close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

?

Puchkova 01589D71AB

код для вставкиСкачать
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования
САНКТ-ПЕТЕРБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ АЭРОКОСМИЧЕСКОГО ПРИБОРОСТРОЕНИЯ
О. К. Пучкова, Т. В. Колобашкина
ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ НАСЕЛЕНИЯ И ТЕРРИТОРИЙ
В УСЛОВИЯХ РАДИОАКТИВНОГО ЗАРАЖЕНИЯ
Учебно-методическое пособие
Санкт-Петербург
2017
УДК 355.474.4
ББК 68.9
П90
Рецензенты:
доктор технических наук, профессор В. Т. Шароватов;
доктор технических наук, В. Т. Сорокин
Утверждено
редакционно-издательским советом университета в качестве учебно-методическоего пособия
Пучкова, О. К. П90 Основные принципы обеспечения безопасности населения
и территорий в условиях радиоактивного заражения: учеб.метод. пособие / О. К. Пучкова, Т. В. Колобашкина. СПб.:
ГУАП, 2017. – 131 с.
Основано на лекционном курсе и практических занятиях, проводимых в соответствии с Государственным образовательным стандартом по дисциплине «Безопасность жизнедеятельности» в разделе
курса «Защита населения и территорий в чрезвычайных ситуациях».
В пособии рассмотрены вопросы, связанные с организацией и защитой населения в чрезвычайных ситуациях, возникающих при
угрозе и/или возникновении радиационного загрязнения территорий
в результате аварий на объектах использования атомной энергии и
при использовании ядерного оружия.
Предназначено для студентов учебных заведений, обучающихся
по курсу «Безопасность жизнедеятельности», а также в качестве пособия для обучающихся и преподавателей, проходящих подготовку в области гражданской обороны.
УДК 355.474.4
ББК 68.9
©
©
Пучкова О. К., Колобашкина Т. В., 2017
Санкт-Петербургский государственный университет аэрокосмического приборостроения, 2017
ПРИНЯТЫЕ СОКРАЩЕНИЯ
АФК– активные формы кислорода.
АЭС – атомная электростанция.
АХОВ – аварийно химически опасные вещества.
БС – бактериальные средства.
ГО – гражданская оборона.
ЕРФ – устественный радиационный фон.
ЗC –защитные сооружения.
ИИ – ионизирующее излучение (источник излучения).
ЛПРА – ликвидация последствий радиационных аварий.
ЛПУ – лечебно профилактические учреждения.
МОС ЧС – местные органы самоуправления в чрезвычайных ситуациях.
ОЛБ – острая лучевая болезнь
ОЯП – очаг ядерного поражения.
ПБ – пожарная безопасность.
ПДД – предельно допустимая доза
ПРУ – противорадиационные укрытия.
РАО – радиоактивные отходы.
РВ – радиоактивные вещества.
РН – радионуклиды.
РХБЗ – радиационно-химическая и биологическая защита.
СИЗ – средства индивидуальной защиты.
СИЗОД – средства индивидуальной защиты органов дыхания.
УМЦ – учебно-методический центр.
ФВУ – фильтровентиляционная установка.
ФЗ – федеральный закон.
ХОО – химически опасный объект.
ЦНС – центральная нервная система.
ЧС – чрезвычайная ситуация.
ЯТЦ – ядерно-топливный цикл.
3
ВВЕДЕНИЕ
Настоящее пособие предназначено для студентов учебных заведений, обучающихся по курсу «Безопасность жизнедеятельности»,
а также в качестве пособия для обучающихся и преподавателей,
проходящих подготовку в области гражданской обороны.
В материале приведен перечень нормативно-технической документации, соблюдение требований которой обеспечивает безопасность объектов использования атомной энергетики для персонала и окружающей среды.
Приводятся основные понятия и определения в области ионизирующего излучения и рассматриваются последствия воздействия
ионизирующего излучения на организм человека. Обсуждается понятие малых доз ионизирующих излучений и обсуждается характер
воздействий излучений малой интенсивности на живые организмы.
Приводится характеристика поражающих факторов, которыми
сопровождается применение ядерного оружия в случае его использования в военных конфликтах. Подробно рассмотрены структура
и величина санитарных потерь в очаге ядерного поражения и последствия радиационного воздействия на человеческий организм.
В пособии оцениваются опасности и поражающие факторы, которые могут иметь место в случае возникновения аварийных ситуаций на объектах использования атомной энергии, например, на
атомной станции. Приведен перечень аварий, произошедших на
объектах атомной энергетики, рассмотрены причины возникновения подобных аварийных ситуаций, в том числе, естественного,
внешнего и технологического происхождения. Дается классификация аварийных ситуаций на производственных объектах использующих атомную энергию, указываются меры по предотвращению
нежелательных событий и по ликвидации последствий в случае их
возникновения, непосредственно связанные с проведением аварийно-спасательных и других неотложных работ. По материалам комиссии МАГАТЭ подробно дано описание хода аварии, произошедшей на Чернобыльской АЭС.
Рассмотрены основные принципы и способы, используемые для
радиационной защиты населения в очаге радиационной опасности.
Приведено описание защитных сооружений гражданской обороны
как способа коллективной защиты, используемых для укрытия
людей в случае угрозы применения средств массового поражения,
в том числе радиационного заражения местности, оборудование и правила их эксплуатации.
4
В части оценки реальной радиационной обстановки местности
рассмотрены методы измерений основных параметров ионизирующего излучения; дано сравнение параметров, характеризующих
методы ведения радиационной разведки, а также способы радиационной разведки и дозиметрического контроля с использованием
широко используемых приборов, приведены технические характеристики основных типов приборов.
Настоящий материал призван расширить кругозор обучающихся в области защиты от поражающих факторов при использовании
средств массового поражения, в том числе радианного воздействия
на персонал, население и окружающую среду. Это актуально в связи с устойчивой мировой тенденцией к увеличению доли атомной
энергии в общем энергетическом балансе.
5
1. НОРМАТИВНО-ПРАВОВОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ
РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ
Безопасность населения в зоне расположения объектов использования атомной энергии (далее, ОИАЭ) и атомные электростанции
(АЭС) надежно обеспечивается целым рядом принятых федеральных законов и специальным комплексом нормативно-технических
документов, специально разработанных для надежной защиты населения от радиационных факторов, источниками которых могут
быть предприятия атомной энергетики и промышленности. При
этом, разработанная в Российской Федерации нормативно-техническая документация (НТД) по радиационной безопасности в полной мере соответствует международным принципам безопасности
и действующим нормативным документам МАГАТЭ.
Существует определенная иерархия в перечне научно-технической документации: основополагающими по направлениям являются федеральные законы, а конкретизация по специальным
вопросам представлена в нормах и правилах, подготовленных для
зашиты населения, проживающего вблизи объектов атомной энергетики и промышленности и учитывающих специфику каждого
конкретного предприятия.
Радиационная безопасность персонала на всех ОИАЭ обеспечивается нормами и правилами, специально разработанными для
различных отраслей атомной направленности, а также технологическими инструкциями (регламентами) по радиационной безопасности, действующими на каждом подобном предприятии и неукоснительно выполняемые работниками предприятий.
Для населения используются подготовленные нормативные документы, учитывающие радиационную опасность, исходящую от
глобальных выпадений радионуклидов, порожденных ядерными
испытаниями и радиационными авариями, выбросами и сбросами
от близ расположенных ОИАЭ, а также естественную радиоактивность, характерную для определенных участков земной коры.
Ниже приведен перечень основных документов, в соответствии
с которыми обеспечивается радиационная безопасность персонала
ОИАЭ и населения.
6
Основные нормативные документы
по радиационной безопасности, действующие
в Российской Федерации и рекомендуемые МАГАТЭ
1. Федеральный закон РФ № 170 «Об использовании атомной
энергии» 1995г.
2. Федеральный закон РФ № 3, 1996 г. (c изменениями на
19.07.2011г.) «О радиационной безопасности населения»
3. Федеральный закон РФ № 7 «Об охране окружающей среды»
2002г.
4. Федеральный закон РФ № 190 «Обращение с радиоактивными отходами» 2011г.
5. Федеральный закон РФ № 384 «Технический регламент о безопасности зданий и сооружений». 2009г.
6. Федеральный закон РФ № 52 «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» 1999г.
7. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ – 88/97.
8. Постановление Правительства РФ № 87 от 16. 02. 2008г. «О составе разделов проектной документации и требования к их содержанию».
9. Постановление Правительства РФ № 1069 от 19.10.2012. «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к ра- диоактивным отходам, особым радиоактивным отходам и удаляемым радиоактивным отходам».
10. Нормы радиационной безопасности НРБ – 99/2009. Роспотребнадзор Москва. 2009.
11. Основные санитарные правила обеспечения радиационной
безопасности ОСПОРБ – 99/2010. Роспотребнадзор Москва. 2010.
12. Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов захоронения», утверждена Генеральным директором ГК «Росатом» 26.02.2008.
13. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами СПОРО – 2002.
14. Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Общие положения. НП-091-14.
15. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. НП-053 04, Ростехнадзор. 2004.
16. Правила ядерной безопасности при хранении и транспортировании ядерно-опасных материалов. ДМ-ПЯБ-06-09-90. Минатом
РФ, 1990.
7
17. Правила ядерной безопасности для объектов ЯТЦ. НП-063-05.
Ростехнадзор, 2005.
18. Правила безопасности при хранении, транспортировании
ядерного топлива на ОИАЭ. НП-061-05. Ростехнадзор. 2005.
19. Обеспечение безопасности на объектах ядерно-топливного
цикла (ЯТЦ). ОПБ ОЯТЦ – НП-016-05 Ростехнадзор. 2005.
20. Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactor, IAEA Safety Standards Series, No WS-G–2.1, IAEA, Vienna
(1999).
21. Decommissioning of Facilities Using Radioactive Material,
IAEA, Safety Standards Series WS-R 5. Vienna 2006.
8
2. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ.
ПОСЛЕДСТВИЯ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ
ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА
Человек не обладает органами чувств, реагирующими на ионизирующее излучение. Реакция на его воздействие в зависимости от
дозы облучения возникает в интервале от нескольких десятков минут до нескольких десятков лет и может проявляться даже через
несколько поколений.
Действие ионизирующего излучения на живые организмы заключается в разрыве молекулярных связей, изменении химической
структуры соединений, входящих в состав организма, образовании
«осколков» молекул-радикалов, обладающих высокой химической активностью, а иногда и чрезвычайно токсичных; нарушение
структуры генного аппарата клетки, что приводит к изменению его
наследственного кода, а, следовательно, приводит к нарушению условия воспроизводства клеткой и организмом в целом. Это приводит к развитию раковых опухолей и появлению мутантов в последующих поколениях. Биологический эффект воздействия ионизирующего излучения тем выше, чем выше уровень создаваемой им
ионизации, т. е. число пар ионов, образующихся в тканях организма. Даже при незначительных дозах облучения происходит торможений функций кроветворных органов, нарушение свертываемости крови, увеличение хрупкости кровеносных сосудов, ослабление
иммунной системы организма. Большие дозы облучения приводят к гибели организма.
Естественный фон радиоактивного излучения, обусловленный
радиоактивностью горных пород и космическим излучением, обычно не превышает 0,1 мкЗв/ч. Основными источниками загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами являются
атомные энергетические установки, предприятия по переработке
ядерного топлива и радиоактивных отходов, отвалы горных парод
и золы тепловых электростанций, имеющие повышенный естественный фон радиоактивности.
Ионизирующее излучение делится на корпускулярное (α-, β-,
нейтронное) и фотонное (γ-, рентгеновское).
Облучение тканей организма может быть внешним и внутренним. При внешнем облучении наиболее опасны β-, γ- и нейтронное
излучение. При внутреннем облучении опасны все виды излучения,
так как действуют непрерывно и практически на все органы. При
внешнем излучении α- и β-частицы из-за малой проникающей спо9
собности вызывают, в основном, поражения кожи. Жесткое рентгеновское и γ-излучение могут вызвать гибель организма при отсутствии внешних изменений кожных покровов.
Для оценки радиоактивного излучения приняты следующие
единицы измерения:
– активность радиоактивного вещества А- число спонтанных ядерных превращений dn за промежуток времени dt [беккерель = Бк = 1/с] А = dn/dt [Бк];
– поглощённая доза D = dE/dm – средняя энергия dЕ, переданная излучением веществу в некотором малом объеме, отнесенная
к массе вещества dm в этом объеме [джоуль/килограмм = Дж/к г = = грей = Гр];
– эквивалентная доза НTR = WR D – произведение поглощённой
дозы D на безразмерный взвешивающий коэффициент для данного
вида излучения WR . Введена для оценки опасности облучения биологических тканей ИИ произвольного состава (измеряются в сантизивертах. сЗв). Безмерный коэффициент WR характеризует зависимость
неблагоприятных биологоческих последствий облучения организма
от поглощённой дозы. Для рентгеновского, Y-излучения и электронов
любых энергий WR = 1, для протонов с энергией до 2 МэВ WR = 5 для
нейтронов с энергией 0,01–0,1 и 2–20 МэВ WR = 10, для α-частиц, тяжелых ядер отдачи и нейтронов с энергией 0,1–2 МэВ WR = 20;
– эффективная доза E = WTHT – произведение ЭД в биологической ткани Т за время t на взвешивающий коэффициент WT для
этой ткани. Применяется для оценки риска возникновения отдаленных последствий облучения тела человека или его отдельных
органов с учетом их радиочувствительности (измеряется в сантизивертах сЗв). Для двенадцати органов человеческого тела в зависимости от их чувствительности к облучению установлены взвешенные
коэффициенты WT = 0,01–2. Для прочих органов значение WT принимается равным 0,05;
– эффективная ожидаемая доза HT – интеграл от мощности
эквивалентной дозы (МЭД) в биологической ткани Т за время воздействия t излучения. Если продолжительность воздействия неизвестна, то она принимается равной 50 годам для взрослых и 70 годам для детей. Применяется для оценки степени дозовой нагрузки
организма при проживании человека на зараженной местности или
ликвидации радиационной аварии;
– коллективная эффективная доза S = ∑Ei Ni , где Ei – средняя1
эффективная доза для i-й группы людей, а Ni – число людей в этой
10
группе. Применяется для оценки степени риска облучения групп
людей (измеряется в человеко-сантизивертах чел/сЗв).
Кроме единиц системы СИ для оценки ИИ часто применяются
внесистемные единицы:
– кюри – единица активности – 1 Ки = 3,7×1010 Бк;
– сантизиверт – единица экспозиционной дозы – 1сЗв =
= 0,285 мКл/кг (точно);
– экспозиционная доза X – полный разряд dQ ионов одного знака, возникающих в малом объеме воздуха при полном торможении
всех образованных фотонами вторичных электронов, отнесенный
к массе воздуха dm в этом объеме (кулон/килограмм = Кл/кг), Х = dQ/dm (Кл/кг);
– рентген/секунда (Р/ч, Р/год) – единица мощности экспозиционной дозы;
– мощность экспозиционной дозы – приращение экспозиционной дозы за малый промежуток времени (Кл/с⋅кг = А/кг);
– сГр – единица поглощённой дозы – 1 рад = 0,01 Гр;
– Бэр – единица эквивалентной дозы – 1 Бэр = 1 сЗв.
Предельно допустимые уровни облучения людей задаются в соответствии с нормативной документацией: Нормы радиационной
безопасности НРБ-99/2009, Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами СПОРО – 2002, Основные санитарные правилами обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/2010.
В соответствии с НРБ-99 все категории облучаемых людей делятся
на персонал и население: А – персонал, непосредственно работающих с источниками излучения; Б – персонал, непосредственно не
работающих с источниками излучения, но могущий подвергнуться
облучению по условиям размещения рабочих мест; В – все остальное население, включая персонал вне сферы его производственной
деятельности.
Для всех категорий облучаемых людей установлены три класса
нормативов:
– основные дозовые пределы (табл. 1);
– допустимые уровни воздействия, являющиеся производными
от основных дозовых пределов (предел годового поступления, допустимая объемная активность, допустимая удельная активность
и т. д.);
– контрольные уровни, устанавливаемые администрацией учреждения по согласованию с органами Госсаннадзора.
Дозы облучения для лиц категории Б установлены в 4 раза ниже
значений для лиц категории А.
11
Таблица 1
Основные дозовые пределы
Нормируемые дозы
Эффективная доза
Эквивалентная доза в год:
в хрусталике;
в коже, кистях и стопах
Дозовые пределы
Персонал (группа А)
Население
20 мЗв/год в среднем
за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год
1 мЗв/год в среднем
за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год
150 мЗв
500 мЗв
15 мЗв
50 мЗв
Основные дозовые пределы не включают в себя дозы от природных, медицинских источников и вследствие радиационных аварий.
На эти виды облучений устанавливаются специальные ограничения, при одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполнять условие – отношение дозы
внешнего облучения к пределу дозы годовых поступлений отдельных нуклидов в организм к их пределам годового поступления не
должны в сумме превышать единицы.
Порядок хранения, транспортировки и захоронения радиоактивных веществ установлен санитарными нормами СПОРО-2002. Сбор
отходов, их удаление для небольших предприятий производиться
централизованно специализированными службами. Крупные потребители радиоактивных веществ осуществляют захоронение
и утилизацию отходов самостоятельно. Перед утилизацией изотопы разделяют по степени активности, периоду полураспада и т. п.
Для сокращения объема отходов их упаривают, сжигают, прессуют и т. д. Для предотвращения миграции радиоактивных изотопов с грунтовыми водами малоактивные отходы фиксируют с помощью
битума или цемента в блоки, подлежащие дальнейшему захоронению. Высокоактивные отходы остекловывают. Сброс радиоактивных веществ в составе сточных вод запрещен. Для захоронения
радиоактивных веществ используются специальные могильники.
Пункт захоронения должен располагаться не ближе 20 км от городов в районе, не подлежащем застройке, с санитарно-защитной зоной не менее 1 км от населенных пунктов и мест постоянного пребывания скота.
На территории, подвергшихся загрязнению вследствие аварии,
при эффективной индивидуальной дозе до 1 мЗв/год производиться
12
обычный контроль радиоактивного загрязнения среды и сельхозпродукции. Эта зона не относиться к зоне радиоактивного загрязнения. Зона с эффективной дозой 1–5 мЗв год считается зоной радиационного контроля. В этой зоне помимо контроля должны осуществляться и меры по защите населения. Зона с эффективной дозой 5–20 мЗв/год считается зоной ограниченного проживания. Зона
с эффективной дозой 20–50 мЗв/год считается зоной добровольного
отселения. Людям, проживающим в этой зоне, помимо контроля
получаемой ими доз и защитных мероприятий должна представляться помощь в добровольном переселении за пределы зоны. Зоны
с эффективной дозой 50 мЗв/год считается зоной отселения. В этой
зоне запрещается постоянное проживание людей репродуктивного
возраста и детей. Зона отселения превращается в зону отчуждения,
в которой не допускается постоянное проживание, а временное нахождение должно предусматривать меры защиты работающих и их
обязательный индивидуальный дозиметрический контроль.
Дозиметрический контроль осуществляется на основе сцинтилляционных счетчиков, счетчиках Гейгера, ионизационных камер и т. п.
Индивидуальные средства защиты при работе с фиксированными радиоактивными веществами: халаты, комбинезоны, полукомбинезоны, шапочки из х/б ткани. При опасности значительного загрязнения х/б одежды поверх нее надеваются пленочные нарукавники, брюки, фартук, халат, костюмы, сапоги. В качестве
материалов для такой спец одежды применяются некоторые виды
пластиков и резины. Для защиты рук при работе с препаратами
активностью свыше 0,37 ГБк применяются перчатки с нарукавниками из про свинцованной резины. Воздух для дыхания под пленочный костюм подается по шлангу. Для защиты органов дыхания
применяют респираторы и шланговые противогазы. При работе с α- и β-источниками для защиты глаз используют щитки из оргстекла.
2.1. Некоторые аспекты проблемы
воздействия малых доз радиации
В современном мире растет количество людей, подвергающихся воздействию небольших доз радиации. Ионизирующие излучения используются в медицине, науке, для военных нужд и просто
в производстве, повысилась интенсивность высотных авиационных
перелетов и космических исследований. Испытания ядерного оружия, выбросы в результате аварий на атомных станциях и другие
техногенные факторы увеличивают радиационный фон Земли. 13
Стало очевидным, что радиационное поражение является серьезной
угрозой для выживания человечества, так как вызывает изменения
в наследственном аппарате всех живых организмов.
Целью проведения активных исследований в области воздействия малых доз радиации и последствия их влияния на живые
организмы является понимание механизмов воздействия радиоактивного облучения на организмы и поиск способов защиты от него.
Для оценки полученного облучения используется поглощенная
доза, измеряемая в Международной системе единиц (СИ) в греях
(Гр), представляющая собой количество энергии ионизирующего
излучения, поглощенной единицей массы вещества (тела человека). Для оценки биологической эффективности облучения введено
понятие эквивалентной дозы, которая равна поглощенной дозе, умноженной на коэффициент, учитывающий неодинаковую радиационную опасность для организма различных видов ионизирующего
излучения. Эквивалентную дозу в Международной системе единиц
(СИ) измеряют в Зивертах (Зв); ранее, в этом случае, использовался
рентген или бэр (бэр – биологический эквивалент рентгена), ставший внесистемной единицей. Для гамма- и бета-излучения, являющихся основными при радиационных поражениях, поглощенная
доза соответствует эквивалентной [1, 10].
Для персонала пределы приемлемо опасной дозы были впервые
установлены в 1952 г. – они составляли тогда 15 Бэр/год (150 мЗв/год),
для населения в 10 раз меньше. В 1959 г. величина этой дозы была
уменьшена до 5 Бэр/год (50 мЗв/год), а в 1990 г. – до 20 мЗв/год. Все
больше специалистов настаивают на дальнейшем уменьшении этой
дозы – до 0,25 мЗв/год. Некоторые штаты США уже установили величину максимально допустимой годовой дозы искусственного облучения для населения – 0,1 мЗв/год [1, 3].
Какие дозы облучения считать малыми?
Среди ученых в этом вопросе единодушия нет. Большинство считают, что диапазон малых доз выше естественного фона и превышает его в ~10 раз. Естественный фон (в зависимости от региона планеты) составляет от 10 до 20 мкР/ч (0,1–0,2 мкЗв/ч), следовательно,
уровень излучения 100 мкР/ч (1 мкЗв/ч) уже опасен.
Существует пороговая доза облучения, равная 100 бэр. При одномоментном облучении всего тела человека этой дозы достаточно
для развития картины острой лучевой болезни (ОЛБ). Дозы общего облучения до 10 бэр/год (0,1 Зв/год) называют малыми дозами.
Диапазон малых доз очень широк – от десятых долей бэра до 10 бэр. По отношению к детям этот термин применяют при значительно
14
меньшей дозовой нагрузке и, в основном, имеют в виду величины, незначительно превосходящие предельно допустимые дозы (1 мЗв/год) [10].
Воздействию облучения в указанных дозах в нормальных условиях подвергаются работники атомных станций, рентгенологи
и радиологи, лица, связанные с ядерным производством, а после
1986 г. – более 5 млн человек (в т. ч. более 2 млн детей), проживающих на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению
в результате аварии на Чернобыльской АЭС. Кроме этого, в число
облученных в данном диапазоне доз входят люди, проживающие
вблизи ядерных захоронений, полигонов, а также на территориях, радиоактивно пораженных в результате других аварий [3]. По
современным нормативам доза облучения населения, проживающего вблизи пунктов захоронения РАО не должна превышать 10 мкЗв/год [2, 10].
Каково биологическое воздействие малых доз радиации?
Для ответа на этот вопрос, необходимо понять, как ионизирующее излучение воздействует на ДНК. Даже одно единственное попадание кванта (частицы радиации) в ДНК может привести к необратимому повреждению гена, к его мутации. Изменение генетической информации часто приводит к гибели клетки. Таким образом,
даже одна единственная частичка может нанести непоправимый
вред живому организму, следовательно, даже малейшее превышение дозы излучения над естественным фоном крайне нежелательно
с биологической точки зрения, даже более того – опасно! Безусловно, чем выше уровень радиации, тем выше риск попадания кванта
в структуру ДНК и нарушение её генетического аппарата, так что
необходимо стремиться к минимизации облучения.
