от характера и масштабов радиоактивного загрязнения. Во время этой фазы данные, полученные на основании мониторинга окружающей среды, могут быть использованы для принятия решений о возвращении к нормальным жизненным условиям путем одновременной или последовательной отмены различных защитных мер, предпринятых во время первых двух фаз аварии. В других случаях в течение долгого времени могут потребоваться определенные ограничения (например, ограничения, распространяющиеся на сельскохозяйственную продукцию, использование отдельных площадей или зданий и потребление некоторых пищевых продуктов из районов, подвергшихся воздействию выброса). Фаза заканчивается одновременно с отменой всех ограничений на жизнедеятельность населения загрязненной территории и переходом к обычному санитарно-дозиметрическому контролю радиационной обстановки, характерной для условий «контролируемого облучения». На поздней фазе источник внешнего и внутреннего облучения тот же, что и на промежуточной фазе.

 

Литература:

1. Руководство по организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий при крупномасштабных радиационных авариях (утв. приказом Минздрава РФ от 24.01.2000 N 20).

 

Источник: журнал «Гражданская оборона и защита от чрезвычайных ситуаций в учреждениях, организациях и на предприятиях» N 4/2020.

 

 

[1] Авария на АЭС Фукусима-1 – крупная радиационная авария максимального 7-го уровня по Международной шкале ядерных событий (INES), начавшаяся 11 марта 2011 года в результате сильнейшего в истории Японии землетрясения и последовавшего за ним цунами. Землетрясение и удар цунами вывели из строя внешние средства электроснабжения и резервные дизельные генераторы, что явилось причиной неработоспособности всех систем нормального и аварийного охлаждения и привело к расплавлению активной зоны реакторов и взрывам водорода на энергоблоках 1, 2 и 3 в первые дни развития аварии. Их здания частично разрушились, произошёл значительный выброс радиоактивных материалов в окружающую среду, составивший до 20% от выбросов при Чернобыльской аварии. В декабре 2013 года АЭС была официально закрыта. На территории станции продолжаются работы по ликвидации последствий аварии. По оценке японских инженеров-ядерщиков, приведение объекта в стабильное, безопасное состояние может потребовать до 40 лет. Финансовый ущерб, включая затраты на ликвидацию последствий, затраты на дезактивацию и компенсации, по состоянию на 2019 год оценивалась более чем в 200 миллиардов долларов.

[2] В результате ветрового выноса высохших иловых отложений с обмелевшего открытого хранилища радиоактивных отходов – озера Карачай весной 1967 г. на прилегающую территорию было выброшено около 2,2 × 1013 Бк долгоживущих радионуклидов, из которых около 20% составлял 137Cs и около 80% – 90Sr. След загрязнения распространился на территории, где население было отселено после аварии 1957 г., т.е. в основном на территорию так называемого Восточно-Уральского следа.

[3] Источник: Википедия.

[4] В 12 час. 58 мин. 6 апреля 1993 г. на радиохимическом заводе Сибирского химического комбината (СХК) произошло разрушение технологического аппарата, в котором проводились технологические операции по подготовке уранового раствора к экстракции, с залповым выбросом части активности в окружающую среду. Разрушение аппарата произошло в связи с процессом разложения органической части фазы раствора при взаимодействии с концентрированной азотной кислотой. Разрушение аппарата сопровождалось взрывом парогазовой смеси, выброшенной в аппаратный зал. Следствием взрыва было разрушение части стен и остекления в аппаратном зале. Выброс 31 ТБк (в том числе 239Pu – 6,3 × 10–3 ТБк) в окружающую среду произошел через проломы стен и кровли здания, а также через штатную вентиляционную систему. Выброс формировался при устойчивом юго-западном ветре 190 градусов и скоростью 9 – 12 м/с. Выпадения по следу сформировали неравномерный, пятнистый характер загрязнения. Размеры следа по мощности дозы 60 мкр/ч составили: длина 15 км, ширина 3 км, по мощности дозы 15 мкр/ч соответственно 22 и 6 км.

 

Другие статьи по теме
Категория: Медицинское обеспечение ГО и ЧС | Добавил: ЦИПЗО (17.11.2020)
Просмотров: 46