авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 |   ...   | 4 | 5 || 7 | 8 |   ...   | 9 |

«Министерство образования и науки Российской Федерации САНКТ-ПЕТЕРБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ ...»

-- [ Страница 6 ] --

КЛАССИФИКАЦИЯ ОХВ 1. По характеру 2. По степени 3. По степени 4. По спо отравления токсичности опасности собности (LD50, мг/кг) КВИО=Сmax/C50 создавать Вещества Вещества ре ОчМП местного зорбтивного действия действия Раздра- Обще- Чрезвычайно Мало СДЯВ жающие ядовитые токсичные (1) опасные (3) Прожи- Нейро- Высоко Умеренно АХОВ гающие тропные токсичные (50) опасные (30) Уду- Клеточные Сильно Высоко шающие яды токсичные (500) опасные (300) Умеренно Чрезвычайно токсичные (5000) опасные Малотоксичные (15000) Практически не токсичные Рис. 5.5. Основные подходы к классификации опасных химических веществ Классификация по характеру отравления Эта классификация основана на характере клинических проявлений вред ного действия. Одной из последних классификаций такого типа является клас сификация, в которой все опасные химические вещества делятся на две группы.

I группа - вещества с местным (раздражающим, удушающим и прожига ющим) действием на слизистые глаз, верхних дыхательных путей и кожные по кровы;

II группа - вещества с преобладающим резорбтивным действием на орга низм. (Резорбция – всасывание вещества через кожу и его рассасывание по всему организму).

Используя такую классификацию надо помнить что, биологическая ак тивность некоторых веществ позволяет отнести их и к той, и к другой группе.

Токсиканты первой группы (рисунок 5.3) вызывают немедленный эффект при контакте. В тяжелых случаях - это чувство рези, жжения, боли за грудиной и в области глаз. Возможна немедленная гибель пораженных от рефлекторной остановки дыхания. В дальнейшем пережившие острый период интоксикации могут умереть от отека легких (на вторые - третьи сутки).

Скорость развития поражения токсикантами второй группы во многом определяется преимущественным механизмом их токсического действия. По этому признаку в рассматриваемой классификации токсические химические со единения делят на три подгруппы: общеядовитые токсиканты;

нейротропные токсиканты;

цитотоксиканты (клеточные яды).

К общеядовитым токсикантам относят вещества, нарушающие энергети ческий обмен в организме (нарушение транспорта кислорода кровью, ингиби рование цепи дыхательных ферментов).

К нейротропным веществам относятся вещества, преимущественно нарушающие процессы передачи нервного импульса (наркотические, судорож ные).

К цитотоксикантам относят вещества, преимущественно нарушающие пластические функции клетки, синтез белка и клеточное деление.

Для веществ первых двух подгрупп, как правило, характерен очень не продолжительный скрытый период (до нескольких десятков минут), бурное те чение интоксикации, сопровождающееся развитием вегетативных реакций (го ловные боли, слабость, тошнота, рвота и т.д.), нарушением сознания судорож ным синдромом, переходящим в коматозное состояние. Смертельный исход в тяжелых случаях может развиваться как в течение нескольких минут, так и спу стя часы.

Рассмотренная классификация позволяет предсказать характер ожидае мых последствий воздействия вещества на человека, зная группу и подгруппу к которым оно относится.

Классификация химических веществ по токсичности Такая классификация предусматривает шесть групп опасных веществ Критериальные значения средней смертельной концентрации (LC50) и средней смертельной токсодозы (LD50), позволяющие разделить вещества, приведены в таблице 5. Таблица 5.4.

Классификация химических веществ по токсичности Группа токсичности LC50, мг/л LD50, мг/кг I Чрезвычайно токсичные Ниже 1 Ниже II Высокотоксичные 1...5 1... III Сильнотоксичные 6...20 51... IV Умеренно токсичные 21...80 501... V Малотоксичные 81...160 5001... VI Практически нетоксичные Выше 160 Выше Эта классификация также не свободна от некоторых недостатков. Так в ряде случаев высокотоксичные соединения оказываются малоопасными вслед ствие своих физико-химических свойств и наоборот, малотоксичные вещества, обладающие высокой летучестью и стойкостью, приобретают высокоопасный характер. В связи с этим была разработана классификация химических веществ по степени их опасности.

Классификация химических веществ по степени их опасности Эта классификация учитывает значения допустимых концентраций в воз духе при 20 оС, размеры зон острого и хронического действия, коэффициент возможности ингаляционного отравления (КВИО). КВИО - отношение макси мально достижимой концентрации вредного вещества в воздухе при 20 оС к средней смертельной концентрации для мышей.

С max КВИО (5.9) LC Выделяется четыре класса опасности веществ. Данная классификация узаконена в ГОСТе 12.1.007-76. (табл. 5.5).

Эта классификация учитывает также размеры зон острого и хронического действия. Классификация химических веществ по степени их токсичности и, особенно, опасности играет важную роль в решении проблем санитарной ре гламентации при разработке ПДК, если время контакта с токсикантом заранее установлено.

Таблица 5.5.

Классификация вредных химических веществ по степени опасности ПОКАЗАТЕЛЬ Степень опасности веществ Чрезвычай- Высоко Умеренно Мало но опасные опасные опасные опасные I класс II класс III класс IV класс Средняя смертельная кон- Меньше Больше 0,5-5,0 5,0-50, центрация в воздухе LC50, 0,5 50, г/м Средняя смертельная доза Меньше Больше 100-500 501- при нанесении на кожу 100 LD50, мг/кг ПДК в воздухе рабочей Меньше Больше 0,0001- 0,001-0, зоны ПДКр.з.,г/м3 0,0001 0,001 0, Коэффициент возможности Больше Меньше 300-30 29- ингаляционного отравле- 300 ния (КВИО) Классификация по способности вызывать массовые поражения При авариях, когда сроки воздействия химических веществ могут значи тельно варьировать, оценка опасности воздействия с помощью данной класси фикации не всегда является достаточной. Так в исследованиях проведенных в Военно-медицинской академии было показано, что оксид углерода, который отнесен по существующей классификации к 4 классу малоопасных соединений, при расчете зоны острого действия и опасности развития острого смертельного отравления при экспозициях 5 и 15 минут оказывается в классе высокоопасных веществ. Это свидетельствует о том, что в настоящее время перед наукой стоит задача проведения дальнейших исследований в области классификации хими ческих веществ, особенно имея в виду проблему их поражающего действия при аварийных ситуациях.

Практика решения задач обеспечения химической безопасности требует выделение в отдельную группу веществ, аварии с выбросами или утечками ко торых, могут привести к массовым поражениям людей. Для определения пе речня веществ, входящих в эту группу следует учитывать:

токсические и физико-химические свойства, такие как высокая токсич ность при действии через органы дыхания и кожные покровы;

крупнотоннажность производства, потребления, хранения и перевозок;

способность легко переходить в аварийных ситуациях в основное пора жающее состояние (пар или тонкодисперсный аэрозоль).

По этим критериям была выделена группа веществ, в которую вошли ток сические химические соединения, обращающиеся в больших количествах в промышленности и на транспорте, и способные при разрушениях (авариях) на объектах их содержащих легко переходить в атмосферу и вызывать массовые поражения. Эти вещества получили название - АВАРИЙНО ХИМИЧЕСКИ ОПАСНЫЕ ВЕЩЕСТВА (АХОВ).

В ГОСТе Р 22.9.05-95 дано следующее определение «Аварийно химиче ски опасное вещество (АХОВ) – опасное химическое вещество, применяемое в промышленности и в сельском хозяйстве, при аварийном выбросе (разливе) ко торого может произойти заражение окружающей среды в поражающих живой организм концентрациях (токсодозах)».

К основным типам промышленных объектов с химически опасным про изводственным циклом относятся: предприятия по производству хлора;

круп нотоннажные производства хлорорганических продуктов, целлюлозно бумажной продукции, промежуточных и конечных сложных продуктов, в том числе ядохимикатов;

нефтеперерабатывающие заводы, совмещенные с уста новками для получения аммиака и других АХОВ;

хранилища и склады химиче ски опасных веществ.

К объектам хозяйственного назначения, представляющим химическую опасность, следует отнести: холодильники, овощные базы, очистные сооруже ния. На этих объектах используется в основном хлор, аммиак, соляная и серная кислоты. Их запасы могут быть от нескольких тонн до сотен тонн.

Значительные запасы АХОВ сосредотачиваются в портах и на железно дорожном транспорте. В последние годы широкое распространение получил трубопроводный транспорт, в том числе и для переброски АХОВ.

Среди объектов, содержащих АХОВ, самыми многочисленными (более 90%) являются хранилища хлора и аммиака, обладающие к тому же наиболее значительным потенциалом по химическим поражающим факторам. По другим АХОВ, сравнимым с ними по токсичности и возможностям поступления в ат мосферу, эти показатели в 10-100 раз ниже.

Основные типы таких объектов концентрируются преимущественно в промышленных и густонаселенных районах страны. В отличие от АЭС, боль шинство крупных производств АХОВ находятся вблизи и даже в границах крупных городов.

В 1987 году был утвержден «Временный перечень сильнодействующих ядовитых веществ для организации защиты населении от них». В него входило 103 вещества. Этот перечень оказался излишне перенасыщен веществами, представляющими опасность при внутреннем потреблении и не приводящими к возникновению очагов массовых поражений. В 90-е годы этот перечень был пересмотрен, и было выделено 34 вещества, которые при аварийных выбросах приводят к возникновению очагов массовых поражений, им было дано наиме нование АХОВ. В табл. 5.6 представлен перечень 28 основных АХОВ, с кото рыми приходится сталкиваться при обеспечении химической безопасности.

Таблица 5.6.