В вопросе оценки теоретических механизмов воздействия радиации положены, в первую очередь, особенности такого воздействия
на человеческий организм. Поглощение любой дозы ионизирующего излучения сопровождается процессами ионизации и возбуждения атомов и молекул с последующим образованием биологически
активных радикалов. Считают, что даже одна повреждённая клетка может быть источником стохастического эффекта, т. е. возможен
моноклоновый характер развития опухоли в условиях нормального
функционирования иммунной системы организма.
Многие исследователи считают, что для стохастических эффектов существует порог. Вредное действие ионизирующего излучения
начинает проявляться после его превышения. Для обоснования
концепции выдвигаются не только теоретические соображения, 15
но и материалы эпидемиологических наблюдений и экспериментальных исследований. Приведём некоторые из них:
– есть основания считать, что радиация была одним из физических факторов возникновения жизни на Земле;
– жизнь на Земле продолжает эволюционировать в условиях постоянного воздействия естественного радиационного фона – космических и земных ИИ;
– не произошло накопление генетического груза в растительных
и животных организмах, включая человека, не совместимого с их
существованием в процессе смены бесчисленного количества поколений;
– на Земле имеются районы (Индия, Бразилия, Китай, Иран,
Франция, Кавказ и др.), где естественный радиационный фон в 10 и более раз превышает среднеземной (около 0,1 бэр/год, что соответствует 100мР/год). Многочисленные комплексные медицинские
исследования не выявили нарушений в состоянии здоровья местного населения по сравнению с регионами со среднеземным уровнем
ЕРФ, в том числе, по таким показателям, как уровень онкологической заболеваемости, состояние репродуктивного здоровья и др.
– радиация в больших дозах подавляет репликацию ДНК и пролиферацию клеток. Имеется много данных, полученных в опытах
на животных и растениях, что малые дозы стимулируют клеточную пролиферацию (явление гормезиса). Повышается жизненная
активность и плодовитость животных, улучшается состояние их
здоровья, удлиняется продолжительность жизни, а предпосевное
облучение семян повышает урожайность. Явление гормезиса можно
связать со снижением эффекта спонтанных повреждений ДНК, действием свободных радикалов, перестройкой клеточных мембран.
Вредное действие радиации проявляется лишь после превышения
определённого порога, что вписывается в общебиологический закон
Арндта-Шульца и правило Парацельса – нет ядов и лекарств, их делают только дозы;
– в организме человека в процессе эволюции выработались мощные системы защиты. Биота адаптировалась к слабому действию
ИИ. Выработалась и генетически закрепилась система восстановления и элиминации повреждённых молекул и клеток (репарация повреждений ДНК, мембран, регуляция межклеточных отношений,
апоптоз и др.).
Существует мнение, в основе которого лежат эпидемиологические наблюдения, экспериментальные и теоретические исследования, что радиация в малых дозах при низкой мощности дозы
16
является необходимым фактором жизни на Земле [6, 7, 8]. Американский учёный Б. Коэн [9] провёл обширные исследования влияния содержания радона (газообразного нуклида) в жилых помещениях на смертность жителей от рака лёгких. Выборка составила около 200 млн человек (80 % населения США). Концентрация радона в помещениях была от 20 до 250 Бк/м3. Выяснилось, что у жителей с более высокой концентрацией радона в помещениях смертность от рака лёгких была ниже, чем у жителей с более низкой концентрацией. Выводы Коэна подтверждены и другими исследователями [10]. Очевидно, что защита от радона связана со стимуляцией
образования соответствующих ферментов репарации ДНК, повреждённых не только радиацией, но и другими вредными агентами,
широко распространёнными во внешней среде.
Таким образом, радиационный риск при облучении в малых дозах, если допустить отсутствие порога, настолько мал, что трудно
выявить его на фоне спонтанного бластомогенеза. Известно, что
около 20 % населения умирает от злокачественных новообразований, т. е. 200 тысяч человек в популяции 1 млн населения, а генетические нарушения той или иной степени регистрируют у каждого
десятого родившегося ребёнка. При малых дозах облучения удлиняется латентный период образования опухоли, он может превысить естественную продолжительность жизни человека и опухолевый эффект не будет регистрироваться, что может служить основанием введения «практического» порога. Оценивая опасность малых
доз ИИ, следует учитывать, что во внешней среде имеется кроме Рис. 1. Слева: долька плода мутировавшего апельсина, подвергшегося
небольшому радиационному воздействию [29]
17
радиации много других вредных агентов физической, химической
и биологической природы, многие из которых являются канцерогенами и опасность их воздействия значительно выше опасности малых доз ионизирующего излучения.
На рис. 1 представлены последствия мутации плода апельсина
как последствия воздействия малых доз радиации от воздействия
ионизирующего излучения.
Воздействие средних и более высоких доз радиации
Влияние средних и больших доз радиации довольно хорошо
изучено: чем больше доза, тем больше повреждающий эффект радиации. На основе этого были сформулированы и официальные
рекомендации по оценке факторов радиационного риска. Закономерности, верные для больших доз, автоматически переносились
в область меньших значений, что, как выяснилось, абсолютно некорректно.
Трагические события, связанные с атомными взрывами в Хиросиме и Нагасаки, радиационная катастрофа в Чернобыле переломили общественное сознание в области интереса ко всем аспектам
ядерных исследований – все большее внимание стало уделяться не
только прямым (острым), но и опосредованным и отдаленным эффектам облучения. Среди них [5, 24]:
– воздействие на наследственность;
– возникновение лейкозов и злокачественных опухолей;
– иммунодепрессия и иммунодефицит;
– повышение чувствительности организма к возбудителям инфекционных заболеваний;
– нарушение обмена веществ и эндокринного равновесия;
– возникновение катаракты;
– временная или постоянная стерильность;
– сокращение средней ожидаемой продолжительности жизни;
– задержка психического развития.
Кроме того, имеются данные медицинских наблюдений, свидетельствующие о высокой радиочувствительности зародыша/плода.
При облучении в дозе 5–20 мГр отмечено возрастание выхода раков
у детей до 15 лет. При облучении в детском возрасте в дозе 100 мГр
возрастало число раков щитовидной железы. О высокой радиочувствительности щитовидной железы у детей свидетельствуют наблюдения за пострадавшими при аварии на четвертом энергоблоке
Чернобыльской атомной электростанции.
18
Материалы эпидемиологических наблюдений показывают, что
многие авторы отмечают наличие порога действия радиации по
критерию канцерогенного действия, мутагенного действия на уровне хромосом (хромосомные аберрации) и геномном уровне (точковые
мутации). Дискутируется лишь сама величина порога. Отмечают
более высокую радиочувствительность зародыша/плода и детского
организма, что свидетельствует о необходимости дифференцированного подхода к установлению допустимых уровней ионизирующего излучениия для разных возрастных групп [10].
Среди других известных проявлений действия радиации на организм человека: появление рака в более молодом возрасте (акселерация или омоложение рака), физиологические расстройства (нарушение работы щитовидной железы и др.), сердечно-сосудистые
заболевания, аллергии, хронические заболевания дыхательных путей. В табл. 2 приведена общая схема влияния средних и малых доз
радиации на организм человека [29].
Группа сотрудников Лаборатории радиационной биологии под руководством Н. Л. Шмаковой [25] в своей работе показала, что при воздействии малых доз ионизирующей радиации на клетки количество
поврежденных хромосом оказывается в несколько раз выше, чем
можно предположить, опираясь на официально принятую теорию.
В работе использовали различные культуры нормальных и опухолевых клеток, облучаемые гамма-, рентгеновскими лучами и ионами
Таблица 2
Воздействие средних и малых доз ионизирующей радиации
на здоровье человека [6]
Доза на
всё тело,
Гр
Немедленный результат
У большинства нет
реакции.
0,1–0,5 У чувствительных
развивается лучевая
болезнь
Нет реакций
до 0.1
Отдалённый результат
Поражение лимфоцитов и нейтрофилов.
Преждевременное старение. Генетическое поражение потомства. Увеличение
риска возникновения рака
Преждевременное старение. Увеличение
числа небольших мутаций (связанных
с астмой, аллергиями и т. п.) в потомстве. Дополнительный риск возникновения рака. Возникновение уродства
в потомстве
19
углерода. Для всех объектов и всех перечисленных типов излучений
было показано, что при дозах выше 30 сантигрей количество хромосомных повреждений линейно зависит от дозы. В области меньших
доз эта зависимость имеет сложный характер. На начальном участке кривой малые дозы радиации вызывают аномально высокую частоту хромосомных повреждений, их количество в несколько раз
превышает контрольный уровень. При дальнейшем увеличении
дозы частота хромосомных повреждений резко снижается, в некоторых случаях практически до контрольного уровня.
Тип повреждения хромосом при действии малых доз радиации
свидетельствует о том, что мутации вызваны действием активных
форм кислорода (АФК). Возможно, именно возрастание концентрации АФК повышает чувствительность клетки к малым дозам радиации. При дальнейшем увеличении дозы радиации происходит
резкая активация клеточных защитных механизмов, и количество
поврежденных хромосом падает [25].
Были изучены последствия радиационной терапии на онкологических больных с опухолью простаты. При терапевтическом облучении опухоли кровь пациентов подвергалась воздействию малых
доз радиации. У больных, прошедших радиационную терапию,
даже через год после облучения количество хромосомных нарушений в лимфоцитах повышает норму в 5–6 раз. Это говорит о том, что
последствия воздействия малых доз радиации сохраняются в течение многих генераций клеток [25].
Однако тут не все так однозначно. При малых дозах облучения,
когда их уровень граничит с природным фоном, наблюдается стимулирующее действие радиации. Оно проявляется в увеличении
частоты клеточных делений, ускорении прорастания и улучшения
всхожести семян, и даже повышении урожайности сельскохозяйственных растений. Уменьшается смертность цыплят при вылуплении из яиц, увеличивается их количество. Цыплята лучше
набирают вес, а у кур выше яйценоскость. У животных повышается иммунитет к бактериальным и вирусным инфекциям. Таким
образом, для всех живых существ можно выделить диапазон доз,
которые вызывают стимуляцию жизнедеятельности – 1–10–25 рад (0,01–0,1–0,25 Гр). Однако, некоторые ученые считают, что гермезис
(положительное действие радиации) всё же ведет к появлению мутаций в будущем, хотя это однозначно не доказано. Ионизирующее
излучение активно применяется в сельском хозяйстве, но какой
вред несут продукты, полученные таким образом, пока не берётся
сказать никто.
20
Особенности метаболизма насекомых и млекопитающих глубоко
различны, а уровень реального мутационного процесса у разных типов животных сравнить зачастую невозможно, поэтому утверждение «что справедливо для дрозофилы справедливо и для человека»
не совсем корректно. Учеными Национальной лаборатории Окриджа (США) был осуществлен проект широкомасштабных исследований воздействия радиации на млекопитающих, который получил
характерное название «Грандиозная мышь» [27] и представлял собой 30-летний эксперимент с использованием около 7 млн особей.
Результаты этой грандиозной работы оказались ошеломляющими. Во-первых, различия в индивидуальной чувствительности разных особей к радиационному воздействию достигали 20-кратных
значений. Во-вторых, если доза радиации растягивается во времени, то одномоментное облучение вызывает более значительный
эффект, чем та же доза, полученная через определенные периоды – т. е., на протяжении времени доза не накапливается, т. е., принцип
накопления дозы, установленный на дрозофиле, на млекопитающих не распространяется. В-третьих, особи мужского пола более
чувствительны к радиации, чем самки. В-четвертых, чем больше
промежуток времени между временем облучения и оплодотворением, тем меньшее количество мутаций вызывает радиация у потомства. Для млекопитающих (как и для человека) достаточно шести
месяцев для сведения к минимуму генетических последствий, вызванных радиационным воздействием [27]. Данные, полученные на
млекопитающих, «характеризуют радиацию как слабый мутаген
в отношении млекопитающих» [27].
С другой стороны, известно, что увеличение случаев лейкоза и рака, причиной которых становится повреждение хромосом,
сильно увеличивается при облучении от 20 до 30 рад (0,2–0,3 Гр).
Установить такую зависимость с уменьшением доз крайне сложно, ведь есть и природный уровень возникновения рака и лейкоза,
который не связан с облучением. В то же время, в отношении ряда
раковых заболеваний установлено, что фракционное, растянутое во
времени, облучение иногда дает меньший канцерогенный эффект,
чем разовое [10]. Это связано, по-видимому, с репарационными (восстановительными) свойствами живого организма, в котором при
размножении клеток всегда существует некий механизм исправления (репарации) возможных генетических ошибок, могущих нарушить последующее развитие организма. Восстановительные процессы имеют предел, но определенные мелкие повреждения они могут «залечивать». При уменьшении дозы облучения риск заболеть 21
раком не просто уменьшается в той же пропорции – латентный период перед проявлением заболевания просто становится больше.
Достаточно эффективно проводятся исследования эффектов
взаимодействия радиации с другими факторами риска [5, 11, 12].
Оказалось, например, что малые количества пестицидов могут усиливать действие радиации. Аналогичный эффект прослеживается
при действии радиации в присутствии небольших количеств ртути;
недостаток селена в организме усиливает тяжесть радиационного
поражения. Известно, что у курильщиков, подвергающихся облучению в 15 мЗв/год, риск заболеть раком легких возрастает более
чем в 16 раз по сравнению с некурящими людьми. Несомненно, в области выяснения влияния малых доз нас ждут новые открытия,
но однозначно сказать, вредны или полезны малые дозы радиации
пока нельзя – в этом направлении идут масштабные исследования.
22
3. АНАЛИЗ ОБСТАНОВКИ
В УСЛОВИЯХ РАДИАЦИОННОГО ПОРАЖЕНИЯ
3.1. Ядерное оружие и его поражающие факторы.
Краткая характеристика очага ядерного поражения
Ядерное оружие – оружие массового поражения взрывного действия, основанное на использовании энергии деления тяжелых
ядер некоторых изотопов урана и плутония, или (при термоядерных
реакциях) синтеза легких ядер изотопов водорода (дейтерия и трития) в более тяжелые (например, ядра изотопов гелия). Ядерными
зарядами могут быть снабжены боевые части ракет и торпед, авиационные и глубинные бомбы, артиллерийские снаряды и мины.
Мощность ядерного взрыва измеряется в тротиловом эквиваленте. Тротиловым эквивалентом называют массу обычного взрывчатого вещества (тротила), энергия взрыва которого равна энергии
взрыва данного ядерного припаса. Тротиловый эквивалент измеряется в тоннах (т), килотоннах (кт) и мегатоннах (Мт).
По мощности различают следующие ядерные боеприпасы: сверхмалые (менее 1 кт), малые (1–10 кт), средние (10–100 кт), крупные
(100–1000 кт) и сверхкрупные (более 1 Мт). В зависимости от решаемых задач возможно применение ядерного оружия в виде подземного, наземного, воздушного, подводного и надводного взрывов.
Особенности поражающего действия ядерного оружия на население определяются не только мощностью боеприпаса и видом взрыва, но и типом ядерного устройства. В зависимости от типа заряда
различают: атомное оружие (в основе которого лежит реакция деления); термоядерное оружие (с использованием реакции синтеза);
комбинированные заряды и нейтронное оружие.
Нейтронное оружие представляет собой малогабаритный термоядерный боеприпас мощностью до 10 кт, предназначенный в основном для поражения живой силы противника за счет действия
нейтронного излучения. Нейтронное оружие относится к тактическому ядерному оружию.
При ядерном взрыве на организм человека воздействуют специфические поражающие факторы: ударная волна, световое излучение, проникающая радиация, радиоактивное загрязнение местности и электромагнитный импульс.
Ударная волна, световое излучение, проникающая радиация относятся к кратковременно действующим поражающим факторам. Длительно действующий фактор – радиоактивное загрязнение местности.
23
Воздушная ударная волна ядерного взрыва представляет собой
область резкого сжатия воздуха, распространяющегося во все стороны от эпицентра взрыва со сверхзвуковой скоростью. Источником
возникновения ударной волны является высокое давление в центре
взрыва. Основными параметрами, определяющими поражающее
действие ударной волны, являются избыточное давление и скоростной напор воздуха. Поражающее действие ударной волны определяется избыточным давлением, т. е. разностью между нормальным атмосферным давлением и максимальным давлением во фронте ударной волны. Оно измеряется в килопаскалях (кПа) или килограммах
силы на 1 см2 (кгс/см2). 1кПа = 0,01 кгс/см2. Ударная волна может
действовать на людей непосредственно за счет избыточного давления, скоростного напора и косвенно – вторичными снарядами (разрушенные конструкции зданий и сооружений, летящие обломки).
При непосредственном воздействии ударной волны у людей наблюдаются преимущественно закрытые травмы. В результате высокого давления и скоростного напора воздуха люди могут удариться
о землю, об окружающие предметы или быть отброшены с большой
скоростью по направлению движения ударной волны.
В этом случае ударная волна вызывает травмы различной тя- жести:
1 – легкие поражения возникают при избыточном давлении величиной 20–40 кПа, они характеризуются контузией, ушибами,
вывихами;
2 – поражения средней тяжести возникают при избыточном давлении в пределах 40–60 кПа (контузии, повреждения органов слуха, кровотечения из ушей и носа, переломы и вывихи);
3 – тяжелые поражения возникают при избыточном давлении
60–100 кПа (множественные травмы, переломы, ранения внутренних органов и др.);
4 – крайне тяжелые поражения наблюдаются при избыточном
давлении более 100 кПа, завершаются, как правило, летальным исходом.
Ударная волна, разрушая сооружения, способна проникать внутрь
убежищ, укрытий. Для защиты от неё убежища снабжают волногасительными устройствами. От воздействия ударной волны на
значительном удалении от эпицентра взрыва используется рельеф
местности. При разрушении зданий люди, находящиеся в них и на
улице рядом с ними, могут быть придавлены обломками сооружений. В этом случае полученные повреждения, как правило, наиболее тяжелые. После освобождения из-под завалов может развиться
24
так называемый травматический токсикоз, или синдром длительного раздавливания.
Тяжесть поражения в данном случае зависит от обширности повреждения, длительности и силы сдавливания. При сильном сдавливании черепа, груди, области живота, как правило, наступает смерть.
У оставшихся в живых могут наблюдаться как местные (побледнение, ссадины, вмятины, расплющивание ткани, в последующем отек
и некроз тканей), так и общие явления (слабость, головокружение,
тошнота, рвота, уменьшение или прекращение выделения мочи, возбуждение, сменяющееся безразличием, сонливостью). Все пораженные с признаками травматического токсикоза считаются тяжелыми (носилочными) и нуждаются в немедленном оказании первой
помощи и эвакуации в МО.
Световое излучение ядерного взрыва – представляет собой поток лучистой энергии, включающей ультрафиолетовое, инфракрасное и видимое излучение. Действие светового излучения в зависимости от мощности ядерного взрыва может длиться от нескольких
секунд до 20 секунд. Наибольшим поражающим действием обладает инфракрасное излучение.
Основным параметром, характеризующим световое излучение,
является световой импульс, т. е. количество световой энергии, падающей на 1 см2 (1 м2) поверхности, перпендикулярной направлению
распространения светового излучения за время свечения. Световой
импульс измеряется в калориях на 1 см2 (кал/см2) или килоджоулях на 1 м2 (кДж/м2) поверхности.
Величина светового импульса зависит от мощности и вида взрыва. Чем больше мощность взрыва, тем выше величина светового
импульса. Имеет значение и вид взрыва. При наземном взрыве он
выражен меньше, чем при воздушном. Величина светового импульса уменьшается пропорционально квадрату расстояния от центра
взрыва. Радиус поражения световым импульсом приобретает максимальное значение при воздушном ядерном взрыве.
Прямое воздействие светового излучения на человека вызывает,
как правило, легкие ожоги открытых участков кожи и поражение
глаз (первичное воздействие). Это объясняется тем, что световая
вспышка ядерного взрыва вызывает кратковременное, но весьма
сильное нагревание кожи, поэтому такие ожоги будут неглубокими, для них характерно поверхностное омертвение незащищенных
участков тела. Ожоги у людей возможны также пламенем пожаров,
возникающих от воздействия светового излучения (вторичное воздействие).
25
При формировании зон обширных пожаров могут возникать «огненные бури», при которых возможны термические ожоги не только кожи, но и верхних дыхательных путей, а также массовые отравления оксидом углерода.
Санитарные потери в зоне кратковременно действующих факторов более мощных ядерных взрывов будут характеризоваться
преобладанием комбинированных радиационных поражений, при
которых клиническая картина травм и ожогов будет отягощена облучением в различных дозах.
В зависимости от величины светового импульса различают четыре степени ожога:
1 степень – световой импульс величиной до 200 кДж/м2;
2 степень – 200 – 400 кДж/м2;
3 степень – 400 – 600 кДж/м2;
4 степень – более 600 кДж/м2.
Поражение глаз световым излучением может проявляться временным ослеплением, ожогами глазного дна, роговицы и век. От воздействия светового излучения предохраняют защитные и другие
сооружения, создающие тень.
Проникающая радиация (проникающая радиация) – это поток
гамма- лучей и нейтронов из зоны ядерного взрыва.
За единицу измерения излучения (экспозиционной дозы) в единицах СИ принят кулон на 1 кг (Кл/кг). В практике в качестве единицы экспозиционной дозы излучения часто пользуются внесистемной единицей рентген (Р).
Поглощенная доза, т. е. доза ионизирующего излучения, поглощенная тканями организма, измеряется в радах или Греях (Гр)
в единицах СИ. 1 рад приблизительно равен 1 Р (1 рад = 0,01 Гр (грей).
При облучении ионизирующим излучением возникает лучевая
болезнь (табл. 3).
Лучевая болезнь 1 (легкой) степени развивается при общей дозе
однократного облучения 1–2 Гр (100–200 Р). Скрытый период её
длительный, достигает 4 недель и более. Нерезко выражены симптомы периода разгара болезни.
Лучевая болезнь 2 степени (средней тяжести) возникает при
общей дозе облучения 2–4 Гр (200–400 Р). Реакция на облучение
обычно выражена и продолжается 1–2 сут. Скрытый период достигает 1–3 нед. Период выраженных клинических проявлений развивается нерезко. Восстановление нарушенных функций организма затягивается на 2–2,5 мес. Лучевая болезнь 3 (тяжелой степени)
возникает при общей дозе облучения 4–6 Гр (400–600 Р). Началь26
Таблица 3
Клинические формы и исходы острой лучевой болезни [25]
Клиническая форма
Доза, Гр
Степень тяжести, исходы
1–2
Легкая (1)
2-4
Средняя (2)
4–6
Тяжелая (3)
6–10
Крайне тяжелая (4)
Кишечная
10–20
Летальный исход
на 8–16 сутки
Токсемическая (сосудистая)
20–80
Летальный исход
на 4–7 сутки
> 80
Летальный исход
на 1–3 сутки
Костномозговая
Церебральная
ный период обычно характеризуется выраженной 21 симптоматикой. Резко нарушена деятельность ЦНС, рвота возникает повторно
и иногда приобретает неукротимый характер.
Скрытый период чаще всего продолжается 7–10 дней. Течение заболевания в период разгара (длится 2–3 нед.) отличается значительной тяжестью. Резко нарушен гемопоэз. Выражен геморрагический
синдром. Более отчетливо выявляются симптомы, свидетельствующие о поражении ЦНС. В случае благоприятного исхода исчезновение симптомов болезни происходит постепенно, выздоровление замедленно (3–5 мес.).
Лучевая болезнь 4 (крайне тяжелой) степени возникает при облучении 6 Гр (600 Р) и более. Она характеризуется ранним бурным
проявлением в первые минуты и часы тяжелой первичной реакции, сопровождающейся неукротимой рвотой, адинамией, коллапсом. Начальный период болезни без четкой границы переходит
в период разгара, отличающийся чертами септического характера,
быстрым угнетением кроветворения (аплазия костного мозга, панцитопения), ранним возникновением геморрагий и инфекционных
осложнений (в первые дни). При увеличении мощности ядерного боеприпаса значительно увеличиваются радиусы воздействия
ударной волны и светового излучения, тогда как радиус действия
ионизирующего излучения возрастает незначительно. Ослабление
ионизирующего излучения осуществляется различными материалами, используемыми в качестве защиты (бетон, грунт, дерево). 27
Они характеризуются слоем половинного ослабления, т. е. слоем,
который уменьшает интенсивность воздействия излучения на человека в 2 раза.
