Радиационные аварии

К радиационной аварии принято относить такой непредвиденный случай, обусловленный нарушением технологического процесса или неисправностью оборудования, который создает повышенную радиационную опасность

ВНИМАНИЕ! Работа на этой странице представлена для Вашего ознакомления в текстовом (сокращенном) виде. Для того, чтобы получить полностью оформленную работу в формате Word, со всеми сносками, таблицами, рисунками (вместо pic), графиками, приложениями, списком литературы и т.д., необходимо скачать работу.

К радиационной аварии принято относить такой непредвиденный случай, обусловленный нарушением технологического процесса или неисправностью оборудования, который создает повышенную радиационную опасность. Радиационная авария может рассматриваться и как неожиданная ситуация, в результате которой происходит или внутреннее (за счет поступлений внутрь организма радиоактивных веществ) облучение отдельных лиц персонала радиационно опасного предприятия или населения.
К настоящему времени произошло немало радиационных аварий различной тяжести на предприятиях ядерной технологии, в медицине и в научных исследованиях, в промышленной радиографии. Со времени пуска первого ядерного реактора (1942 г.) произошло несколько серьезных аварий, в которых имели место значительные повреждения активной зоны. Часть из них сопровождалась выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду в значительных количествах: реактор Fermi-1 в Детройте, экспериментальный реактор-размножитель в Айдахо, экспериментальная установка в Калифорнии и др. Кроме этого, известны несколько крупных радиационных аварий, сопровождавшихся значительными выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду, эвакуацией населения и отчуждением территорий.
Челябинск-40, СССР, 29.09.57. Взрыв емкости с радиоактивными оходами вследствие перегрева и “усыхания” раствора. До 90 % выброшенных радиоактивных веществ выпало на прилегающую к хранилищу территорию. Около 10 % активности попало в образовавшееся облако, из них 90% составляли преимущественно короткоживущие радионуклиды (с периодом полураспада в несколько лет), а из долгоживущих преобладал Sr90. Облако накрыло полосу шириной 8-9 км территории Челябинской, Свердловской и Тюменской областей. Уже через 4 ч оно находилось на расстоянии около 100 км, а через 10 ч – до 300 км. До 9000 человек, проживающих на следе облака, были эвакуированы. Случаев возникновения острой лучевой болезни официально е зарегистрировано. К 1978 г. на 80% данной территории была возобновлена хозяйственная деятельность. Суммарная активность выброса составила около 2 МКи.
Уиндскейл-1 (Windscale-1), Великобритания, 08.10.57. Пожар на первом реакторе с подъемом температуры, горением и истечением топлива. Реактор с воздушным охлаждением использовался для производства плутония. Горение активной зоны из урана и графита привело к выбросу радиоактивных продуктов в окружающую среду через 120-метровую трубу. Выброс продолжался более 2-х дней. Образовавшееся радиоактивное облако накрыло обширные территории Англии, Шотландии и Северной Европы. Уровни радиации вне промышленной площадки не превышали 30-50 мР/ч. Всего было выброшено 20000 Ки I131, 600 Ки Cs137, 89 Ки Sr90 и Sr89. Радиоактивное заражение прилегающих к заводу районов в 10 раз превышало безопасный уровень.
Штат Айдахо, США, 03.01.61. Небольшой кипящий реактор с тепловой мощностью 3 МВт являлся прототипом реактора военного образца. Во время технического обслуживания был внезапно извлечен регулирующий стержень, что привело к скачку мощности и значительному плавлению активной зоны. Суммарный выброс за время аварии составил 3×1012 Бк I131, 2×1010 Бк Cs137 и 4×109 Бк Sr90. Из негерметичного реакторного здания вышло 0,01% продуктов деления.
АЭС “Тримайл Айленд” (Tree Mile Island), США, 28.03.79, рактор TMI-2. Авария реактора с плавлением активной зоны вследствие потери охлаждения, взрыв образовавшегося водорода. Имел место выброс радиоактивных газов в атмосферу и жидких радиоактивных отходов в реку Сухуахана. За исключением газов большая часть радиоактивности была удержана водой в герметичном здании реактора. Внутри реакторного здания уровень радиации достигал 9×105 Р/ч, а на прилегающей к АЭС территории 4 мР/ч.
Авария на Чернобыльской АЭС - наиболее крупная из известных радиационных аварий и по существу является крупнейшей экологической катастрофой глобального масштаба. Она произошла на четвертом блоке АЭС 26.04.86 в 1 ч 23 мин, в процессе проведения эксперимента по выяснению возможности использования механической энергии ротора турбины для аварийного обеспечения электроэнергией станции в случае ее обесточивания.
