ПРИКАЗ МИНЗДРАВА РФ ОТ 24.01.2000 N 20 "О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ РУКОВОДСТВА ПО ОРГАНИЗАЦИИ САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКИХ И ЛЕЧЕБНО-ПРОФИЛАКТИЧЕСКИХ МЕРОПРИЯТИЙ ПРИ КРУПНОМАСШТАБНЫХ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЯХ"

архив

-Назад-



61. Фазы радиационной аварии

Для разработки и планирования уровней вмешательства и защитных мер в случае радиационной аварии рассматривают три временные фазы: раннюю, промежуточную и позднюю.

Ранняя фаза - период, продолжающийся от начала аварии до окончания формирования радиоактивного следа на местности.

Промежуточная фаза - период от момента завершения формирования радиоактивного следа до принятия основных мер по защите населения.

Поздняя фаза длится до прекращения выполнения защитных мер и заканчивается одновременно с отменой всех ограничений на жизнедеятельность населения на загрязненной территории и переходом к обычному санитарно-дозиметрическому контролю радиационной обстановки.

В пределах каждой из фаз для принятия решений по ликвидации последствий аварии, включая и медико-санитарные, применяется различная тактика и организационные подходы.



62. Фон радиационный естественный

Доза излучения, создаваемая космическим излучением и излучением природных радионуклидов, естественно распределенных в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организме человека.



63. Фон радиационный техногенно измененный

Доза излучения, создаваемая источниками ионизирующего излучения, используемыми в различных сферах человеческой деятельности или образующимися в результате этой деятельности.



64. Характеристика радиоактивного выброса (сброса)

Информация о фактическом или потенциальном выбросе (сбросе) радиоактивных веществ из данного источника, которая может включать сведения о составе, количестве, скорости и характере выброса (сброса).



65. Эффекты радиационные генетические

Вызванные облучением изменения в генетическом материале как соматических, так и половых клеток. Генетические радиационные эффекты в половых клетках могут привести к наследственным дефектам (заболеваниям) у детей, рожденных от облученных лиц.



66. Эффекты радиационные

Различают:

- стохастические эффекты, для которых предполагается отсутствие дозового порога возникновения. Принимается, что вероятность возникновения этих эффектов пропорциональна величине воздействующей дозы, а тяжесть их проявления от дозы не зависит. При облучении человека к стохастическим эффектам относят: злокачественные опухоли и наследственные заболевания;

- детерминированные (ранее называвшиеся нестохастическими) эффекты, для которых существует дозовый порог, выше которого тяжесть этого эффекта возрастает с увеличением дозы;

- соматические - детерминированные и стохастические эффекты, возникающие у облученного индивидуума;

- наследственные - стохастические эффекты, проявляющиеся у потомства облученного индивидуума.



Литература, использованная при написании раздела термины и определения

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96): Гигиенические нормативы. - М.: Информационно-издательский центр Госкомсанэпиднадзора России, 1996. - 127 с.

2. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Ч.1. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 года. Публикации 60,ч.1, 61. МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - 192 с.

3. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публикация 60 МКРЗ. Ч.2. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - с. 208.

4. Radiation Protection Glossary. IAEA Safety Guidens, Safety Series No.76, IAEA, Vienna, 1986.

5. Положение о классификации чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера. Утверждено постановлением Правительства Российской Федерации от 13 сентября 1996 г. N 1094.

6. Основные понятия и определения медицины катастроф: Словарь. - М.; ВЦМК "Защита", 1997. - 246 с. (Библиотека Всероссийской службы медицины катастроф).



1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ



(1.1) Настоящее Руководство определяет основные принципы организации, планирования и проведения санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий при различных типах и классах радиационных аварий. Основное внимание уделено вопросам организации медицинской помощи населению в условиях крупномасштабной радиационной аварии.

(1.2) Планирование и проведение медицинских мероприятий осуществляются в комплексе организационных, инженерно-технических, экологических, правовых и других мер, с целью минимизации последствий радиационной аварии для здоровья населения, персонала аварийного объекта и лиц, занятых в работах по ликвидации последствий аварии.

Основную роль в условиях современного развития атомной энергетики, ядерных и радиационных технологий в общей системе мер по радиационной безопасности занимают технологические меры безопасности, высокое качество проектирования и строительства радиационно-опасных объектов, компетенция обслуживающего и ремонтного персонала, правильный выбор условий размещения и эффективная гарантия качества. Эти меры уменьшают вероятность аварии и потенциальные масштабы ее последствий, однако возможность аварии не может быть исключена. Аварийное планирование, в том числе планирование защитных мер и оказания необходимого объема медицинской помощи следует рассматривать как важные барьеры радиационной безопасности, необходимые для смягчения и минимизации последствий крупной радиационной аварии.