Отдаленные последствия общего облучения
У больных перенесших острую лучевую болезнь, в течение длительного времени, иногда всю жизнь, могут сохраняться остаточные явления и развиваться отдаленные последствия. Остаточные
явления чаще всего проявляются гипоплазией и дистрофией тканей, наиболее сильно поврежденных при облучении. Это следствие
неполного восстановления повреждений, лежавших в основе острого поражения: лейкопении, анемии, нарушения иммунитета, стерильность и др.
В отличие от них отдаленные последствия – это развитие новых
патологических процессов, признаки которых в остром периоде
отсутствовали, таких как катаракта, склеротические изменения,
дистрофические процессы, новообразования, сокращение продолжительности жизни. У потомства облученных родителей в результате мутаций могут проявиться генетические последствия. Формы
отдаленной лучевой патологии: – неопухолевые отдаленные последствия; – канцерогенные эффекты; – сокращение продолжительности жизни.
Радиоактивное загрязнение местности формируется в результате осаждения частиц из радиоактивного облака наземного
(или подземного) взрывов на поверхность земли в виде радиоактивных осадков, в результате чего возникает остаточное излучение.
Радиоактивные осадки делят на два вида: ранние (локальные)
и поздние (глобальные). Ранние осадки выпадают на ограниченную
территорию поверхности земли в течение первых 24 ч после взрыва.
Глобальные осадки выпадают в течение длительного времени на
поверхность всего земного шара.
Местность считается зараженной, если мощность дозы ионизирующего излучения составляет 0,5 Р/ч (0,5 сЗв/ч) и более. С течением времени мощность дозы постепенно снижается и доходит до
безопасных для человека значений. Так, например, мощность дозы
ионизирующего излучения после наземного ядерного взрыва через 1 час уменьшается почти вдвое, через 7 часов – в 10 раз, а через
2-е суток – в 100 раз. Каждое 7-кратное увеличение времени после
взрыва приводит к 10-кратному снижению мощности дозы ионизирующего излучения.
28
Ведущим радиационным фактором поражения является внешнее гамма-облучение, приводящее к развитию острой формы лучевой болезни.
Высокая плотность загрязнения кожи радиоактивными веществами может приводить к радиационным ожогам. Попавшие в желудочно-кишечный тракт или в легкие РВ всасываются в кровь,
разносятся током крови по органам и тканям.
Часть радиоактивных изотопов (цезий, теллур, молибден и др.)
относительно равномерно разносятся в организме и быстро выводятся из него, другие накапливаются в определенных органах и тканях
(изотоп йода откладывается в щитовидной железе, стронций и барий
– в костной ткани, группа лантанидов – в печеночной ткани).
В порядке снижения чувствительности к действию излучения
ткани распределяются следующим образом: лимфатическая ткань,
лимфатические узлы, селезенка, вилочковая железа, костный мозг,
половые клетки.
Электромагнитный импульс представляет собой кратковременное сильное электромагнитное поле, возникающее в момент
ядерного взрыва, действующее в течение нескольких секунд; наводит электродвижущую силу в проводниках до нескольких тысяч
вольт, выводит из строя радиоэлектронную аппаратуру.
Сейсмовзрывные волны возникают в грунте при ядерных взрывах и являются одним из основных поражающих факторов для заглубленных сооружений при подземных взрывах.
При взрывах ядерных боеприпасов малой и средней мощности
в структуре санитарных потерь ожидаются, в основном, комбинации травматических повреждений, ожогов и лучевой болезни, а при
взрывах большой мощности – комбинации травм и ожогов.
Очагом ядерного поражения (ОЯП) называется территория,
в пределах которой в результате воздействия поражающих факторов ядерного взрыва произошли массовые поражения людей, сельскохозяйственных животных, разрушения или повреждения зданий и сооружений.
Внешней границей ОЯП считается условная линия на местности, где избыточное давление во фронте ударной волны составляет
10 кПа. Размеры очага зависят от мощности примененного боеприпаса, вида взрыва, характера застройки, рельефа местности и др.
Условно ОЯП делят на четыре зоны (табл. 4): полных, сильных,
средних и слабых разрушений [28].
Зона полных разрушений ограничивается условной линией с избыточным давлением на внешней границе фронта ударной волны 29
Таблица 4
Характеристика очага массового поражения
при наземном ядерном взрыве
Избыточное давление во фронте ударной волны, ∆P (кг/см2)
0,5 и более
0,3
0,2
0,1
Ядерный взрыв
S = 13%
S = 10%
S = 15%
S = 62%
Зона разрушений
полных
сильных
средних
слабых
Потери, в том числе:
Общие, %
90
50
40
15
30
15
Санитарные, %
10
35
Безвозвратные, %
80
15
10
–
50 кПа. В этой зоне полностью разрушаются жилые и промышленные здания, повреждается большинство укрытий и убежищ, степень защиты которых окажется ниже значений избыточного давления в точке их нахождения. Разрушаются и повреждаются подземные сети коммунально-энергетического хозяйства.
В этой зоне у незащищенных людей возникают крайне тяжелые
травмы, которые характеризуются широким диапазоном поражений (повреждение внутренних органов, переломы костей, шок, контузии, кровоизлияния в мозг).
В данной зоне величина светового импульса превышает 2000 кДж/м2, что приводит к оплавлению, обугливанию материалов. Люди, находящиеся на открытой местности, при воздействии
светового излучения получат крайне тяжелые ожоги. Поражающее
действие проникающей радиации на них достигает 500 Р и более.
При наземном ядерном взрыве отмечается также сильное радиоактивное заражение местности в районе центра взрыва.
Для зоны характерны массовые потери среди неукрытого населения. Непоражёнными останутся люди, находящиеся в хорошо оборудованных и достаточно заглубленных убежищах. В зоне полных
разрушений спасательные работы проводятся в очень сложных ус30
ловиях и включают расчистку завалов и извлечение людей из заваленных убежищ. Условия для работы массовых медицинских формирований (СД) крайне неблагоприятны, а для МО – отсутствуют.
Зона сильных разрушений образуется при избыточном давлении во фронте ударной волны от 50 до 30 кПа. В этой зоне наземные
здания и сооружения получают сильные повреждения, разрушаются части стен и перекрытий. Убежища, большинство укрытий
подвального типа и подземные сети коммунально- энергетического
хозяйства, как правило, сохраняются. В результате разрушения
зданий образуются сплошные или местные завалы. От светового
излучения возникают сплошные (90% горящих зданий) и массовые (более 25% горящих зданий) пожары. Люди, находящиеся на
открытой местности, от ударной волны получают повреждения
средней тяжести. На них может воздействовать световой импульс
(40 или 2000–1600 кДж/м2), что может привести к возникновению
ожогов III–IV степени. В этой зоне возможно отравление людей
угарным газом.
Основные спасательные работы в этой зоне – расчистка завалов,
тушение пожаров, спасение людей из заваленных убежищ и укрытий, а также из разрушенных и горящих зданий. Условия работы
массовых медицинских формирований (СД) затруднены, а для МО –
невозможны.
Зона средних разрушений характеризуется избыточным давлением во фронте ударной волны от 30 до 20 кПа. В этой зоне здания
и сооружения получают разрушения встроенных элементов: внутренних перегородок, дверей, окон и крыш, возникают трещины
в стенах, обрушения чердачных перекрытий, повреждения участков верхних этажей. Убежища и укрытия подвального типа сохраняются и пригодны для использования. Образуются отдельные завалы. От светового излучения могут развиваться массовые пожары.
Люди, находящиеся вне укрытий, от воздействия ударной волны получают легкие и средней степени тяжести травмы. Однако
величина светового импульса все ещё продолжает быть очень высокой, что обусловливает возможность возникновения у людей, находящихся на открытой местности, ожогов. В этой зоне возможно
отравление людей угарным газом. Люди, получившие травматические повреждения легкой степени и не имеющие ожогов, способны
оказывать первую помощь в порядке само- и взаимопомощи и выходить из очага.
Основными спасательными работами в данной зоне являются:
тушение пожаров, спасение людей из-под завалов, разрушенных
31
и горящих зданий. Условия работы массовых формирований (СД)
ограничены, а для МО – невозможны.
Зона слабых разрушений характеризуется избыточным давлением от 20 до 10 кПа. В пределах этой зоны здания получают слабые
разрушения: повреждаются оконные и деревянные дверные заполнения, легкие перегородки, появляются трещины в стенах верхних
этажей. Подвальные помещения и нижние этажи сохраняются.
От светового излучения возникают отдельные пожары. Люди, находящиеся в данной зоне вне укрытий, могут получить травмы от
осколков стекла и падающих обломков, ожоги; в укрытиях потери
отсутствуют.
Основные спасательные работы в этой зоне проводятся с целью
тушения пожаров и спасения людей из частично разрушенных и горящих зданий. Условия для работы массовых медицинских формирований (СД) и развертывания МО относительно благоприятны.
При оценке очага поражения следует также учитывать, что при
наземном ядерном взрыве на его территории от эпицентра взрыва
в сторону направления ветра возникают зоны заражения местности
РВ с большими мощностями доз ионизирующего излучения.
В результате воздействия ударной волны и светового излучения
на объектах нефтедобывающей, нефтеперерабатывающей, химической, целлюлозно-бумажной промышленности, на базах и складах
горючих и сильнодействующих ядовитых веществ могут возникнуть вторичные поражения (пожары, взрывы емкостей с горючими
и смазочными материалами, зараженность территории сильнодействующими ядовитыми веществами и т. д.), что значительно осложнит обстановку в очаге.
В ОЯП массовые медицинские формирования могут приступить
к работе, как правило, после тушения пожаров, расчистки завалов и вскрытия убежищ и подвалов. Пострадавшие, находящиеся
в разрушенных убежищах, укрытиях и подвалах, имеют преимущественно закрытого характера травматические повреждения, вне
укрытий – комбинированные повреждения в виде ожогов и открытых травм. В местах выпадения радиоактивных веществ вероятны
лучевые поражения.
Медицинскому персоналу формирований и учреждений следует
учитывать, что деление очага на зоны разрушений условно и имеет своей целью облегчить общее ориентирование формирований ГО
и медицинских формирований ГО в обстановке.
Знание характеристики зон разрушения в ОЯП позволяет руководителям медицинских формирований ГО произвести ориентиро32
вочный расчет вероятных санитарных потерь в очаге поражения,
потребности в количестве сил, необходимых для оказания медицинской помощи пораженным, и правильно организовать эту помощь.
3.1.1. Структура санитарных потерь
в очаге ядерного поражения
Потери населения, возникающие в результате применения возможным противником средств вооруженной борьбы, подразделяются на общие, санитарные и безвозвратные. Общие потери – это
совокупные потери среди населения в очаге поражения. Они суммарно состоят из безвозвратных и санитарных потерь.
Безвозвратные потери – это погибшие на месте до оказания медицинской помощи или пропавшие без вести.
Санитарные потери – это количество поражённых, нуждающиеся в оказании медицинской помощи, потерявших трудоспособность не менее чем на сутки и поступивших на этапы медицинской
эвакуации.
При применении современных видов оружия возможно возникновение изолированных, множественных, сочетанных и комбинированных поражений.
Изолированное поражение возникает при получении человеком
одиночного повреждения одним поражающим агентом.
При одномоментном поражении одной анатомической области
несколькими ранящими агентами одного травмирующего фактора
(например, осколками), возникают множественные поражения.
К сочетанным поражениям относят одномоментные повреждения нескольких анатомических областей человеческого тела одним травмирующим агентом (пулей, осколком снаряда и т. д.). При
одновременном воздействии на человека различных поражающих
Таблица 5
Величина и структура санитарных потерь в очаге ядерного поражения
Общие потери, в том числе:
Санитарные
Безвозвратные
Комбинированные
Пропавшие без вести
Сочетанные
Множественные
Умершие без оказания медицинской помощи
Изолированные
33
факторов возникают комбинированные поражения (например: огнестрельное ранение и лучевое поражение).
Для организации медицинского обеспечения населения в очагах
поражения военного времени наибольшее значение имеют величина и структура санитарных потерь (табл. 5).
Под величиной санитарных потерь понимают их абсолютное количество, под структурой санитарных потерь – процентное соотношение различных категорий поражённых (или потерь от отдельных
видов применённого оружия) к общему числу санитарных потерь
среди населения.
Методика определения возможной величины,
структуры санитарных потерь и прогнозирования
медицинской обстановки в очагах поражения
Военная доктрина Российской Федерации отмечает, что последствия воздействия по объектам экономики и инфраструктуры РФ
будут определяться средствами поражения потенциального противника (ОМП и обычные средства поражения). Средствами их доставки являются ракеты всех типов наземного, морского и воздушного базирования и авиабомбы, доставляемые в районы их пуска
(сброса) различными носителями (стратегические бомбардировщики, тактическая авиация, корабли и подводные лодки). Однако
современные прогнозы военных специалистов о маловероятности
применения возможным противником оружия массового поражения в изменившихся условиях международной обстановки делают
актуальной методику определения величины и структуры потерь
среди населения, вызываемых поражающими факторами обычных
средств поражения.
Возможная величина и структура санитарных потерь в очаге
ядерного поражения
Размеры санитарных потерь при использовании ядерного оружия
будут зависеть (табл. 6) [35] от мощности и устройства ядерного боеприпаса; вида взрыва; численности населения, оказавшегося в очаге поражения; обеспеченности населения индивидуальными и коллективными средствами защиты; рельефа местности; характера застройки и планировки города; состояния погоды; времени и т. д.
При внезапном применении ядерного оружия общие людские потери в очаге ядерного поражения могут достигать 50–60% от численности населения города, а при использовании средств защиты и проведении других мероприятий ГО потери снижаются вдвое и более.
34
Таблица 6
Возможная структура санитарных потерь при воздействии поражающих
факторов ядерного взрыва мощностью 20 Кт
Поражающие фактора
Характер поражения
Частота
встречаемости, %
Ударная волна
Механические повреждения
15–20
Световое излучение
Термические ожоги
15–25
Проникающая радиация и
радиоактивное заражение местности
Радиационные поражения
Одновременное действие всех поражающих факторов
Комбинирован
поражение
15
45–55
Таблица 7
Медико-тактическая характеристика очагов
при применении ядерного оружия
(по Ю.М. Полумискову, И.В. Воронцову, 1980)
Нейтронный Сверхмалый,
боеприпас
малый
Боеприпас
деления
средний
Термо- ядерный
Крупный,
сверхкрупный
10–20
45–55
10–15
от прони- кающей радиации
Калибр боеприпаса
от светового излучения
Вид боеприпаса
от комбини- рованных
поражений
Санитарные потери, %
до 90
15–25
до 90
Тип
ядерного очага
Очаги с преиму- щественно радиа- ционными поражениями
Очаги с комби15–20 нированными
поражениями
д 10
Очаги с преиму- щественно термическими поражениями
Считается, что из общего числа людских потерь 1/3 приходится на безвозвратные и 2/3 – на санитарные потери. Из числа санитарных потерь около 20–40% будут составлять легкопораженные
и 60–80% – пораженные средней и тяжелой степени.
35
3.2. Анализ аварий на объектах использования атомной энергии
и оценка их последствий
Аварии на объектах атомной отрасли, в том числе на ядерных
реакторах, как в нашей стране, так и за рубежом начались фактически сразу же после их появления в период экспериментальных работ и их промышленного освоения [14–21]. Так, в США в июне 1959
г. на экспериментальном энергетическом реакторе (штат Калифорния) произошел расплав части топливных элементов в результате
выхода из строя системы охлаждения. В январе 1961 г. на экспериментальном реакторе около Айдахо-Фолс (штат Айдахо) взрыв пара
привел к гибели троих сотрудников. В октябре 1966 г. имело место
частичное расплавление активной зоны в результате дефектов в системе охлаждения на реакторе «Энрико Ферми», расположенного
неподалеку от Детройта.
К числу крупных аварий следует отнести взрыв хранилища
ЖРО в Челябинске- 40 в 1957г., пожар на уран-графитовом реакторе
в Уиндскейле (Великобритания) в том же году, потерю теплоносителя
с последующим расплавлением ядерного топлива на АЭС «Тримайл
Айленд» 1979г. (США); крупнейшую, в Советской истории, аварию
на ЧАЭС в 1986г, и катастрофу на АЭС «Фукусима» в 2011 г. (Япония)
в результате сильнейшего землетрясения с последующим цунами.
Аварийные ситуации можно распределить по группам в зависимости от причин их возникновения:
–аварии по естественным (природным) причинам;
–аварии от внешних природных или техногенных воздействий,
или как следствие терроризма;
–аварии по технологическим причинам;
Рассмотрим эти группы подробнее с учетом воздействия на ОИАЭ.
3.2.1. Аварии по естественным (природным) причинам
Землетрясения. 1978 г. В районе АЭС Козлодуй (Болгария) интенсивность толчков 6–7 баллов по шкале MSK. На площадке АЭС
работало 4 энергоблока (ЭБ) ВВЭР-440 Советской конструкции. Блоки были остановлены и не пострадали, разрушений ЭБ нет, радиационных последствий не последовало. Упала 1 вышка электропередач,
но она была возведена Болгарской стороной и аварию быстро ликвидировали. Все это говорит о сейсмоустойчивости ЭБ ВВЭР-440.
1989 г. Армения, Спитак, интенсивность толчков 10 баллов по
шкале MSK. В это время около г. Мецамор работала Армянская АЭС
36
с ВВЭР-405 с двумя энергоблоками.В районе АЭС интенсивность
толчков была примерно 5–7 баллов, разрушений и радиационных
последствий не наступило, АЭС была штатно остановлена.
Март 2011 г. Землетрясение и вызванное им цунами в Японии
(префектура Фокусима), интенсивность землетрясения – 10 баллов,
волна цунами – 14м (защитная стена имела высоту 6м.). В районе
работало 4 ЭБ BWR. За счет затопления площадки АЭС полностью
прекратилось электроснабжение, основное и резервное. В результате обесточивания прекратилось охлаждение реакторов и бассейнов
выдержки ОЯТ. В реакторах произошло расплавление АЗ. В результате образования водорода имели место взрывы газо-воздушной
смеси. Возникло сильное загрязнение радиоактивными продуктами окружающего региона и акватории. Дезактивация территории
и сооружений АЭС, обработка и удаление РАО продолжаются до настоящего времени.
Наводнение. ОИАЭ строятся на незатопляемых территориях, случаев затопления объектов не наблюдалось, (кроме АЭС Фукусима).
Ураганы, штормы, смерчи и другие ветровые воздействия. Аварийных событий по этим причинам не отмечено.
Необычная жара или холод. Декабрь 1978г., Белоярская АЭС, мороз минус 55 градусов. Машинный зал, падение балки перекрытия
на турбину, пожар. В результате аварии жертв и радиационных последствий нет. Самой вероятной причиной падения балки считается
сжатие балки из-за переохлаждения и, как следствие, сход ее с опоры. Жертв и радиационных последствий не было.
Лавины, оползни, ледостав. Аварийных событий не наблюдалось.
Провалы грунта, разломы, карстовые явления. В 80-х годах XX века выход из строя вновь построенного завода «Атоммаш» в г. Волгодонск. Причина – просадка фундамента, скорее всего из-за
наличия карстовых образований под зданием.
Грозы, (пожары). По этим причинам аварийных событий не отмечено.
3.2.2. Аварии по внешним причинам
Взрывы на соседних предприятиях или транспортных путях.
Причиной возникновения подобного рода аварий могут быть взрывы боеприпасов; взрывчатых веществ (ВВ), газового облака летучих,
горючих соединений и т. п., взрывная воздушная волна от которых
может оказать негативное воздействие на близко расположенный
37
объект использования атомной энергии. Потенциально опасные
военные и производственные объекты должны быть расположены,
в соответствии с нормативами, на расстоянии не менее 5 км от атомных объектов. Такая же опасность может происходить и от сухопутных или водных транспортных путей, по которым осуществляются
перевозки ВВ или боеприпасов. Поэтому для них сохраняется такая
же зона безопасности. Учитывается также и морская акватория,
например, Финский залив, где могут бесконтрольно плавать мины
времен 1-ой и 2-ой Мировых войн. Источниками взрывов могут быть
горящие склады боеприпасов из-за лесных или травяных пожаров,
что у нас не редко бывает весной в результате поджога травы, когда горение и взрывы на складах продолжаются по несколько дней
с разлетом боеприпасов на значительные расстояния. Такое опасное
соседство с ОИАЭ запрещено нормативами.
Пожары на близко расположенных предприятиях и лесные пожары (в радиусе 2-х км). Примером может служить жаркое лето
2010года, когда интенсивно горели леса в Центральном округе
и огонь подошел на расстояние опасной близости к площадке ФГУП
«ВНИИЭФ», г. Саров. Энергичными действиями пожарных и персонала огонь был остановлен до границ производственной площадки.
Аналогичный случай был в США в начале 2000-х тысячных годов, когда лесной пожар близко подошел к площадке Лос-Аламоской
национальной лаборатории, у границ которой находилось хранилище делящихся материалов. Принятыми мерами огонь был остановлен. Все это говорит о необходимости соблюдения предусмотренных
нормативами разрывов (2 км) между лесными массивами и ОИАЭ.
Аварии на химически опасных объектах. Аварии на близко расположенных химических производствах, в результате которых в атмосферу могут выйти значительные количества токсичных веществ
(ВХВ), опасных для здоровья обслуживающего персонала ОИАЭ.
Потенциально опасная ситуация сложилась в г. Шевченко (ныне г.
Актау), когда относительно близко (менее 5 км) от действующей АЭС
с реактором БН-350 был построен завод химических удобрений, на
котором единовременно могло храниться до 50 тыс. тонн жидкого
аммиака. При аварии на таком производстве в атмосферу могло выйти значительное количество газообразного аммиака, что при определенном направлении ветра могло привести к загазовыванию территории АЭС и тогда персонал, включая операторов по управлению
реакторной установкой, должен был немедленно покинуть опасную
зону. К счастью, таких аварий не случилось, а в начале 2000-х годов
АЭС была окончательно остановлена.
38
Подобного рода авария произошла в 70-х годах в Индии (г. Бхилаи) на химическом заводе по производству пестицидов, когда в результате разгерметизации емкости в атмосферу вышло большое количество ВХВ, что привело к значительным человеческим жертвам
среди персонала и населения.
Падение летательного аппарата. Ранее, до 2000 г., рассматривалось падение легкомоторного самолета массой до 5 тонн с запасом
горючего 1т. Теперь устойчивость объекта использования атомной
энергии должна быть рассчитана на падение самолета массой около
20т, летящего со скоростью не менее 700 км/час, с запасом топлива 3÷5 т. Обычно, ОИАЭ располагаются в зонах, где появление летательных аппаратов строго ограничено или запрещено, но это не
всегда соблюдается и поэтому на всех стадиях жизненного цикла
атомного объекта необходимо учитывать вероятность такого инцидента. В нормативных документах такая ситуация предусмотрена.
Терроризм. Относительно «новый» вид внешних воздействий,
стал рассматриваться при проектировании с начала 90-х годов. Обезопасить от этого вида внешних воздействий ОИАЭ призвана физическая защита объекта. На данном этапе, начиная с проекта и далее на всех стадиях жизненного цикла объекта предусматриваются
мероприятия по предотвращению возможного урона от проявления
террористической деятельности. К таким мероприятиям относятся: усиленная охрана и защищенные места пребывания персонала
охраны, устройство наружного защитного ограждения, пропускной режим на предприятии, различные виды сигнализации на наружном периметре и на особо охраняемых участках внутри предприятия и многое другое. Пока, на ОИАЭ инцидентов, связанных
с террористической деятельностью, не отмечалось, что говорит о
достаточности принимаемых мер. В тоже время, необходимо постоянно совершенствовать все средства борьбы с проявлениями террористической направленности.
3.2.3. Аварии по технологическим причинам
Аварии такого рода подразделяются на проектные и запроектные аварии.