В результате теплового взрыва были разрушены активная зона реакторной установки, часть здания, в котором она располагалась и кровля машинного зала АЭС. Выброшенные взрывом конструкции образовали завал с северной стороны реакторного здания. О мощности взрывного процесса свидетельствует то, что мощная верхняя плита реактора была перемещена и оказалась в наклонном положении, а одна из железобетонных плит биологической защиты, насыщенная стальной дробью, была выброшена взрывом и пробила кровлю здания.
В результате взрывов в реакторе и выброса разогретых до высокой температуры фрагментов активной зоны на крыше реакторного отделения, дезаэраторной этажерки и машинного зала возникло боле 30 очагов пожара. Кроме того, очаги пожара возникали в машинном и реакторном залах и в разрушенных помещениях. К 5 ч утра пожар был ликвидирован.
На первой стадии аварии были разрушены система охлаждения и активная зона реактора. Возникло горение графита. Взрывом были выброшены высокоактивные обломки конструкций активной зоны с топливом, графит, диспергированное топливо, продукты деления. Выброс диспергированного топлива и продуктов деления произошел на высоту до 1 км. Мощное истечение газообразных и аэрозольных продуктов наблюдалось в течении 2-4-х суток после аварии.
Активность вынесенных из реактора продуктов деления (без радиоактивных благородных газов) на 26.04.86 составила 20-22 МКи.
На второй стадии (с 26.04.86 по 01.05.86) мощность выброса радиоактивных веществ уменьшилась. Выбросом выносилась мелкодисперсная топливная и графитовая пыль.
На третьей стадии (с 02.05.86 по 06.05.86) наблюдалось нарастание мощности выброса. Имело место значительное обогащение продуктов выброса радиоактивным йодом. Вероятно, это явилось следствием сбрасывания в разрушенный реактор свинца, бронированных материалов, песка и глины без организации теплоотвода. Попытка уменьшить выброс засыпанием источника привела к дополнительному разогреву топливных масс вплоть до их плавления, образования “лавы”, которая через проплав в опорной плите реактора попала в подреакторные помещения. В этот период, наряду с радиоактивностью, в окружающую среду поступали и токсичные соединения свинца.
На четвертой стадии (после 6 мая) мощность выброса резко упала и в дальнейшем до прежних значений не увеличивалась. В отдельные дни она достигала 100 Ки/сут, но в последствии стабильно уменьшалась.
По оценкам ИАЭ им. И.В.Курчатова, выброшенное из реактора топливо распределилось следующим образом:
- реактор и прилегающие помещения (внутри объекта “Укрытие”) не менее 87%;
- промышленная площадка АЭС - около 0,3%;
- зона, радиусом до 80 км - около 1,5%;
- территория СССР - менее 1,5%;
- территория других государств - менее 1%.
Суммарный выброс продуктов деления (без благородных газов) составил 50 МКи.
На всех стадиях аварии выброс радионуклидов происходил в виде мелкодисперсных (около 2 мм) частиц диспергированного топлива, обогащенного цезием, за исключением инертных газов и некоторых летучих элементов (I, Cs, Te).
Можно предположить, что общий выброс активности из реактора составил от единиц до десятков процентов всей накопленной в реакторе до аварии активности. В результате образовались три основных следа - северный, западный и южный. Северный след, по-видимому, образовался во время первого выброса. Возникло стойкое радиоактивное загрязнение значительных территорий, потребовавшее принятия комплекса чрезвычайных мер, вплоть до эвакуации людей с загрязненных территорий и введение ограничений на хозяйственное использование земель. Дальние радиоактивные осадки имели пятнистый характер (“цезиевые пятна”).
Анализ развития процесса выбросов из реактора позволяет определить несколько важных радиационных факторов, имеющих значение для организации и выполнения аварийных работ при тяжелых реакторных авариях. К ним относятся следующие.
1. Газо-аэрозольное облако выброса, распространяющееся на значительные расстояния (сотни километров) и являющееся мощным источником излучения. Доза внешнего облучения при прохождении облака может составлять от десятков и сотен до тысяч рад вблизи АЭС. До 70 % содержащегося в облаке I131 может находиться в газообразном состоянии и не задерживаться респираторами.
2. Загрязнение местности имеет сложный характер и трудно прогнозируется в процессе аварии из-за недостаточности информации о состоянии аварийного реактора.
3. Спад радиоактивности во времени во многом определяется наличием долгоживущих биологически значимых радионуклидов, таких как Sr90, Cz137, Pu239-242.
4. Фракционный состав выброшенной пыли (мелкая дисперсность) способствует прониканию радионуклидов в микротрещины, поры, обитаемые объемы и существенно затрудняют дезактивацию. Кроме того, сами выброшенные вещества могут находиться в растворимых и нерастворимых формах. Так называемые “горячие” частицы, содержащие топливо, имеют высокую собственную температуру (до 600-800 °С), чрезвычайно радиоактивны, имеют хорошую адгезию и опасны для организма человека.