(1.3) Осуществление защитных мер, в частности, таких как эвакуация или отселение, как правило, связано с нарушением нормальной жизнедеятельности людей, а в ряде случаев может привести к ухудшению здоровья населения. Несмотря на то, что в данном Руководстве основное внимание уделено вопросам организации специальных санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий, направленных на предотвращение и смягчение воздействия радиационного фактора, организация медицинской помощи населению при радиационных авариях должна рассматриваться не только в контексте возможного ущерба для здоровья в результате воздействия повышенного уровня облучения, но и таких возможных проявлений, как дополнительный травматизм, обострение сердечно-сосудистых и других хронических заболеваний, состояний и расстройств, возникающих на фоне и вследствие стресса, возможного ухудшения санитарно-эпидемиологической обстановки и увеличения инфекционной заболеваемости.



Цель



(1.4) Целью Руководства является:

- обоснование, с учетом отечественной и международной практики по организации и осуществлению медицинских мероприятий в случае радиационной аварии, принципов управления и взаимодействия медицинских сил в рамках Всероссийской службы медицины катастроф и решение на этой основе задачи повышения эффективности организации медицинской помощи.

(1.5) Руководство предназначено прежде всего для руководителей территориальных органов управления здравоохранением, ЦГСН, медицинских учреждений, которые в силу особенностей их месторасположения могут быть вовлечены в сферу воздействия крупной радиационной аварии.

Руководство может быть использовано в качестве практических рекомендаций при проведении санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий.



Область применения



(1.6) Основные положения Руководства рассматривают, главным образом, условия, возникающие в результате крупной радиационной аварии, сопровождающейся выбросом радиоактивных веществ в атмосферу в количествах, требующих осуществления защитных мер в отношении проживающего населения.

Большое число случаев аварийного переоблучения связано с авариями радионуклидных источников (РНИ). Детального анализа этого типа радиационных аварий в данном документе не делается. Однако в соответствующих разделах рассматриваются вопросы ранней диагностики и лечения характерных местных и общих лучевых поражений как от внешних, так и от внутренних источников ионизирующего излучения.

(1.7) В зависимости от масштаба (класса) и типа радиационной аварии рассматриваются вопросы организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий, как единого медицинского комплекса мер, направленного на предотвращение переоблучения вовлеченных в аварию лиц, правильную оценку дозовых нагрузок и диагностику, организацию эффективного лечения пострадавших.

(1.8) В Руководстве определены принципы организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий для условий ранней и промежуточной фаз радиационной аварии. Вопросы организации медицинских мероприятий на поздней (восстановительной) фазе аварии не рассматриваются.

(1.9) Настоящее Руководство составлено с учетом следующих нормативных документов:

Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов. Руководство Р 1.1.004-94. Издание официальное. М., Госкомсанэпиднадзор России, 1994;

Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87. М., Энергоатомиздат, 1988;

Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96. Издание официальное. Госкомсанэпиднадзор России. М., 1996;

В Руководстве также учтены Международные Основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений, принятые совместно Продовольственной и сельскохозяйственной организацией Объединенных Наций, Международным агентством по атомной энергии, Международной организацией труда, Агентством по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития, Панамериканской организацией здравоохранения и Всемирной организацией здравоохранения, 1996.

(1.10) Настоящее Руководство может быть использовано для решения вопросов организации и проведения мероприятий не только медицинскими учреждениями Минздрава России, но и медицинскими службами других министерств и ведомств. В то же время оно не является документом, регламентирующим конкретные стороны их деятельности. Руководство определяет общие требования к организации медицинских мероприятий, их характеру и объему на различных этапах оказания медицинской помощи при радиационных авариях, главным образом, местными и территориальными лечебно-профилактическими учреждениями (ЛПУ), включая медико-санитарные части (МСЧ), обслуживающие радиационно-опасные объекты.



2. ТИПЫ, КЛАССЫ И ФАЗЫ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ



2.1. Типы радиационных аварий



(2.1) 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.

--------------------------------

<*> - Аварии на этом типе объектов в Руководстве не рассматриваются, поскольку они не связаны с выходом радиоактивных веществ в производственные помещения и окружающую среду.



