Особенности миграции радионуклидов и прогнозирование радиоактивного загрязнения местности 8 страница

Удельная радиоактивность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должна превышать 4 кБк/кг.

Удельная альфа-активность в питьевой воде не должна превышать 0,1 Бк/кг, удельная бета-активность - 1,0 Бк/кг.

Если предполагаемая поглощенная доза облучения за 2 суток достига­ет уровней, превышающих показатели в табл. 2.17, то принимаются срочные меры защиты.

При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в табл. 2.17.

Уровни вмешательства для временного отселения населения составля­ют: для начала временного отселения - 30 мЗв в месяц, для окончания вре­менного отселения - 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будет находиться выше указанных уровней в течение года, то отселение производится на неопределенно длительный срок.

Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной ради­ационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защит­ным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенны­ми в таблицах 2.17. 2.18, 2.19.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприяти­ем, не превосходит уровень А, нет необходимости в выполнении мер защи­ты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории.

Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превос­ходит уровень А, но не достигает уровня Б, то решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит уровень Б, то необходимо выполнение мер защиты, даже если они связаны с нормальной жизнедеятельностью населения.

На поздней стадии радиационной аварии, повлекшей за собой загряз­нение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решение принимается с учетом конкретных социально-экономических условий. При этом вмешательство обосновывается величиной годовой эффективной дозы (ГЭД), которая может быть получена жителями в отсутствии мер защиты. I

Критерием вмешательства для локальных радиоактивных загрязне­ний является величина годовой эффективной дозы, равная 0,3 мЗв/год. При этом учитывается доза, которая может быть получена за 70 лет.

Требования к контролю за выполнением норм

Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности.

Радиационному контролю подлежат:

- радиационные характеристики источников излучения, выбросов в ат­мосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;

- радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом и в окружающей среде;

- радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения;

- уровни облучения персонала и населения от всех источников излуче­ния, на которых распространяется действие Норм.

Основными контролируемыми параметрами являются:

- годовая эффективная и эквивалентная дозы (табл. 2.13);

- поступление радионуклидов в организм и их содержание в организ­ме для оценки годового поступления;

- объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и др;

- радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабо­чих поверхностей;

- доза и мощность дозы внешнего излучения;

- плотность потока частиц и фотонов.

Для оперативного контроля всех этих параметров устанавливаются кон­трольные уровни.

При возникновении радиационной аварии:

- контроль за ее развитием, защитой персонала осуществляется ад­министрацией данной организации;

- контроль за облучением населения осуществляется местными орга­нами власти и государственным надзором за радиационной безопасностью.

Значения допустимых уровней радиационного воздействия

Значения различных допустимых уровней для персонала приведены в оригинале НРБ-2000. Они не представлены в настоящей главе, так как их изучение не предусмотрено программой. Ниже приводятся допустимые уров­ни радиоактивного загрязнения только отдельных поверхностей, о которых должно знать и население.

2.2.3. Оценка радиационной обстановки

Объект загрязнения Альфа-актнвные нуклиды* Бета-активные нуклилм Отдельные" Прочие Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты     200"" " Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви       Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования       Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования       Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемой в саншлюзах Ппнмгчпкна - */Г,., -----------------,______ г-

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхности кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты, час^ ^

Примечания:.Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных

альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей - суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение.

ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОКОНТРОЛЯ: 1. Область применения НРБ-2000. 2. Требования к ограничению облучения при нормальных условиях эксплуа­тации.

4. Ограничения медицинского облучения. 5. Требования к ограничению облучения в условиях радиационной аварии. 6. Требования к контролю за выполнением норм. 7. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения кожи

** К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая
объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м^[5].
*** Установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи,
спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной
защиты для отдельных радионуклидов: для стронция-90 + иттрий-90 - 40 част. /(см^г-
мин). ____________________________________________________________ |

Для реализации Закона Республики Беларусь «О радиационной безо­пасности населения» в условиях постоянной радиационной опасности каж­дый руководитель большого или малого уровня должен уметь прогнозиро­вать радиационную обстановку, уметь ее оценивать, чтобы при необходимо­сти организовать защиту объектов и людей. Для определенности будем счи­тать, что радиационная обстановка оценивается в интересах объекта эко­номики.

• Радиационная обстановка - это состояние радиоактивного загрязне­ния или заражения местности, оказывающее влияние на деятельность объек­тов хозяйствования, на жизнедеятельность населения и его здоровье.