Применительно к аварии на Чернобыльской АЭС можно отметить следующие особенности радиационной обстановки:
- уровни радиации после прекращения мощных выбросов из реактора менялись в зависимости от погодных условий;
- перенос (миграция) радионуклидов из загрязненных районов естественным путем незначителен;
- сложные изотопные и физико-химические составы отложений веществ в почве и воде;
- содержание в атмосфере до 25% Cs137 от всего количества в реакторе, причем до 50% - на территории бывшего СССР;
- содержание в атмосфере 3-4% накопленной активности в газо-аэрозольной форме (без инертных газов) к моменту аварии.
Динамика поведения радиоактивных загрязнений в ближайшей к реактору зоне определялась радиоактивным распадом, гидро- и воздушным переносом, диффузией в почву. Еще в 1968 г. было установлено, что радиоактивные загрязнения имеют малую вымываемость атмосферными осадками и паводковыми водами (около 0,5%). Торф, чернозем, суглинки и глины хорошо удерживают радиоактивные выпадения. В связи с этим весенние паводки 1987-89 гг. Не привели к заметному повышению содержания цезия в водах рек Припять, Днепр и в Киевском водохранилище. Аналогичные результаты были независимо получены также в 1986 г. при исследовании концентрации радиоактивных веществ в сточных водах на пунктах специальной обработки техники. В настоящее время до 90% радиоактивных веществ, выпавших на грунт, сосредоточено в слое грунта толщиной 2-5 см.
Серьезным фактором, значительно влиявшим на принимавшиеся технические решения, была угроза разрушения конструкций реактора и подреакторных помещений расплавившимся топливом с последующим уходом этой “капли” в грунты с водоносными слоями. Такое развитие аварии привело бы к еще более серьезным и во многом непредсказуемым последствиям. Необходим поиск технических решений борьбы с этим явлением при возможных авариях такого масштаба в будущем. Одним из направлений решения этой задачи может быть применение техники, обеспечивающей возведение охлаждаемых железобетонных (металлических) ловушек для рассечения “капли” и контролируемого охлаждения ее частей.
Заслуживает внимания и такой использованный на ЧАЭС прием локализации выпавших на территории станции радиоактивных веществ, как возведение глиняно-бетонной стены в грунте. Такая стена, будучи возведенной на основных направлениях движения грунтовых вод, должна была воспрепятствовать выносу с территории ЧАЭС грунтовыми водами радионуклидов и их соединений. Однако высокий уровень грунтовых вод и другие причины привели к подтоплению нижних и заглубленных помещений станции, что не могло не способствовать растворению тех остатков топливных масс, которые оказались в нижних помещениях под аварийным блоком. В целом, развитие радиационной обстановки, обусловленное выбросами радиоактивных веществ и не всегда адекватными в этой обстановке техническими решениями, характеризовалось изменчивостью, естественным распадом короткоживущих изотопов, миграцией радиоактивных веществ в воздушной и водной средах, а также в грунте в виде аэрозолей, растворов и гидрозолей, наличием “горячих” частиц. Большой интерес для анализа протекавших в реакторе аварийных процессов может представлять исследование имеющихся на местности графитовых выпадений на предмет обнаружения в них алмазных образований.
Дальнейшее изменение радиационной обстановки в районе аварии и за ее пределами будет определяться естественным распадом долгоживущих изотопов и миграционными явлениями. Так, за два года, прошедших после аварии, площади зон заражения заметно уменьшились (в десятки раз), однако в последние годы темпы спада уровней радиации снизились.
По-видимому в дальнейшем радиационную обстановку на зараженный территориях будет определять смесь изотопов Cs137 и Sr90 в разных пропорциях. По a-излучающим нуклидам изменений практически не предвидится из-за большого периода полураспада. В связи с этим опасность внешнего облучения сохранится преимущественно вблизи АЭС, опасность от внутреннего облучения будет наибольшей на территориях, зараженных Pu239.
В целом, на начало девяностых годов площадь территории, загрязненной радиоактивным цезием с плотностью 1 Ки/км2, составляет более 100 тыс. км2 с населением около 4 млн. чел. В том числе с плотностью загрязнения более 15 Ки/км2 ¬¬- около 11 тыс. км2 (260 тыс. чел. населения). Из этих 11 тыс. км2 в Белоруссии - 6 тыс. км2 (109 тыс. чел.), в Российской федерации (Брянская обл.) - 2,4 тыс. км2 (105 тыс. чел.), на Украине - 1,5 тыс. км2 (50 тыс. чел.). Из 3,1 тыс. км2 территорий, загрязненных с плотностью более 40 Ки/км2, только в Белоруссии находится 2,15 тыс. км2.
За время работ по ликвидации последствий аварии около 25 тысяч человек получили дозы порядка 50-70 бэр, еще 250 тыс. получили дозы 2-25 бэр, что эквивалентно коллективной дозе 2,5×104-8×104 чел.-Зв. [27]


Скачиваний: 0
Просмотров: 0
Скачать реферат Заказать реферат