Практическое занятие № 7.

Рис.16.1 Принципиальная схема АЭС

Рассмотрим основные принципы работы АЭС.

Источником энергии является атомный реактор 1, снабженный экраном биологической защиты (бетон, сталь, полиэтилен, вода). В качестве замедлителя нейтронов в ЯЭР используются графитовые стержни 2 (реактор РБМК) или тяжелая вода (ВВЭР). Тепловая энергия, вырабатываемая реактором, передается через теплоноситель (расплав калия) парогенератору 3, в котором теплоноситель отдает тепло воде, превращая ее в пар. Перегретый пар вращает турбину 4, к которой присоединен генератор переменного тока 5. Обработанный пар поступает из генератора в конденсатор 6, а затем при помощи циркулярного насоса 7 обратно в парогенератор. Регулирование процесса осуществляется при помощи управляемых стержней 8.

Количество радиоактивного вещества оценивается его активностью (А).

Активность радиоактивного вещества – это число радиоактивных распадов ядер атомов в единицу времени. Системной единицей активности является Беккерель (Бк):

1 Бк – 1 распад в секунду – 2.7*10^-11 Кu.

Внесистемной единицей активности является Кюри (Кu).

Кюри – это такое количество радиоактивного вещества, в котором происходит 37 миллиардов распадов ядер атомов в 1 секунду:

1 Ки = 3.7*10 распадов в секунду = 3.7*10¹⁰ Бк.

Активность вещества, отнесенная к единице массы или объема, называется удельной активностью и выражается в Бк/кг, Бк/м³, Ки/кг, Ки/л.

Активность вещества, отнесенная к единице поверхности, называется плотностью заражения и выражается в Бк/см², Ки/км².

Ионизирующая (разрушающая) способность радиоактивных излучений характеризуется дозой – энергией, передаваемой излучением облучаемой массе вещества. Различают экспозиционную (Д_эксп) и поглощенную дозы излучения (Д₀).

Экспозиционная доза излучения – это количественная характеристика гамма-излучения, выражаемая суммарным электрическим зарядом ионов одного знака, образованных в единице объема воздуха. Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является кулон на килограмм (Кл/кг).

Кулон на килограмм – это экспозиционная доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой в 1 кг сухого воздуха образуются ионы, несущие заряд 1 Кл электричества каждого знака.

1 Кл/кг = 3876 Р.

Внесистемной единицей экспозиционной дозы гамма-излучения является Рентген (Р).

Рентген – это доза гамма-излучения, при котором в 1 см³ сухого воздуха при 0 градусов и 760 мм рт. ст. образуется 2 миллиарда пар ионов, каждый из которых несет заряд равный заряду электрона.

.

Производные Рентгена:

мР = 10^-3 Р (миллиРентген);

мкР = 10^-6 Р (микроРентген);

1 Кu/км² = 10 мкР/час.

Дозе 1 Рентген соответствует поглощение 1 граммом воздуха 83 эргов энергии, а 1 граммом биологической ткани – 93 эргов.

Мощность экспозиционной дозы – это экспозиционная доза излучения, отнесенная к единице времени.

Единица измерения (Д_эксп) в системе СИ является кулон на килограмм в секунду:

1 Кл/(кг*с) = 3876 Р/с.

Несистемной единицей мощности (Д_эксп) является Рентген в час, Рентген в секунду:

1 Р/ч = 7,16*10^-8 Кл/(кг/с).

Мощность экспозиционной дозы, измеренная на расстоянии 1 метр от поверхности зараженного объекта, называется уровнем радиации.

Для характеристики воздействия ионизирующих излучений на биологические объекты введено понятие поглощенная доза (Д).

Поглощенная доза – это энергия любого вида излучений, поглощенная 1 граммом вещества.

Единицей поглощенной дозы в системе СИ является Грей (Гр).

Грей – поглощенная доза излучения, при которой вещество массой в 1 кг передается 1 Дж энергии:

1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад = 10000 эргов.

Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад.

Рад – поглощенная доза, при которой в вещество массой в 1 грамм передается 100 эргов энергии ионизирующего излучения:

1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Гр.

Производные рада:

1 миллирад (мрад) = 10^-3 рад;

1 микрорад (мкрад) = 10^-6 рад.

Мощность поглощенной дозы – поглощенная доза в единицу времени.