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.

(2.2) В настоящей главе рассмотрены особенности формирования основных путей и факторов радиационного воздействия при радиационных авариях, последствия которых связаны с выбросом (выходом) радионуклидов в окружающую среду и предполагают осуществление защитных, санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий в отношении проживающего населения. При этом в качестве критерия при определении типа аварии использован объектовый признак. Медицинская классификация радиационных аварий рассмотрена в главе 5 Руководства.



Аварии на АЭС



(2.3) 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).

    --------------------------------
    <*> На  январь  1998  г.  в  Российской федерации действуют 29
        энергоблоков  АС,  общей  мощностью   21242   Мвт   (эл.).
        Основными  типами  реакторных  установок  являются   водо-
        водяные реакторы  типа  ВВЭР-440,  ВВЭР-1000  и  канальные
        реакторы типа РБМК-1000 [1]:


    -------------T--------T---------T---------T------T-----T-----¬
    ¦Действующие ¦ВВЭР-440¦ВВЭР-1000¦РБМК-1000¦БН-600¦ЭГП-6¦Всего¦
    ¦    АС      ¦        ¦         ¦         ¦      ¦     ¦     ¦
    +------------+--------+---------+---------+------+-----+-----+
    ¦Количество  ¦6       ¦7        ¦11       ¦1     ¦4    ¦29   ¦
    ¦блоков      ¦        ¦         ¦         ¦      ¦     ¦     ¦
    +------------+--------+---------+---------+------+-----+-----+
    ¦МВт (эл.)   ¦2594    ¦7000     ¦11000    ¦600   ¦48   ¦21242¦
    L------------+--------+---------+---------+------+-----+------


(2.4) 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.

(2.5) Выброс радиоактивных веществ в окружающую среду снижается в следующем порядке: газообразные вещества - летучие твердые вещества - нелетучие твердые вещества. Обобщенная оценка аварийных выбросов при максимально-проектных авариях (МПА) и запроектных авариях (ЗА) на АЭС с различными типами реакторных установок приведена в табл. 2.1

(2.6) В зависимости от состава выброса может преобладать (т.е. приводить к наибольшим дозовым нагрузкам) тот или иной из вышеперечисленных путей воздействия. Радионуклиды, вносящие существенный вклад в облучение организма и его отдельных органов при ЗА на АЭС приведены в табл. 2.2.



Таблица 2.1.

Радионуклидный состав аварийных выбросов АЭС [2]



-----------T----------T------------------------------------------¬
¦   Класс  ¦  Тип     ¦    Относительный вклад в суммарный выброс¦
¦   аварии ¦ реактора ¦                                          ¦
+----------+----------+------------T-------T-------T-------------+
¦          ¦          ¦    ИРГ     ¦  Йод  ¦  ДЖА  ¦  Актиниды   ¦
¦          +----------+------------+-------+-------+-------------+
¦   МПА    ¦  ВВЭР    ¦    0,99    ¦  0,01 ¦   -   ¦      -      ¦
¦          +----------+------------+-------+-------+-------------+
¦          ¦  РБМК    ¦    0,99    ¦  0,01 ¦   -   ¦      -      ¦
¦          +----------+------------+-------+-------+-------------+
¦          ¦  БН      ¦    0,21    ¦  0,03 ¦  0,76 ¦      -      ¦
+----------+----------+------------+-------+-------+-------------+
¦          ¦  ВВЭР    ¦    0,39    ¦  0,53 ¦  0,08 ¦      -      ¦
¦          +----------+------------+-------+-------+-------------+
¦   ЗА     ¦  РБМК    ¦    0,73    ¦  0,12 ¦  0,15 ¦      -      ¦
¦          +----------+------------+-------+-------+-------------+
¦          ¦  БН      ¦    0,24    ¦  0,33 ¦  0,30 ¦     0,13    ¦
L----------+----------+------------+-------+-------+--------------