Перечень основных АХОВ № Наименование и формула вещества Примечание Аммиак NH3 Вещества, выброс которых приво Хлор Cl дил к крупным Фосген COCl авариям Диоксин (2,3,7,8-тетрахлордибензо-диоксин) C12H4Cl4O Метилизоцианат CH3NCO Окись углерода CO Окислы азота NxOy Азот-содержащие АХОВ Азотная кислота НNO Синильная кислота HCN Акрилонитрил CH2=CH-CN Ацетонитрил CH3CN Ацетонциангидрин (CH3)2C(OH)CN Гидразин N2H4 ;

НДМГ (CH3)2N2H Метиламин CH3NH Диметиламин (CH3)2NH Пиридин C5H5N Водород хлористый и соляная кислота HCl Галоген содержащие Хлорпикрин CCl3NO АХОВ Метил хлористый CH3Cl Метил бромистый CH3Br Водород фтористый HF Дихлорэтан C2H4Cl Двуокись хлора ClO Сернистый ангидрид SO2 Серо содержащие Сероуглерод CS АХОВ Сероводород H2S Окись этиленаC2H4O Прочие Формальдегид HCOH 5.3.2. Характеристика физико-химических свойств опасных химических веществ Физико-химические свойства ОХВ во многом определяют их способность переходить в основное поражающее состояние и создавать поражающие кон центрации. Перечень наиболее важных физико-химических свойств ОХВ при веден на рис.5.6.

Физико-химические свойства опасных химических веществ Агрегатное состояние Максимальная Теплота испарения Lисп.

концентрация [Дж/кг;

ккал/кг;

(Сmax), мг/л Дж/моль] Молекулярная масса Давление Теплоемкость ср насыщенного пара, [Дж/(моль•К);

(р), кПа кДж/(кг•К)].

Плотность Температура кипения (), кг/м (tкип) Рис. 5.6. Перечень наиболее важных физико-химических свойств ОХВ АГРЕГАТНЫЕ СОСТОЯНИЯ ВЕЩЕСТВА - это состояния (фазы) од ного и того же вещества, переходы между которыми сопровождаются скачко образными изменениями ряда физических свойств (плотности, энтропии). Раз личают твердое, жидкое и газообразное агрегатные состояния. Существование у одного вещества нескольких агрегатных состояний обусловлено различием в тепловом движении молекул и в их взаимодействии. При обычном условии АХОВ могут быть в твердом, жидком и газообразном состоянии. Однако при производстве, использовании, хранении и перевозках этих веществ их агрегат ное состояние может отличаться от такового в обычных условиях. (Пример аммиак).

МОЛЕКУЛЯРНАЯ МАССА (Мr) – сумма атомных масс всех атомов входящих в молекулу вещества. В химии традиционно используют не абсолют ные значения молекулярных масс, а относительные. Относительной молеку лярной массой вещества (Мr) [r – relative - относительный] называется величи на, равная отношению средней массы молекулы к 1/12 массы атома углерода С. 1/12 часть массы атома углерода 12С принята за единицу массы и называет ся атомная единица массы (а. е.м.). 1 а. е.м. = 1,6610-27 кг.

ПЛОТНОСТЬ () - массовое содержание вещества в единице объема [кг/м ]. Играет важную роль при оценке показателей, характеризующих хими ческое заражение. Если плотность ОХВ больше плотности воды, то эти веще ства будут проникать в глубь водоема, заражая его. Если плотность газовой фа зы ОХВ больше плотности воздуха, то на начальном этапе образования зара женного облака оно будет скапливаться в пониженных местах рельефа местно сти.

МАКСИМАЛЬНАЯ КОНЦЕНТРАЦИЯ (Cmax) - это количество веще ства, содержащееся в единице объема его насыщенного пара при данной темпе ратуре в замкнутой системе, когда жидкая и газообразная фазы находятся в равновесии. Она характеризует способность вещества переходить в парообраз ное состояние, поэтому раньше эту характеристику называли «летучесть», [мг/л;

мг/м3].

ДАВЛЕНИЕ НАСЫЩЕННОГО ПАРА (p) – давление пара находяще гося в равновесии с жидкостью или твердым телом при данной температуре.

Эта характеристика, наряду с Cmax определяет его летучесть и соответственно продолжительность химического заражения территории. Чем выше давление насыщенного пара, тем выше его способность к испарению и тем менее стой ким будет заражение территории. Измеряется в гектопаскалях ([гПа];

1атм = 1000 гПа;

1гПа = 0,75 мм рт.ст. = 10 мм вод.ст.). 1атм = 100 кПа.

ВЯЗКОСТЬ () - свойство жидких и газообразных сред оказывать сопро тивление их течению, (то есть перемещению одного слоя относительно друго го) под действием внешних сил. Вязкость влияет на характер поведения ОХВ в аварийной ситуации (характер дробления, впитывания и др.). Обозначается греческой буквой эта (). Измеряется в [Па·с] или в сантипуазах [сП]: 1мПа·с = 1сП.

ПОВЕРХНОСТНОЕ НАТЯЖЕНИЕ () характеризует поверхность разде ла двух фаз и определяется как работа, затрачиваемая на создание единицы площа ди поверхности раздела фаз при постоянной температуре (представляет собой ра боту обратимого изотермического образования единицы площади этой поверхно сти). Обозначается буквой сигма () [1 МДж/м2 = 1МН/м = 1эрг/см2 = 1 дин/см].

Поверхностное натяжение выражается в стремлении вещества уменьшить избыток своей потенциальной энергии на границе раздела фаз. Поверхностное натяжение жидкости часто определяют как силу, действующую на единицу длины контура поверхности раздела фаз и стремящуюся сократить эту поверх ность до минимума. Благодаря поверхностному натяжению капля жидкости при отсутствии внешних воздействий принимает форму шара.

ТЕПЛОТА ИСПАРЕНИЯ Lисп. (теплота парообразова-ния) – количество теплоты, которое необходимо сообщить веществу в равновесном изобарно-изотермическом процессе, чтобы перевести его из жидкого состояния в газообразное. Обозначается Lисп. [Дж/кг;

ккал/кг;

Дж/моль] Она определяет характер выброса и последующего испарения ОХВ.

ТЕПЛОЕМКОСТЬ (ср) – количество теплоты, поглощаемой телом при нагревании на 1 градус. Теплоемкость, отнесенная к единице массы вещества, называется удельной теплоемкостью. Обозначается ср [Дж/(моль·К);

кДж/(кг·К)]. Теплоемкость, как и теплота испарения, определяет характер вы броса и последующего испарения ОХВ.

ТЕМПЕРАТУРА КИПЕНИЯ (tкип) – это температура равновесного пере хода жидкости в пар при постоянном внешнем давлении. Если это давление равно нормальному атмосферному (760 мм рт. ст.), то такая температура кипе ния называется точкой кипения. Она позволяет косвенно судить о летучести ОХВ и характеризует продолжительность поражающего действия. Чем выше температура кипения вещества, тем оно медленнее испаряется.

ТЕМПЕРАТУРА ПЛАВЛЕНИЯ (tплав) – температура равновесного фазо вого перехода твердого вещества в жидкое состояние или обратно при постоян ном внешнем давлении. Для веществ, которые плавятся при температуре ниже 20 оС, ее называют также температурой замерзания. Есть еще такое определе ние: температура замерзания это температура, при которой жидкость теряет подвижность и загустевает настолько, что при наклоне пробирки с продуктом под углом в 45о его уровень остается неизменным в течение 1 минуты. Темпе ратура замерзания имеет большое значение при транспортировке ОХВ и опре деляет характер поведения вещества при низких температурах.

ТЕМПЕРАТУРА ВСПЫШКИ (tвсп) - самая низкая температура веще ства, при которой в условиях специальных испытаний над его поверхностью образуются пары или газы, способные вспыхивать в воздухе от постороннего источника зажигания. Устойчивого горения вещества при этом не возникает.

ТЕМПЕРАТУРА ВОСПЛАМЕНЕНИЯ (tвос) - наименьшая температура, при которой в условиях специальных испытаний вещество выделяет горючие пары и газы с такой скоростью, что после их зажигания внешним источником возникает самостоятельное пламенное горение этого вещества. Данная характе ристика присуща только горючим веществам.

ТЕМПЕРАТУРА САМОВОСПЛАМЕНЕНИЯ (tсво) - самая низкая тем пература вещества или ее оптимальной смеси с воздухом, при нагреве до кото рой происходит резкое увеличение скорости экзотермических реакций, приво дящее к возникновению пламенного горения.

РАСТВОРИМОСТЬ - способность вещества равномерно распределяться в среде другого или других веществ, образуя раствор. Хорошая растворимость в воде может привести к сильному и длительному заражению водоемов. В то же время хорошая растворимость в воде и органических растворителях может позволить использовать при необходимости растворы различных веществ для дегазации и нейтрализации ОХВ.

КОЭФФИЦИЕНТ ДИФФУЗИИ - является характеристикой процесса диффузии и равен количеству газа, переходящему через сечение 1 м2 в секунду, когда разность концентраций на расстоянии 1 м равна единице. Скорость испа рения ОХВ прямо пропорциональна коэффициенту его диффузии.

ГИДРОЛИЗ - разложение вещества водой. Он определяет условия хране ния, состояние в воздухе и на местности, стойкость ОХВ в случае их аварийных выбросов (утечек). Причем чем меньше ОХВ подвержено гидролитическому разложению, тем продолжительнее его поражающее действие.

КОРРОЗИОННАЯ АКТИВНОСТЬ - свойство разрушать оболочки, в ко торых хранится ОХВ. Она является причиной многих аварий на промышлен ных и транспортных объектах, в том числе в процессе хранения. Большинство ОХВ обладают повышенной коррозионной активностью.

5.3.3. Токсические свойства опасных химических веществ Важной характеристикой ОХВ является их токсичность (греч. toxikon – яд), то есть ядовитость. Под токсичностью ОХВ понимается его способность вызывать патологические изменения в организме, которые приводят человека к потере дееспособности или к гибели.