Единица мощности поглощенной дозы в системе СИ – это Грей в секунду:

1 Гр/с = 1 Дж/(кг*с) = 100 рад/с.

Единица мощности поглощенной дозы несистемная – рад в секунду:

1 рад/с = 0,01 Дж/(кг*с) = 0,01 Гр/с.

Разные поглощенные дозы различных по составу излучений производят различный биологический эффект, т.е. поражают живой организм в различной степени.

Для сравнения биологических эффектов, производимых одинаковой дозой различных видов излучений, используют понятия относительной биологической эффективности (ОБЭ). ОБЭ излучения – отношение поглощенной дозы рентгеновского излучения, вызывающей определенный биологический эффект, к поглощенной дозе данного вида излучения, вызывающей тот же биологический эффект.

Определенное значение ОБЭ для контроля степени радиоактивности при хроническом облучении называется коэффициентом качества (К).

Бета-частицы и гамма-кванты имеют коэффициент качества, равный единице, а значение К у альфа лучей равно 20.

Произведение поглощенной дозы (Д) на коэффициент качества (К) называется эквивалентной дозой ионизирующего излучения (Н):

Н = Д*К.

Единицей эквивалентной дозы в системе СИ является Зиверт (Зв).

Зиверт – это эквивалентная доза любого вида излучений, поглощенная 1 килограммом биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Грей гамма-излучения:

Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр.

Бэр – поглощенная доза любого вида излучений, которая при хроническом облучении вызывает такой же биологический эффект, что и 1 рад рентгеновского или гамма-излучения:

.

Облучение и лучевая болезнь

Однократные дозы до 50Р (0,013Кл/кг) не вызывают заметных изменений в организме человека и не снижают его работоспособности. Не снижается также работоспособность и при облучении людей много­кратными дозами: - до 100Р (0,026 Кл/кг) в течение 10-30 суток и до 200Р (0,052 Кл/кг) в течение 90 су­ток. Однократные дозы более 100Р (0,026 Кл/кг) приводят к лучевой болезни. По тяжести заболевания и его последствиям различают 4 степени лучевой болезни.

Лучевая болезнь первой степени возникает при однократной дозе облучения 100-200Р (0,026-0,052 Кл/кг). Скрытый период болезни может длиться 2-3 недели, после чего появляется недомогание, слабость, головокружение, тошнота. В крови уменьшается количество лейкоцитов. Через несколько дней эти явле­ния проходят. В большинстве случаев специального лечения не требуется.

Лучевая болезнь второй степени возникает при дозе облучения 200-400Р (0,052-0,104 Кл/кг). Скрытый период продолжается около недели. Затем наблюдается общая слабость, головные боли, повышение тем­пературы, расстройство функций нервной системы, рвота. Количество лейкоцитов в крови снижается на­половину. При активном лечении выздоровление наступает через полтора-два месяца. Возможны смер­тельные исходы - до 20%, главным образом вследствие инфекционных осложнений.

Лучевая болезнь третьей степени наступает при дозах облучения 400-600Р (0,104-0,156 Кл/кг). Скры­тый период длится несколько часов. Отмечается общее тяжелое состояние, сильные головные боли, озноб, повышение температуры до 40°, потеря сознания (иногда резкое возбуждение), истощение. Ввиду резкого ослабления организма часто возникают инфекционно-септические осложнения. Болезнь требует длитель­ного лечения (6-8 месяцев). Без лечения болезнь во многих случаях (до 70%) заканчивается смертью, чаще всего от инфекционных осложнений или кровотечений.

Лучевая болезнь четвертой степени возникает при однократной дозе облучения свыше 600Р (0,156Кл/кг). Болезнь сопровождается затемнением сознания, лихорадкой, резким нарушением водно-солевого обмена и заканчивается смертельным исходом через 5-10 суток.

Лучевые болезни у животных возникают при дозах облучения 150-200Р - легкой степени. 200-400 Р - средней степени и 400-600 - тяжелой степени.

Внутреннее облучение людей и животных обуславливается радиоактивным распадом изотопов, по­павших в организм с воздухом, водой или пищей. Степень внутреннего облучения зависит от количества изотопов, их активности и времени выведения из организма.