Радиационная обстановка характеризуется плотностью радиоактив­ного загрязнения, уровнями радиации на местности (мощностью дозы), раз­мерами зараженной или загрязненной территории. Местность считается радиоактивно:

1) загрязненной, ест уровень радиации на местности, измеренный на высоте 0,7-1 м от поверхности земли, превышает естественный радиаци­онный фон до 0,5 Р/ч (в Республике Беларусь естественный радиационный фон составляет 8-20 мкР/ч);

2) зараженной, если уровень радиации, измеренный на высоте 0,7-1 м от поверхности земли, составляет более 0,5 Р/ч.

• Оценка радиационной обстановки - выяснение степени отрицатель­ного воздействия радиации на людей и выбор адекватных мер защиты, при использовании которых должны быть исключены радиационные пораже­ния людей, растительности, диких и домашних животных

Радиационная обстановка может быть выявлена и оценена методом прогнозирования и по данным разведки.

Решая задачу прогнозирования и оценки радиационной обстановки, необходимо учитывать:

- обобщенные результаты прогнозирования и оценки радиационной обстановки, проводимых государственными структурами по защите населе­ния в чрезвычайных ситуациях;

- требования Норм радиационной безопасности;

- возможные источники радиоактивного загрязнения местности и воз-Душного пространства;

- характеристики источников радиоактивного загрязнения;

- вероятность и возможные масштабы аварий на радиационноопас-ных объектах;

- розу ветров и состояние погоды

Условно все источники возможного радиоактивного загрязнения мож­но разделить:

- атомные электростанции;

- ядерные боеприпасы;

- приборы и установки с источниками ионизирующих излучений;

- радиоактивные отходы и др.

Радиоактивное загрязнение местности возможно в результате аварий, катастроф, диверсий на упомянутых объектах

Оценка радиационной обстановки при авариях на АЭС методом прогнозирования

Исходными данными для оценки радиационной обстановки методом прогнозирования являются:

- тип и мощность ядерного реактора;

- степень надежности работы реактора и варианты возможных аварий;

- степень выработки ресурса АЭС;

- координаты АЭС и координаты населенных пунктов, объектов, сте­пень возможного радиоактивного загрязнения которых оценивается;

- нормы радиационной безопасности;

- коэффициенты ослабления радиации укрытиями и объектами;

 

- роза ветров, состояние погоды, характер местности и др На этапе прогнозирования определяют:

- возможные зоны радиоактивного загрязнения (заражения);

 

- время начала радиоактивного загрязнения территории и воздушного пространства данного населенного пункта или объекта;

- основные типы радионуклидов, которые могут вызвать радиоактив­ное загрязнение территории и воздушного пространства;

- возможные дозы внутреннего и внешнего облучения людей;

- возможные последствия облучения людей различными дозами, в том числе смертельными;

- допустимое время пребывания людей на радиоактивно загрязнен­ной местности;

- определение уровней вмешательства по защите населения от радио­активного заражения (загрязнения) территории и воздушного пространства.

1. Построение возможных зон радиоактивного заражения (загряз­нения) Прогноз зон радиоактивного загрязнения (РЗ) основан на оценке глу­бины распространения под воздействием ветра газообразных и аэрозоль­ных радионуклидов, выброшенных из ядерного реактора во время аварии.

Глубина их распространения зависит от скорости ветра, его направления, продолжительности, типов радионуклидов, размеров «горячих» частиц, вы­соты их выброса. Количество выброшенных радионуклидов и их типов зави­сит от мощности и типа ядерного реактора, степени выработки ресурса, осо­бенностей аварии на АЭС.

Форму зон можно спрогнозировать, учитывая, что:

- при скорости ветра меньше 0,5 м/с зона загрязнения близка к окруж­ности с центром на АЭС;

- при скорости ветра 0,6-1 м/с зона загрязнения близка к полуокруж­ности в направлении ветра;

- при скорости ветра 1,1-2 м/с зона загрязнения близка к сектору 90 в направлении ветра;

- при скорости ветра более 2 м/с зона загрязнения близка к эллипсу и находится в секторе угла менее 90" в направлении ветра.

Мощности     Дозы излучения за 1 год после дозы через Наименование Индекс   аварии, Гр   1ч после зоны зоны       аварии, рад/ч           На На     Внешний Внутрен- В середи- внеш- внутр.     граница няя не ней грани-       граница зоны грани­це це Радиационной М 0,05 0,5 0,16 0,014 0,14 опасности             Умеренного РЗ А 0,50   1,6 0,14 1.4 Сильного РЗ Б     8,6 1,4 4.2 Опасного РЗ В     27,4 4,2   Чрезвычайно Г           опасного РЗ

Таблица 2.23 Характеристики зон радиоактинного заражения (загрязнения) местности при авариях на АЭС

Если в процессе аварии на АЭС выбросы радионуклидов продолжают­ся за счет разогрева активной зоны и ветер за несколько суток меняет свое направление, то происходит наложение зон и их конфигурация получается более сложной. Обычно зона радиоактивного загрязнения делится на не­сколько зон с различными степенями опасности. Характеристики зон пред­ставлены в табл. 2.23.

