Аварии с выбросами радиоактивных веществ и очаги поражения

   В тяжелых случаях нарушения контроля и управления цепной ядерной реакцией могут произойти тепловые и ядерные взрывы. Тепловой может возникнуть тогда, когда вследствие быстрого неуправляемого развития реакции резко нарастает мощность и происходит накопление энергии, приводящей к разрушению реактора с взрывом. 

4. Характеристика  очагов поражения  при авариях на АЭС.

     Несмотря  на большое разнообразие исходных причин аварий на объектах с ядерными компонентами, их можно условно объединить в три группы:

• Отказ оборудования из-за несовершенства конструкции установки, нарушения в технологии ее изготовления, монтажа или эксплуатации;
• Ошибочные действия персонала или преднамеренные нарушения правил эксплуатации;
• Внешние события (падения самолетов, стихийные бедствия, воздействия различными видами оружия, диверсионные акты).

     При авариях на АЭС с выбросом радиоактивных  веществ образуются районы радиоактивного заражения (загрязнения) местности  в форме окружности (в районе аварии) и вытянутого эллипса (по «следу»  облака): правильной формы при нормальных топографических и метеорологических условиях и неправильной – при ненормальных (сложных) топографических и метеорологических условиях (пересеченная местность, изменение направления и скорости ветра и др.).  В целях организации и проведения защитных мер, районы радиационного загрязнения местности подразделяются на зоны:

     внешнего  облучения: А – умеренного, Б –  сильного, В – опасного, Г –  чрезвычайно опасного;

     внутреннего облучения: Д` - опасного и Д – чрезвычайно опасного.

     При авариях с разрушением реактора образуются все зоны облучения, и наибольшую опасность представляет внешнее облучение.

     При авариях без разрушения реактора образуются зоны Д` и Д внутреннего облучения и наибольшую опасность представляет внутреннее облучение щитовидной железы человека.

     В авариях на радиационно опасных объектах различают четыре фазы: начальную, раннюю, среднюю и позднюю.

     Начальная фаза аварии – период времени, предшествующий началу выброса (сброса) радиации в  окружающую среду, или период обнаружения  возможности облучения населения  за пределами санитарно-защитной зоны предприятия. В отдельных случаях эту фазу не фиксируют из-за быстротечности.

     Ранняя  фаза аварии – период собственно выброса (сброса) радиоактивных веществ в  окружающую среду, места проживания или размещения населения. Продолжительность этого периода может составлять от нескольких минут или часов в случае разового выброса (сброса) до нескольких суток в случае продолжительного выброса (сброса).

     Средняя фаза аварии охватывает период, в течение  которого нет дополнительного поступления  радиоактивности из источника выброса (сброса) в окружающую среду. Средняя фаза может длиться от нескольких дней до года после аварии.

     Поздняя фаза аварии (фаза восстановления) –  период возврата к условиям нормальной жизнедеятельности населения. Он может  длиться от нескольких недель до нескольких лет или десятилетий (в зависимости от мощности и радионуклидного состава выброса, характеристик и размеров загрязненного района, эффективности мер радиационной защиты), т.е. до прекращения необходимости в выполнении защитных мер. 

5. Последствия радиационных аварий.

     Для аварий на радиационно опасных объектах характерен выброс радиоактивных продуктов  в атмосферу и гидросферу. Он приводит к радиационному загрязнению  окружающей среды и, следовательно, к облучению персонала объекта, а в некоторых случаях и населения (см. схему 1). При этом из атомных реакторов выбрасываются в атмосферу радиоактивные вещества в виде мельчайших пылинок и аэрозолей. Может произойти разлив жидкости, приводящей к радиоактивному загрязнению местности, водоемов.

     Радиоактивные вещества имеют специфические свойства:

• у них нет запаха, цвета, вкусовых качеств или других внешних признаков, из-за чего только приборы могут указать на заражение людей, животных, местности, воды, воздуха, предметов домашнего обихода, транспортных средств, продуктов питания;
• они способны вызывать поражение не только при непосредственном соприкосновении с ними, но и на расстоянии (до сотен метров) от источника загрязнения;
• поражающие свойства радиоактивных веществ не могут быть уничтожены химически и/или каким-либо другим способом, так как радиоактивный распад не зависит от внешних факторов, а определяется периодом полураспада данного вещества.

     Период  полураспада – это время, в  течение которого распадается половина всех атомов радиоактивного вещества. Период полураспада различных радиоактивных веществ колеблется в широких временных пределах.

     При радиационной аварии происходит загрязнение  продуктов питания, воды и водоемов, что влечет за собой возникновение  у людей и животных различных форм лучевой болезни, тяжелых отравлений, инфекционных заболеваний.

     В результате аварийного выброса радиоактивных  веществ в атмосферу возможны виды радиационного воздействия  на людей и животных:

• внешнее облучение при прохождении радиационного облака;
• внешнее облучение, обусловленное радиоактивным загрязнением поверхности земли, зданий, сооружений и т.п.;
• внутреннее облучение при вдыхании радиоактивных аэрозолей, продуктов деления (ингаляционная опасность);
• внутренне облучение в результате потребления продуктов питания и воды;
• контактное облучение при попадании радиоактивных веществ на кожные покровы и одежду.

 

   Схема 1. 

   Классификация возможных последствий  облучения людей 

 

3. Авария  на Чернобыльской  АЭС. Уроки и выводы.