Токсичность зависит от пути попадания в организм. Различают ингаляци онную, перроральную, кожно-резорбтивную, и микстную токсичность.

Количественно токсичность ОХВ оценивается дозой. Доза вещества, вы зывающая определенный токсический эффект, называется токсической дозой (D).

Токсическая доза, вызывающая равные по тяжести поражения, зависит от свойств ОХВ, пути его проникновения в организм, от вида организма и условий выброса.

Для веществ, проникающих в организм в жидком или аэрозольном состоя нии через кожу, желудочно-кишечный тракт или через раны, поражающий эф фект для конкретного вида организма в стационарных условиях зависит только от количества ОХВ.

Токсические свойства веществ определяют экспериментальным путем на различных лабораторных животных, поэтому чаще пользуются понятием удельной токсодозы - дозы отнесенной к единице живой массы животного.

Токсичность одного и того же вещества, даже при одинаковых условиях, раз лична для разных видов животных, а для конкретного вида животного заметно отличается в зависимости от способа поступления в организм. Поэтому после численного значения токсодозы указывают вид животного и способ введения вещества. Например, запись: «Зарин, Dсмерт=0,017 мг/кг (кролики, внутривен но)» означает, что доза зарина 0,017 мг/кг, введенная кролику в вену вызывает у него смертельный исход.

Различают пороговые, выводящие из строя и смертельные токсодозы.

ПОРОГОВАЯ ТОКСОДОЗА (PD) – количество вещества, вызывающее начальные признаки поражения организма с определенной вероятностью или, что то же самое, у определенного процента людей или животных. Вероятность проставляется внизу справа, например PD50 - средняя пороговая токсодоза.

ВЫВОДЯЩАЯ ИЗ СТРОЯ ТОКСОДОЗА (ID) – количество вещества, вызывающее при попадании в организм выход из строя определенного процен та пораженных как временно, так и со смертельным исходом, например ID50 средняя выводящая из строя токсодоза.

СМЕРТЕЛЬНАЯ ТОКСОДОЗА (LD) – количество вещества, вызываю щее при попадании в организм смертельный исход с определенной вероятно стью, например LD50 – средняя смертельная токсодоза. В дозах, меньших LD ОХВ вызывают поражения различной степени тяжести: тяжелые при 0,3...0, LD50, средние при 0,2 LD50 и легкие приблизительно при 0,1 LD50.

PD50, ID50, LD50 - являются кожно-резорбтивными токсодозами, кроме них используются так же ингаляционные токсодозы, то есть токсодозы для ОХВ, заражающих атмосферу паром или тонкодисперсным аэрозолем и вызывающих поражения человека и животных через органы дыхания. Для расчета этих ток содоз используется уравнение:

D = C··V/G, (5.10) где С – концентрация ОХВ в воздухе, мг/л;

– время вдыхания зараженного воздуха, мин;

V – интенсивность дыхания, л/мин;

G – масса человека, кг.

Немецкий химик Ф. Габер предложил упростить это выражение. Приняв допущение, что для людей, находящихся в одинаковых условиях, отношение V/G постоянно и разделив на него обе части уравнения, он получил выражение T = C·. (5.11) Произведение С· Габер назвал коэффициентом токсичности и принял его за постоянную величину. Эта величина позволяет сравнивать различные ОХВ по ингаляционной токсичности. Часто этот коэффициент называют ингаляци онной токсодозой и обозначают PC50, IC50, LC50, хотя более правильно его называть относительной токсичностью при ингаляции. Относительная токсич ность ОХВ при ингаляции зависит от физической нагрузки на человека. Для людей занятых тяжелой физической работой (V=40 л/мин) она будет меньше чем для людей находящихся в покое (V=10 л/мин). Приведем определения доз данные в ГОСТе 12.1.007-76:

Средне смертельная доза при введении в желудок – доза вещества, вызы вающая гибель 50% животных при однократном введении в желудок.

Средне смертельная концентрация в воздухе - концентрация вещества, вы зывающая гибель 50% животных при 2...4 часовом ингаляционном воздей ствии.

Средне смертельная доза при нанесении на кожу - доза вещества, вызыва ющая гибель 50% животных при однократном нанесении на кожу.

Предел переносимости Кроме токсодоз, для характеристики токсичности ОХВ используют такой показатель как ПРЕДЕЛ ПЕРЕНОСИМОСТИ – это максимальная концентра ция, которую человек может выдержать определенной время без устойчивого поражения.

В промышленности в качестве предела переносимости используется ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМАЯ КОНЦЕНТРАЦИЯ (ПДК) – эта концентрация определена как максимально допустимая, которая при постоянном воздействии на человека в течение рабочего дня не может вызвать через длительный проме жуток времени патологических изменений или заболеваний, обнаруживаемых при помощи современных методов диагностики.

Она относится, как правило, к восьмичасовому рабочему дню и не может использоваться для оценки опасности аварийных ситуаций в связи со значи тельно меньшим интервалом воздействия ОХВ. Предельно допустимые кон центрации основных ОХВ показаны в таблице 5.9.

5.3.4. Анализ промышленных аварий с выбросами токсичных веществ Промышленные аварии с выбросом хлора В литературных источниках описаны 20 крупных аварий с хлором за пери од с 1939 по 1981 годы.

Таблица 5.7.

Последствия аварий с выбросом хлора Год аварии 1917 1926 1929 1934 1936 1939 1940 1947 1947 Масса, хлора, т 17 24 24 15 2 24 7 30 16 Погибло 1 19 1 1 0 60 3 19 0 Поражено - - Эвакуировано - - Год аварии 1952 1956 1961 1962 1963 1964 1965 1976 1979 Масса, хлора, т 15 3 27 28 8 - 27 90 60 Погибло 7 0 1 0 0 1 0 0 1 Поражено 100 - Эвакуировано - 10500 200000 гибель – 5 т/чел;

Не смертельные поражения – 1 т/чел.

Суммарный выброс хлора в этих авариях превысил 700 тонн, при этом по гибло 130 человек, более тысячи человек получили поражения различной сте пени тяжести, десятки тысяч человек вынуждены были эвакуироваться. Все случаи гибели людей, кроме одного, произошли в радиусе до 500 метров. Один из погибших находился на расстоянии 800 м (это наибольшее удаление от ме ста аварии с выбросом хлора при летальном исходе для пострадавшего). Глу бина распространения первичного облака при выбросе в пределах 30 т ( год) превысила 2 км, при этом площадь зоны поражения, на основании место положения трупов животных, составила 15 км2, зона располагалась по направ лению ветра. Максимальная площадь зоны эвакуации составила 125 км2 ( г.).

Промышленные аварии с выбросом аммиака Количество аварий на объектах содержащих аммиак очень значительно, но большинство из них носит локальный характер. Анализ 11 крупных аварий с выбросом аммиака приведенных в литературных источниках показывает, что пять из них связаны с разрывами трубопроводов, две - с повреждением резер вуаров для хранения аммиака, четыре - с авариями железнодорожных цистерн и автоцистерн. Суммарный выброс аммиака превысил 2000 тонн. В результате этих аварий погибли 41 человек (табл.18).Наиболее характерными из них яв ляются две.

Авария на заводе по выпуску удобрений в г. Потчефструме (ЮАР) про изошедшая 13 июля 1973г. Размер утечки составил 38 т аммиака. В результате аварии погибло 18 человек, причем 6 из них находились за пределами предпри ятия. Из людей работавших в радиусе 50 м от места аварии сразу же погибли человека, а 5 были спасены, но умерли позже от последствий отравления. Из работавших в радиусе 50...100 м на месте никто не умер, впоследствии умерли 5 человек. Было отмечено 65 случаев несмертельных отравлений.

Таблица 5.8.

Последствия крупных аварий с выбросом аммиака Год 1968 1969 1970 1970 1971 1973 1973 1975 1976 аварии Масса, 19 90 160 75 600 277 38 50 180 аммиака,т Погибло 6 9 0 0 0 0 18 0 2 Поражено 65 Авария автоцистерны с аммиаком произошедшая 11 мая 1976 года в г.

Хьюстоне (США). Произошел мгновенный выброс 19 тонн аммиака, погибло человек, пострадало более 100 человек. В начальный период аварии образовав шееся облако аммиачно-воздушной смеси, было, тяжелее окружающего возду ха. Площадь следа этого облака составила 1 км2.

Анализ сведений Госгортехнадзора России свидетельствует о том, что в 90-е годы на аммиачных холодильных установках зафиксирован ряд аварий связанных с выбросом аммиака. В результате аварий пострадало несколько де сятков человек. Имеются и случаи гибели людей (табл. 5.9).

При возникновении аварии связанной с выбросом аммиака из технологи ческого оборудования происходит заражение территории в месте аварии и об разование зон химического заражения по направлению распространения зара женного воздуха.

Таблица 5.9.

Последствия аварий на аммиачных холодильных установках Год Всего 1990 1992 1992 1992 1995 аварии Город Нальчик СПб Новорос- Сверд- Белая Улья сийск ловск Глина новск Погибло 6 1 - - 1 1 Поражено 3 16 10 - 3 Всего 9 1 16 10 1 4 гибель – 50 т/чел;

Несмертельные поражения – 10 т/чел.

Промышленная авария с выбросом фосгена Фосген является весьма важным химическим веществом для промышлен ности. Он является основным сырьем для производства полиуретанов. За все время в промышленности произошла только одна авария с выбросом фосгена, повлекшая многочисленные жертвы. Она произошла в Гамбурге в 1928 году.

Размер утечки составил 11 тонн фосгена, погибло 11 человек, получили пора жения различной степени тяжести 171 человек, пораженные находились в ра диусе 11 км от места аварии. Была проведена эвакуация на 1 день 350 жителей.

Гибель – 1 т/чел;

Несмертельные поражения – 60 кг/чел.