Значительная часть радиоактивных изотопов (до 90%) выводится из организма в течение нескольких дней, а остальные всасываются в кровь и разносятся по органам и тканям. Некоторые изотопы распределяются в организме почти равномерно (например, цезий), другие концентрируются в определенных орга­нах. Так, в костных тканях отлагаются источники альфа-излучений - радий, уран, плутоний, бета-излучений - стронций и иттрий, гамма-излучений - цирконий. Эти элементы очень слабо выводятся из организма. Изотопы йода преимущественно откладываются в щитовидной железе, лантана, цезия - в печени и почках и т.д.

Особенно опасны изотопы, распадающиеся с излучением альфа-частиц, имеющих коэффициент ОБЭ, равный 20.

Поражение от внутреннего облучения также делятся на четыре степени в зависимости от дозы. Харак­тер поражения напоминает лучевую болезнь. Однако имеются и отличия. Так как облучение внутренних органов происходит неравномерно, могут развиваться местные воспалительные процессы и язвенно-некротические явления. Болезнь и восстановительный период более длительные, чем при внешнем облуче­нии. Вместе с тем, необходимо отметить, что для возникновения определенного биологического эффекта воздействия на отдельные органы, поглощенные дозы должны значительно превышать дозы облучения организма в целом. Например, минимальное поражающее действие на желудочно-кишечный тракт возни­кает при поглощенной дозе около 450 рад, в то время как при общем облучении человека этой дозой воз­можна уже 50%-ная смертность.

Радиоактивные вещества на следе облака заражают не только местность и открытые водоемы, но и на­ходящихся в этих районах людей, животных, растения и различные предметы. Это заражение происходит как во время выпадения радиоактивных осадков, так и после формирования следа, за счет пыли, подни­мающейся на местности и осаждающейся затем на различных поверхностях.

Заражение человека увеличивает общую дозу облучения, так как часть источников облучения находит­ся непосредственно на его теле или одежде. Заражение воды и пищи может привести к попаданию радио­активных веществ внутрь организма. Наконец, заражение различных предметов представляет опасность для людей при длительном контакте с этими предметами.

Повышенная опасность радионуклидов, которые попадают внутрь организма, обусловлена несколькими причинами. Во-первых, это способность некоторых радионуклидов избирательно накапливаться в отдельных (критических) органах тела. Примером тому может служить накопление изотопов йода (до 30%) в щитовидной железе, составляющей 0,03% массы тела. Во-вторых, значительное время облучения до момента опасности воздействия α- и β-излучений, которые из-за своей низкой проникающей способности малоопасны для внутренних органов при внешнем облучении.

Существует три пути проникновения радиоактивных веществ в организм:

· ингаляционный (через органы дыхания) (наиболее опасный);

· пероральный (через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ));

· через кожные покровы или их повреждения (усвоение через кожу приблизительно в 200–300 раз меньше, чем через ЖКТ и не имеет такого значения как другие пути).

Защита сельскохозяйственных животных от радиоактивных веществ при авариях на радиационно-опасных объектах экономики

Общие требования по данному вопросу определены ГОСТом 27488.15–90.

Защита сельскохозяйственных животных от радионуклидов в условиях радиоактивного загрязнения территорий должна быть направлена на сохранение поголовья животных и продукции животноводства.

Рациональное использование продукции животноводства и самих животных должно предусматривать:

· своевременное установление санитарными органами предельно допустимых уровней загрязнения радионуклидами (для данных аварийных условий);

· прогноз продуктивных качеств пораженных сельскохозяйственных животных;

· прогноз концентрации радионуклидов в продукции животноводства, в том числе прижизненное определение их в мышечной ткани сельскохозяйственных животных, предусмотренных для убоя на мясо;

· обеспечение «чистыми» кормами и др.

Защита сельскохозяйственных животных от радионуклидов должна предусматривать:

· прекращение выпаса, выгула и укрытие животных в животноводческих помещениях;

· применение препаратов, обеспечивающих защиту щитовидной железы с/х/ животных от поражения радионуклидами йода;

· при необходимости – эвакуацию с/х животных;

· раннюю диагностику лучевой болезни и сортировку пораженных животных для дальнейшего использования;

· утилизацию и захоронение трупов пораженных с/х животных;

· лечение пораженных ценных племенных с/х животных.

Своевременно должны быть выполнены и другие моменты (контроль загрязненности радионуклидами, дезактивация, ветобработка и т.д.).