Выход активности, % Индекс зоны Тнп реактора РБМК-1000 ВВЭР-1000 Длина, км Шнрнна, км Длина, км Ширина, км             Конвеосия. скоцчсть ветра — 2 м/с_________ :---------._____________________________________ 1   М           А           М           А           Б     — —   М           А           Б           В         Н™ гепмня. скорость ветра — 5 м/с |----------------------- з М           А       0,3   М           А           Б       —   В   0,1 —     М           А           Б       0,3 --------------- В   0,7   | — 1Ьпт»пииа ГКОППСТЬ не ГОЯ--------------------------- 10 м/с-------------------------- з М           А       0,1 1--------- П5----- М

Продолжение табл. 2.24 см. далее

Вариант зон радиоактивного загрязнения (заражения) представлен на рис. 2.10. Размеры прогнозируемых зон загрязнения местности зависят от состояния вертикальной устойчивости воздуха, скорости ветра, типа ядер, ного реактора, количества выброшенной из реактора активности и пред­ставлены в таблице 2.24.

2. Определение времени начала загрязнения территории и воздуш­ного пространства данного объекта. Время начала загрязнения террито­рии Т_н (в часах) и воздушного пространства данного объекта определяется скоростью переноса воздушных масс и рассчитывается по формуле:

Т_н = РЛ/, (2.10)

где К - расстояние от АЭС до рассматриваемого объекта экономики или населенного пункта, км; V - скорость ветра, км/ч.

 

Объект экономики Направление ветра

4,2 рад/ч 1,4 рад/ч 140 мрад/ч 14 мрад/ч

 

Рис. 2.10. Зоны радиоактивного заражения (загрязнения)

3. Определение возможных типов радионуклидов, которые могут быть выброшены из реактора, зависит от его типа, мощности, степени выработки ресурса и особенностей аварии. Более надежными и часто с меньшей мощ­ностью являются водо-водяные реакторы (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) и менее надежными, но с большей мощностью являются реакторы канальные (РБМК-1000.РБМК-1500).

При незначительных авариях обычно происходят выбросы радиоак­тивных газов, в основном криптона и ксенона, но высокой летучестью обла­дают изотопы рутения и йода. При тепловых взрывах наблюдаются также выбросы изотопов цезия, телура, циркония, лантана, церия и др. Воздуш­ные массы насыщаются радиоактивным йодом, цезием и частично рутени­ем и распространяются на большие расстояния. Если авария развивается с разогревом активной зоны, то выбрасываются и более тугоплавкие эле­менты в виде «горячих» частиц, содержащих несколько типов радионукли-

Знание типов радионуклидов необходимо для принятия решений по радиа­ционной защите и для дальнейшей оценки радиационной обстановки.

4. Определение возможных доз внутреннего и внешнего облучения людей на этапе спада радиации по закону Вэя-Вигнера. Дозы внутреннего (ингаляционного) поражения людей (в Греях) на различных расстояниях от АЭС могут быть рассчитаны по формуле:

О =2УЯ - к-сйоо.м) (2.11)

вит эп ^{1 ж}

где: У\/_>л - электрическая мощность реактора, МВт; Р - расстояние от АЭС до объекта, км.

Таблица 2.24

Размеры прогнозируемых зон загрязнения местности на следе облака при аварии на АЭС, км

Время начала облуче­ния Продолжительность пребывания в зоне загрязнения Часы Сутки Месяцы                 Зона М 1 ч                 6ч                 1 сутки   ~ 9             15 сутки                 1 месяц                 6 месяцев                 12 месяцев                 Чона А 1 ч                 6ч                 1 сутки                 15 сутки                 1 месяц                 6 месяцев                 12 месяцев                 Примечания: 1. Дозы облучения на внутренней границе зоны примерно в 3,2 раза больше, а на внешней — в 3,2 раза меньше указанных. 2. Для определения времени начала или продолжительности пребы- вания в зоне необходимо заданную дозу разделить на 3,2 при нахождении на внутренней границе зоны или умножить на 3,2 при нахождении на внешней границе зоны.