Промышленные аварии с выбросом диоксина Наиболее полные данные по зарубежным авариям с диоксином приведе ны в работе. В ней описаны 24 случая поражения диоксином. Из них 6 были промышленными авариями с взрывами и выбросом диоксина в атмосферу. При этом пострадало более 1500 человек (таблица 5.10). Принципиальной особен ностью таких аварий является возможность формирования чрезвычайно стой ких очагов химического заражения.

Таблица 5.10.

Последствия крупных аварий с выбросом диоксина Год аварии 1949 1953 Все 1956 1963 1968 го Страна США ФРГ Фран- Гол- Велико- Ита ция ландия британия лия Вещество 2,4,5-трихлорфенол Погибло 0 0 0 0 0 0 Поражено 228 75 17 106 90 1000 Несмертельные поражения – 2 грамма/чел.

Примером тому является авария в г. Севезо (Италия, 1976 г.) с выбросом диоксина. Всего в атмосферу было выброшено 1,75 кг диоксина, а на местность попало 250 грамм. При этом дегазация местности и объектов была связана со снятием грунта, термической обработкой, другими трудоемкими методами и продолжалась около 8 лет. В результате аварии никто не погиб, но было много пострадавших, которые заболели хлоракне. Общая площадь заражения составила 17,1 км2. Было эвакуировано более 800 человек.

Промышленная авария с выбросом метилизоцианата Химическим аналогом аварии на Чернобыльской АЭС можно считать ка тастрофу в г. Бхопал (Индия, 1984 г.), в котором наиболее полно проявились существенные особенности аварий на объектах с химически опасными компо нентами. В результате этой аварии было выброшено около 43 т метилизоциана та и продуктов его неполного термического разложения. Зоны заражения про дуктами выброса составила в глубину 5 км, в ширину более 2 км. Погибло человек, стали полными инвалидами около 20 тыс. человек, страдают различ ными заболеваниями от последствий отравления более 200 тыс. человек. Сразу после аварии были госпитализированы 14 тыс. человек, 158 тыс. человек была оказана амбулаторная помощь. Гибель – 14 кг/чел;

Полные инвалиды 2 кг/чел;

Несмертельные поражения – 200 грамм/чел.

Промышленная авария с выбросом окиси углерода Окись углерода используется в производстве метанола и других спиртов, а также служит совместно с хлором сырьем для получения фосгена, а в метал лургии она применяется в процессах карбонилирования для очистки никеля.

Окись углерода вызывает при отравлении большое количество леталь ных исходов. Но летальные исходы при отравлении окисью углерода обычно случаются в условиях ограниченного пространства и чаще всего приводят к ги бели лишь одного человека. Так в Великобритании с 1907 по 1931 год произо шло 1899 случаев отравления окисью углерода, при этом 224 человека погибло.

В 1974 году в английской промышленности произошло 329 случаев отравления окисью углерода, погибло 6 человек. Cамая крупная авария с выбросом окиси углерода произошла в 1982 году на реке Мозель (Франция). При движении по реке баржа врезалась в опору проходившего над рекой трубопровода с окисью углерода. Трубопровод разорвался, произошел выброс газа, погибло 5 человек.

5.4. Опасности объектов содержащих источники ионизирующих излучений 5.4.1. Ионизирующие излучения и их характеристика Под термином «радиация» обычно понимают ионизирующее излучение, способное вызывать определенные изменения в живой и неживой материи.

Ионизирующим излучением (ИИ) считается любое излучение, взаимо действие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков.

Способность веществ испускать ионизирующие излучения называется ра диоактивностью. Вещества, испускающие ионизирующие излучения называют ся радиоактивными веществами.

Процессы, в результате которых возникает радиация, называются радиоак тивными процессами или радиоактивностью.

Радиоактивность – это процесс распада ядер атомов, сопровождающийся ионизирующим излучением.

Радиоактивность может быть естественной или искусственной (наведен ной).

Ионизирующее излучение состоит из ионизирующих частиц. К ионизиру ющим частицам относят корпускулы и фотоны.

Корпускулы - частицы с массой покоя отличной от нуля.

Фотоны - кванты электромагнитного излучения с нулевой массой покоя.

Корпускулярное излучение – ионизирующее излучение, состоящее из ча стиц с массой покоя, отличной от нуля. К корпускулярному ионизирующему излучению относятся альфа-излучение, бета-излучение, протонное, нейтронное излучения.

Альфа-излучение – корпускулярное излучение, состоящее из ядер атомов гелия.

Бета-излучение – излучение, состоящее из электронов или позитронов.

р-излучение – излучение, состоящее из протонов.

n-излучение – излучение, состоящее из нейтронов.

ВИДЫ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ Корпускулярное излучение Фотонное излучение Альфа-излучение Гамма-излучение Бета-излучение Характеристическое излучение Протонное излучение Тормозное излучение Нейтронное излучение Рентгеновское излучение Рис. 5.7. Виды ионизирующих излучений Фотонное излучение – электромагнитное косвенно ионизирующее излу чение. К фотонному ионизирующему излучению относят гамма-излучение, ха рактеристическое, тормозное и рентгеновское излучения.

Гамма-излучение. Электромагнитное излучение, возникающее при изме нении энергетического состояния атомных ядер, при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц.

Характеристическое излучение. Электромагнитное излучение, возника ющее при изменении энергетического состояния электрона атома. Имеет дис кретный энергетический спектр.

Тормозное излучение. Электромагнитное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц. Имеет непрерывный энергетический спектр.

Рентгеновское излучение. Электромагнитное излучение, состоящее из тормозного и характеристического излучений.

Источниками ионизирующих излучений (ИИИ) называют вещества или установки, при использовании которых возникают ионизирующие излучения.

Современные ядерно-технические установки обычно представляют собой сложные источники излучений. Любой источник излучения характеризуется:

видом излучения;

геометрией источника (формой и размером);

мощностью источника;

энергетическим составом;

временным распределением излучения;

угловым распределением излучения.

Характеристическое излучение - излучение Характеристическое излучение Тормозое излучение Рентгеновское излучение Рис. 5.8. Формирование фотонных излучений Активность источника ионизирующих излучений Мощность источника ионизирующих излучений характеризуется его ак тивностью (А).

Под активностью (А) понимается среднее число атомов радиоактивного вещества распадающихся в единицу времени.

Более строгим является следующее определение:

Под активностью (А) понимается отношение числа dN спонтанных (само произвольных) ядерных превращений, происходящих в источнике за интервал времени dt, к этому интервалу.

А = dN/dt, (5.12) где dN – число атомов РВ, распавшееся за интервал времени dt.

Отношение активности к массе, объему, площади или длине источника называется удельной, объемной, поверхностной или линейной активностью ис точника соответственно.

Удельная активность радионуклида – отношение активности радионуклида в образце к массе образца: Аm = А/m.

Объемная активность радионуклида – отношение активности радионукли да в образце к объему образца: АV = А/V.

Поверхностная активность радионуклида – отношение активности радио нуклида содержащегося на поверхности образца к площади поверхности этого образца: АS = А/S.

Линейная активность радионуклида – отношение активности радионукли да содержащейся на длине образца к его длине: АL = А/L Изменение активности во времени описывается экспоненциальной зависи мостью получившей название Закон радиоактивного распада:

Аt = A0exp(-·t), (5.13) где A0 – активность радионуклида в источнике в начальный момент времени (t=0);

– постоянная распада (отношение доли ядер радионуклида, распадаю щихся за интервал времени dt, к этому интервалу).

= 0,693/T, (5.14) где T – период полраспада радионуклида (время, в течение которого число ядер в результате радиоактивного рампада уменьшается в 2 раза). 0,693 = ln2.

На практике часто вместо экспоненциального закона изменение активно сти во времени определяется степенной зависимостью, предложенной Веем и Вигнером:

n t At A0 t (5.15) 0, где A0 – активность осколков деления в момент времени t0;

At – активность осколков деления в момент времени t;

n – коэффициент, зависящий от изотопного состава источника ионизиру ющего излучения и от времени прошедшего после аварийного выброса или ядерного взрыва.

Для практических расчетов в широком диапазоне времени принимают:

n = 0,4 (для радиационной аварии);

n = 1,2 (для ядерного взрыва).

Единица активности радионуклида–беккерель (Бк). 1Бк=1расп/с.

Беккерель равен активности источника в котором за время 1 сек происхо дит одно спонтанное ядерное превращение. Внесистемная единица активности – кюри (Ки).

Кюри – это активность источника в котором за время 1 сек происходит миллиардов спонтанных ядерных превращений (1 Ки = 3,7·1010 Бк) (1 Ки/км2 = 37000 Бк/м2).

Свяжем массу m радионуклида в граммах (без учета массы неактивного носителя) с его активностью А в беккерелях. m = Nma, где ma – масса одного атома в граммах. ma = Ма/Na, где Ма – молекулярная масса, Na – постоянная Авогадро, Na = 6,0221023 моль-1.

А = 4,171023 m/ (МаT) (5.16) Для описания источников кроме активности (удельной активности) источ ника (изотопа) используют такие характеристики как: выход реакции, период полураспада, энергетическое распределение излучения.

Дозовые характеристики ионизирующего излучения Объектом защиты от ИИ является человек. Мерой воздействия ИИ на че ловека является доза.

Различают следующие виды доз: экспозиционная, керма, поглощенная, эк вивалентная, эффективная.

Экспозиционная доза Х – это отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в сухом воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, полно стью остановились в воздухе, к массе воздуха в этом объеме:

Х = dQ/dm (5.17) Единицы измерения: Кл/кг;

рентген. [1Р = 2,5810-4 Кл/кг], [1Кл/кг = Р].

Понятием экспозиционной дозы желательно пользоваться для фотонного излучения в воздухе, при энергии фотонов до 3 Мэв.

В иностранной литературе экспозиционную дозу называют также - ионной.

В настоящее время (с 1.01.1990г.) использование экспозиционной дозы не ре комендуется. Это связано с тем, что экспозиционная доза была введена только для фотонного излучения, поэтому она не может использоваться в полях сме шанного излучения разных видов.