Проектные аварии возникают при единичном отказе оборудования, единичной ошибке персонала и др. и характеризуются относительно небольшими последствиями в виде неорганизованных
протечек р/а сред, падений переносимых грузов, выхода из строя отдельных видов оборудования, разгерметизация аппаратов или тру39
бопроводов и т. д. Проектными авариями может быть потеря энергообеспечения (электроэнергия, охлаждающая вода), но, как правило, энергоисточники имеют резервные и дублирующие системы,
которые обеспечивают бесперебойное энергоснабжение. Аварии по
этим причинам, обычно, не имеют значимых последствий. Также
может случиться пожар на производстве, в основном, возгоранию
подвержено электрооборудование, т. к. другие горючие материалы
из производственной зоны должны быть удалены. Противопожарных мер, заложенных в проект ОИАЭ, обычно достаточно для ликвидации возгораний. В любом случае, радиационные последствия
от таких инцидентов должны локализоваться в СЗЗ зоне предприятия и практически не оказывать негативного влияния на население.
Вероятность таких аварий не превышает 10–2÷10–3.
Причиной проектных аварий также может служить отказ запорной арматуры, протечка р/а сред, ошибки персонала и многое другое. Весьма вероятным считается падение грузов при их перемещении подъемными кранами. При этом рассматривается как падение
радиационно-опасных грузов, так и падение грузов на радиационно-опасное оборудование.
Примером последствий аварии (расчетные данные) может служить падение перегрузочного контейнера с 1-ой ОТСВ при выгрузке ОЯТ из реактора атомной подводной лодки. Предполагается, что
при падении герметичность ОТВС нарушается и происходит выход накопленных летучих продуктов деления (ПД) в количествах: 85
Кr – 1,1 ТБк; 134Cs – 1,8 ГБк; 137Cs – 4.4ТБк; 129J – 2МБк. Это относительно небольшой выход ПД, суммарно (без РБГ) менее 1 Ки,
и на границе санитарно-защитной зоны (находится, примерно, на
расстоянии 1 км от места выгрузки отработавшего ядерного топлива) загрязненность территории и воздушного бассейна селитебной
зоны не превысит допустимых значений. Потребуется проведение
мониторинга и, возможно, в зависимости от погодных условий в момент инцидента, небольшие дезактивационные работы.
К подобным видам аварии относится и возможное падение контейнеров с гексафторидом урана при морских и сухопутных перевозках. Особенно интенсивно такие перевозки осуществлялись
между США и Россией при выполнении Программы «ВОУ» – «НОУ»
до 2013 года. Продолжаются подобные перевозки и в настоящее время. Масса ГФУ в одном контейнере составляет несколько тонн. При
гипотетической аварии, падение контейнера с высоты борта судна
(10м), происходит разгерметизация контейнера и ГФУ, в силу его
летучести, начинает активно выходить в атмосферу. По своим свой40
ствам это соединение имеет гораздо большую химическую опасность, чем радиационную. Поэтому, весь персонал в радиусе 100 м
и более, должен был бы покинуть территорию порта с подветренной
стороны от разрушенного контейнера и не смог бы выполнять необходимые работы вплоть до восстановления герметичности и эвакуации контейнера. До настоящего времени подобных аварий не
случалось.
Запроектные аварии. Редкие, не прогнозируемые события. Вероятность их возникновения составляет 10–4÷10–7. Возникают по
причинам: множественных отказов в системе управления и/или неправильных действий персонала на фоне отказов техники, падения
кранового оборудования вместе с радиационно-опасным грузом или
на радиационно-опасное оборудование и другим непредсказуемым
причинам. Такие аварии весьма редки, но последствия от них могут
сказываться и ликвидироваться многие годы.
Запроектные аварии вероятны при перегрузках упаковок с отработавшим ядреным топливом, когда массивные детали кранов
(мостовых или портальных), массой 100т и более, могут упасть на
контейнеры с отработавшим ядерным топливом. В этом случае,
контейнер разгерметизируется, что сопровождается значительным
выходом летучих радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.
В качестве примера можно привести расчетный вариант последствий падения наводящего устройства массой около 3-х тонн на загруженный чехлами с ОТВС контейнер ТК-18, не закрытый штатной
крышкой. Предполагается, что наводящее устройство падает на открытый контейнер боковой поверхностью, при этом происходит повреждение не менее 3-х чехлов, с разгерметизацией последних и выходом летучих продуктов деления от поврежденных отработавших
топливо выделяющих сборок (далее, ОТВС) в окружающую среду.
Последствиями такой аварии может быть загрязнение верхнего покрова почвы за пределами санитарно защитной зоны (далее, СЗЗ)
(на расстоянии ∼1 км от места проведения работ) по 134 Cs и 137Cs до
уровня ∼1,6 ⋅104 Бк/м2. Ожидаемая, индивидуальная, эффективная
доза населения, в этих условиях, составит ∼1 мЗв/год, что является
вполне допустимой величиной.
Далее, рассмотрим случай более тяжелой гипотетической аварии,
связанной с возникновением самопроизвольной цепной реакции (далее, СЦР) при выгрузке отработавшего ядерного топлива из атомной подводной лодки. Условно считаем, что при вспышке СЦР происходит 1018 делений атомов 235U. Выход долгоживущих продук41
тов деления в атмосферу ориентировочно составит: 90Sr ∼9,5 ТБк, 137
Cs ∼85 ТБк. загрязненность территории за пределами санитарно-защитной зоны (∼1 км от эпицентра аварии) ∼2,9⋅106 Бк/м2.
Ожидаемая, индивидуальная, эффективная доза населения может
составить ∼22 мЗв/год (на 1 км) без учета пищевых цепочек, т. е.
население должно питаться незагрязненными продуктами. На расстоянии 12 км ожидаемая доза составит ∼5 мЗв/год и эта зона выделяется как зона планируемых защитных мероприятий, на расстоянии 30 км доза составит ∼3 мЗв/го – зона наблюдения. При таких
загрязнениях территории эвакуация населения не предполагается.
Вопрос об эвакуации населения рассматривается при ожидаемых
дозах 50÷500 мЗв/год (НРБ-99/2009).
Подобная авария с самопроизвольной цепной реакцией реально
имела место на судоремонтном заводе Тихоокеанского флота при
перегрузке топлива на АПЛ I-го поколения в августе 1985 г. После
выгрузки ОЯТ и загрузки свежего топлива персонал допустил отклонение от Технологического регламента при уплотнении крышки
реактора, что привело к вспышке СЦР, сопровождавшейся паровым
взрывом, выбросом всего содержимого из реактора, что привело
к жертвам среди персонала, резким повышением γ – фона, загрязнением ПД окружающей территории и акватории. Направление ветра
в момент взрыва было в сторону от жилого поселка, расположенного
в 1,5км от места взрыва, поэтому, основная масса радиоактивных
продуктов выпала на лесной массив полуострова, на котором расположен судоремонтный завод. Уровни загрязнения территории за
пределами завода оказались невысокими. Эвакуации населения не
потребовалось.
Известно еще несколько случаев крупных запроектных аварий
с достаточно тяжелыми последствиями, имевших место на ОИАЭ
как у нас в стране, так и за рубежом. В хронологическом порядке их
можно расположить следующим образом:
Сентябрь 1957 г. Взрыв емкости с высокоактивными ЖРО в г. Челябинск-40. В результате упаривания растворов и разогрева массы
произошел химический взрыв, в атмосферу было выброшено около
2 МКи р/а продуктов. Радиоактивный след протянулся на расстояние более 300 км. Было эвакуировано более 9000 человек из зоны
р/а загрязнения. Случаев острой лучевой болезни зафиксировано не
было. Основная причина – отключение охлаждения емкости с высокоактивными ЖРО.
Октябрь 1957 г. Пожар на уран-графитовом реакторе в Виндскейле (Великобритания). Наиболее вероятной причиной считается вы42
деление энергии Винглера из графита. Из-за потери охлаждения
имело место расплавление топлива. По оценкам в окружающую
среду было выброшено: 131J – 20 ККи; 137Сs – 600 Ки; 90Sr – 89 Ки.
Радиоактивное заражение прилегающих к предприятию районов
в 10 раз превышало допустимые нормы.
Март 1979 г. АЭС «Тримайл Айленд» (США). Авария с потерей
охлаждения реактора и плавлением активной зоны, взрыв образовавшегося водорода, выброс р/а газов в атмосферу и ЖРО в протекающую рядом реку. Наиболее вероятной причиной аварии явилось отказ запорного устройства и неправильные действия персонала. Внутри реакторного здания уровень радиации достигал 9⋅103 Зв/час, (ущерб около 1 млрд $).
Апрель 1986 г. Взрыв реактора на 4-м ЭБ ЧАЭС с последующим
пожаром на кровле 3-го и 4-го ЭБ и турбинного зала. Героическими
усилиями пожарных горение было прекращено, сам реактор в течении 2-х последующих недель являлся мощным источником выхода
радиоактивности во внешнюю среду.
В атмосферу в больших количествах поступали мелко дисперсные частицы топлива, графита, РБГ, летучие продукты деления
(радионуклиды йода, цезия, рутения и многие другие). По оценкам
общий выброс радионуклидов составил более 50 МКи. Радиоактивному загрязнению подверглись большие территории Украины, Белоруссии, России, европейских стран вплоть до северных регионов
Великобритании, Швеции и др. государств. В результате были загрязнены территории в пределах СССР: с плотностью 40 Ки/км2 –
3,1 тыс. км2 (зона полной эвакуации); 15 Ки/км2 – около 11 тыс. км2
(зона частичной эвакуации); свыше 1 Ки/км2 – более 100 тыс. км2,
(ущерб приблизительно 25 млрд $).
Сразу после завершения активной фазы выхода радиоактивности из разрушенного реактора началось сооружение укрытия для
локализации р/а активных конструкций аварийного здания и поверхностных загрязнений. 30 ноября 1986 г. сооружение укрытия
было завершено и основные источники радиации изолированы от
внешней среды. В настоящее время с помощью финансовых средств
ЕС сооружается дополнительное внешнее укрытие для более надежной локализации оставшихся р/а загрязнений.
Основной причиной такой грандиозной аварии считается особенности реактора и грубое нарушение персоналом технологических
регламентов.
Апрель 1993 г. Химический взрыв отстойника-смесителя (V = 10 м3) в экстракционном отделении Сибирского химического
43
комбината. В аппарате находилась водная и органическая фаза низкоактивных урансодержащих растворов. Из-за резкого повышения
температуры, что вовремя не отследил оператор, в аппарате создалось критическое давление, предохранительный клапан не сработал, в результате аппарат взорвался. Взрывом вышибло верхнюю
плиту перекрытия одноэтажного отделения и значительная часть
экстракционных растворов была выброшена во внешнюю среду.
Образовавшееся облако вышло за пределы санитарно-защитной
зоны предприятия. Жертв среди персонала и населения не было.
Погодные условия были благоприятны для локализации выброса,
шел крупный, мокрый снег. Населенных пунктов на пути облака не
было, за исключением нескольких садоводческих участков. Принятыми мерами опасные последствия были устранены.
Март 2011 г. Сильнейшее землетрясение в префектуре Фукусима
(Япония), интенсивностью 10 баллов (по шкале МSК) с последующим цунами. В зону максимальных разрушений попали 4 ЭБ АЭС.
Основным разрушающим фактором явилась волна цунами, достигавшая высоты (по оценкам) 14м, в то время как защитная стена
АЭС имела высоту 6м. В результате воздействия волны наступила
полная потеря основного и резервного электроснабжения АЭС. Прекратилось охлаждение реакторов, что привело к расплавлению
активной зоны, образованию и выходу водорода, взрывам. Также
прекратилось охлаждение бассейнов выдержки ОЯТ, ОТВС перегрелись и началось разрушение топлива. Все это привело к сильному
загрязнению окружающей среды, включая акваторию. На АЭС образовалось большое количество РАО, включая ЖРО. Большая часть
отходов находится в помещениях и емкостях не предназначенных
для этого. До настоящего времени продолжаются работы по расчистке помещений, дезактивации, обработке и удалению отходов и т. д. Пострадавшие ЭБ восстановлению не подлежат, (ущерб порядка 200 млрд $).
На основании анализа причин, которые могут способствовать
возможности возникновения радиационных аварий на ОИЭА, можно сделать следующие выводы.
Как показывает практика, имеет место размещение ОИАЭ в сей- смоопасной зоне и зоне, где наблюдаются карстовые явления. Это
говорит о необходимости проведения глубоких исследований места
размещения атомного объекта и более тщательных инженерных
изысканий на площадке предполагаемого строительства.
Анализируя причины запроектных аварий, можно видеть, что
большую роль в их возникновении и протекании с тяжелыми по44
Козлодуй, 1978 год (6–7 баллов)
Белоярская АЭС, 1978 год
Мецамор, 1989 год (5–7 баллов)
Фукусима, 2011 год (более 10 баллов)
следствиями играет человеческий фактор. Персонал в аварийных
условиях действует далеко не оптимальным образом, нанося, порою, вред себе и усугубляя негативные последствия. Обращает на
себя внимание не строгое соблюдение технологической дисциплины (инструкций и регламентов) персоналом, что должно быть полностью исключено путем подбора ответственных работников, систематического обучения и тренировок на тренажерах, в том числе,
рациональному поведению в критических ситуациях. Система обучения и проверки аварийной готовности персонала должна непрерывно совершенствоваться и действовать постоянно.
На ОИАЭ следует иметь бригады аварийного реагирования, оснащенные необходимой техникой, СИЗ, средствами дезактивации
и разведки, связи и радиационного контроля и т. д., которые по
получению определенного сигнала должны немедленно организовываться для выполнения противоаварийных мероприятий. Среди
персонала аварийных бригад должны быть специалисты способные, по согласованию с руководством, проводить мероприятия по
управлению аварийной ситуацией, привлекая к этому необходимые
45
силы и средства, с целью минимизации после – аварийных послед- ствий.
Ниже представлена обобщенная классификация аварийных ситуаций и аварий на объектах использования атомной энергии и краткая характеристика их последствий.
Аварии по естественным (природным) причинам:
Землетрясения.
Наводнения.
Ураганы, штормы, смерчи и другие ветровые воздействия.
Необычная жара или холод.
Лавины, оползни, ледостав.
Провалы грунта, разломы, карстовые явления.
Грозы, (пожары).
Аварии от внешних природных или техногенных воздействий
Взрывы на соседних предприятиях или транспортных путях:
– взрывы ВВ, газового облака летучих, горючих соединений и т. п. на близлежащих объектах;
– взрывная воздушная волна;
– взрывы на транспортных путях перевозки ВВ или боеприпасов;
– взрывы на горящих складах боеприпасов.
Пожары на близко расположенных предприятиях и лесные пожары:
– 2010 г., площадка ФГУП «ВНИИЭФ», г. Саров;
– начало 2000-х гг. США, Лос-Аламосская национальная лаборатория, хранилище делящихся материалов.
Аварии на близко расположенных химических производствах:
– г. Шевченко (ныне г. Актау), завод химических удобрений;
– 70-е гг. XX в., Индия (г. Бхилаи), химический завод по производству пестицидов.
Падение летательных аппаратов:
– до 2000 г., рассматривалось падение легкомоторного самолета
массой до 5 т с запасом горючего 1 т. Теперь ОИАЭ должен быть рассчитан на падение самолета массой около 20т, летящего со скоростью не менее 700 км/час, с запасом топлива 3÷5 т.
Терроризм:
– стал рассматриваться при проектировании с начала 90-х гг.
Аварии по технологическим причинам
Проектные аварии (отказ оборудования, протечки, потеря энергоснабжения, падения, возгорания, ошибки персонала и пр.)
46
Последствия таких аварий локализуются в санитарно-защитной
зоне.
Вероятность возникновения не превышает 10–2÷10–3.
Запроектные аварии – непредвиденные множественные отказы
в сочетании с ошибками персонала, нарушения технологических
регламентов и т. п.
Редкие, не прогнозируемые события с вероятностью возникновения 10–4÷10-7.
Крупные запроектные аварии на объектах использования
атомной энергии
Челябинск-40, 1957 год, сентябрь
Взрыв емкости с высокоактивными жидкими радиоактивными
отходами:
– выброс в атмосферу около 2 МКи радиоактивных продуктов;
– радиоактивный след на расстоянии более 300 км;
– эвакуация более 9000 человек.
г. Виндскейл (Великобритания), 1957 год, октябрь
Пожар на уран-графитовом реакторе:
– выброс 131J – 20 ККи; 137Сs – 600 Ки; 90Sr – 89 Ки;
– радиоактивное загрязнение за пределами СЗЗ – в 10 раз выше
нормы.
47
АЭС «Тримайл Айленд» (США), 1979 год, март
– уровень радиации внутри реакторного здания достигал 9×103 Зв/час;
– ущерб от аварии – 1млрд $.
Чернобыльская АЭС, 1986 год, апрель
Взрыв реактора на энергоблоке № 4:
– выброс в атмосферу радионуклидов составил более 50 МКи радиоактивных продуктов;
– радиоактивное загрязнение территорий Украины, Белоруссии,
России и др. государств;
– ущерб приблизительно 25 млрд $.
Сибирский химкомбинат, 1993 год, апрель
Взрыв отстойника-смесителя V = 10 м3 в экстракционном отделении:
– взрывом вышибло верхнюю плиту перекрытия;
48
– значительная часть экстракционных растворов выброшена
в окружающую среду, облако вышло за пределы санитарно-защитной зоны.
АЭС Фукусима (Япония), 2011 год, март
Сильнейшее землетрясение в префектуре Фукусима (Япония),
интенсивностью 10 баллов (по шкале МSК) с последующим цунами:
– расплавление АЗ, образование и выход водорода, взрывы;
– сильное загрязнение окружающей среды;
– ущерб от аварии – 200 млд. $.
Уроки произошедших аварий
Аварии могут наносить ощутимый ущерб населению и существенные экономические потери (для крупных аварий – от 1 до 200 млрд $). Для профилактики возможности их возникновения
необходимо:
Тщательное исследование места размещения объектов использования атомной энергии
и проведение инженерных изысканий.
Непрерывное совершенствование системы обучения управления технологическими
процессами и проверки аварийной готовности персонала.
Наличие необходимых средств для проведения мероприятий по управлению аварийной ситуацией и эффективной локализации возникающих последствий.
49
3.3. Анализ аварии на Чернобыльской АЭС
по материалам МАГАТЭ
3.3.1. Краткая характеристика
четвертого блока Чернобыльской АЭС
Четвертый блок Чернобыльской АЭС, с рабочей мощностью 1000 МВт (эл.), 3200 МВт (тепл.) являлся одним из 15 реакторов
типа РБМК, которые эксплуатировались в Советском Союзе. В Чернобыле в эксплуатации находились четыре ректора, два других ректора находились в стадии строительства. Реакторы РБМК обычно
строятся попарно, при двух блоках, занимающих противоположные стороны единого комплекса постройки. Блоки № 3 и № 4 Чернобыльской АЭС были объединены подобным образом и связаны с некоторыми общими системами станции [22].
Реактор РБМК является реактором с графитовым замедлителем
и с каналом под давлением. Он охлаждается посредством циркуляции легкой воды, которая достигает температуры кипения в верхних участках вертикальных герметичных труб для производства
пара. Пар образуется в двух петлях охлаждения, к каждой из которых подключено по 840 топливных каналов, два пара, четыре циркуляционных насоса и соответствующее оборудование. Сепараторы
пара подают пар непосредственно на два электрических турбогенератора по 500 мегаватт, каждый из них снабжен конденсатором
и системой питательной воды. Перегрузка реактора осуществляется на мощности при использовании специальной перегрузочной машины.
Основная часть контура теплоносителя находится в нескольких
герметичных помещениях. Эти помещения соединены с заполненными водой системами подавления, расположенными ниже реактора, для отвода и конденсации пара, который может попать в помещение вследствие любой утечки теплоносителя.
Существенное отличие представляет собой верхняя часть реактора, особенно верхний и нижний узлы на каналах, предназначенных для выгрузки и загрузки топлива и расположенных над активной зоной. При равномерном облучении топлива реактор РБМК
обладает положительным паровым коэффициентом реактивности.
Однако температурный коэффициент топлива отрицателен, и чистый эффект от изменения мощности зависит от уровня мощности.
При нормальных условиях эксплуатации чистый эффект (мощностной эффект) при полной мощности является отрицательным и ста50
новится положительным при снижении мощности ниже приблизительно 20% от полной. Эксплуатация реактора на мощности ниже
700 МВт (тепл.) ограничивается правилами эксплуатации ввиду
проблем, связанных с поддержанием теплогидравлических параметров в нормальном рабочем диапазоне.
В реакторе РБМК имеется 211 стержней-поглотителей, которые
используются для управления общим и пространственным распределением энерговыделения и для аварийной защиты. Аварийная
защита в реакторе РБМК обеспечивается введением всех стержнейпоглотителей в активную зону со скоростью, достигающей 0,4 м/с.
Для обеспечения требуемого распределения энерговыделения и эффективности использования отрицательной реактивности в аварийных условиях, правилами предписывается, что не менее 30 эффективных стержней должны оставаться введенными в активную зону
реактора.
3.3.2. Описание хода аварии
Авария произошла во время испытания, которое должно было
производиться с турбогенератором во время нормальной запланированной остановки реактора. Предполагалось проверить способность
турбогенератора во время полного отключения энергоснабжения
станции подавать электрическую энергию в течение короткого периода до того, как резервные дизельные генераторы смогут подавать
энергию в аварийных условиях. Неверно составленная программа
испытания с точки зрения безопасности и грубые нарушения основных правил эксплуатации провели к тому, что реактор вышел на
низкую мощность (200 МВт (тепл.)), при которой расход теплоносителя и условия охлаждения не могли стабильно поддерживаться
посредством ручного управления. С учетом особых характеристик
конструкции, о которых уже говорилось (положительный мощностной коэффициент при низких уровнях мощности), реактор эксплуатировался в опасном режиме. В то же время операторы преднамеренно и в нарушение правил вывели большинство стержней управления и защиты из активной зоны и отключили некоторые важные
системы безопасности.
Последующие события привели к интенсивному парообразованию в активной зоне реактора, создав, таким образом, положительную реактивность. Наблюдалось начало резкого повышения мощности, и была сделана попытка вручную остановить цепную реакцию, при заблокированной системе аварийной остановки, которая
51
должна была бы сработать ранее, в начале испытания. Однако возможность быстрой аварийной остановки реактора была ограничена,
поскольку почти все стержни управления были полностью извлечены из активной зоны.
Непрерывное повышение реактивности вследствие парообразования привело к мгновенному критическому скачку мощности. Советские эксперты рассчитали, что первый пик мощности достиг 100-кратного превышения номинальной мощности в течение 4 секунд.
Энергия, высвободившаяся в топливе в результате скачка мощности, внезапно разорвала часть топлива на мелкие куски. Механизм этого разрыва хорошо известен из экспериментов по программе исследований в области безопасности. Мелкие частицы раскаленного топлива (возможно, также испарившееся топливо) привели
к паровому взрыву.
Выделение энергии сдвинуло 1000-тонную защитную крышку
реактора и привело к тому, что были срезаны все каналы охлаждения по обеим сторонам активной зоны реактора. Через 2–3 секунды
был услышан второй взрыв, и горячие куски были выброшены из
разрушенного здания. До сих пор неясно, какую роль мог играть
в этом взрыве водород. Разрушение реактора обеспечило доступ воздуха, который, соответственно, привел к горению графита.
3.3.3. Оперативные действия
на площадке атомной станции
Авария привела к тому, что часть горячих кусков графита и топлива была выброшена на крыши расположенных вблизи частей
здания. Начались пожары, особенно в зале блока № 4, на крыше
блока № 3 и на крыше машинного зала, в котором расположены
турбогенераторы двух реакторов. Пожарные бригады из близко расположенных городов Припять и Чернобыль немедленно приступили к действиям и героически боролись с огнем, который на протяжении некоторого времени угрожал безопасности блока № 3.
Наконец, в 5 часов утра 26 апреля приблизительно через 3,5 часа
после начала пожара огонь был погашен. В это же время блок № 3,
который продолжал работать, по существу не получил повреждений, был остановлен. Блоки № 1 и № 2 были остановлены рано
утром 27 апреля.
Радиоактивные продукты деления продолжали выходить из блока № 4 в существенных количествах до 5 мая, приблизительно в течение 9 дней после аварии.