ИРГ- инертные радиоактивные газы

ДЖА - долгоживущие аэрозоли



(2.7) 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.
        [4].
        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,  размешенный  в  бетонной
        полости. В каждом из 3444 горизонтальных топливных каналов
        реактора размешались по 21 топливной сборке со стержневыми
        твэлами  из  металлического  урана  с  оболочкой  из Li-AI
        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 град.  С). 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
                 16
        1,35 х 10 Бк радиоактивных газов и аэрозолей,  в том числе
             14   131           13   137           10    90
        6 х 10 Бк    I,   2 х 10   Бк   Cs и 7 х 10   Бк   Sr.
        В результате аварии коллективная доза облучения  населения
                          3
        составила 1,2 х 10 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.[4]
        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  сыграло  наличие   и
        эффективная  работа  герметичной  оболочки.  Фактически  в
        окружающую  среду  вышло  всего  около  1%   радиоактивных
                                                         15  85
        инертных   газов,  в  том   числе  около 1,6 х 10  Бк  Kr.
                               131
        Активность выброшенного   I была оценена на  уровне  около
                11
        7,4 х 10 Бк. В районе аварии  наблюдалось  кратковременное
                              131
        повышение   содержания   I  в  молоке  -   максимально  до
                      5                        3
        (0,4 - 4) х 10  Бк/л при норме 3,7 х 10  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.
        30 января  1990  г.  была завершена вся программа удаления
        радиоактивных обломков  и  топлива  общей  массой  135  т.
        Причем  эта  программа,  как  главная часть всей работы по
        ликвидации последствий стоимостью 1 млрд.  долларов,  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  привело  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.
        Медицинские последствия  аварии  на  Чернобыльской  АЭС  и
        трудности,  возникшие  при  решении  вопросов  организации
        широкомасштабных  санитарно  -  гигиенических  и лечебно -
        профилактических мероприятий подробно рассмотрены в [5]  и
        монографии Л.А.Ильина [6].
 
    В результате  аварии  на  ЧАЭС  суммарный  выброс   активности
                      18                             18
составил около 12 х 10  Бк,  включая  около  6-7 х 10  Бк инертных
радиоактивных газов.  В выбросах содержалось около  3-4%  топлива,
находящегося в реакторе на момент аварии, а также до 100% инертных
газов и 20-60% летучих радионуклидов. При этом активность основных
дозообразующих радионуклидов,  содержащихся в выбросе, составляла:
                           18                                18
йод-131:  около 1,3-1,8 х 10  Бк;  цезий-134:  около 0,05 х 10 Бк;
                             18
цезий-137: около  0,09  х  10  Бк.  [3]. <*>  Содержание в выбросе
основных  радионуклидов  при  аварии  на  ЧАЭС,  отнесенное  к  их
расчетному количеству в активной зоне на момент аварии,  приведено
в табл. 2.3
    --------------------------------
    <*> Эта оценка активности выброса превышает оценку,  сделанную
        в   1986   году  [7]  на  основе  суммирования  активности
        радиоактивных выпадений на территории СССР.


Таблица 2.2


Радионуклиды, вносящие существенный вклад в облучение

организма в целом и его отдельных органов

при аварии на АЭС [8]



----------------------------T---------------------------T--------------------------¬
¦Радионуклиды, вносящие су- ¦Радионуклиды, вносящие     ¦Радионуклиды, вносящие су-¦
¦щественный вклад во внешнее¦существенный вклад, в облу-¦щественный вклад в облуче-¦
¦облучение всего тела       ¦чение щитовидной железы    ¦ние легких и всего тела   ¦
+-----------T---------------+-----------T---------------+------------T-------------+
¦           ¦    Период     ¦           ¦    Период     ¦            ¦    Период   ¦
¦Радионуклид¦ полураспада,  ¦Радионуклид¦  полураспада, ¦Радионуклид ¦ полураспада,¦
¦           ¦     сут       ¦           ¦     сут       ¦            ¦     сут     ¦
+-----------+---------------+-----------+---------------+------------+-------------+
¦ 131       ¦               ¦   131     ¦               ¦   131      ¦             ¦
¦    I      ¦   8,04        ¦      I    ¦   8,04        ¦      I     ¦   8,04      ¦
¦ 132       ¦               ¦   132     ¦               ¦   132      ¦             ¦
¦    Te     ¦   3,258       ¦      I    ¦   0,096       ¦      I     ¦   0,096     ¦
¦ 133       ¦               ¦   133     ¦               ¦   133      ¦             ¦
¦    Xe     ¦   5,24        ¦      I    ¦   0,867       ¦      I     ¦   0,867     ¦
¦ 133       ¦               ¦   134     ¦               ¦   134      ¦             ¦
¦    I      ¦   0,867       ¦      I    ¦   0,0365      ¦      I     ¦   0,0365    ¦
¦ 135       ¦               ¦   135     ¦               ¦   135      ¦             ¦
¦    Xe     ¦   0,378       ¦      I    ¦   0,275       ¦      I     ¦   0,275     ¦
¦ 135       ¦               ¦   132     ¦               ¦   134      ¦             ¦
¦    I      ¦   0,275       ¦      Te   ¦   3,258       ¦      Cs    ¦ 752,63      ¦
¦ 134       ¦               ¦           ¦               ¦    88      ¦             ¦
¦    Cs     ¦ 752,63        ¦           ¦               ¦      Kr    ¦   0,118     ¦
¦  88       ¦               ¦           ¦               ¦   137      ¦             ¦
¦    Kr     ¦   0,118       ¦           ¦               ¦      Cs    ¦10950        ¦
¦ 137       ¦               ¦           ¦               ¦   106      ¦             ¦
¦    Cs     ¦   10950       ¦           ¦               ¦      Ru    ¦ 368,2       ¦
¦           ¦               ¦           ¦               ¦   132      ¦             ¦
¦           ¦               ¦           ¦               ¦      Te    ¦   3,258     ¦
¦           ¦               ¦           ¦               ¦   144      ¦             ¦
¦           ¦               ¦           ¦               ¦      Ce    ¦ 284,3       ¦
L-----------+---------------+-----------+---------------+------------+--------------