Керма. Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излуче ний всех видов используют понятие «керма» (kerma – аббревиатура от англий ских слов kinetic energy released in material).

Керма К – это отношение суммы первоначальных кинетических энергий dWK всех заряженных ионизирующих частиц, образованных под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества к массе dm вещества в этом объеме:

К = dWK / dm (5.18) Керма удобна тем, что она применима как для фотонов, так и для нейтро нов в любом диапазоне доз и энергий излучения. Единицы измерения: грей. Гр = 1 Дж/кг.

Поглощенная доза ионизирующего излучения D – это отношение сред ней энергии d, переданной ионизирующим излучением веществу в элемен тарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

D = d/dm (5.19) То есть поглощенная доза - это отношение энергии поглощенной веще ством, к массе этого вещества. Единицы измерения: грей. 1 Гр = 1 Дж/кг = рад.

Эквивалентная доза. Для разных видов излучения биологический эффект при прочих равных условиях, в том числе и при одинаковой поглощенной дозе, оказывается различным. При одной и той же поглощенной дозе радиобиологи ческий эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Для сравнения биологических эффектов, производимых одинаковой поглощенной дозой различных видов излучения, используют понятие относительной биоло гической эффективности излучения (ОБЭ) или коэффициента качества излучения WR.

Мы его будем называть «коэффициент качества излучения».

Для -квантов и -частиц любых энергий WR = 1;

Для нейтронов WR от 5 до 10;

Для -частиц WR = 20.

Таким образом, эквивалентная доза НТ,R – это поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на взвешивающий коэффициент для данного вида излу чения, WR.

НТ,R = WR. DT,R (5.20) где DT,R средняя поглощенная доза в органе или ткани Т;

WR – взвешивающий коэффициент для излучения R (коэффициент каче ства).

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах. Внесистемной единицей эквивалентной дозы является 1 бэр.

1 Зв = 100 бэр или 1бэр = 0,01 Зв.

Разные органы или ткани имеют разные чувствительности к излучению.

Поэтому в последние годы для случаев неравномерного облучения разных ор ганов или тканей тела человека введено понятие эффективной дозы.

Эффективная доза Е – сумма произведений эквивалентных доз в органах и тканях человека НТ на взвешивающие коэффициенты для этих органов и тка ней WT.

E WT H T (5.21), T где НТ - эквивалентная доза в органе или ткани Т;

WT – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Сумма всех коэффициентов WT равна единице. При равномерном облуче нии всего организма эквивалентная доза в каждом органе или ткани одна и та же НТ = Н, и, следовательно, Е = Н.

Коэффициент Wт имеет следующие значения: половые железы - 0,2;

кост ный мозг - 0,12;

кишечник - 0,12, желудок - 0,12, легкие - 0,12;

мочевой пу зырь - 0,05, молочные железы - 0,05, печень - 0,05, пищевод - 0,05, щито видная железа - 0,05;

кожа - 0,01;

кости - 0,01;

остальные органы - 0,05. Едини цы измерения эффективной дозы – зиверт.

WТ = 0,2 + 40,12 + 60,05 + 20,01=1.

Эффективная коллективная доза(S) - это эффективная доза, полученная группой людей от какого-либо источника радиации. Эффективная коллективная доза является мерой коллективного риска возникновения стохастических эф фектов облучения. Она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Еди ница измерения эффективной коллективной дозы – человеко-зиверт (чел-Зв), внесистемная – человеко-бэр (чел-бэр):

n S Ei (5.22) i 1, где n – число людей.

Мощность дозы (уровень радиации) – это отношение приращения дозы (D, K, X, H, E, S) за интервал времени dt к величине этого интервала.

Мощность экспозиционной дозы: X dX / dt [Р/час ] Мощность кермы: K dK / dt [Гр/час] Мощность поглощенной дозы D dD / dt [Гр/час] Мощность эквивалентной дозы H dH / dt [Зв/час] Мощность эффективной дозы = dE/dt [Зв/час] При проведении практических расчетов обычно дозу, вне зависимости от ее вида обозначают буквой D, а мощность дозы обозначают буквой Р.

Применив степенную зависимость Вигнера – Вея, получим:

n t Рt Р0 t (5.23) 0, где Р0 – мощность дозы в момент времени t0;

Рt – мощность дозы в момент времени t.

Для ядерного взрыва (n = 1,2):

D = 5,0( tн Рн – tк Рк) (5.24) Для радиационной аварии (n = 0,4):

D = 1,7( tкРк – tнРн) (5.25) Фоновое облучение человека Фоновое облучение человека создается космическим излучением, а также естественными и искусственными радиоактивными веществами, содержащими ся в теле человека и в окружающей среде. В соответствии с Законом РФ №3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» фоновое облучение (ФО) делят на две составляющие:

естественный радиационный фон (ЕРФ);

техногенно измененный радиационный фон (ТИРФ).

Кроме радиационного фона, облучение человека в повседневных условиях (ОЧП) складывается из облучения при медицинских процедурах (ОМП) и об лучение при использовании бытовой техники (ОБТ):

= dФ/dt [м-2·с-1] [см-2 с-1]. (5.26) ОЧП = ЕРФ + ТИРФ + ОМП + ОБТ Наибольший вклад вносят источники, имеющие природное происхождение (ЕРФ). Причем эта доза в два раза выше техногенной, регламентированной для населения за год. В Законе «О радиационной безопасности населения» даны следующие определения:

Естественный радиационный фон – это доза излучения, создаваемая кос мическим излучением и излучением природных радионуклидов, естественно распределенных в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организме человека.

Техногенно измененный радиационный фон – это естественный радиаци онный фон, измененный в результате деятельности человека.

Таблица 5.11.

Облучение человека в повседневных условиях ОБЛУЧЕНИЕ ЧЕЛОВЕКА В ПОВСЕДНЕВНЫХ УСЛОВИЯХ Естественный радиаци- Техногенно измененный Медицина и бытовая онный фон радиационный фон техника (ЕРФ) (ТИРФ) (ОМП, ОБТ) 1. Внутреннее облучение 1. Радиационный фон от 1. Медицинские обсле от земной радиации 1,325 радиоактивных осадков дования – 1 мЗв/год.

мЗв/год. ядерных взрывов – 0,02 2. Облучение от элек 2. Внешнее облучение от мЗв/год. тронной аппаратуры – земной радиации 0,350 2. Радиационный фон от 0,01 мЗв/год.

мЗв/год. объектов атомной энер 3. Внутреннее облучение гетики – 0,001 мЗв/год.

от космических излуче ний:

0,015 мЗв/год.

4. Внешнее облучение от космических излучений 0,3 мЗв/год.

Таким образом, средняя годовая эффективная доза (Е) внутреннего и внешнего облучения за счет ЕРФ составляет примерно 1,990 мЗв/год. 0,021 1, ЕРФ характеризуется средней годовой эффективной дозой (Еерф) внутрен него и внешнего облучения за счет всех природных радионуклидов содержа щихся в окружающей среде (земная радиация и космические излучения). Еерф находится в пределах 1,68…1,91 мЗв (примерно 2 мЗв).

Как видно из таблицы 5.11, внутреннее облучение, получаемое людьми за счет поступления РН естественного происхождения в организм с пищей, водой и воздухом составляет примерно 2/3 от общей дозы: 10…15% этой дозы прихо дится на РН углерода-14 ( 14С ), калия-40 ( 19 К ) и трития ( 13 Н ). Основная же часть дозы облучения обусловлена РН ряда Урана-238 ( 238U ) и Тория-232 ( 232Th ). От 92 дельные из них поступают с пищей:

Так Свинец-210 ( 210Pb ) и Полоний-210 ( 210Po ) концентрируются в рыбе и 82 моллюсках.

Мясо северных оленей имеет высокое содержание Полония-210 ( 210Po ), так как лишайники селективно концентрируют этот РН.

Однако наиболее весомый вклад в величину внутреннего облучения вно сит Радон-222 ( 222Rn ). Он имеет период полураспада Т1/2 = 3,85 дня. Радон- ( 86 Rn ), вместе с продуктами своего распада дает 1…1,2 мЗв (3/4 годовой инди видуальной дозы за счет облучения от земных источников радиации). Основ ными источниками поступления радона являются:

земная поверхность с высоким содержанием РН уран-ториевого ряда (скальный грунт, отдельные виды глинозема и т.д.);

строительные материалы (отдельные типы гранитов, пемза, фосфогипс, кирпич из красной глины, доменный шлак, зольная пыль после сгорания угля и т.д.);

природный газ, сгораемый в невентилируемых помещениях;

вода, особенно опасен радон, распыленный в ванной комнате, так как его поражающее действие на легкие наиболее высокое. Так его концентрация в ванной комнате в среднем в три раза выше, чем на кухне и в 40 раз выше, чем в жилых помещениях.

Опасность радона обусловлена поражающим действием альфа и гамма из лучения с достаточно высокой энергией.

Техногенно измененный радиационный фон – это естественный радиаци онный фон, измененный в результате деятельности человека. Он складывается из двух составляющих:

радиационный фон от радиоактивных осадков ядерных взрывов;

радиационный фон от объектов атомной энергетики.

Радиационный фон от радиоактивных осадков ядерных взрывовю. Начи ная с 40-х годов, когда впервые были произведены ядерные взрывы, практиче ски все население планеты подверглось и продолжает подвергаться облучению, обусловленному наличием в различных природных средах РН, образованных в результате деления ядерных материалов, применяемых в ЯБП.

Основной вклад в ожидаемую эффективную эквивалентную дозу облуче ния населения дают только несколько РН осколочного происхождения:

Цезий-137 ( 137Cs );

Цирконий-95 ( 40 Zr );

Стронций-90 ( 38 Sr ) 95 и наиболее долгоживущий Углерод-14 ( 14С ). Так если Цирконий-95 ( 40 Zr ) к сегодняшнему дню прекратил свое пора жающее действие, а Цезий-137 ( 137Cs ) и Стронций-90 ( 38 Sr ) наполовину распа лись, то Углерод-14 ( 14С ) потерял лишь 7% своей активности.