52
На первых этапах выброс продуктов деления был связан с горением графита, высокая температура которого поддерживалась
от тепла, выделяемого продуктами деления. Большие количества
бора, доломита, песка, глины и свинца были сброшены на реактор
для уменьшения выброса продуктов деления. В целом было сброшено около 5000 тонн материала, включая 2400 тонн свинца. Некоторое время после 1 мая выброс летучих продуктов деления в действительно увеличивался, так как сброшенный материал изолировал активную зону, которая после этого вновь разогрелась. Однако 5 мая скорость остывания стала превышать скорость нагрева,
в частности по мере выгорания тлеющего графита.
3.3.4. Выброс радионуклидов в окружающую среду
Разрушение конструкций защитных строений и активной зоны
Чернобыльской АЭС привело к выбросу радиоактивности со станции. Советские эксперты рассчитали, что со станции было выброшено
100% радионуклидов благородных газов. Выброс остальных конденсируемых радионуклидов составил приблизительно до 2×1018 Бк (5×107 Кюри)1 или около 3–4% общего количества радионуклидов в активной зоне. Этот выброс состоял приблизительно из 10–20% радионуклидов цезия, йода и теллура и около 3–6% других радионуклидов.
Выброс радионуклидов с Чернобыльской АЭС не был единичным
быстрым выбросом. Скорее, был мощный первоначальный выброс, сопровождающийся разрушительными событиями аварии. Мощность
выброса на протяжении нескольких следующих дней снижалась, вероятно, благодаря предпринятым мерам по ликвидации аварии. Мощность выброса составляла около 7×1018 Бк/день (2×108 Ки/день) через 5 дней после начала аварии. С этого момента мощность выброса стала возрастать и достигла 3 х1018 Бк (8×106 Ки/день) приблизительно
через 9 дней после начала аварии. Затем произошло снижение выброса радионуклидов до 4×1013 Бк/день (1×103 Ки/день). С этого времени мощность выброса продолжала снижаться.
3.3.5. Радиоактивное заражение территории
и анализ облучения населения
Эта авария отличается от тех, которые обычно рассматриваются
при радиационных оценках гипотетических аварийных выбросов
с АЭС, тем, что выброс был продолжительным, изменялся во времени
1
Радиоактивные выбросы и активности скорректированы на 6 мая 1986 г. Все
выбросы и мощности выбросов имеют погрешность оценки ±50%.
53
по мощности и составу радионуклидов и метеорологические условия
были сложными. Эти характеристики привели к очень сложному
характеру атмосферного оседания на поверхность земли кА в СССР,
так и в других странах. Характер оседания был установлен очень
быстро посредством мониторинга окружающей среды. Осажденные
радионуклиды, в особенности йод-131 и изотопы цезия, проникли
в земные пищевые цепочки. Были введены и соблюдались запреты
употребления различных продуктов питания, и в Советском Союзе
были предприняты меры, там, где это требовалось, по обеспечению
питьевой водой.
Первоначальные оценки доз были получены из данных мониторинга окружающей среды, и в необходимых случаях были дополнены прогнозным моделированием. На более позднем этапе был
проведены непосредственные измерения содержания йода-131 в щитовидной железе отдельных лиц, особенно детей, и для определения уровней цезия-137 были проведены измерения всего тела. Эти
прямые измерения позволили делать более точные оценки реально
полученных доз.
Радионуклидом, который сыграет наибольшую роль для коллективной дозы для населения ССР и для дозы всего тела отдельных лиц, является цезий-137. Коллективная доза для населения
европейской части СССР на протяжении последующих 50–70 лет
оценивается равной порядка 2×106 чел.· Зв, причем большая часть
отдельных лиц на протяжении всей жизни получит дозу, меньшую, чем доза от естественного фона радиации. Йод-131 привел
к относительно высоким дозам для щитовидной железы некоторых
отдельных лиц за короткий срок, однако он не представляет важности на длительный период ни для отдельных лиц, ни для всего населения.
3.3.6. Последствия
радиационного поражения населения
Последствия Чернобыльской аварии для здоровья можно подразделить на две категории: ранние нестохастические и поздние стохастические. Ранние проявления наблюдались лишь у персонала
АЭС и пожарных, получивших облучение на площадке сразу после разрушения реактора. Из примерно 300 человек, поступивших
в больницы, у 203 человек установлены симптомы острой лучевой
болезни в результате дозы гамма-облучения на все тело 2–16 Гр. Помимо проникающего гамма-облучения часть получивших высокие
54
дозы облучения подверглась облучению бета-активными радионуклидами. В ряд случаев это бета-облучение вызвало крайне трудно
поддававшиеся лечению весьма обширные радиационные ожоги
кожи, которые в значительной степени способствовали наступлению смерти 29 пострадавших. Необходимо приложить все усилия,
для того, чтобы не допустить впредь такого облучения. Для этой
группы внутреннее облучение было с клинической точки зрения
незначительным; исключить можно было также нейтронное облучение. Ни у одного из 135000 человек, эвакуированных из прилегающей к АЭС 30-километровой зоны, каких-либо клинических проявлений острой лучевой болезни не обнаружено.
Лечение лиц с острым лучевым синдромом основывалось главным образом на поддерживающей и заместительной терапии, а так- же активной борьбе с инфекциями. Эти основные методы представляются относительно эффективными в пределах ограничений,
связанных с различными дозами облучения. Трансплантация костного мозга 13 пациентам, получившим особо большие дозы облучения, оказались терапевтически неэффективными. Показало свою
целесообразность централизованное руководство медицинскими
мероприятиями по ликвидации последствий аварии.
Масштабы воздействия на здоровье поздних стохастических
эффектов, главным образом опухолевого и генетического характера, возможно оценить лишь после оценки полученных коллективных доз. На основании имеющейся информации представляется,
что в течение последующих 70 лет число спонтанных заболеваний
всеми раковыми болезнями в группе эвакуируемых 135 000 человек вряд ли увеличится более чем на 0,6%. Соответствующий показатель для остальной группы населения большинства регионов
европейской части страны (СССР), как ожидается, не превысит
0,15%, и, вероятно, будет ниже порядка 0,03%. Относительное увеличение смертности в результате рака щитовидной железы может составить 1%.
По оценкам, число случаев ухудшения здоровья в результате
генетических эффектов не должно превысить 20–40% от дополнительного числа случаев заболевания раком. В настоящее время отсутствует информация, на основе которой можно было бы оценить
последствия внутриутробного облучения плода у беременных женщин в пределах 30-километровой зоны [ ].
Данные о коллективных дозах в других странах продолжают
оцениваться, а оценку возможных стохастических последствий следует отложить до появления такой информации.
55
3.3.7. Ликвидация последствий аварии
и дезактивационные мероприятия
Немедленно по получении в Москве сообщения об аварии на место для оказания помощи местным органам и руководству АЭС была
выслана группа специалистов. Был организован централизованный штаб аварии, наделенный всеми полномочиями и властью для
руководства организаций мер по ликвидации последствий аварии.
Были организованы метеорологический радиационный контроль с использованием самолетов и вертолетов, были также приведены в готовность бригады медицинской помощи. В зависимости от
состояния загрязнения окружающей среды осуществлялись такие
чрезвычайные противоаварийные методы, как запрещение выхода
на улицу, профилактическая раздача йодистых препаратов и эва- куация.
В связи с эвакуацией возник огромный комплекс проблем; перевозка населения, скота, наблюдение за состоянием среды, медицинская и социальная помощь, транспорт, материально-техническое обеспечение. В течение первых двух дней около 300 человек оперативного и противоаварийного персонала потребовалось госпитализировать
в результате лучевых поражений и ожогов. Ни один из 135 000 человек, эвакуированных из прилегающей к станции 30-километровой
зоны, не был госпитализирован по причине лучевого поражения.
Из практики мер по ликвидации последствий аварии можно сделать общий вывод о том, что хотя они должны были осуществляться на местном уровне, практическая организация и осуществление
всего комплекса мер по ликвидации последствий аварии требовала резкого ускорения мобилизации ресурсов. Учитывая масштабы
аварии, наличия таких ресурсов, а также полномочий для их мобилизации невозможно ожидать на местном уровне. Необходимо признать, что при любой столь серьезной аварии, в каком бы месте или
стране она ни произошла, потребуется крупнейшая мобилизация
людских и материальных ресурсов для того, чтобы взять под контроль ситуацию и уменьшить последствия для населения и окружающей среды.
Оказалось возможным эффективно дезактивировать с применением различных средств весьма сильно загрязненные блоки №№ 1,
2 и 3 до уровней, приемлемых для персонала, который должен поддерживать эти блоки в безопасном остановленном состоянии.
Небывалыми были масштабы заражения площадки АЭС и прилегающих районов. К проблемам, с которыми придется столкнуться
56
при осуществлении мер по дезактивации этих районов, относится
безопасное захоронение больших количеств загрязненного грунта;
снятие слоя грунта и контроль за облучением осуществляющих
эту деятельность работников; фиксация радионуклидов в почве, а также нахождение методов дезактивации лесов и водоемов.
3.3.8. Общие замечания и выводы
1. В ходе совещания советские эксперты рассказали о различных
модификациях реакторов типа РБМК. Они направлены на то, чтобы в сочетании с совершенствованием административных правил,
значительно затруднить возможность создания таких эксплуатационных условий, которые могут привести к быстрому скачку реактивности вследствие любой причины, включая грубое нарушение
регламентов эксплуатации.
2. С самом общем виде был сделан вывод о том, что на Чернобыльской АЭС произошло крупное событие, относящееся к классу
событий, называемых «аварии с разрушением активной зоны» (или
CDA). Экспертам во всем мире в области безопасности предоставляется возможность на уроках этого трагического события значительно углубить наше понимание проблем ядерной безопасности. Эта
авария является почти «худшим» случаем в смысле рисков, связанных с ядерной энергетикой.
3. Важными элементами философии обеспечения безопасности
ядерных реакторов является принцип множественности барьеров
и эшелонированной защиты. В соответствии с этой философией при
отказе любого компонента должно оставаться не менее двух барьеров, предохраняющих окружающую среду от аварийного выброса
радиоактивных веществ из активной зоны реактора. и перед проектировщиками систем безопасности стоит задача обеспечить общую
функциональную независимость каждого из различных барьеров
в случае аварии. В соответствии с концепцией эшелонированной
защиты современных реакторов ручные команды операторов отменяются автоматической системой безопасности, если они серьезно
угрожают безопасности установки.
Автоматическая система защиты реакторов РБМК была спроектирована много лет назад. В то время больше доверяли надлежащим действиям оператора, нежели автоматическим системам
безопасности, которые считались менее надежными. Как отмечалось, с учетом опыта эксплуатации и изучения аварий, например,
на станции «Три Майл Айленд», проектировщики РБМК в послед57
ние годы внесли много усовершенствований в системе безопасности.
Тем не менее, по-прежнему в большой степени полагались на соответствующие действия оператора.
Эффективность барьерной концепции в предотвращении больших выбросов продуктов деления после аварии была доказана неоднократно, включая аварию на реакторе «Три Майл». Барьерная
концепция, в частности, должна подкрепляться исходно безопасными характеристиками конструкции реакторной установки АЭС.
В самой реакторной установке аварийный рост реактивности, ведущий к быстрым скачкам мощности, должен пресекаться немедленно и автоматически независимыми, множественными и проверяемыми механизмами остановки реактора, прежде чем наступит
серьезное повреждение любой из его систем. Объясняется это тем
фактом, что быстрый скачок мощности, как это произошло на Чернобыльской АЭС, может поставить под угрозу все барьеры, предназначенные для предотвращения крупных выбросов продуктов деления после аварии.
4. До Чернобыльской аварии произошло не менее трех аварий,
связанных со скачком мощности реактора (на реакторах NRX,
EBR-1 и SL-1)1. Были проведены многочисленные специальные эксперименты и обширный анализ переходных процессов в условиях
быстрого повышения реактивности. База данных для такого типа
аварий обширна. На их основе можно сделать общий вывод о том,
что аварии такого типа необходимо предотвращать с высокой степень надежности, поскольку в результате их потенциально возможно разрушение всех естественных и конструкционных барьеров,
предназначенных для предотвращения больших выбросов продуктов деления. Как отмечено ранее, мгновенный рост реактивности,
ведущий к резкому повышению мощности, должен прекращаться
немедленно и автоматически средствами безопасности, предусмотренными в проекте.
5. Как отмечалось в докладе советских экспертов и обсуждалось
международными экспертами, причиной аварии была невероятная
совокупность человеческих ошибок нарушений правил эксплуатации в сочетании со специфическими особенностями реактора, кото1
NRX – экспериментальный реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем, который был серьезно поврежден в результате резкого повышения мощности в 1952 г.; EBR-1 – реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем,
разрушенный в результате скачка реактивности в 1952 г.; SL-1 – экспериментальный легководный реактор, разрушенный в 1962 г. в результате повышения мощности, когда оператор слишком высоко поднял управляющий стержень.
58
рые усугубили и усилили эффект ошибок и привели к повышению
реактивности.
Из этого можно сделать один важнейший вывод: важно наделить
всеми полномочиями и ответственностью за безопасность установки
одного из старших сотрудников из числа эвакуационного персонала. Столь же важно надлежащим образом пересмотреть и утвердить
регламенты, в дополнение к которым необходимо создать и поддерживать «культуру ядерной безопасности». Этот процесс принятия
дополнительных мер должен проводиться в сочетании с необходимыми дисциплинарными мерами.
6. Как и в других технических процессах, автоматическое управление на современных АЭС преследует двоякую цель: освободить
персонал (операторов) от рутинной работы и помочь ему в управлении сложными ситуациями. Для удовлетворения требованиям
ядерной безопасности используются два главных уровня управления: эксплуатационный и обеспечивающий безопасность управления. Система последнего уровня следит за всеми такими ситуациями, когда происходящие на установке процессы выходят за рамки нормальной эксплуатации. Системы безопасности принимают
противомеры, начиная со снижения энерговыделения до быстрой
остановки реактора. С использованием этих средств установка будет переведена в безопасное состояние при любых условиях. Однако
практически опыт эксплуатации атомных электростанций показывает, что эксплуатационный уровень управления гораздо в большей
степени влияет на безопасность, чем это первоначально предполагалось, и возможно, больше, чем следовало бы, люди полагаются на
правильность действий персонала. Как результат, наблюдается тенденция к проектированию более надежных систем эксплуатационного управления (например, заложение дублирующих систем или
улучшение энергосбережения), а также усовершенствованию или
расширению систем, контролирующих повышение мощности. Таким образом, расширение автоматических систем управления происходит в результате анализа накопленного опыта эксплуатации.
С точки зрения безопасности важнейшим вопросом является
помощь оператору. Не вызывает сомнения тот факт, что сложной
ситуацией легче и надежнее управляет автоматическая система.
Несомненно, проектировщики такой системы имеют больше времени для рассмотрения всех вариантов процесса, нежели оператор
в реальной ситуации. Однако важным в автоматических системах
является то, что они должны предоставлять информацию оператору, показывая ему состояние установки и реакцию на его действие.
59
Это позволяет оператору в случае отказа автоматической системы
включать системы безопасности вручную.
7. В ходе аварии, начавшейся утром 26 апреля с резкого скачка
мощности сразу после 1 часа 23 минут 40 секунд, в реакторе последовательно проходил комплекс весьма сложных физических и химических явлений. Многие из этих явлений, например, разрушение
топлива, паровой взрыв и горение графита, уже описаны и проанализированы. До события в Чернобыле практический опыт разрушительных явлений такого характера был ограничен лишь весьма малыми масштабами, поэтому анализ серьезных аварий был, скорее,
теоретическим. После того как произошла крупная серьезная авария, советские и другие эксперты могут извлечь большую пользу из
анализа подробной хроники событий с целью возможного использования его результатов при принятии решений о проектировании
и лицензировании.
8. Ход эвакуации после чернобыльской аварии выявил ряд проблем в области процедур, материально-технического обеспечения
и административных действий. Кроме того, технические и медицинские проблемы были беспрецедентными по своим масштабам.
Уроки этой аварии будут весьма полезными для организации и координации операций по ликвидации последствий аварии, особенно
аварий, имеющих крупные радиационные последствия.
9. Что касается дезактивации и аварийно-восстановительных
работ, проводимых на Чернобыльской АЭС, то объемы и масштабы усилий далеко превосходят все, предпринимавшееся до этого на
любой площадке АЭС. Отмечается, что все другие специалисты, отвечающие за проведение такого вида работ, должны изучить этот
случай и извлечь из него уроки.
10. Борьба с пожаром на АЭС в условиях острой радиационной
опасности явилась совершенно новой областью. Процедуры, оборудование и защитная одежда, применявшиеся во время аварии
должны быть тщательно изучены всеми лицами, в чьи обязанности
входят противоаварийные меры такого рода.
11. Лечение острой лучевой болезни оказалось эффективным
в пределах, определяемых величиной полученной дозы. Обширные ожоги кожи в результате β-облучения существенно осложнили поддерживающую и заместительную терапию болезни, а также
в значительной степени способствовали летальному исходу болезни у 29 пострадавших. Необходимо разработать технические средства
для предотвращения обширных ожогов кожи в случае повторения
в будущем аварий подобного рода. Проведенная в отдельных слу60
чаях пересадка костного мозга, как оказалось, не показала реальных терапевтических преимуществ в данной группе пострадавших.
Внутреннее облучение не оказало какого-либо существенного влияния на возникновение острой лучевой болезни. Этот опыт должен
быть всесторонне рассмотрен специалистами в области медицины.
12. Были сделаны предварительные оценки доз, полученные
отдельными лицами в результате аварии, а также дозы, полученной населением в целом. По мере поступления новых данных эти
оценки уточняются, а оценка общих радиационных последствий
чернобыльской аварии проведена НКДАР ООН совместно с МАГАТЭ и ВОЗ на основе данных, полученных от государств-членов. На
международном уровне были обсуждены методологические проблемы эпидемиологических исследований работников и отдельных
групп населения в районе станции. На основе замечаний и выводов
МКГ ЯБ направило Генеральному директору МАГАТЭ свои рекомендации, касающиеся дальнейшей деятельности.
61
4. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ И СПОСОБЫ,
ПРИМЕНЯЕМЫЕ ДЛЯ ЗАЩИТЫ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ
ОТ ВОЗДЕЙСТВИЯ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
4.1. Основные понятия
и способы защиты населения
Правовые основы и принципы защиты населения Российской
Федерации изложены в Федеральном законе «О гражданской обороне» от 12 февраля 1998 года № 28-ФЗ и в Федеральном законе «О защите населения и территорий от ЧС природного и техногенного характера» от 21 декабря 1994 года № 68-ФЗ.
Ниже на рис. 2 приведены основные способы защиты населения
от поражающих факторов чрезвычайных ситуаций [23].
Основные способы защиты населения в ЧС
Радиоционная
,
химическая
и медикобиологическая
защита населения
Дополнительные
патроны
ДПГ-1
ПДФ-7
ДПГ-2
ПДФ -Д
ПДФ -Ш
ПЗУ-К
ПДФПДФ КЗД-4
КЗД-6
ГП-5
ГП-5В
ГП-7
ГП-7ВМ
ВК
Рис. 2. Основные способы защиты населения
от поражающих факторов чрезвычайных ситуаций
62
Противопыльная
тканевая маска
Гражданские
противогазы
Детские
противогазы
Простейшие
Гражданские СИЗ
СИЗОД
Фильтрующие
Подручные средства
Использование
СИЗ
Ватно-марлевая
повязка
П1-0.2П3-0.2П2-200
П4-100
П5-50
П-20
П-10
Экстренная
(безотлагательная)
Эвакуация
населения
Упреждающая
(заблаговременная)
ПРУ
Простейшие укрытия
в ЗС
A IV - 1.0-1000
Организация
опоовещения
информирования:
должностных
лиц ГО и МОСЧС
органов
управления ГОЧС
населения
Укрытие
населения
Убежища
Организационный
Мероприятия по ликвидации последствий радиационных аварий (ЛПРА) проходят в два этапа:
1 этап – кратковременной стабилизации обстановки (сдерживание распространения огня, ликвидация пожаров, сведение к минимуму выброса и рассеивания радионуклидов);
2 этап – долговременного восстановления радиационной обстановки.
Основная цель противорадиационной защиты в течение начального периода ЛПРА (1 этап) заключается в сведении к минимуму
смертельных исходов, и продлении состояния высокой работоспособности, а в период плановых дезактивационных мероприятий (2 этап) – в снижении риска возникновения отдаленных последствий нормированного переоблучения.
Основную опасность для человека при пребывании в зоне радиоактивного загрязнения представляют:
– внешнее гамма-, бета- облучение от разрушенной активной
зоны, элементов конструкций и рассеявшихся радионуклидов (РН);
– аппликация радионуклидов на коже, слизистых оболочках,
обмундировании и связанное с этим контактное действие альфа-,
бета- и гамма-излучений на кожные покровы;
– внутреннее облучение при вдыхании радиоактивных продуктов деления;
– внутреннее облучение в результате потребления загрязненных
продуктов питания и воды;
– комбинированное поражение в результате воздействия радиационных и нерадиационных факторов;
– психоэмоциональное перенапряжение.
4.2. Организация медицинской защиты
в очаге радиационного поражения
Мероприятия по медицинской защите населения при возникновении радиационной аварии на АЭС, связанной с выходом продуктов деления в окружающую среду:
– организация и проведение экстренной йодной профилактики
населения (в зоне поражения ядерными боеприпасами или при тяжелых авариях на ОИАЭ с выходом продуктов деления в атмосферу);
– лечебно-эвакуационное обеспечение пораженных ионизирующей радиацией;
– обеспечение СИЗ и укрытие больных и персонала учреждений
здравоохранения в убежищах, противорадиационных укрытиях
или приспособленных помещениях;
63
– медицинское обеспечение эвакуации населения из зоны радиационной аварии;
– участие в контроле за уровнями радиации и определение режимов поведения населения на загрязненной РВ территории;
– радиометрический контроль за содержанием РВ в продуктах
питания и питьевой воде;
– осуществление санитарного надзора за радиационной безопасностью различных групп населения и за соблюдением санитарных
норм и требований при ликвидации последствий аварии:
– медицинский контроль за состоянием здоровья населения, подвергшегося радиационному воздействию в результате аварии на АЭС.
Факторы, определяющие необходимость этапного лечения пораженных:
– Возникновение в короткое время на ограниченной территории
значительного количества пораженных;
– нуждаемость большинства пораженных в экстренной медицинской помощи в очаге для сохранения жизни;
– отсутствие возможности оказать всем нуждающимся полноценную медицинскую помощь в очаге поражения;
– нуждаемость значительной части пораженных в специализированной медицинской помощи и стационарном лечении;
– необходимость эвакуации пораженных из очага в ЛПУ для
оказания им исчерпывающей медицинской помощи и лечения;
– необходимость специальной подготовки пораженных к эвакуации и оказания медицинской помощи в ходе эвакуации.
Лечебно-эвакуационное обеспечение пораженных – часть системы медицинского обеспечения, представляющая собой комплекс
последовательно проводимых, преемственных мероприятий по оказанию медицинской помощи пораженным в сочетании с их эвакуацией в лечебные учреждения для последующего лечения.
4.3. Защитные сооружения
как средства коллективной защиты населения
4.3.1. Характеристика защитных сооружений
В системе защиты населения важное место занимают коллективные защитные сооружения (убежища и укрытия). К коллективным
средствам защиты от радиоактивных, отравляющих веществ и бактериальных средств относятся различные специально оборудованные инженерные сооружения, предназначаемые для групповой
64
защиты рабочих и служащих предприятий, личного состава формирований, а также населения от поражающих факторов чрезвычайной ситуации, а также при применении ядерного, химического
и бактериологического оружия.
Инженерные сооружения со специальным оборудованием дают
возможность личному составу формирований и укрываемым людям находиться в них без использования индивидуальных средств
защиты и обеспечивают нормальные условия для работы, оказания
медицинской помощи, отдыха, принятия пищи и т. п. в условиях
зараженного воздуха и местности.
Классификация защитных сооружений представлена на рис. 3 [28].