Таблица 2.3


Содержание в выбросе основных радионуклидов при аварии на ЧАЭС,

отнесенное к их расчетному количеству в активной зоне

на момент аварии [9, 10]



------------T------------------T---------------------T----------------¬
¦Радионуклид¦Период полураспада¦Количество в активной¦  Содержание в  ¦
¦           ¦                  ¦     зоне, РБк       ¦    выбросе, %  ¦
+-----------+------------------+---------------------+----------------+
¦ 85        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Кг      ¦     10,72 сут    ¦         28          ¦около 100       ¦
¦133        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Хе      ¦      5,25 лет    ¦       6510          ¦около 100       ¦
¦131        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   I       ¦      8,04 сут    ¦       3080          ¦       54       ¦
¦132        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Те      ¦      3,26 сут    ¦       4480          ¦        9,1     ¦
¦137        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Cs      ¦     30,0 лет     ¦        260          ¦       31,7     ¦
¦134        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Cs      ¦      2,06 лет    ¦        170          ¦       25,9     ¦
¦ 89        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Sr      ¦     50,5 сут     ¦       3960          ¦        2       ¦
¦ 90        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Sr      ¦     29,12 лет    ¦        230          ¦        3,5     ¦
¦ 95        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦  Zr       ¦     64,0 сут     ¦       5850          ¦        2,8     ¦
¦103        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Ru      ¦     39,3 сут     ¦       3770          ¦        4,5     ¦
¦106        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Ru      ¦    368 сут       ¦        860          ¦        3,5     ¦
¦140        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Ва      ¦     12,7 сут     ¦       6070          ¦        2,8     ¦
¦141        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Се      ¦     32,5 сут     ¦       5550          ¦        3,5     ¦
¦144        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Се      ¦    284 сут       ¦       3920          ¦        3,5     ¦
¦239        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Np      ¦      2,36 сут    ¦      58100          ¦        2,9     ¦
¦238        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Pu      ¦     87,74 лет    ¦          1,3        ¦        2,3     ¦
¦239        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Pu      ¦  24065 лет       ¦          0,95       ¦        3,2     ¦
¦240        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Pu      ¦   6537 лет       ¦          1,5        ¦        2,9     ¦
¦241        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Pu      ¦     14,4 лет     ¦        180          ¦        3,3     ¦
¦242        ¦                  ¦                     ¦                ¦
¦   Cm      ¦    163 сут       ¦         43          ¦        2,2     ¦
L-----------+------------------+---------------------+-----------------


Аварии на хранилищах радиоактивных отходов



    (2.8) 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
(табл. 2.4). <*> 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
                                       90
организм с пищевым рационом, в основном  Sr.
    --------------------------------
    <*> - В сентябре 1957 г.  на НПО "Маяк" (г. Озерск Челябинской
        обл.)    произошла    радиационная   авария   с   выбросом
        радиоактивных веществ в окружающую среду [11]. 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
                                    90
        загрязнения 0,1 Ки/кв. км по  Sr 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.



-Главная-


Навигация

Разное

Новости от партнеров


Рейтинг

Rambler's Top100
Рейтинг@Mail.ru
 

 

Архив документов

2014 2013 2012 2011 2010 2009 2008 2007 2006 2005 2004 2003 2002 2001 2000 1999 1998 1997 1996 1995 1994 1993 1992 1991 1990 1928-1989