Суммарная ожидаемая коллективная доза от всех ЯВ, произведенных в мире к настоящему времени составляет около 307млн. чел-Зв. К 2000 году че ловечество получило всего около 20% от этой дозы. На сегодняшний день фон от осадков ЯВ дает 0,02 мЗв в год.

Радиационный фон от объектов атомной энергетики. При отсутствии аварий объекты атомной энергетики дают ожидаемую коллективную дозу об лучения 5,5чел-Зв на каждый ГВт-год по короткоживущим РН и 670 чел-Зв по долгоживущим. Эти цифры не учитывают вклад РАО в ожидаемую дозу, кото рая оценивается в 1…2% от указанных выше значений. Годовая эффективная доза каждого жителя Земли от объектов атомной энергетики оценивается менее 1% от естественного уровня радиации и составляет 0,001 мЗв/год.

Доза облучения, создаваемая антропогенными источниками (за исключе нием облучений при медицинских обследованиях), невелика по сравнению с естественным фоном ионизирующего облучения, что достигается применением средств коллективной защиты.


Рассеивание в атмосфере радионуклидов, содержащихся в выбросах, при водит к формированию зон загрязнения около источника выбросов. Обычно зо ны антропогенного облучения жителей, проживающих вокруг предприятий по переработке ядерного топлива на расстоянии до 200 км, колеблются от 0,1 до 65 % естественного фона излучения.

Миграция радиоактивных веществ в почве определяется в основном ее гидрологическим режимом, химическим составом почвы и радионуклидов.

Меньшей сорбционной емкостью обладают песчаная почва;

большей – глини стая, суглинки и черноземы.

Опыт ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС показывает, что ведение сельскохозяйственного производства недопустимо на территориях при плотности загрязнения выше 80 Ки/км2, а на территориях, загрязненных до 40...50 Ки/км2, необходимо ограничивать производство семенных и техниче ских культур, а также кормов для молодняка и откормочного мясного скота.

При плотности загрязнения 15...20 Ки/км2 по 137Сs сельскохозяйственное произ водство вполне допустимо.

Источники ИИ используемые в медицине. Ионизирующее излучение ис пользуются для лечения людей. Средняя доза, получаемая населением при рентгенологических обследованиях, определяется генетически значимой экви валентной дозой (ГЗД). В 1986 году ГЗД составляла: Великобритания - мкЗв, Япония - 150 мкЗв, СССР - 230 мкЗв. По данным специалистов, средняя эффективная эквивалентная доза, получаемая от всех источников в медицине составляет около 1 мЗв (0,1 Бэр).

Предельные дозовые значения для медицинских процедур на сегодняш ний день не установлены. В НРБ 99 устанавливается что для здорового челове ка годовая доза не должна быть выше 1 мЗв.

Электронная аппаратура. Телевизоры и другая электронная аппаратура, где используются электровакуумные приборы с напряжением более 20 кВ, являют ся источником мягкого рентгеновского облучения, они дают вклад 0,01мЗв/год (1мбэр/год). Для телевизоров допускается мощность экспозиционной дозы мкР/час на расстоянии 10 см.

Таким образом, человек получает за счет фонового облучения, медицин ских процедур и облучения от электронной аппаратуры 2 + 1 + 0,01 = 3 мЗв/год. (5.27) Таблица 5.12.

Показатели радиационного облучения № Составляющие радиационного облучения Величина облучения 1 Естественный радиационный фон (ЕРФ);

1,68…1,91 мЗв/год (2мЗв/год) Радиационный фон от радиоактивных осадков + 0,02 мЗв/год ядерных взрывов (РФЯВ);

Радиационный фон от объектов атомной энерге- + 0,001 мЗв/год тики (РФАЭ).

Радиационный фон = 10…25 мкР/час (15 мкР/час) Медицинские обследования + 1 мЗв/год Облучение от электронной аппаратуры + 0,01 мЗв/год Облучение человека в повседневных условиях = 3 мЗв/год Для человека, проживающего в промышленно развитых регионах РФ, го довая суммарная эквивалентная доза облучения из-за высокой частоты рентге нодиагностических обследований достигает 3000...3500 мкЗв/год (средняя на Земле доза облучения равна 2400 мкЗв/год).

Требования к ограничению облучения Требования устанавливаются в соответствии с ФЗ№3 «О радиационной безопасности населения», Нормами радиационной безопасности (НРБ) и Ос новными санитарными правилиами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ).

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

персонал (группы А и Б);

все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их произ водственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 5.13;

допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионукли да, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся про изводными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.).

Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиаци онной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воз действие будет ниже допустимого. ПД устанавливаются Закон РФ №3-ФЗ «О радиационной безопасности населения».

Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни об лучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Таблица 5.13.

Основные пределы доз Нормируемые ве- Пределы доз личины Персонал (группа А) Население Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем 1 мЗв в год в среднем за за любые последова- любые последовательные тельные 5 лет, но не бо- 5 лет, но не более 5 мЗв в лее 50 мЗв в год год Эквивалентная доза за год:

-в хрусталике глаза 150 мЗв 15 мЗв -в коже/ кистях и 500 мЗв /500 мЗв 50 мЗв /50 мЗв стопах Нормируемые величины дозовых нагрузок для персонала составляют: эф фективная доза - 20 мЗв/год (2 Бэр/год) за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год;

эквивалентная доза за год для хрусталика глаза - 150 мЗв, для кожи, кистей и стоп - 500 мЗв.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, а дли населения за период жизни (70 лет) – мЗв. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Так доза от медицинского обследования для здоровых людей не должна пре вышать 1 мЗв/год.

В помещениях естественный фон не должен быть выше уровня радиации на открытой местности на 0,2 мкЗв/час (20 мкР/час), то есть Рдоп.пом ‹ Ротк.мест+20мкР/ч.

При превышении 30 мЗв/месяц – временное отселение.

Планируемое облучение персонала группы А выше установленных преде лов доз при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей или предотвращения их облу чения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирова ния о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

5.4.2. Радиационно опасные объекты Ядерный топливный цикл Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) - это вся последовательность повторяю щихся производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая про изводство электроэнергии) и кончая удалением радиоактивных отходов.

В зависимости от вида ядерного топлива (ЯТ) и конкретных условий ЯТЦ могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

1. Добыча и переработка руды 2. Очистка урана от примесей и разделение изотопов 3. Изготовление тепловыделяющих элементов и сборок.

4. Использование ядерного горючего в реакторах.

5. Хранение и транспортировка отработанного ядерного топлива.

6. Радиохимическая переработка отработанного ядерного топлива.

7. Хранение и захоронение радиоактивных отходов.

Рис. 5.9. Обобщенная схема ядерного топливного цикла Добыча руды. Урана в земной коре (3-4) 10-4%. Он рассеян в горных поро дах, почве, воде морей и океанов. Урана в 1000 раз больше, чем золота, в 30 раз больше серебра и столько же, сколько цинка и свинца. Небольшая часть урана сконцентрирована в месторождениях, где его в 102-103 больше, чем в среднем.

Добыча урановой руды осуществляется комплексно (например, золотоура новые месторождения в ЮАР и ураново-фосфатные месторождения во Флори де), шахтным, либо карьерным способом, а также методом выщелачивания без выемки руды на поверхность.

Переработка руды. Урановые руды содержат рудные минералы с ураном, и пустую породу, которую надо устранить, получив химические концентраты урана. Производят дробление и измельчение исходной руды (кроме случаев подземного выщелачивания), выщелачивание (перевод урана из руды в рас твор), селективное выделение урана из растворов. Очень часто перед выщела чиванием руду обогащают различными методами (радиометрический, гравита ционный и флотационный на различии смачивания минералов). При добыче руд с содержанием, например 0.1%, для получения 1 т U3O8 необходимо из влечь из недр 1000 т руды, не считая пустой породы от проходок. Поэтому обычно гидрометаллургические заводы, перерабатывающие руду, сооружаются рядом с рудниками и карьерами.

Аффинаж. Полной очистки химических концентратов урана достичь не удается (U3O8 - в одних концентратах 60-80%, в других 95-96%). Такой уран не годится для топлива. При аффинаже завершается очистка соединений урана от примесей и, особенно от элементов, обладающих свойством захвата нейтронов (гафний, бор, кадмий, европий, гадолиний, самарий). Методы аффинажа разно образны, в результате получаются осадки урановых солей, из которых прокали ванием и получают чистые оксиды урана: UO3, U3O8 и UO2 - важнейшие про межуточные продукты уранового производства.

Производство UF6 и разделение изотопов. Современная ядерная энергети ка с реакторами на топливных нейтронах базируется на слабообогащенном (2 5%) 235U урановом топливе. В реакторах на быстрых нейтронах, а также в ис следовательских и транспортных реакторах используется уран с ещё более вы соким содержанием 235U (до 93%). Следовательно, прежде чем изготавливать топливо, природный уран, содержащий только 0.72% 235U, необходимо обога тить - разделить изотопы 235U и 238U. Используются физические методы (газо диффузионный и центробежный). В обоих методах применяют UF6, для чего фторируют различные соединения урана. Сначала из оксидов урана с помощью HF получают тетрофторид UF4, а затем UF6. При фторировании попутно гекса фторид урана очищается от примесей, т.е.продолжается аффинаж. Метод диф фузии основан на явлении молекулярной диффузии через пористую перегород ку с мельчайшими отверстиями. При тепловом равновесии молекулы 235UF6 об ладают большей средней скоростью теплового движения и поэтому чаще уда ряются о перегородку, проникают через нее, а 238UF6 будут концентрироваться перед перегородкой. 235U в количестве 0.25-0.3% находится в отвале и исполь зуется в дальнейшем, как воспроизводящий материал в реакторах размножителях для производства плутония.