Убежище – это инженерное сооружение, обеспечивающее защиту
укрываемых в нем людей от воздействия всех поражающих факторов военного времени: световое излучение, проникающая радиация,
ударная волна (более 0,5 кг/см2), отравляющие и аварийно опасные
химические вещества (АОХВ), бактериальные средства (БС), высокие
температуры в зонах пожаров, обломки разрушенных зданий.
Противорадиационное укрытие (ПРУ) – это защитное сооружение, обеспечивающее защиту укрываемых от светового излучеЗащитные сооружения
Сооружения для ПУ, для защиты
населения, техники, материальных средств
Специальные
фортификационные сооружения
Войсковые фортификационные
сооружения
Убежища гражданской
обороны
Противорадиационные
укрытия
Заблаговременно возводимые
(типовые)
Отдельно стоящие
Встраиваемые
Сборно-монолитные
конструкции
Защитные сооружения
гражданской обороны
Простейшие укрытия
Быстровозводимые защитные
сооружения
Быстровозводимые
убежища
Быстровозводимые
ПРУ
Сборные
конструкции
Рис. 3. Классификация защитных сооружений
65
ния, воздействия ударной волны малой мощности (до 0,2 кг/см2)
и значительно ослабляющее воздействие проникающей радиации.
Простейшие укрытия – это защитные сооружения, обеспечивающие защиту укрываемых от летящих обломков, светового излучения, а также снижающие воздействие ионизирующего излучения
и ударной волны. К ним относятся щели (открытые и перекрытые),
траншеи, подземные переходы улиц и т. п.
Убежища и ПРУ обычно строятся заблаговременно по специальным строительным нормам и правилам «Инженерно-технические
мероприятия гражданской обороны и предупреждения чрезвычайных ситуаций».
При отсутствии чрезвычайных ситуаций защитные сооружения
используются в хозяйственных целях (как склады, бытовые помещения, столовые и т. п.). Однако всегда нужно предусматривать возможность быстрого перевода убежищ и ПРУ на использование по
прямому назначению.
Типовое убежище состоит из основных и вспомогательных помещений.
К основным относятся помещения для укрываемых людей, пункт
управления и медицинский пост (пункт). К вспомогательным – помещения для фильтровентиляционной установки (ФВУ), санитарного узла, дизельной электростанции, продовольственного склада.
В убежище оборудуются тамбур- шлюзы и тамбуры, электрощитовая, а в ряде случае – артезианская скважина, станция перекачки, баллонная. Убежище должно иметь не менее двух входов, расположенных в противоположных его концах.
Встроенное убежище должно иметь аварийный выход.
Основные требования к убежищам: наличие равнопрочных
ограждающих конструкций, выдерживающих заданные нагрузки
от ударной волны, наличие систем жизнеобеспечения и фильтровентиляционная установка (ФВУ), экономичность.
В зависимости от степени защиты убежища делят на пять классов: к первому классу относятся убежища, способные выдержать
нагрузку во фронте ударной волны 5 кг/см2 и более; ко второму –
3 кг/см2; к третьему – 2 кг/см2; к четвертому – 1 кг/см2; к пятому
классу – 0,5 кг/см2. Фильтровентиляционная установка должна
работать в 2х режимах: чистой вентиляции и фильтровентиляции.
При расположении убежища в месте, где возможен сильный пожар
или загазованность аварийно-опасными химическими веществами
(АОХВ), предусматривается режим полной изоляции помещений
убежища с регенерацией воздуха в них.
66
Для медико-санитарного обеспечения укрываемых в защитных
сооружениях вместимостью до 150 чел. работают 2 санитара, в сооружениях вместимостью до 600 чел. предусмотрен санитарный
пост (4 санитара или 1 медицинская сестра и 3 санитара), при вместимости более 600 чел. – врачебный медицинский пункт (1 врач и 4 санитара в смену при двухсменной работе).
Для санитарного поста необходима площадь не менее 2 м2 для
врачебного поста – 2 м2, для медицинского пункта – 9 м2.
Во всех защитных сооружениях должны соблюдаться санитарногигиенические нормы и требования, изложенные в «Санитарных
правилах устройства и эксплуатации защитных сооружений гражданской обороны» (табл. 11: Санитарно-гигиенические нормы эксплуатации убежищ).
Быстро возводимые убежища должны иметь как минимум помещения для укрываемых людей, места для размещения фильтровентиляционного оборудования, санузла и аварийного запаса воды.
В них оборудуются вход, выход и аварийный выход (лаз).
Для строительства быстро возводимых убежищ применяются
сборный железобетон, элементы коллекторов инженерных сооружений городского подземного хозяйства.
Противорадиационные укрытия по сравнению с убежищами
оборудуются проще. ПРУ может быть размещено в специально оборудованном подвале, а при определенных условиях (например, высоком уровне грунтовых вод) – в цокольных этажах зданий. Предпочтительнее полное заглубление ПРУ. В ПРУ предусматривают
основные и вспомогательные помещения. Основными являются
помещения для укрываемых людей, медицинского поста (медпункта). К вспомогательным относятся санузел, вентиляционная камера, комната для хранения загрязненной верхней одежды. Приспособление помещений под ПРУ включает усиление ограждающих
конструкций для защиты от попадания радиоактивной пыли и действия ударной волны, их герметизацию, устройство вентиляции,
оборудование санузлов и водопровода, установку нар для сидения
и лежания.
Защитные свойства ПРУ от ионизирующего излучения оцениваются по коэффициенту ослабления радиационного излучения,
который показывает, во сколько раз ПРУ уменьшает уровень радиации в сравнении с открытой местностью, а следовательно, и дозу
облучения укрываемых людей. ПРУ устраиваются таким образом,
чтобы коэффициент ослабления был наибольшим.
67
Все ПРУ в городах делятся на три группы:
к 1-й группе относятся укрытия с коэффициентом ослабления от
200 и выше;
ко 2-й группе – от 100 до 200;
к 3-й группе – от 50 до до 100.
Подвалы в деревянных домах ослабляют радиацию в 7–12 раз,
в каменных зданиях – в 200–300 раз, средняя часть подвала каменного здания – до 500 раз.
В качестве ПРУ могут быть использованы также надземные этажи зданий и сооружений. Наиболее пригодны для этого внутренние
помещения каменных зданий с капитальными стенами и небольшой
площадью проемов. Первый и последний этажи ослабляют радиацию
в меньшей степени. В сельской местности возможно использование
в качестве ПРУ погребов, подвалов, а также овощехранилищ и свободных силосных ям. Противорадиационные укрытия для учреждений
здравоохранения должны иметь следующие основные помещения:
для размещения больных и выздоравливающих, медицинского и обслуживающего персонала, процедурную (перевязочную), буфетную
и посты медицинских сестер. Противорадиационные укрытия для
инфекционных больных следует проектировать по индивидуальному
заданию, предусматривая размещение больных по видам инфекции
и выделяя при необходимости помещения для отдельных боксов.
Укрытия простейшего типа строятся при непосредственной
угрозе или возникновении чрезвычайной ситуации. Наиболее доступными простейшими укрытиями являются щели. Щель может
быть открытая или перекрытая. Вероятность поражения людей воздушной ударной волной в открытой щели уменьшается в 1,5–2 раза
по сравнению с нахождением на открытой местности, возможность
облучения людей в результате радиоактивного загрязнения местности становится меньше в 2–3 раза.
В перекрытой щели защита людей от светового излучения будет
полной, воздействие от ударной волны ослабляется в 2,5–3 раза, а от
проникающей радиации и излучения на радиоактивно загрязненной местности при толщине грунтовой обсыпки поверх перекрытия
60–70 см – в 200–300 раз.
В простейших укрытиях следует находиться в средствах индивидуальной защиты: в открытых – в защитной одежде и противогазах (респираторах), в перекрытых – в противогазах (респираторах).
Строят щели вне зон возможных завалов и затопления (на расстоянии от наземных зданий, равном половине их высоты плюс 3 м, а при наличии свободной территории – дальше). В городах лучше
68
всего строить щели в скверах, на бульварах и в больших дворах, где
не проложены инженерные сети. В сельской местности – в садах, на
огородах, пустырях.
Нельзя строить щели вблизи взрывоопасных цехов и складов,
резервуаров с АОХВ, возле электрических линий высокого напряжения, магистральных газопроводов.
При следовании в защитные сооружения укрываемые обязаны
иметь при себе двухсуточный запас продуктов питания, принадлежности туалета, необходимые личные вещи, документы и средства индивидуальной защиты.
Специальное оборудование инженерных сооружений в целях защиты от радиоактивных, отравляющих и бактериальных средств
заключается:
– в герметизации сооружения с целью изоляции его от окружающего воздуха;
– в обеспечении условий борьбы с заносом в сооружение зараженного воздуха;
– в обеспечении герметизированного сооружения незараженным
воздухом.
В качестве групповой защиты от радиоактивных, отравляющих
и бактериальных средств могут служить также подвижные объекты
(боевые, специальные и транспортные машины) при наличии в них
специального оборудования. Иметь такие коллективные средства
защиты очень важно, так как в боевых условиях личному составу
значительное время приходится находиться и действовать в боевых
и других машинах.
Специальное оборудование подвижных объектов основывается
на следующих принципах: изоляции от проникновения наружного
зараженного воздуха внутрь объекта; обеспечение с помощью фильтровентиляции очищенным воздухом и создания внутри объекта
необходимого подпора; обеспечение входа (выхода) людей в объекты в условиях зараженного наружного воздуха. Такое оборудование
должно производиться в промышленности при изготовлении подвижных объектов.
4.3.2. Меры и способы обеспечения герметизации
защитных сооружений
В обычных помещениях постоянно происходит воздухообмен.
Наружный воздух проникает внутрь помещения через щели, отверстия и поры строительного материала, а воздух, находящийся
69
в помещении, этими же путями вытесняется наружу. Этот воздухообмен называется естественной вентиляцией.
Проникновение наружного воздуха в помещение объясняется
двумя причинами: напором (давлением) ветра и разностью температур внутри помещения и снаружи. В результате давления ветра
внутрь помещения проходит большое количество воздуха. Например, если неплотно закрыть дверь и оставить щель шириной 2 мм
и длиной 3 м, то при скорости ветра 6 м/с через эту щель в помещение проникнет около 80 м3 воздуха в час. Воздухообмен за счет
разности между температурой внутри и вне помещения возрастает
с увеличением разности температур. Однако, необходимо иметь ввиду, что давление ветра имеет значение только для возвышающихся
над поверхностью земли сооружений. Для заглубленных сооружений, не подверженным воздействию ветра, влияние разности температур на воздухообмен будет иметь большее значение, особенно
в зимнее время.
Из сказанного следует, что защита от проникновения в сооружение зараженного воздуха в значительной степени зависит от его
герметизации, т. е. от прекращения естественного обмена воздуха.
Герметизация сооружения достигается обеспечением герметичного закрытия входа, уменьшением пористости грунта над потолочным перекрытием и вокруг убежища при устройстве его из местных
материалов, тщательной заделкой всех отверстий и щелей.
Меры борьбы с заносом зараженного воздуха в убежище
При пользовании сооружением во время входа в сооружение
и выхода из него через открываемые двери будет заноситься зараженный воздух, а при входе, кроме того, зараженный воздух и пары
отравлявших веществ (ОВ) будут заноситься на одежду и снаряжение. Для предохранения основного помещения от заноса большого
количества зараженного воздуха при входе в сооружение устанавливаются тамбуры, отделяющие основное помещение от наружного
входа. Желательно иметь два тамбура; в летних условиях можно
ограничиваться одним тамбуром, но при этом в предтамбуре устанавливается занавесь из палаточной ткани (брезента).
При наличии тамбуров занесенный зараженный воздух будет
разбавляться в объеме воздуха тамбуров и в основное помещение
сооружения попадет в меньшем количестве.
Количество зараженного воздуха, занесенного при входе в тамбур или при выходе из него, зависит от числа входящих или выходящих люде, от размеров открытого дверного проема, от времени,
в течение которого дверь открыта, от конструкции двери.
70
Для уменьшения заноса зараженного воздуха и паров ОВ на
одежду и обмундирование, необходимо верхнюю одежду снимать
переел первым тамбуром, а входящих людей следует на несколько
минут задерживать в тамбуре.
Занесенный в тамбур и основное помещение зараженный воздух
удаляется путем искусственной вентиляции сооружения, осуществляемой с помощью фильтровентиляционных комплектов. Для
проветривания тамбуров в верхнем сегменте герметической двери
делается клапан перетекания воздуха. При непрерывной работе
вентилятора тамбуры последовательно проветриваются воздухом,
выходящим из основного помещения убежища, вследствие чего из
них удаляется занесенный при входе зараженный воздух или пары
отравляющих веществ, выделившиеся с одежды/обмундирования
входящих людей.
Обеспечение герметизированного убежища незараженным воздухом
Для обеспечения незараженным воздухом в негерметизированных сооружениях устанавливаются фильтровентиляционные комплекты. С помощью этих комплектов осуществляется воздухообмен, благодаря которому обновляется состав воздуха в помещении.
Воздух, подаваемый в убежище, предварительно очищается от отравляющих, радиоактивных веществ и бактериальных средств.
При непрерывной подаче воздуха в убежище внутри него создается некоторое избыточное давление, называемое подпором. Подпор
повышает надежность убежища, так как препятствует проникновению в него зараженного воздуха; через всевозможные щели и отверстия воздух из убежища выходит наружу. Наряду с обеспечением
подпора непрерывный ток воздуха в убежище увеличивает теплоотдачу, что в свою очередь улучшает самочувствие находящихся
в убежище людей.
В сооружениях, оборудованных фильтровентиляционными комплектами личный состав может длительное время находится без
использования индивидуальные средств защиты в условиях радиоактивного заражения, химического нападения и применения противником бактериальных средств.
4.3.3. Специальное оборудование убежищ
Для специального оборудования убежищ имеются полевые
фильтровентиляционные комплекты двух типов: ФВКПУ-М-1
и ФВКПУ-М-2.
71
Фильтровентиляционный комплект ФВКПУ-М-1 предназначается для оборудования убежищ, в которые требуется обеспечить
подачу очищенного воздуха до 100 м3 в час. Комплект состоит из
двух фильтров-поглотителей ФП-50У, ручного вентилятора РВ-49
или электроручного вентилятора ЭРВ-49-2, набора воздухоотводов
с монтажными деталями, предупредителя проскока отравляющего вещества, указателя расхода воздуха УРП-1, двух раздвижных
герметических дверей, вентиляционного защитного устройства
ВЗУ-100, металлического кронштейна и 100 м3 водонепроницаемой
рулонной бумаги. В упакованном виде комплект имеет шесть мест
с общим весом 216 кг без электромотора и 230 кг с электромотором. Общий вид фильтровентиляционной установки из комплекта
ФВКПУ-М-1показан на рис. 4 [72].
Фильтровентиляционный комплект ФВКПУ-М-2 предназначается для оборудования убежищ, в которых требуется обеспечить подачу очищенного воздуха до 150 м3.
Комплект ФВКПУ-М-2 в отличие от комплекта ФВКПУ-М-1 имеет не два, а три фильтра-поглотителя ФП-50У и вместо двух – четыре герметические раздвижные двери. В соответствии с этим
Рис. 4 Общий вид фильтровентиляционной установки
из комплекта ФВКПУ-М-1
72
2
1
Рис. 5. Фильтр-поглотитель ФП-50У: 1 – штуцер сетчатой трубки
предупредителя проскока; 2 – заглушки на отверстиях ФП-50У
в нем увеличено количество воздухоотводов и монтажных деталей. В упакованном виде комплект имеет семь мест и весит без электромотора 274 кг, с электромотором – 288 кг [31].
Фильтры-поглотители ФП-50У (рис. 5) предназначаются для
очистки наружного воздуха, подаваемого в убежище, от радиоактивных, отравляющих веществ и бактериальных средств. Производительность фильтров 50 м3 в воздухе в час.
Фильтр-поглотитель снаряжен универсальным поглотителем
и противодымным фильтром.
Принцип действия фильтра-поглотителя следующий: зараженный воздух вентилятором засасывается по воздуховодам в торцевое
отверстие фильтра-поглотителя, проходит через противодымный
фильтр, где очищается от аэрозолей, затем проходит через поглотитель, где очищается от газообразных отравляющих веществ и поступает в помещение убежища.
Фильтры-поглотители в зависимости от типа фильтровентиляционного комплекта (ФВКПУ-М-1 и ФВКПУ-М-2) монтируются
в колонку из двух или трех фильтров-поглотителей и соединяются
воздуховодами при помощи безболтовых соединений. Вес фильтрапоглотителя около 29 кг.
Для определения конца работы фильтра-поглотителя имеется
предупредитель проскока отравляющих веществ. Изменение окраски индикаторов предупредителя проскока от слабо-желтой до
оранжевой или до сиреневой наступает при исчерпании защитной
мощности поглотителя на 70%.
Далее приведен перечень воздушных фильтров, применяемых
на объектах атомной энергетики для спецвентиляции. Их использование позволяет существенно снизить или практически полностью
исключить вредные выбросы в окружающую среду [24].
73
АУИ-1500
Фильтр-адсорбер АУИ-1500 предназначен для
улавливания радиоактивного йода и его соединений из газовоздушных сбросов спецвентиляции
атомных станций. Выпускается со сменным фильтрующим картриджем.
ФАИ-2000-1Е
Фильтр-адсорбер ФАИ-2000-1Е предназначен для
очистки технологических выбросов АЭС и промышленных предприятий от радиоактивного йода и его
соединений, а также для улавливания различных газообразных веществ.
ФАИ-3000-1
Универсальный аэрозольно-сорбирующий фильтр
ФАИ-3000-1 (одноступенчатый) предназначен для
комплексной очистки воздуха от радиоактивных
аэрозолей и радиоактивного йода и его соединений.
Устанавливается вместо аэрозольного фильтра в спе- цвентиляции АЭС, где проектом не предусмотрена
установка фильтров-адсорберов радиоактивного йода, или в системах, где фильтры-адсорберы радиоактивного йода проработали
в непрерывном режиме более пяти лет. Устанавливается в кожух
ДУ-350, камеру или используется в качестве фильтровального элемента в фильтровальных установках.
ФАИ-3000-2
Универсальный аэрозольно-сорбирующий фильтр
ФАИ-3000-2 (двухступенчатый) предназначен для
комплексной очистки воздуха от радиоактивных
аэрозолей и радиоактивного йода и его со единений. Устанавливается вместо аэрозольного фильтра в спецвентиляции АЭС, где проектом не предусмотрена установка фильтров-адсорберов радиоактивного йода,
или в системах, где фильтры-адсорберы радиоактивного йода
проработали в непрерывном режиме более 5-ти лет. Устанавлива- ется в кожух ДУ-350, камеру или используется в качестве фильтровального элемента в фильтровальных уста- новках.
ФАРТОС Б-250
Фильтр ФАРТОС Б-250 предназначен для очистки газов от высокодисперсных твердых и жидких аэрозолей (0,3–3 мкм) в системах, где необходимо, в случае аварии,
74
обеспечить защиту аппаратов от самопроизвольной цепной реак- ции (СЦР).
ФАРТОС-500
Фильтр ФАРТОС-500 предназначен для очистки от
жидких и твердых мелкодисперсных радиоактивных
и токсичных аэрозольных частиц технологического сдувочного воздуха из аппаратов перед выбросом в атмосферу. Устанавливается в кожух или камеру.
ФАРТОС Ц-500С
Аэрозольный фильтр «ФАРТОС Ц-500С» предназначен для очистки воздуха от высокодисперсных жидких
аэрозольных частиц, растворов кислот, кроме HF и HCl,
а также органических жидкостей и растворов щелочей.
ФАРТОС Ц-2500
Фильтр ФАРТОС Ц-2500 предназначен для
очистки воздуха от высокодисперсных аэрозолей
воды, растворов солей, кислот, кроме HF и HCl, а также органических жидкостей и растворов щелочей.
ФВЭА-3500
ФВЭА-3500 – высокоэффективный аэрозольный
фильтр для очистки воздуха и технологических газов
от радиоактивных и неактивных аэрозолей. Устанавливается в кожух ДУ-350, камеру или используется
в качестве фильтровального элемента в фильтровальных установках.
СПОТ
Термовлагостойкий аэрозольный фильтр для системы пассивной фильтрации технологических выбросов
(СПОТ) применяется при запроектных авариях.
ФП (фильтр Петрянова)
Фильтры с фильтроматериалом ФП (фильтр Петрянова) выпускаются по техническим условиям ОСТ
95 4–80. Предназначены для очистки воздуха от аэрозолей в приточной и вытяжной вентиляции АЭС и радиохимических производств. Устанавливаются в кожухи, выпускаемые по ОСТ 95 4–80 или камеры.
ФИБАН-500
Фильтр ФИБАН-500 предназначен для очистки газа от
радионуклидов 134Cs, 137Cs, 154Eu, 60Co. Устанавливается в камеру.
75
ФСГО-500
Фильтр ФСГО-500 предназначен для очистки от
жидких и твердых мелкодисперсных радиоактивных
и токсичных аэрозольных частиц технологического
сдувочного воздуха из аппаратов перед выбросом в атмосферу. Устанавливается в кожух или камеру.
ФСКО-1000
Фильтр ФСКО-1000 предназначен для комплексной
очистки воздуха от жидких и твердых крупных и высокодисперсных аэрозольных частиц, растворов кислот,
кроме HF и HCl, а также органических жидкостей и растворов щелочей. Устанавливается в кожух или камеру.
Вентилятор (рис. 6) предназначается для засасывания наружного воздуха, протягивания его через фильтры-поглотители и подачи очищенного воздуха в помещение убежища. Вентилятор может
иметь только ручной привод (вентилятор РВ-49) или дополнительно к ручному приводу может быть укомплектован электромотором
и дроссельным клапаном (вентилятор ЭРВ-49-2). Дроссельный клапан предназначается для регулировки заданной подачи воздуха
в помещение убежища (100 или 150 м3 воздуха в час). Производительность вентилятора при 45–47 оборотах рукоятки в минуту составляет 150 м3 воздуха в час. Вес вентилятора без электромотора
13 кг.
Воздуховоды предназначены для подвода зараженного воздуха
к фильтрам-поглотителям и очищенного воздуха к вентилятору [32].
Указатель расхода воздуха УРВ-1 (рис. 7) предназначен для контроля за количеством воздуха, подаваемого в убежище. Указатель
расхода воздуха состоит из корпуса, заслонки (размещенной внутри
корпуса и связанной через ось с двойной стрелкой), футляра, рубки (для присоединения предупредителя проскока) и двухсторонней
шкалы. На шкале нанесены деления 50, 100, 150 и 200 м3 час. При
протекании воздуха по воздуховоду заслонка и соединенная с ней
стрелка отклоняются на определенный угол и по шкале делается
отсчет.
Раздвижные герметические двери служат для герметизации
дверных проемов тамбуров убежища. Дверь состоит из двух полотнищ и двух сегментных досок – верхней и нижней. Двери открываются и закрываются с обеих сторон. При открывании (закрывании)
двери полотнища раздвигаются (сдвигаются). Верхняя сегментная
доска имеет клапан, обеспечивающий проветривание тамбуров
и позволяющий судить о наличии подпора в убежище.
76
а)
1
3
1
б)
2
4
3
Рис. 6. Вентилятор: а – образец РВ-49; б – образец ЭРВ-49-2;
1 – нагревательный патрубок; 2 – редуктор;
3 – рукоятка; 4 – электромотор
3
2
5
1
4
Рис. 7 Указатель расхода воздуха УРВ-1:
1 – корпус; 2 – футляр; 3 – шкала; 4 – трубка; 5 – фланец
При наличии в убежище одного входа с двумя тамбурами используются две раздвижные герметические двери. В убежищах
с двумя входами используются четыре двери, входящие в комплект
ФВКПУ-М-2.
77
Вентиляционное защитное устройство ВЗУ-100 (рис. 8) [32] назначается для защиты фильтровентиляционной установки от ударной волны ядерного взрыва и для предохранения от поражения этой
волной людей, находящихся в убежище.
Технические данные ВЗУ-100: допустимое давление ударной волны – до 4 кгс/см3, степень очистки воздуха от пыли – 60–70%,
вес – 9,2 кг.
Рулонная бумага, входящая в фильтровентиляционные комплекты, используется при постройке убежища для герметизации
перекрытия и стен убежища, осуществляемых в процессе его возведения.