Радиационная обстановка – это масштабы и степень радиационного заражения местности (РЗМ) и атмосферы, оказывающего воздействие на жизнедеятельность населения и условия проведения спасательных и др. неотложных работ.

Существуют различные методики оценки РО. Мы рассмотрим оценку радиационной обстановки на АЭС.

Оценка радиационной обстановки состоит в определении характеристик радиоактивного заражения местности и приземного слоя атмосферы и влияния их на жизнедеятельность населения.

К характеристикам радиоактивного заражения относятся:

· уровни радиации;

· дозы внешнего гамма облучения;

· дозы внутреннего облучения при ингаляционном поступлении РВ;

· доза внешнего облучения при преодолении следа облака;

· суммарная доза облучения;

· доза облучения щитовидной железы;

· плотность заражения местности;

· время формирования следа РО облака;

· границы зон РЗМ.

Для оценки влияния этих характеристик на жизнедеятельность населения определяют:

· возможные потери людей, сельскохозяйственных животных и соответствующие режимы защиты;

· допустимое время начала работ на загрязненной территории;

· допустимое время пребывания на загрязненной территории.

Оценка радиационной обстановки осуществляется с целью определения влияния РЗ на деятельность объектов экономики и населения, выбора и обоснования оптимальных режимов их деятельности, исключающих или максимально уменьшающих лучевые поражения людей, животных и растений.

Все расчеты, связанные с оценкой РО, выполняются службами противорадиационной и противохимической защиты с привлечением специалистов заинтересованных служб и служб ГЗ.

На основе дозовых пределов, установленных нормами ра­диационной безопасности (НРБ-99 (СП 2.6.1.758-99)) установлено следующее зонирование на восстановительной стадии радиационной аварии (по мощности дозы):

1 зона — зона радиационного контроля — от 1 мЗв до 5 мЗв;

2 зона — зона ограниченного проживания населения — от 5 мЗв до 20 мЗв;

3 зона — зона отселения— от 20 мЗв до 50 мЗв;

4 зона — зона отчуждения — более 50 мЗв.

Кроме того, при обнаружении локальных, радиоактивных загрязнений существуют уровень исследования источника (от 0,01 до 0,3 мЗв/год), при котором требуется выполнить исследование источника с целью уточнения оценки величины годовой эффективной дозы и определения величины дозы, ожидаемой за 70 лет, и уровень вмешательства (более 0,3 мЗв/год), при котором требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Ре­шение о необходимости таких мероприятий, а также о ха­рактере, объеме и очередности последних принимается орга­нами Госсанэпиднадзора.

Решение типовой задачи по оценке радиационной обстановки

при аварии на АЭС

Исходные данные:

L_x = 26 км; L_y = 2 км; n = 0.3; K_z =1; К_загр = 0.17; К_нагр =1; t_изм =1час;

СВУВ = изотермия; V_ветра = 30 км/час; t_аварии = 4.30; Т_{доклада} (или Т_зад) = 8.00; Т_{эвакуации} = 19.30

Показатели и формулы:

L_x – расстояние от реактора до сельскохозяйственного объекта (СХО);

L_y – удаление СХО от оси следа, км;

n – показатель спада активности (продолжительность действия реактора на одной зарядке горючим); n=0.3;

K_z – коэффициент учета количества аварийных блоков, их электрическую мощность, долю радионуклидов, выброшенных из реактора;

К_загр – коэффициент учета плотности загрязнения от времени: через сутки=0.17; через месяц=0.22; через год=0.4;

К_нагр – коэффициент учета степени физической нагрузки на человека: легкая степень=1; средняя степень=1.8; тяжелая степень=2.7;

γ – коэффициент учета степени вертикальной устойчивости воздуха (СВУВ); при конвекции γ=0.15; при изотермии γ=0.06; при инверсии γ=0.02;

А, В, С – апроксимационные коэффициенты;

Δt_обл – продолжительность облучения (приведенное относительно аварии время);

t_изм – время измерения мощности дозы;

t_зад – время пересчета мощности дозы;

t_н – время начала облучения;

«m» – единый информационный параметр, полученный по апроксимационному выражению:

К_у – коэффициент учета изменения параметра «m» в поперечном сечении радиоактивного следа:

, где

Р_изм – уровень радиации для t_изм;

Р_зад – уровень радиации на следе облака на 1 час после аварии или на любое заданное время;

К_t – коэффициент учета спада радиоактивности во времени: ,

тогда Р_изм=m·K_y·K_z; Р_зад=Р_изм· K_t;

А_s – плотность загрязнения местности (поверхностная активность), мКи/м²: А_s=Р·К_загр;

Д_м – доза излучения от зараженной местности, рад: Д_М=Р_изм·К_д;

К_д – коэффициент накопления дозы излучения во времени;

;

К_обл – продолжительность пребывания людей на следе в период его формирования: К_обл=Δt_обл/240;

А_инг – активность радионуклидов, ингаляционно поступивших в организм, мКи: А_инг=Р_изм·К_обл·К_z·К_нагр;

Д_инг – ингаляционно поглощенная доза, рад; Д_инг= А_инг·3300;

Д_обл – доза облучения от проходящего облака, рад; Д_обл=Р_изм·К_обл·К_z;

ΣД – суммарная доза облучения, рад;

ΣД_обл=Д_м+Д_инг+Д_обл.

Оценить радиационную обстановку

Решение:

1. По значениям степени вертикальной устойчивости воздуха (СВУВ) и скорости ветра по таблице 16.1 определяем апроксимационные коэффициенты А, B, С.

2. Определяем единый информационный параметр «m₁» по формуле:

3. Определяем коэффициент учета изменения «m» в поперечном сечении радиоактивного следа (К_у):

, где ,

где γ – коэффициент учета изменения СВУВ для изотермии, равный 0,06;

, где ;

4. Определяем уровень радиации Р_изм на время t_изм;

Р_изм1=m₁·K_y·K_z=0,1021·0,2276·1=0,02324 рад/час.

5. Определяем коэффициент учета спада радиоактивности во времени (К_t):

t_зад=Т_зад-(Т_ав+t_пути)=8-(4,5+1)=2,5 часа, где t_пути=L_х/n_ветра;

.

6. Определяем уровень радиации Р_зад на заданное время (t_зад=2,5 часа):

Р_зад=Р_изм1· K_t=0,02324·0,76=0,0177 рад/ч.

7. Р₁=Р_изм1· K_t(1 час); Р₁=0,02324·1,316=0,030 рад/ч.

8. Определяем плотность загрязнения местности (А_s):

А_s=Р·К_загр=0,0177·0,17=0,0030 Ки/м².

9. Определяем коэффициент накопления дозы излучения во времени (К_д):

где t_n=t_аварии + t_пути.

10. Определяем дозу излучения на местности на данное время:

Д_м=Р_изм1·К_д=0,023·7,11=0,164 рад.

11. Определить активность радиоактивных веществ, ингаляционно поступивших в организм (А_инг);

а) по таблице находим соответствующие коэффициенты А, В, С.

б) определяем новый параметр (m₂):

;

в) определяем новое значение Р_изм2:

Р_изм2=m₂·K_y·K_z=0,00248·0,277·1=0,000564 рад/час;

г) определяем коэффициент К_обл:

К_обл=Dt_обл/240=15/240=0,0625;

Dt_обл=t_эв-t_ав=19,5-4,5=15 часов;

д) определение А_инг:

А_инг= Р_изм2· К_обл· K_z·К_нагр=0,000564·0,0625·1·1=0,0000353 Кu.

12. Определяем Д_инг – ингаляционную поглощенную дозу:

Д_инг = 3300·А_инг = 3300·0,0000353 = 0,116 рад.

13. Определяем дозу облучения от проходящего облака (Д`_обл):

а) по таблице находим новые коэффициенты А, В, С.

б) ;

в) Р_изм3 = m₃·K_y·K_z = 0,2309·0,277·1 = 0,0524 рад/час;

г) Д`_обл = Р_изм3·К_обл·К_z = 0,0524·0,0625·1 = 0,00328 рад.

14. Определяем суммарную дозу облучения (ΣД_обл):

ΣД_обл = Д_м+Д_инг+Д`_обл = 0,164+0,116+0,00328 = 0,283 рад.

Задание:

Оценить радиоактивную обстановку при аварии на АЭС. Исходные данные для выполнения задания взять в таблице 16.2 согласно номерам списка в группе.

Таблица 16.1