 

   Чернобыльская атомная электростанция расположена  в восточной части большого региона, именуемого белорусско-украинским Полесьем, на берегу реки Припяти, впадающей в Днепр, в 130 км от Киева. Этот район в целом характеризуется небольшой плотностью населения. На начало 1986 года в 30-километровой зоне вокруг АЭС проживало 120 тыс. человек, из которых 49 тыс. человек – в поселке энергетиков Припяти, расположенном к западу от трехкилометровой санитарно-защитной зоны АЭС.

   Первая  очередь ЧАЭС в составе двух энергоблоков с реакторами РБМК-1000 была построена в период 1970-1977 годов, а к концу 1983 года на этой же площадке было завершено строительство энергоблоков второй очереди и начато строительство двух энергоблоков третьей очереди. Для обеспечения охлаждения конденсаторов турбин и теплообменников первых четырех энергоблоков в долине реки Припяти был сооружен наливной пруд-охладитель площадью 22 кв. км.

   Энергетическая мощность одного реактора РБМК-1000 – 1000 МВт. Источником энергии в ядерном реакторе служит цепная реакция деления ядер урана-235. Активная зона реактора – место, где протекает реакция. В ней находится ядерное топливо (уран) и графит, являющийся замедлителем нейтронов. Общая масса урана в реакторе – 190 т. Выделяющееся тепло отводится теплоносителем, непрерывно циркулирующим через активную зону. В РБМК теплоносителем является вода. Для обеспечения цепной реакции деления в цилиндрической активной зоне размещается графитовый замедлитель. Общая масса графита – 1700 т. Активная зона реактора имеет высоту 7 м и диаметр 11,8 м. Сам реактор размещен в бетонной шахте с размерами 21,6*21,6*25,5 м.

   При работе реактора возникает мощное ионизирующее излучение, в большом количестве образуются радиоактивные вещества. Подавляющая часть продуктов  деления бета- и гамма-активны. Их периоды полураспада находятся  в очень широких пределах: от долей секунды до тысяч лет.

   Для обеспечения безопасной эксплуатации, включая аварийную остановку, реактор  оборудован системой управления и защиты. Помимо системы аварийной защиты в состав энергоблока входит еще  ряд систем безопасности, в частности, система аварийного охлаждения реактора.

   Авария  на четвертом блоке ЧАЭС 26 апреля 1986 года произошла не во время нормального  функционирования реактора. Это случилось  во время эксперимента по изучению резервов безопасности реактора в различных  ситуациях. Эксперимент намечалось проводить при пониженной мощности реактора. Эксперимент совпал с плановым гашением реактора.

   Обычно  реакторы не только вырабатывают электроэнергию, но и потребляют ее для работы насосов  системы охлаждения. Эта энергия берется из обычной электросети. Если же нормальное электроснабжение нарушается, то возможно переключение части вырабатываемой атомным реактором электроэнергии на нужды системы охлаждения реактора. Однако если действующий реактор не вырабатывает электроэнергию, такое происходит в процессе гашения реактора, то необходим внешний автономный источник питания – генератор. На запуск генератора требуется некоторое время, поэтому он не может обеспечить реактор необходимой электроэнергией сразу.

   Во  время эксперимента на четвертом  блоке ЧАЭС намеревались показать, что мощности электрического тока, вырабатываемого вращающимися по инерции турбинами после гашения реактора, достаточно для питания насосов охлаждения до включения дизельных генераторов. Ожидалось, что насосы обеспечат циркуляцию охладителя, достаточную для обеспечения безопасности реактора.

   Много различных отчетов, объясняющих  причины аварии, было опубликовано с тех пор. Но в этих отчетах  много неувязок. Многие исследователи  толковали некоторые данные каждый по-своему. С течением времени появилось еще больше различных толкований. Кроме того, некоторые авторы были лично заинтересованы в этом деле. Однако в большинстве отчетов сходна последовательность событий, которые привели к аварии.

   25.04.1986г.

   01:06. Началось запланированное гашение реактора. Постепенное снижение тепловой мощности реактора (При нормальной работе мощность реактора составляет 3200 МВт)

   03:47. Снижение мощности реактора прервано на 1600 МВт.

   14:00. Аварийная система охлаждения была отключена. Это входило в программу эксперимента. Это было сделано, чтобы препятствовать прерыванию эксперимента. Это действие непосредственно не привело к аварии, но если бы аварийная система охлаждения не была отключена, возможно, последствия не были бы такими тяжелыми.

   14:00. Намечалось дальнейшее снижение мощности. Однако диспетчер электросети Киева попросил оператора реактора продолжить выработку электроэнергии, чтобы удовлетворить потребности города в электроэнергии. Поэтому мощность реактора была оставлена на 1600 МВт. Эксперимент был задержан, а сначала его намеревались провести в течение одной смены.

   23:10. Было рекомендовано продолжить снижение мощности.

   24:00. Конец смены.

   26.04.1986г.

   00:05. Мощность реактора была уменьшена до 720 МВт. Продолжалось снижение мощности. Теперь доказано, что безопасное управление реактором в той ситуации было возможно на 700 МВт, т.к. иначе «пустотный» коэффициент реактора становится положительным.

   00:28. Мощность реактора снижена до 500 МВт. Управление было переключено на авторегулирующуюся систему. Но тут либо оператор не дал сигнал удержания реактора на заданной мощности, либо система не отреагировала на этот сигнал, но внезапно мощность реактора упала до 30 МВт.