Время установки полевого фильтровентиляционного комплекта
силами трех человек составляет в среднем не более чем 1,5 ч.
После окончания сооружения убежища и установки фильтровентиляционного комплекта проверяются правильность его монтажа,
работоспособность фильтровентиляционной установки и герметичность убежища.
Вначале внешним осмотром проверятся правильность монтажа
комплекта и исправность герметических дверей. Герметические
двери при закрывании должны прилегать к дверным проемам без
просветов. Затем все герметические двери закрываются и вентилятор приводится в действие на заданную производительность. Наблюдение ведется за шкалой указателя расхода воздуха и за клапанами в верхнем сегменте раздвижных герметических дверей. При определенном режиме работы вентилятора показания стрелки
УРВ-1 должны соответствовать количеству всасываемого воздуха
в кубических метрах в час, а клапаны должны открываться, пропуская воздух из основного помещения в тамбуры.
Места негерметичности отдельных элементов убежища и фильтровентиляционной установки определяются по отклонению пла1
2
Рис. 8 Вентиляционное защитное устройство ВЗУ-100:
1 – крышка; 2 – корпус
78
мени свечи (спички) поднесенной к месту проверки или по движению струи дыма (от сигареты). В случае недостаточной герметичности при максимальной подаче воздуха и закрытых герметических
дверях и клапане дымовой трубы будет наблюдаться отклонение
пламени свечи или заметное движение дыма в направлении к месту
негерметичности.
Проверке подлежат места соединения фильров-поглотителей
между собой и с вентиляторами, места выводов дымохода, воздухозаборной линии, кабелей связи и электрокабелей, герметические
двери по периметру дверного проема и линии герметизации, а также герметические перегородки по периметру их примыкания к стенам, перекрытию и полу тамбуров.
Все недостатки, замеченные при осмотре и проверке фильтровентиляционного комплекта и убежища в целом, должны быть уст- ранены.
4.3.4. Правила пользования убежищем
с фильтровентиляционным комплектом
Ответственность за состояние убежища и его специального оборудования и за выполнение правил пользования убежищем возлагается на руководителя того подразделения, за которым закреплено
убежище. Руководитель подразделения при занятии убежища должен убедиться в надежности его герметизации и в правильности
работы фильтровентиляционного оборудования; назначить внутренний наряд в составе дежурного и его помощника (дневального);
установить очередность пользования убежищем и сигналы на вход
в убежище и выход из него.
В обязанность дежурного и дневального по убежищу входит:
– руководство и наблюдение за порядком схода в убежище и выхода из него;
– назначение наряда из личного состава подразделения, занимающего убежище, для обслуживания вентилятора (при отсутствии
электромотора);
– наблюдение за режимом работы фильтровентиляционной установки, отопительного оборудования, исправностью вентиляционного и дымоходного защитных устройств, состояние герметизации
и защитных дверей;
– наблюдение за индикаторной трубкой предупредителя проскока
ОВ и обеспечение контроля воздуха в убежище с помощью технических средств индикации радиоактивных и отравляющих веществ;
79
– немедленное тушение топящейся печи при срабатывании дымоходного защитного устройства;
– устранение неисправностей, возникших в результате применения оружия массового поражения;
– вращение рукоятки вентилятора во время проветривания убежища перед входом очередной смены личного состава на отдых;
– уборка помещения и топка печи (в холодное время года).
Защитная и раздвижные герметические двери убежища должны
находится в закрытом положении на запорах. Проветривание убежища производится в помощь фильтровентиляционной установки.
Топка печи в убежище разрешается только при работающей
фильтровентиляционной установке.
В момент применения оружия массового поражения входить
в убежище запрещается.
Вход в убежище и выход из него в условиях зараженности окружающей местности и воздуха допускаются только с разрешения руководителя подразделения, занимающего убежище (или дежурного
по убежищу). При входе должен строго соблюдаться следующий порядок.
Перед входом в убежище весь личный состав проводит частичную санитарную обработку и дезактивацию (дегазацию, дезинфекцию) оружия. Затем люди попарно входят в предтамбур (крытая
часть входа в убежище), где снимают оружие, снаряжение, индивидуальные средства защиты (кроме противогазов), противогазовые
сумки, головные уборы, шинели (полушубки) и перчатки; развешивают это имущество на гвоздях, вбитых в одежду крутостей. После
этого поочередно каждая пара проходит в первый, второй тамбуры
и в помещение убежища, плотно закрывая за собой двери. В тамбурах пары задерживаются в течение 3 мин (при одном тамбуре в убежище- до 5 мин).
При входе в убежище всегда соблюдается правило: иметь одновременно открытой только одну дверь.
Охрана имущества, оставленного в предтамбуре, возлагается
на наблюдателя или пост, выставляемый руководителем подразде- ления.
Во время входа личного состава в убежище фильтровентиляционная установка должна работать на максимальную производительность.
Категорически воспрещается вход в убежище людей с видимыми пятнами отравляющих веществ, а при радиоактивном заражении – с пылью, грязью и снегом на одежде и обуви.
80
Размещение людей в убежище производится по указанию дежурного (дневального) по убежищу. При расположении на отдых
в первую очередь занимаются верхние нары, а затем нижние; при
этом нельзя допускать такого положения, чтобы ноги одного человека находились у головы (над головой) другого. Запрещается излишнее хождение внутри помещения убежища.
Противогазы снимают после того, как дежурный по убежищу
с помощью технических средств определит отсутствие опасности
поражения отравляющими веществами. При наличии только радиоактивного заражения противогазы снимают после входа в убежище. Однако в этом случае перед входом необходимо пол убежища
и тамбуров опрыскать водой, а нары обтереть мокрой ветошью для
предотвращения пылеобразования.
В случаях заражения местности и воздуха бактериальными аэрозолями вход в убежище производится в указанном выше порядке.
Если вход в убежище осуществляется после частично санитарной
обработки, проведенной в обычном порядке, личный состав в течение всего времени пребывания в убежище противогазы не снимает.
При проведении частичной санитарной обработки с переодеванием
людей противогазы снимаются через 30 мин после входа в убежище и люди могут находиться в убежище со снятыми противогазами
в течение 1,5–2 ч.
Выход из убежища производится в надетых противогазах также
по два человека без задержки в тамбурах. При выходе каждая пара
закрывает за собой двери, не допуская одновременного открывания
двух дверей и более. В предтамбуре личный состав надевает свою
одежду, снаряжение, забирает имущество (оружие) и средства защиты. Во время выхода людей из убежища фильтровентиляционная установка должна работать на полную производительность.
При отсутствии заражения окружающего воздуха и местности
убежище проветривается, отработанные фильтры-поглотители заменяются, печь соединяется с дымоходом.
Нужно помнить, что надежность убежища в большой степени зависит от его правильной эксплуатации.
4.4. Приборы радиационной разведки
и дозиметрического контроля
Случаи крупных аварий на ОИАЭ, имевшие место за последние
годы (например, катастрофа на ЧАЭС), определяют необходимость
существования систем повсеместного радиационного контроля.
81
Главной задачей этих систем следует считать обеспечение быстрого
и точного выявление реальной радиационной обстановки на больших территориях. Практическое решение указанных задач базируется на широком использовании специальных технических средств
рациональной разведки (наземные и воздушные методы ведения), а также различных видов вспомогательной дозиметрической аппаратуры.
Современные методы оценки воздействия ионизирующих излучений на человека базируются на измерении дозы облучения,
выступающей в роли количественной характеристики степени радиационного поражения организма. Однако, как показывает опыт
развития дозиметрии, дальнейшие исследования требует разработки новых, более совершенных численных критерий радиационной
опасности, учитывающих широкий спектр вариаций лучевых поражений, связанных с условиями облучения, состоянием облучаемых
лиц, а также рассчитанных на применение для решения конкретных задач в прикладной дозиметрии [24, 26, 36].
Практическое применение новых дозиметрических величин
оправдано в этом случае, когда известны и могут быть учтены погрешности оценки радиационных поражений, полученных на основе этих величин.
К числу критериев, используемых в современной дозиметрии,
относятся: эквивалентная доза, учитывающих относительную
биологическую эффективность различных видов излучения; эффективная эквивалентная доза, суммирующая воздействия на
различные органы и ткани в зависимости от их радиационной чувствительно, а также амбиентная и дирекционная эквивалентные
дозы, определенные, соответственно, для сильно и слабопроникающего излучения на глубине 10 и 0,07 мм под поверхностью сферического фантома, стандартизованного Международной комиссией по
радиационной величинам и измерениям.
В плане индивидуального контроля облучения сильно и слабо
проникающим излучением рекомендуется использовать проникающую и поверхностную эквивалентные индивидуальные дозы, определяемые, соответственно, на глубинах 10 и 0,07 мм фантома тела
человека. Особый интерес с позиции обеспечения достоверности
дозиметрической информации представляет точность измерений
соответствующих величин специальными приборами. Так, например, в соответствии с действующими в передовых странах нормами,
при радиационном контроле объектов окружающей среды погрешность аттестуемых для использования в определенных условиях
82
измерителей уровней фотонного излучения не должна превышать
±20% при проверке и ±24% при эксплуатации для эквивалентных
доз свыше 10 мкЗв или мощностей свыше 1 мкЗв/ч.
В случае, если отсутствуют сведения об условиях облучения (неизвестны такие параметры, как: энергия фотонов, угол падения излучения на детектор, температура, давление и влажность окружающей среды в точке измерений), допускается погрешность измерений
до ± 45% на доверительном уровне 92% в предположении случайного характера наложения составляющих этой погрешности.
Характерно, что для измерителей параметров нейтронного излучения во внешней среде аналогичных требований пока не выработано. Их погрешности значительно превышающих пределы, установленные для γ-дозиметров. В зависимости от типа используемого
в дозиметре детектора и энергии регистрируемых нейтронов результаты измерений могут отличаться в 5 раз от истинной величины.
Как показали результаты экспериментов по сличению точности
характеристик индивидуальных дозиметров фотонного излучения,
эти приборы обеспечивают точность определения дозы порядка
±40% для доз свыше 2 мЗв. Предполагается, что точность определения доз в случае размещения дозиметра на тело человека не измениться существенно по сравнению с приведенными данными, полученными для дозиметров, свободно подвешенных в воздухе и облучавшихся практически параллельным пучком y-квантов.
Индивидуальные нейтронные дозиметры все еще находятся на
ранних этапах разработки и испытаний.
Рассмотренные ниже приборы дозиметрического контроля и радиационной разведки измеряют установленные нормами критерии
облучения, и точность измерения данных критериев в основном соответствует установленным требованиям.
4.4.1. Методы измерений основных параметров
ионизирующих излучений
В практике организации индивидуального контроля облучения
населения, а также выполнение необходимых измерений параметров ионизирующего излучения для выполнения складывающейся
радиационной обстановки в интересах гражданской защиты населения, Вооруженных Сил и объектов экономики широкое распространение приобрели различные инструментальные средства, в которых используются новейшие достижения науки и техники.
83
Принцип обнаружения (нейтронов γ-лучей, β- и α- частиц, рентгеновских лучей) основан на способности этих излучений ионизировать вещество среды, в которой они распространяются. Ионизация,
в свою очередь, является причиной физических и химических изменений в веществе, которые могут быть обнаружены и измерены.
К таким изменениям среды относится изменение электропроводности веществ (газов, жидкостей, твердых материалов); люминесценция (свечение) некоторых веществ; засвечивание фотопленок; изменение цвета, окраски некоторых химических растворов и др.
Для обнаружения и изменения ионизирующих излучений используют следующие методы: фотографической, химической, ионизационный и сцинтилляционной.
Фотографический метод основан на степени почернения фотоэмульсии. Под воздействием ИИ молекулы бромистого серебра, содержащегося в фотоэмульсии, распадаются на серебро и бром. При
это образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые и вызывают почернение пленки при ее проявлении. Плотность поглощения пропорционально поглощённой энергии излучения. Сравнивая
плотность почернения с эталоном, определяют дозу излучения, полученную пленкой. На этом принципе основаны индивидуальные
фото-дозиметры. Для всех лиц, периодически подвергающихся
внешнему воздействию ИИ (включая персонал рентгеновских установок) или эпизодически соприкасающихся с радиоактивными препаратами в своей служебной деятельности (представители «радиационно-опасных профессий») используются пленочные дозиметры.
Эти дозиметры пользователи носят постоянно: снятие набранной
дозы ИИ осуществляется ежемесячно на специальных установках,
величина поглощённой дозы тщательно регистрируется. Высказывается мнение специалистов, что для повышения точности и объективности индивидуального контроля целесообразно предусмотреть
использование, как минимум, двух типов дозиметров. При этом
каждый тип должен быть основан на оригинальном, отличающимся от другого, принципа.
Химический метод некоторые химические вещества под воздействием ИИ меняют свою структуру. Так, хлороформ в воде при
облучении разлагается с образованием соляной кислоты, которая
дает цветную реакцию с красителем, добавленным хлороформу.
Двухвалентное железо в кислой среде окисляется в трехвалентное
под воздействием свободных радикалов HO2 и HO образующихся в воде при ее облучении. Трехвалентное железо с красителем
дает цветную реакцию. По плотности окраски судят о доже излу84
чения. На этом принципе основаны химические дозиметры ДП-70 и ДП-70м.
Ионизационный метод. Под воздействием ИИ в изолированном
объеме происходит ионизация газа: электрически нейтральные атомы (молекулы) газа разделяют на положительные и отрицательные
ионы. Если в этот объем поместить два электрода, к которым приложено постоянное напряжение, то между электродами создается
электрическое поле. При наличии электрического поля в тонизированном газе возникает направление движения заряженных частиц,
т. е. через газ проходит электрический ток, называемый ионизационным. Измеряя ионизационный ток, можно судить об интенсивности ИИ.
Приборы, работающие на основе ионизационного метода, имеют
принципиально одинаковое устройство (рис 9) [26].
При отсутствии ионизирующего излучения в цепи ионизационной камеры тока не будет, поскольку воздух является изолятором.
При воздействии ионизирующего излучения молекулы воздуха ионизируются, в цепи камеры возникает ионизационный ток, который регистрируется микроамперметром. Числовое значение ионизационного тока пропорционально интенсивности ионизирующего
излучения, воздействующих на камеру.
1
2
4
ИИ
3
6
5
Рис. 9. 1 – воспринимающее устройство (ионизационная камера или
газоразрядный счетчик); 2 – усилитель ионизационного тока (включает
электрометрическую лампу); 3 – нагрузочное сопротивление
и др. элементы; 4– регистрирующее устройство (микроамперметр);
5 – источник питания (сухие элементы
или аккумуляторы); 6–выключатель
85
Для измерения ионизирующего излучения малой интенсивности
применяется газоразрядный счетчик (счетчик Гейгера-Мюллера).
Он позволяет измерять интенсивность ионизирующего излучения
в десятки тысяч раз меньше той, которую удается измерить ионизационной камерой.
Газоразрядный счетчик (рис. 10) полный герметичный металлический или стеклянный цилиндр, заполненный разряженной смесью инертных газов (аргон, неон) с некоторыми добавками, улучшающими работу счетчика (пары спирта). Внутри цилиндра, вдоль его
оси, натянута тонкая металлическая нить (анод), изолированная от
цилиндра. Катодом служит металлический или тонки слой метала, нанесенный на внутреннюю поверхность стеклянного корпуса счетчика.
К металлической нити и токопроводящему слою (катоду) подают
напряжение. В отсутствии ионизирующего излучения свободных ионов нет, следовательно, в цепи счетчика электрического тока также
нет. При воздействии ионизирующего излучения в рабочем объеме
счетчика образуются заряженные частицы. Электроны, двигаясь
в электрическом поле к аноду счетчика, площадь которого значительно меньше площади катода., приобретают кинетическую энергию,
достаточную для дополнительной ионизации атомов газовой среды.
Выбитые при этом электроны также производят ионизацию. Таким
образом, одна частица ионизирующего излучения, попавшая в объ3
2
4
1
4
3
Рис. 10. Корпус счетчика (катод): 1 – нить счетчика (анод);
2 – выводы; 3 – изоляторы
86
ем смечи газового счетчика, вызывает образование лавины свободных электронов. На нити счетчика собирается большое количество
электронов. В результате этого положительный потенциал резко
уменьшается и возникает электрический импульс. Регистрируя количество импульсов тока, возникающих в единицу времени, можно
судить об интенсивности ионизирующего излучения.
4.4.2. Сравнение основных параметров, характеризующих
различные методы радиационной разведки местности
Существуют следующие методы радиационной разведки местности:
– воздушная радиационная разведка;
– полевая γ-спектрометрия;
– отбор и анализ проб;
– наземная разведка с применением портативных приборов.
Наиболее быстрым средством получения данных об интенсивности излучения на большой площади является воздушная радиационная разведка. Благодаря своей большой проникающей способности в воздухе и γ-лучи могут быть обнаружены чувствительными
приборами на высоте несколько сотен метров от поверхности земли.
Низколетящие самолеты или вертолеты, оборудованные специальными дозиметрическими приборами для измерения интенсивности
излучения, могут обследовать большие площади, не встречая препятствий в виде разрушенных зданий, сооружений, заваленных
улиц и дорог. Для определения примерной интенсивности ионизирующего излучения у поверхности земли вводиться соответствующий
коэффициент, значение которого будет зависеть, главным образом,
от высоты замера и характера местности. Однако данные воздушные
разведки могут рассматривать лишь как грубо ориентировочные.
В районах, представляющих особый интерес, воздушная радиационная разведка должна быть заменена наземной радиационной
разведкой, которая позволит выявить сильно зараженные зоны,
«горячие пятна» и наиболее безопасные участки.
В табл. 8 показаны основные параметры, характеризующие различные методы радиационной разведки местности.
Анализируя данную таблицу, можно прийти к выводу о том, что
лучший эффект и точность данных радиационной разведки можно
получить, указанные методы комбинированно.
Признается целесообразность (для случая радиационной аварии)
первоочередного проведения аэрогамма-съемки местности, после
87
Таблица 8
Сопоставляемый параметр
Энергетическое разрешение, КэВ
Вертолетная
γ-спектрометрическая
съемка
Наземная Полевая
Отбор
разведка γ-спектро- и анализ с применением
метрия
проб
портативных
приборов
100
2
2
–
Пространственное разрешение, м2
Приблизительно 5×102
10–100
0,2
Чувствительность,
Бк/м2
102–104
102–103
102
102–104
Производительность,
м2/ч
107 – 109
10–400
0,1
102–103
чего, в зависимости от складывающейся радиационной обстановки,
рекомендуется применять другие методы наземной радиационной
разведки. Хорошие результаты обеспечивает пешеходная γ-съемка
с использованием современных портативных приборов радиационной разведки, отбором проб почвы, а также полевая γ-спектрометрия
в зоне заражения. Окончательное подтверждение результатов аэрогамма-съемки и полевой спектрометрии должен дать радиоизотопный анализ проб объектов окружающей среды, отобранных с заражением участков местности.
4.4.3. Измерители мощности дозы
Измерители мощности дозы ДП-5А(Б) и ДП-5В
Назначение приборов ДП-5А (Б) и ДП-5В
Приборы ДП-5А (Б) и ДП-5В предназначены для измерения
уровней радиации на местности и радиоактивной зараженности
различных предметов по γ-излучению. Мощность γ-излучения определяется в миллирентгенах или рентгенах в час для той точки пространства, в которой помещен при измерениях соответствующий
счетчик прибора. Кроме того, имеется возможность обнаружения
β-излучения.
Диапазон измерений по γ-излучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч в диапазоне энергий γ-квантов от 0,084 до 1,25 МэВ. Приборы ДП-5А,
ДП-5Б и ДП-5В имеют шесть поддиапазонов измерений (табл. 9).
88
Таблица 9
Поддиапазоны
1
2
3
4
5
6
Положение ручки
Пределы
переключателя Шкала Единица
измерений
поддиапазона
200
+1000
+100
+10
+1
+0,1
0–200
0–5
0–5
0–5
0–5
0–5
Р/ч
мР/ч
То же
-.-.-.-
5–200
500–5000
50–500
5–50
0,5–5
0,05–0,5
Время установления показателей, С
10
10
30
45
45
45
Отсчет показаний приборов производиться по нижней школе
микроамперметра в (Р/ч), по верхней школе- в (мР/ч) с последующим умножением на соответствующий коэффициент поддиапазона. Участки шкалы от нуля до первой значащей цифры является
нерабочим.
Приборы имеют звуковую индикацию на все поддиапазоны, кроме первого. Звуковая сигнализация прослушивается с помощью головных телефонов.
Питание приборов осуществляется от трех сухих элементов типа
КБ-1 (один из них для подсвета шкалы), которые обеспечивают непрерывность работы в нормальных условиях не менее 40 ч (ДП-5А)
и 55ч (ДП-5В). Приборы могут подключатся к внешним источникам постоянного тока напряжения 3,6 и 12 В (ДП-5А(Б)) и 12 или 24 В (ДП-5В), имея для этой цели колодку питания и делитель напряжения с кабелем длиной 10м.
Устройство приборов ДП-5А(Б) и ДП-5В
В комплект прибора входят: футляр с ремнями; удлинительная
штанга; колодка питания к ПД-5А и делитель напряжения к ДП5В; комплект эксплуатационной документации и запасного имущества; телефон и укладочный ящик Прибор состоит (рис. 11) из измерительного пульта; зонда в ДП-5А(Б) или блока детектирования
в ДП-5В, соединенных с пультами гибкими кабелями; контрольного стронцево-иттриевого источника β-излучения для проверки работоспособности приборов (с внутренней стороны крышки футляра
у ДП-5А(Б) и на блоке детектирования у ДП-5В.
Измерительный пульт (рис. 12) состоит из панели и кожуха. На панели измерительного пульта размещены: микроамперметр
с двумя измерительными шкалами; переключатель поддиапазонов; ручка «РЕЖИМ» (потенциометр регулировки режима); кнопка
сброса показаний («СБРОС»); тумблер подсвета шкалы; винт уста89
4
1
3
2
Рис. 11. Комплект прибора ДП-5А(Б): 1 – измерительный пульт;
2 – зонд; 3 – удлинительная штанга; 4 – футляр
Крышка
футляра
Контрольный
препарат
Микроамперметр
Пробка корректора нуля
Тумблер подсвета шкалы
Переключатель
поддиапазонов
Ручка
регулятора
режима работы
Кнопка сброса
показаний
прибора
Рис. 12. Измерительный пульт прибора ДП-5А(Б)
новки нуля; гнездо включения телефона. Панель крепится к кожуху двумя невыпадающими винтами. Элементы схемы прибора смонтированы на шасси, соединенным с панелью при помощи шарнира
и винта. Внизу кожуха имеется отсек для размещения источников
питания. При отсутствии элементов питания может быть подключен делитель напряжения от источников постоянного тока.
90
Воспринимающими устройствами приборов являются газоразрядные счетчики, установленные в приборе ДП-5А(Б): один (СИЗБГ)
в измерительном пульте и два (СИЗБГ и СТС-5) в зонде; в прибор ДП-5В: два (СБМ-20 и СИЗБГ) в блоке детектирования.
Зонд и блок детектирования представляют собой стальной цилиндрический корпус с окном для индикации β-излучения, заключенным
этилцеллюлозной водостойкой пленкой, через которую проникают
β-частицы. На корпус надет металлический поворотный экран, который фиксируется в двух положениях («Г» и «Б») на зонде и в трех положениях («Г», «Б» и «К») на блоке детектирования (ДП-5В). В положении «Г» окно корпуса закрывается экраном и в счетчик могут проникать только γ-лучи. При повороте экрана в положение «Б» окно корпуса
открывается и в счетчик проникают не только γ-лучи, но и β-частицы.
В положении «К» контрольный источник β-излучения, который укреплен в углублении на экране, устанавливается против окна, и в этом
положении проверяется работоспособность прибора ДП-5А.
На корпусах зонда и блока детектирования имеются по два выступа, с помощью которых они устанавливаются на обследуемой
поверхности при индикации β-зараженности. Внутри корпуса находится плата, на которой смонтированы газоразрядные счетчики,
усилитель-нормализатор и электрическая схема.
Футляр прибора состоит: ДП-5А (Б) – из двух отсеков (для размещения пульта, блока детектирования и запасных элементов питания). В крышке футляра имеются окна для наблюдения за показаниями прибора. Для ношения прибора к футляру присоединятся
два ремня.