Таблица 2.25 Дозь! облучения, получаемые людьми при открытом расположении

в середине зоны от аварии на АЭС, 10-Тр

Выход активности, % Индекс зоны Тип реактора РБМК-1000 ВВЭР-1000 Длина, км Ширина, км Длина, км Ширина, км             Изотермия, ско рость ветра — 10 м/с   А   2,5   0,6   Б   0,3 — _ '   М           А           Б       0,1 '   В   0,35 — _ Инверсия, скорость ветра — 5 м/с   М       0,6 *   м       2,6!   А       __   М           А   3,6   0,6 1 И иверсия, ско| юсть ветра — 10 м/с   М     ___ _   М       2,1               А   1,2 — __ ^   М       4,4 1   А     —

Продолжение табл. 2 24

Для расчета дозы внешнего облучения используют формулу О = О' + О", в которой первая составляющая определяется полученной дозой (в Греях) при прохождении радиоактивного облака:

и-= (Ю_зп/100 ■ К)К-¹-², ⁽²'¹²⁾

¹ эл осл' '

^{где К}осл ~ коэффициент ослабления радиации зданием, сооружением (в ра­зах).

Вторая составляющая характеризует дозу внешнего облучения людей (в Греях) за время нахождения на зараженной территории:

О" = НР_в,⁺ Р_вых>/200 •.<„„, <²"¹³>

где 1 - время пребывания людей на зараженной территории, ч; ^р™ ^{и Р}вы» ^- уровни радиации на местности (мощности доз) при входе на И загрязненную территорию и при выходе из нее соответственно, Гр/ч.

Дозы внешнего облучения людей можно также определить по табли-1 цам 2.25 и 2.26.

5. Допустимое время пребывания людей на радиоактивно заражен­ной местности (или начала спасательных работ) можно определить по таб­лицам 2.25 и 2.26, если известна заданная доза.

6. Определение радиационных потерь. Радиационные потери (%) за­висят от полученной суммарной дозы внешнего и внутреннего облучения и определяются по таблице 2.27. Проценты указаны с учетом среднестатис­тического состава населения по возрасту с учетом типовых хронических за­болеваний. Наиболее опасны одни и те же дозы облучения для детей, осо­бенно до 5 лет, и людей пожилого возраста. Наиболее способны к выжива­нию люди среднего возраста, не страдающие хроническими заболевания­ми. В таблице приведены потери только от заболеваний лучевой болезнью и не учитываются другие последствия радиоактивного облучения людей.

Время начала облуче­ния Продолжительность пребывания в зоне загрязнения Часы Сутки Месяцы               12 ^ Зона Б 1 ч 2,2             8б"9| 6ч 1,5 8,3           864 | 1 сутки   5,3             1 месяц 0,2 1,2 2,3 4,6       640 1 6 меся цев 0,1 0,6 0,8 1,6       394 1 12 месяцев 0,1 0,4 1,6 3.2       914] Зона В 1 ч               274Т] 6ч 4,6               1 сутки               2655~1 1 месяц 0,6   7,4         2025~1 6 месяцев 0,2 1,3 2,6 5,2       1246~1 12 месяцев 0,1 0,8 1,6 3,2       914 1 Зона Г 1 ч                 6ч                 1 сутки                 I месяц                 6 месяцев 0,7 4,2 8,4           12 месяцев 0,4 2,7 5,3 10,6         Примечания: 1. Дозы облучения на внутренней границе зоны примерно в 1,8 раза 1 больше, а на внешней - в 1,8 раза меньше указанных. 2. Для определения времени начала или продолжительности пребы-' вания в зоне необходимо заданную дозу разделить на 1,8 при нахожде- нии на внутренней границе зоны или умножить на 1,8 - на внешней границе зоны.

Таблица 2 26 Дозы облучения, получаемые людьми при открытом расположении в середине зоны при аварии на АЭС, 1(г2 Гр

Доза облуче­ния, Гр При однора­зовом облучении до: Продолжи­тельность облучения % выхода из строя после начала облучения Смер пост облучае­мых,% Через 12 ч Через сутки Через 30 суток   4 суток До 4 суток     Единич­ные случаи Единич­ные случаи 1,25 4 суток до 4 суток — —   1,5 4 суток до 4 суток —     1,75 4 суток до 30 мин       12ч         4 суток до 20 мин         6ч       1 суток       2,5 I ч 30 мин К       2 часа         — I час         12 ч       4 суток         — I ч         12 ч         — 1 ч         12 ч       4 суток         — 1 ч         12 ч       4 суток

Суммарные радиационные потери (/) в зависимости от полученной дозы облучения______________

7. Уровни вмешательства определяются конкретными результатами оценки радиационной обстановки, при этом руководствуются Международны­ми нормами радиационной безопасности и нормами радиационной безопасно­сти НРБ-2000. По результатам прогнозирования и оценки радиационной об­становки разрабатываются планы по радиационной защите.