Изготовление топлива. Обогащенный уран служит исходным сырьем для изготовления топлива ядерных реакторов. Ядерное топливо применяется в ре акторах в виде металлов, сплавов, оксидов, карбидов, нитритов и других топ ливных композиций, которым придается определенная конструктивная форма.

Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является ТВЭЛ, состо ящий из сердечника (топлива) и оболочки. В каждом из реакторов ВВЭР и РБМК содержится около 50000 ТВЭЛов, заполненных таблетками из диоксида урана. Все ТВЭЛы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС). На пред приятиях, производящих ЯТ получают порошок диоксида урана из UF6, изго товляют спеченные таблетки, трубчатые оболочки ТВЭЛов, упаковывают таб летки в оболочки, изготавливают ТВС для непосредственного использования в реакторе. Топливо поступает в реактор и обеспечивает получение электроэнер гии.

Отработавшие ТВС выгружаются из реактора и затем либо надежно и без опасно хранят, либо перерабатывают.

Хранение, транспортировка и радиохимическая переработка отходов ядерного топлива (ОЯТ). В процессе радиохимической переработки из ОЯТ в первую очередь извлекаются делящиеся нуклиды для повторного использова ния в качестве ЯТ. Кроме того, извлекаются другие ценные элементы. Актив ность ОЯТ настолько высока, что его невозможно перерабатывать сразу после выгрузки из реактора, поэтому ОЯТ хранится (выдерживается) в охлаждающих бассейнах на АЭС перед транспортировкой в течение трех лет.

Транспортирование ОЯТ от АЭС на радиохимический завод - важная ста дия топливного цикла. Высокая активность перевозимого, значительное оста точное тепловыделение до десятков КВт на тонну, наличие делящихся веществ - требует принятия особых мер. ОЯТ помещают в специальные контейнеры массой от 30 до 100 т, на долю ОЯТ приходится лишь 2-5% общей массы. При меняются специальные ж/д вагоны, автотрейлеры и плавучие суда.

Поступившие на радиохимический завод ОЯТ перегружают под водой из контейнеров в бассейны-хранилища с толщей воды, обеспечивающей радиаци онную защиту. Все операции выполняют с дистанционным управлением. Кон тейнеры размещают в специальных стеллажах, чтобы исключить критическую массу. Из бассейнов ТВС поступают в отделение резки, где режутся на куски.

Разрезанные сборки попадают в растворители с азотной кислотой, где осу ществляется выщелачивание (извлечение) урана, плутония, других ценных эле ментов, затем производится их переработка, после чего уран и плутоний пере водятся в раствор, не содержащий продуктов деления.

Хранение и переработка радиоактивных отходов. В зависимости от удельной активности твердые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы делят на три категории. Например, жидкие отходы классифицируются так: низ коактивные - менее 3.7105 Бк/л, среднеактивные от 3.7105 до 3.71010 Бк/л и высокоактивные - больше 3.71010 Бк/л. Признана оптимальной следующая схема переработки ОЯТ:

Хранение в жидкой форме для снижения остаточного тепловыделения;

Отверждение выдержанных жидких отходов и временное хранение в кон тролируемых условиях;

Окончательное захоронение отвержденных отходов в стабильных геологи ческих формациях;

Характеристика радиационно опасных объектов К радиационно опасным объектам относятся:

1. Атомные реакторы.

2. Космические корабли с ЯЭУ 3. Радиоизотопные термоэлектрические генераторы.

4. Ядерные боеприпасы.

5. Хранилища и могильники.

6. Радиохимические лаборатории.

Кроме того, сейчас широко используются различные радиоизотопные при боры (РИПы) как пожарные извещатели, уровнемеры и т.п.

На начало 21 века в 27 странах мира было 430 энергоблоков на АЭС и ядерных реакторов на судах.

К основным радиационно-опасным объектам России относятся 29 энерго блоков на 9 АЭС (31 на 10) примерно 20 ГВт, 113 исследовательских ядерных установок, 12 промышленных предприятий топливного цикла, 30 исследова тельских организаций, 9 атомных судов с 15 ЯЭУ, 13000 предприятий, исполь зующих РВ, 16 региональных комбинатов по переработке и захоронению ради ационно активных отходов.

Атомные реакторы.Все типы атомных реакторов являются опасными источ никами радиоактивного заражения, т.к. в них в процессе работы накапливается большое количество радиоактивных веществ. В атомном реакторе цепная реак ция идет в специальном устройстве - тепловыделяющем элементе (ТВЭЛе).

ТВЭЛ имеет оболочку из цирконий-ниобиевого сплава или нержавеющей стали, внутри которой помещаются таблетки из окиси плутония или урана нужной степени обогащения.

В процессе работы ядерного реактора в ТВЭЛах происходит выделение энергии, которая передаётся через стенки ТВЭЛа теплоносителю. При этом в реак торе происходит накопление радионуклидов, как за счёт деления ядерного го рючего, гак и за счёт активации нейтронами ядерного горючего и элементов, вхо дящих в конструкцию ядерного реактора При нормальной работе ядерного реактора температура стенок ТВЭЛа со ставляет около 800°С (внутри ТВЭЛа до 2500°С), тепло от них отводится за счёт охлаждения водой, которая нагревается до 285 - 320°С на выходе из реактора, частично превращаясь в пар и создавая давление в системе 7 - 1 6 МПа в зависимо сти от типа ядерного реактора.

При таких параметрах работы ТВЭЛа часть продуктов деления находится в па рообразном состоянии и способна проникать через микротрещины в стенках ТВЭЛа в окружающую среду, загрязняя пароводяную смесь радиоактивными веществами.

При работе реактора постоянно происходит утечка РВ эти РВ выходят в ат мосферу через вентиляционную трубу. При нормальной работе это неопасно. В слу чае аварии на АЭС выход РВ в атмосферу резко увеличивается и представляет опасность для персонала и населения, проживающего вблизи АЭС.

Космические корабли с ЯЭУ. Космические корабли с ЯЭУ используют плутоний-238, который выделяет в 280 раз больше энергии, чем оружейный плутоний-239 и соответственно в 280 раз более радиоактивен. Всего 450 грам мов плутония-238 при его равномерном распределении в атмосфере достаточ но, чтобы вызвать рак у всех людей, населяющих Землю. В 1964 г. американ ский "Транзит" с радиоизотопным генератором потерпел аварию и сгорел в ат мосфере над Индийским океаном. Над Землей было рассеяно более 950 г плу тония-238.

В 1978 г. советский "Космос-945" с ЯЭУ разрушился, войдя в плотные слои атмосферы, многотонная масса вместе с 37.1 кг ОЯТ испарилась и была рассеяна, что привело к РЗ 100 тыс. км2 Канады.

Сегодня угрозу представляет американский космический зонд - "Кассини", запущенный в 1997 с реактором на 32.7 кг плутония-238. В августе 1999 г. он пролетел на расстоянии 500 км. от Земли;

в случае аварии по оценке NASA млрд. человек могут получить радиотоксичное поражение.

Всего с ЯЭУ в космос было запущено 48 космических аппаратов (36 наши, 12 - американских). На 6-ти из них были аварии.

Хранилища и могильники. Твердые и жидкие радиоактивные отходы, об разующиеся при эксплуатации АЭУ, подлежат временному хранению в специ альных хранилищах. В настоящее время количество радиоактивных отходов в РФ каждый год возрастает, а переработка их из-за нехватки производственных мощностей радиохимических заводов не осуществляется. В С.-Петербургском регионе в г. Сосновый Бор функционирует специализированный комбинат по захоронению жидких и твердых РАО, поступающих с Ленинградской АЭС, а также других объектов, оснащенных ядерными реакторами и радиохимически ми лабораториями. На этом комбинате предусматривается переработка РАО, дезактивация спецодежды и белья. Емкость хранилищ составляет 40 тыс.м3.

В области находится два бетонированных захоронения с оборудованием, не подлежащим дезактивации, с атомного ледокола “Ленин”. В приемниках указанных могильников уровень излучений составляет 1500 мкР/ч. В регионе имеются опасные в радиационном отношении места сброса и захоронения раз личного рода РАО и материалов, осуществлявшихся в 40-50 годы без должных мер безопасности и долгосрочного прогноза поведения и распространения ра дионуклидов в ОПС. К таким местам относится участок Васильевского острова в районе Шкиперского протока (5 квартал). Здесь обнаружены загрязненные радиоактивными веществами пласты грунта, которые вытянуты в сторону по нижения рельефа. В пробах содержатся радиоизотопы цезия, стронция, а также -активные радионуклиды.

5.4.3. Радиационные аварии Закон РФ №3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» гласит: «Ра диационная авария - потеря управления источником ионизирующего излуче ния, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями ра ботников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды».

Наиболее опасными являются аварии на АЭС. Второе место по радиаци онной опасности занимают хранилища радиоактивных отходов (особенно жидких), а затем следуют транспортные средства на ядерных двигателях (надводные корабли, подводные лодки, атомные ледоколы, лихтеровозы и др.), радиохимические за воды и другие объекты ядерного комплекса.

Аварии с выходом РВ в окружающую среду принято классифицировать по границе распространения и количеству вышедших при аварии радиоактивных ве ществ. Для классификации аварий в России используется Международная шкала МАГАТЭ. Шкала разделена на две большие части. Нижние три класса (I - 3) отно сятся к происшествиям (инцидентам), а верхние классы (4 - 7) - к авариям. Класси фикация аварий на АЭС приведена в табл. 5.14.

Таблица 5.14.

Характеристика событий на АЭС Класс, название, пример Критерий аварии 7 класс Большой выброс - значительный ущерб здоро Глобальная авария вью людей и окружающей среде. Величина (Чернобыль, СССР,26.04.86) выброса по J131- более:1016 Бк.

Значительный выброс полная реализация 6 класс внешнего противо-аварийного плана на огра Тяжёлая авария ниченной территории. Величина выброса J (Виндскейл, Англия, 1957 г.) 1015- 1016 Бк.

5 класс Ограниченный выброс частичная реализация Авария с риском для окружающей внешнего противоаварийного плана на ограни среды (Три Майл Айленд,США, ченной территории. Величина выброса J131 от 1979г.) 1014 до 1015 Бк.

4 класс Небольшой выброс - облучение лиц из насе Авария в пределах АЭС ления порядка нескольких мЗв. Применение (Сант-Лоурент, Франция, 1980 г.) плана защитных мероприятий маловероятно.

3 класс Очень небольшой выброс - облучение насе Серьёзное происшествие (Ле- ления ниже доли от установленного преде нинградская АЭС, 1975г.) ла дозы, порядка десятых долей мЗв.

2 класс – Происшествия средней тяжести.

1 класс – Незначительное происшествие.

– Ниже шкалы На стадии проектирования АЭС рассматривается набор проектных аварий и мероприятий по локализации и ликвидации их последствий, в том числе и макси мальная проектная авария, в результате которой оплавляются аварийные ТВЭ Лы и радиоактивное заражение выше допустимых величин имеет место за преде лами территории АЭС. Радиационные последствия такой аварии используются для подготовки защитных мероприятий в 30 км зоне АЭС.

Опасность для населения и предприятий, размещённых вблизи АЭС, создают аварии с оплавлением активной зоны, вероятность таких аварий на наших АЭС оце нивается фактором риска 10-3 – 10-4, т.е. одна авария на одном ядерном реакторе в течение 1 -10 тысяч лет при неблагоприятном стечении обстоятельств. С возраста нием количества ядерных реакторов в стране вероятность аварии растёт.

Другая классификация Все аварии делят на:

проектные (аварии, которые могут быть локализованы системами внутрен ней безопасности объекта).

запроектные (аварии, которые не могут быть локализованы системами внутренней безопасности объекта).

Категории аварий:

локальная (РВ не выходят за пределы промплощадки);

местная (РВ не выходят за пределы санитарной зоны);

средняя – (РВ выходят за пределы санитарной зоны, но не выходят за пре делы 30 км зоны);

крупная (облучение более 1 млн. чел. по 30 мЗв и РВ, выходят до 100 км).

Три фазы развития аварий:

Ранняя – завершение формирования первичного следа радиоактивного об лака. Наиболее интенсивное радиационное воздействие на население и окру жающую среду. Продолжительность 10 суток. Эта авария опасна внешним (гамма), (бета) излучением от радиационного облака и РЗ местности.

Средняя – характеризуется наличием ограничений жизнедеятельности населения в зонах радиоактивного заражения местности и систем контроля ра диоактивного облака до принятия всех мер защиты. Продолжительность 1 год.

Опасна внешним (гамма)-излучением РЗМ от радиоактивного заражения местности.

Поздняя – характеризуется восстановлением обычной системы жизнедея тельности населения и контроля радиационной обстановки. Продолжитель ность – до снятия всех ограничений. Опасна как средняя фаза.

Зоны поздней фазы подразделяются:

зона радиационного контроля: от 1 до 5 мЗв (проводятся мониторинг ра диоактивности объектов окружающей среды).

зона ограниченного проживания населения: от 5 до 20 мЗв (осуществляет ся мониторинг и РК).

зона отселения: от 20 до 50 мЗв (въезд для постоянного проживания за прещается).

зона отчуждения: более 50 мЗв (не допускается постоянное проживание).

Характеристика радиационных аварий Аварии на АЭС В пятидесятые годы наша страна выступила инициатором использования атомной энергии в мирных целях. В 1954 г. была построена первая АЭС.

Начались аварии. Специалисты-атомщики выделяют за все время работы энергоустановок (с 1954 г.) три крупные аварии: в Англии - на АЭС "Уинд скейл", в США - на АЭС "Тримайл-Айленд" и в СССР в Чернобыле.

В результате пожара в 1957 г. на Уиндскейлском реакторе N1 произошел выброс большого количества радиоактивного дыма, значительная территория оказалась зараженной;

пожар на 4 день удалось погасить, реактор забетониро вали - появился прообраз будущего Чернобыльского саркофага.

В марте 1979 года на АЭС "Тримайл-Айленд" произошла авария, в резуль тате которой в окружающую среду попало большое количество радиоактивных веществ. На американской станции во время аварии получили повышеные дозы облучения многие из обслуживающего персонала АЭС, ликвидация послед ствий аварии заняла многие годы.

Южно-Уральская катастрофа. Под этим названием скрыто две радиацион ные катастрофы. С 1949 по 1956 год в реку Теча сбрасывались отходы радио химического предприятия Маяк. Облучению подверглось 28 тысяч человек.

Дозы достигали 300…400 бэр. Лучевой болезнью заболело 935 человек. Отсе лено 7500 жителей. В сентябре 1957 года на том же производстве произошел взрыв емкости с РАО. В воздух было выброшено более 2 МКи стронция-90, це зия-144, циркрния-95, рутения-106. Площадь радиоактивного следа 23 тысячи км2, переселено 10 тысяч человек.

В апреле 1986 года на ЧАЭС произошла авария с разрушением ядерного реак тора. 26 апреля взрыв разрушил 4 блок ЧАЭС и произошел выброс в атмосферу РВ активностью 50 МКи. Из них: иод-131 ( 131I ) около 10 МКи;

цезий-137 ( 137Cs ) 53 около 2 МКи;

изотопы стронция, в том числе стронций -90 ( 38 Sr ) около 0, МКи;

плутоний-239 ( 239Рu ) 700 Ки. Пострадало более 100 тысяч человек, радиус зоны эвакуации составил 30 км.Из хозяйственного пользования было выведено тыс км2 территорий, отселено 115 тысяч человек.

Как показывает практический опыт, аварии на АЭС могут быть двух типов: без разрушения ядерного реактора и с разрушением ядерного реактора.

Авария без разрушения ядерного реактора Такая авария на АЭС возникает при оплавлении аварийных ТВЭЛов, разрыве магистрального трубопровода и других ситуациях и характеризуется выходом из первого контура пара с радиоактивными веществами через вентиляционную трубу высотой 80 150 м.

Радиоактивное заражение атмосферы и местности существенно отличается в случае аварии на одноконтурных и двухконтурных ядерных реакторах.

При аварии на одноконтурном ядерном реакторе типа РБМК-1000 основной выход пара с РВ происходит в течение 20 мин и практически завершается в течение 1 часа.

За это время выходят все радиоактивные вещества, которые находятся в зазорах аварийных ТВЭЛов в газообразном (парообразном) состоянии: РБГ активностью МКи, радиоизотопы йода активностью 28 МКи и радиоизотопы цезия активностью 0.14 МКи.

Паровое облако с радиоактивными веществами за счёт высокой скорости исте чения из вентиляционной трубы поднимается над нею на несколько десятков метров и распространяется по направлению со скоростью среднего ветра на высоте пе ремещения облака.

На распространение радиоактивного облака и характер радиоактивного за ражения атмосферы и местности будут оказывать влияние направление, ско рость ветра и класс вертикальной устойчивости атмосферы.

При попадании человека в радиоактивное облако РБГ, проходя через лёг кие, будут выбрасываться из организма в атмосферу, а радиоизотопы йода и це зия будут частично задерживаться в них и попадать в организм человека, рас пределяясь в нём по органам: изотопы йода - в щитовидной железе, а цезия равномерно по всему организму.

Поскольку воздействие излучения радиоактивного облака будет кратко временным (около 1 ч.), основной вклад в дозу облучения будет давать внут реннее облучение (99 % дозы) за счёт распада радиоизотопов йода, попавших внутрь организма, поэтому размеры зон радиоактивного заражения определя ются исхода из доз внутреннего облучения людей. Поскольку к облучению наиболее чувствительны дети, то по их облучению определяют зоны заражения.

В этом случае выделяют только две зоны радиоактивного заражения (РЗ): зону опасного РЗ с дозой внутреннего облучения детей на внешней границе величи ной 0.3 Зв (30 бэр) и на внутренней границе 2.5 Зв (250 бэр) и зону чрезвычайно опасного РЗ с дозой внутреннего облучения детей на внешней границе 2.5 Зв.

Эти зоны теоретически имеют форму эллипсов, размеры которых зависят от скорости ветра и степени устойчивости атмосферы, и находятся при аварии на реакторе РБМК-1000 в пределах: длина от 30 до 250 км и ширина от 5.2 до 7 км для зоны опасного РЗ, а для зоны чрезвычайно опасного РЗ - длина от 6 до км и ширина от 1 до 1.4 км.

Спад уровней радиации на РЗ местности определяется распадом радиоизотопов йода в течение времени до 3 мес. после аварии, в дальнейшем распадом радионукли дов цезия -134 и 137.

Для двухконтурного реактора типа ВВЭР-1000 авария характеризуется дли тельным выходом пара с радионуклидами (до 9 сут) в атмосферу через вентиля ционную трубу.

Прочный корпус ядерного реактора и система защиты удерживает РВ внутри системы и выход их примерно в 10 раз меньше, чем при аварии на реакторе РБМК 1000: выходит всего 2.2 МКи РБГ и 1.37 МКи радиоизотопов йода. Сравнительно не большой выход РВ при гипотетической аварии на ВВЭР-1000 приводит к тому, что независимо от метеоусловий РЗ местности не выходит за пределы 30-км зоны.

Форма зон радиоактивного заражения при ГА на реакторе ВВЭР-1000 может иметь не только элипсообразную, но и кольцевую форму вокруг АЭС с выступами - эл липсами по тем направлениям, когда наблюдается повышенный выход радиоактив ных веществ из реактора.



Pages:     | 1 |   ...   | 4 | 5 || 7 | 8 |   ...   | 9 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.