Телефон состоит из двух малогабаритных телефонов типа ТГ-7М
и оголовья из мягкого материала. Он подключается к измерительному пульту и фиксирует наличие радиоактивных излучений: чем
выше мощность излучения, тем чаще звуковые щелчки.
Из запасных частей в комплект прибора входят чехлы для зонда,
колпачка, лампочки накаливания, отвертка, винты.
Подготовка в работе
1. Установить корректором стрелку микроамперметра на «0».
Ручку «РЕЖИМ» повернуть против часовой стрелки до упора.
Ручку переключателя поддиапазонов установить в положении
«ВЫКЛ». Подсоединить элементы питания, соблюдая полярность.
2. Переключатель поддиапазонов поставить в положение «РЕЖИМ» (ДП-5А) и ▲ (контроль режима) (ДП-5В). Вращая ручку
«РЕЖИМ» по ходу часовой стрелки, установить стрелку микроамперметра на треугольную метку ▼ шкалы (рис. 13).
91
9
1
8
2
7
6
5
3
4
Рис. 13. Измерительный пульт: 1 – зонд; 2 – контрольный источник;
3 – тумблер подсвета шкалы; 4 – переключатель поддиапазонов;
5 – винт установки нуля; 6 – кнопка сброса показаний;
7 – ручка «РЕЖИМ»; 8 – гибкий кабель; 9 – микроамперметр
3. Проверить работоспособность прибора по контролю радиоактивному источнику 2 (рис. 12). Для этого установить экран головного зонда в положение «Б», включить головные телефоны, открыть
радиоактивный источник, установить зонд опорными точками на
крышку футляра так, чтобы источник находился напротив окна
(ДП-5А). Для прибора типа ДП-5В экран зонда и детектора – в положение «Б» и «К», соответственно.
Поставить переключатель поддиапазонов в положение х1000,
х100, х10, х1, х0,1. На поддиапазонах х1000, х100 должны прослушиваться щелчки в телефонах. На поддиапазонах х1, х0,1 стрелка
выйдет за пределы шкалы. Прибор исправен и готов к работе.
Проведение измерений
Измерение уровней радиации (радиационная разведка местности).
92
Радиационную разведку местности (рис. 14) проводят в следующем порядке.
1. Экран головки зонда установить в положение «Г», зонд уложить в чехол прибора.
2. Поставить переключатель поддиапазона в положение 200.
Снять показания.
3. При малых уровнях радиации измерения проводятся по верхней шкале в положении переключателя поддиапазона х1000, х100.
4. При измерении прибор должен находиться на высоте 0,7–1 м
от поверхности земли.
Определение степени активного заражения.
Степень радиоактивного заражения кожных покровов людей, их
одежды, хозяйственных животных, техники, оборудования, транспорта определяют в последовательности, изображенной на рис. 15, 16.
1. Отойти от обследуемого объекта на 15–20 м., поставить экран
зонда в положение «Г», поднять головку зонда от земли на 70 см.
2. Поставить переключатель поддиапазона в положение х1000,
х100, х10, х1, х0,1.
3. Измерить величину γ-фона(отсчет по верхней шкале).
4. Подвести головку зонда к объекту на расстояние 0,5–3 см,
снять отсчет прибора, вычесть γ-фон. Результат характеризует степень радиоактивного заражение объекта.
Рис. 14. Проведение измерений уровней радиации прибором ДП-5(А, Б)
Рис. 15. Проведение измерений степени активного заражения
прибором ДП-5(А, Б)
93
Рис. 16. Обнаружение β-излучений прибором ДП-5(А, Б).
Обнаружение β-излучений
1. Установить экран зонда в положение «Б».
2. Поднести к обследуемой поверхности на расстояние 0,5–3см.
3. Подставить переключатель поддиапазона в положение х0,1;
х1; х10 и снять отсчет.
4. Увеличение показаний прибора на одном и том же поддиапазоне по сравнениюс γ-измерением показывает наличие β-излучения.
Измеритель мощности дозы ИМД-5
Назначение
Обеспечивает измерение мощности поглощённой дозы γ-излу- чения, а также индикацию плотности потока β-излучения.
Диапазон измерения γ-излучений разбита на 6 поддиапазонов
β-излучений – на 3 (табл. 10).
Диапазон измерений ИМД-5 по γ-излучений приведен в табл. 11.
Таблица 10
Тактико-технические характеристики
Диапазон измерения мощности
поглощенной дозы γ-излучения
Диапазон энергии
0,05 мрад/ч –200 рад/ч
0,084–1,25 МэВ
Диапазон измерения плотности потока
β-излучения
50–50 тыс. част/мин · см2
Основная относительная погрешность
+30%
Время измерения не превышает:
на 1-м и 2-м поддиапазоне;
на остальных
Диапазон рабочих температур
Относительная влажность при +25 °С
Питание
94
30 с
45с
(–50)–(+50) °С
100%
2 элемента А343 (3 В)
Окончание табл. 10
Время непрерывной работы
100 ч
Пульт
Блок детектирования
Масса прибора с футляром, ремнями,
телефоном
Габаритные размеры, мм:
172×102×116
46×170
3,5 кг
Таблица 11
Положение
ручки
переключателя
Шкала прибора
1
200
0–200
рад/ч
5–200
2
×1000
0–5
мрад/ч
500–5000
3
×100
0–5
мрад/ч
50–500
4
×10
0–5
мрад/ч
5–50
Поддиапазон
Единица
измерения
Пределы
измерения
5
×1
0–5
мрад/ч
0,5–5
6
×0,1104
0–5
мрад/ч
0,05–0,5
4
×104
0–5
част/мин·см2
5
3
0–5
2
500–5000
2
50–500
6
×10
2
×10
0–5
част/мин·см
част/мин· см
5000–50000
Конструкция и принцип действия
ИМД-5 (рис. 17) состоит из измерительного пульта и блока детектирования, соединенных кабелем (длиной 1,2 м). Пульт состоит из кожуха, основания, шасси, платы преобразователя, платы С,
крышки и выносного блока питания.
Рис. 17. Конструкция прибора ИДМ-5
95
На лицевой панели кожуха находятся кнопки подсвета шкалы
микроамперметра и сброса показаний, переключатель на 9 поддиапазонов. В основании сделан осек для размещения выносного блока
питания с двумя элементами А-343.
Блок детектирования цилиндрической формы, герметичен, сохраняет работоспособность при погружении в воду на глубину до 1 м.
В нем расположена плата с газоразрядными счетчиками и другими
элементами схемы. Снабжение поворотным органом, что позволяет
фиксировать его в положениях β, у и Δ. При β окно в его корпусе
открывается, при у закрыто экраном. В положении Δ против окна
устанавливает контрольный источник типа Б-8.
Газоразрядные счетчики под воздействием β-частицы или
γ-квантов выдают электрические импульсы, которые поступают на
вход усилителя-нормализатора.
Интегрирующий контур усредняет ток импульсов так, что он
становиться пропорционален средней мощности поглощённый дозы
γ-, β-излучения и регистрируется микроамперметром.
Работа с прибором
Работа с прибором ИДМ-5 аналогична описанной выше работе
с прибором ДП-5В.
Измеритель мощности дозы ИМД-1
Назначение
Предназначен для ведения радиационной разведки на местности
и определения степени загрязнения людей, продовольствия, воды,
фуража и техники по γ-излучению и обнаружения β-излучения.
Производится в трех вариантах: ИМД-1А, ИМД-1Р, ИМД-1С.
Тактико-технические характеристики
Диапазон измерения мощности экспозиционной дозы γ-излучения:
ИМД-1А
ИМД-1Р и ИМД-1С
Диапазон разбит на два поддиапазона:
с пределами измерений;
с пределами измерений
Основная погрешность (Р = 0,95)
Срабатывание звуковой сигнализации:
на поддиапазоне;
на поддиапазоне
96
0,01–999 Р/ч
0,01 мР/ч–999 Р/ч
0,01–999 мР/ч
0,01–999 Р/ч
+25%
0,1 и 300 мР/ч
0,1 и 300 Р/ч
Окончание
Дополнительная погрешность за счет энергетической зависимости в диапазоне
0,08–1,25 МэВ
±25%
Время установления рабочего режима
1 мин
Время измерения не превышает:
для ИМД-1А:
в диапазоне 0,01–999 Р/ч;
в диапазоне 10–999 Р/ч
для ИМД-1Р и ИМД-1С:
на поддиапазоне 0,01–9,99 Р/ч;
на поддиапазоне 10–999 мР/ч;
на поддиапазоне 0,01–9,99 мР/ч;
на поддиапазоне 10–999 мР/ч
Время непрерывной работы
Питание
15 с
1,5с
60 с
6с
15 с
15 с
Не менее 100 ч
4 элемента «Прима» (6 В)
Диапазон рабочих температур
Измеритель устойчив при воздействии вибраций и механических ударов
Работает при пониженном давлении
Габаритные размеры, мм:
пульт 364×131×66;
блок детектирования 60×171×70;
блок питания ИМД-1-2;
блок питания ИМД-1-6
(–50)–(+50) °С
до 450 мм рт.ст.
Масса, кг:
1,5
0,6
0,7
1,1
Рис. 18. Конструкция прибора ИДМ-1
97
Общее устройство
В состав измерителя входят (рис. 18): блок детектирования ИМД-1-1; блок питания ИМД-1-2; пульт измерительный ИМД-1-3;
телефон головной ТГ-7М; штанга.
Область применения
Применяется для оснащения Вооруженных сил и в системе
гражданской обороны.
Дозиметр БДГ-06Т
Назначение
Предназначен для измерения МЭД окружающей среды и мощности экспозиционной дозы фотонного излучения с цифровой индикацией показаний на рабочих местах, в смежных помещениях и на
территории предприятий, использующих радиоактивное вещество
и другие источники ИИ, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения. Кроме того, может быть использован для контроля эффективности биологической защиты, радиационных упаковок и радиоактивных отходов, а также населением для самостоятельной оценки
радиационной обстановки.
Таблица 12
Тактико-технические характеристики.
Дозиметр обеспечивает измерение в интервале энергии фотонов
от 0,05 до 3 МэВ в двух режимах работы- поиск и измерение
Поиск
Измерение
Диапазон измерения МЭД
1,0–999,9 мкЗв/ч
0,10–99,99 мкЗв/ч
Диапазон измерения мощности экспозиционной дозы
0,10–99,99 мР/ч
0,01–9,999 мР/ч
4с
40 с
±15%
±30%
Время измерения
Предел допускаемой основной
погрешности измерения
Дополнительная погрешность
в рабочих условиях от изменения температуры на 10оС
Не более +3%
Диапазон рабочих температур
(–10)–(+40) оС
Относительная влажность
Атмосферное давление
Источник питания
98
До 90%
87–106,7 кПа
Гальванический
элемент типа «Корунд»
Окончание табл. 12
Поиск
Измерение
Расчетная наработка на отказ
Не менее 4 тыс. чел.
Средний срок службы
Не менее 6 лет
Габаритные размеры
165×85×50
Масса
60 г
Потребление тока при значениях уровней мощности дозы в пределах 75% максимального значения обеспечивает непрерывную работу дозиметра в течение не менее 8 ч. При уровнях мощности дозы,
не превышающих 0,5 мкР/ч, прибор допускает непрерывную работу в течение не менее 100 ч.
Нормальное рабочее положение дозиметра, соответствующее
максимальной чувствительности, это когда направление излучения перпендикулярно плоскости расположения детектора. При изменении угла падения потока излучения до ±60°относительно направления максимальной чувствительности отклонения истинного
значения не будет превышать ±50%.
Предельно допустимое облучение дозиметра соответствует мощности дозы 10 мР/ч, при этом на любом режиме работы на шкале
цифрового индикатора отображается переполнение (высвечивается
символ «П»).
Общее устройство
Дозиметр выполнен из ударопрочного пластика прямоугольной формы (рис. 19). крышка и корпус соединены тремя винтами. Рис. 19. Конструкция дозиметра ДБР-06Т
99
Внутри корпуса расположены три платы печатного монтажа с деталями электронной схемы: индикации, управления, детекторов.
На лицевой панели корпуса расположены: табло ЖКИ, ручки
переключателя диапазонов и включения диапазонов и выключение
дозиметра: мР/ч, мкР/ч, «ВЫКЛ»; переключателя режимов работы «Измер.» «Поиск», «Конт.»; кнопки сброса показаний «СБРОС»
и подсветки шкалы индикатора. На боковой поверхности корпуса
имеется паз для доступа к регулировочному потенциометру, закрываемой планкой. В отдельном отсеке размещается батарея питания.
Геометрический центр детекторов отмечен вертикальной и горизонтальной рисками на крышке дозиметра.
Регистрация уровней мощности эквивалентной и экспозиционной дозы осуществляется двумя раздельными группами газоразрядных счетчиков с различными корректирующими фильтрами.
Каждая включает два газоразрядных счетчика СБМ-20.
Принцип действия
Фотонное излучение, воздействуя на газоразрядные счетчики,
вызывает появление в них электрических импульсов тока, которые поступают на входной каскад, он преобразует импульсы тока
в импульсы напряжения, которые через контакты режимов работы
(«Измер»-«Поиск») поступают на вход делителя частоты, затем в детекторы, а с них в устройство индикации для дальнейшей обработки.
До начала работы в отсек питания устанавливают батарею «Корунд». Затем включают дозиметр, установив переключатель диапазона в одно из положений: мзв/ч или мксзв/ч, а переключатель режима работы – в положение «КОНТР». Чтобы сбросить показания,
нажимают кнопку «СБРОС». На цифровом табло должно устойчиво отображаться число 0515 (без учета запятых). Прибор готов
к работе.
Порядок работы
Переключатель режимов устанавливают в положение «ПОИСК»,
а переключатель диапазонов-в положение мР/ч или мкР/ч. Показания сбрасывают при помощи кнопки «СБРОС». Ориентируя дозиметр в пространстве, определяют направление излучения по максимальным показаниям на цифровом табло.
В режиме «ПОИСК» смена информации на табло происходит автоматически, в такт с миганием запятой в младшем разряде. Для повышения точности при уровнях мощности дозы в пределах до 99,99 мкР/ч
или до 9,999 мР/ч измерение производят в положении «ИЗМЕР».
В режиме работы «ИЗМЕР» на цифровом табло отображаются
нули во всех разрядах и мигает запятая в младшем разряде. Отсчет
100
показаний производят в конце цикла измерения, в момент прекращения мигания запятой младшего разряда. Показания на цифровом табло сохраняются до момента нажатия кнопки «СБРОС» и запуска дозиметра на новый цикл измерения.
При уровнях дозы, превышающих предельные значения, на
цифровом табло отображается переполнение- высвечивается символ «П» и отсутствует мигание запятой младшего разряда. Если это
произошло на диапазоне режима работы «ИЗМЕР», то переключатель переводится в положение «ПОИСК».
Чтобы не загрязнялась поверхность дозиметра радиоактивными веществами, грунтовой пылью или атмосферными осадками, на
прибор надевают защитный полиэтиленовый чехол.
Дозиметр ДРГ-01Т1
Назначение
ДРГ-01Т1–цифровой широкодиапазонный носимый дозиметр
фотонного излучения.
Дозиметр предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы на рабочих местах, в смежных помещениях и на территории предприятий, использующих радиоактивное вещества и другие источники ионизирующих излучений, в санитарно-защитной
зоне и зоне наблюдения. Кроме того, может быть использован для
контроля эффективности биологической защиты, радиоактивных
упаковок и радиоактивных отходов, а также измерения мощности
экспозиционной дозы в период возникновения, протекание и ликвидации последствий аварийных ситуаций (рис. 20).
1
2
5
3
4
Рис. 20. Конструкция прибора ДРГ-01 Т1
101
Тактико-технические характеристики
Диапазон рабочих температур
Относительная влажность воздуха при +30 °С
Атмосферное давление
Диапазон измерения мощности экспозиционной дозы
Разбит на два диапазона:
первый;
второй
Диапазон энергий
Время измерения:
в режиме «ПОИСК»;
в режиме «ИЗМЕР»
Время установления рабочего режима
Предел допускаемой основной погрешности:
в режиме «ИЗМЕР»;
в режиме «ПОИСК»
Габаритные размеры
Масса
(–10)–(+30) °С
90%
84–106,7 кПа
0,010 мР/ч – 9,999 Р/ч
0,010–9,999 мР/ч
0,010–9,999 Р/ч
0,050–3,0 МэВ
2,5 с
25 с
Не более 4 с
±15%
±30%
Не более 160×76×46
не более 500 г
Работает при наличии фонового нейтронного излучения; в условиях загрязнения помещений радиоактивными веществами; в помещениях с плохой освещенностью и в темноте.
Принцип работы
В газоразрядных счетчиках под воздействием γ-квантов генерируются электрические импульсы тока, поступающего на формирование
входного потока импульсов, входной каскад которого преобразует
импульсы тока в импульсы напряжения с амплитудой, необходимой
для регистрации дальнейшей счетной схемой. С выхода делителя частоты формирователя импульсного потока импульсы поступают на
четырехразрядный счетчик. Накопленная информация за время измерения на счетчике поступает в дешифратор, преобразующий двоично-десятичную информацию счетчика в семи сегментный позиционный код, который фиксируется (высвечивается) на индикаторе.
Устройство прибора
В дозиметре ДРГ-01Т1 в качестве детекторов излучения используется два счетчика СБМ-20 и два счетчика СИ34Г (СИ40Г) с корректирующими свинцовыми фильтрами для выравнивания энер102
гетической зависимости чувствительности. Нормальное рабочее
положение дозиметра, соответствующее максимальной чувствительности, – направление излучения, перпендикулярное плоскости
расположения детекторов (геометрический центр обозначен зна- ком «+» на задней крышке дозиметра.)
Конструктивно дозиметр выполнен из двух частей- корпуса
и крышки, соединенных между собой тремя винтами (рис. 20). Внутри корпуса расположены три платы печатного монтажа: индикации, управления, детекторов- с размещенными на них деталями
электронной схемы.
В качестве корректирующих фильтров применена свинцовая
фольга, плакированная оловом (3 слоя для счетчиков СБМ-20 и слоев для счетчиков СИ34Г).
На боковой поверхности корпуса имеются отверстия для доступа
к регулировочным потенциометрам. Источник питания располагается в отдельном отсеке под крышкой.
Подготовка к работе
1. Установить в отсеке питания элемент типа «Корунд», «Крона»
или аккумуляторный батареи 7Д-0,115.
2. Включить дозиметр, для чего установить переключатель поддиапазонов в одно из положений: мР/ч или Р/ч, а переключатель режимов работы в положение «КОНТР».
3. Осуществить сброс показания нажатием кнопки «СБРОС».
4. На цифровом табло при правильном функционировании счетных устройств дозиметра и пригодности источника питания должно устойчиво отображаться число 0513. Прибор готов к работе.
Порядок работы
1. Установить переключатель режимов работы в положение «ПОИСК», переключатель поддиапазонов измерения – в положе- ние мР/ч.
2. Произвести сброс показаний нажатием кнопки «СБРОС».
3. Определить направление излучения по максимальным показаниям на цифровом табло, ориентируя дозиметр в пространстве.
Отсчет показаний производиться непосредственно в единицах установленного поддиапазона измерения.
4. В режиме работы «ПОИСК» смена информации на цифровом
табло осуществляется автоматически в такс с миганием запятой
в младшем разряде, причем отсчет показаний следует производить
в момент поглощения запятой в младшем разряде.
5. Для повышения точности измерения при уровнях мощности
дозы в пределах до 9,999 мР/ч соответствующих поддиапазонов
103
определение действительного значения целесообразно производить
в положении «ИЗМЕР» переключателя режима.
6. В режиме работы «ИЗМЕР» на цифровом табло отображается
нулю во всех разрядах и мигает запятая в младшем разряде. Отсчет показаний производится в конце цикла измерения (через 20 с)
в момент прекращения мигания запятой младшего разряда. Показание на цифровом табло сохраняются до момента нажатия кнопки
«СБРОС» и запуска дозиметра на новый цикл измерения.
7. При уровнях мощности дозы, превышающих предельное значение на каждом поддиапазоне измерения, на цифровом табло отображается переполнение – высвечивается символ «П» и отсутствует
мигание запятой младшего разряда.
8. При отображении переполнения на поддиапазоне мЗв/ч в режиме работы «ИЗМЕР» переключатель режимов работы перевести
в положение «ПОИСК». Если в этом режиме работы отображается
переполнение, необходимо переключатель перевести в положение
Р/ч и нажатием кнопки «СБРОС» запустить дозиметр
9. При эксплуатации дозиметра в условиях повышенной влажности и минусовой температуры необходимо использовать режим
работы преобразователя высокого напряжения, для чего нажать
кнопку «СБРОС» и удерживать ее в течении всего цикла измерения
в режимах «ПОИСК» или «ИЗМЕР».
Дополнительные указания по эксплуатации
1. В условиях работ, при которых возможно радиоактивное загрязнение поверхности дозиметра, а также при неблагоприятных
погодных условиях (осадки, пыль) необходимо использовать защитный полиэтиленовый чехол.
2. В случае попадания радиоактивной пыли и влаги на корпус
дозиметра удаление должно производиться тканью, смоченной этиловым спиртом.
Область применения
Дозиметр применяется для оперативного группового контроля
мощности экспозиционной дозы работниками служб радиационной
безопасности, дефектоскопических лабораторий, санитарно-эпидемиологических станций и т. д.
Дозиметр применяется и прост в обращении, поэтому может
успешно применяться широким кругом населения в быту.
104
4.4.4. Средства дозиметрии
ионизирующих излучений (измерители дозы)
Контроль и учет индивидуальных доз излучения
В соответствии с Федеральным Законом «О радиационной безопасности населения» № 3 от 09.01.1996 г. контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных от источников ИИ, проведение медицинских процедур, естественного радиационного фона должны проводится в рамках общегосударственной системы контроля облучения.
По фактической индивидуальной дозе, обусловленной внешним
и внутренним облучением, персонал, связанный с источником ИИ,
подразделяется на две группы:
Первая группа – для лиц этой группы обязателен индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) не обязателен, сохраняется
контроль мощности дозы внешнего облучения и концентрации радионуклидов в воздухе рабочих помещений (доза не может превышать 0,3 годовой ПДД).
Необходимо рассмотреть и более подробно организацию ИДК
при ликвидации последствий радиационной аварии (ЛПА). Контроль облучения при ЛПА в соответствии с современными принципами организации радиационного контроля должен осуществляться в рамках двух взаимосвязанных и проводимых одновременно
подвидов контроля:
– текущего (повседневного) ИДК
– оперативного (операционного) ИДК
Целью текущего ИДК является получение достоверной информации о дозах внешнего и внутреннего облучения персонала за весь
период пребывания в зоне аварии.
– получение оперативной информации о дозах внешнего облучения, внутреннего облучения (поступление радионуклидов в организм) за время отдельно радиационной опасной операции или непосредственной в ходе работ;
– предотвращение облучения выше уровней, установленных для
корректной работы (операции), но в пределах установленной дозы
планируемого повышенного облучения.
Контроль внешнего облучения
Каждому лицу, пребывающему для участия в ЛПА, должен присваиваться персональный (дозиметрический) номер и выдаваться
персональный (накапливающий) дозиметр для текущего контроля
внешнего облучения (ИД-ТК). Данный дозиметр необходимо постоянно носить в течении всего периода ЛПА.
105
Перед непосредственным выполнением радиационно-опасных работ в зонах с повышенным риском облучения в дополнение к персональному дозиметру ИД-ТК на время выполнения операции должен
выдаваться индивидуальный сигнальный дозиметр операционного
контроля внешнего облучения (ИД-ОК) с указанием или «установкой» допустимого уровня облучения на предстоящею операцию.
Если значения индивидуальных доз облучения, полученные по показаниям ИД-ОК за отдельную операцию или в сумме за весь период
работ, превышают 0,3 предела повышенного планируемого облучения (ПППО), должна проводиться верификация данных ИДК с использованием метода биологической дозиметрии: анализа хромосомных аберраций в лимфоцитах крови.
Контроль внутреннего облучения
При наличии в зоне аварии открытых радиоактивных веществ
(РВ) для всего персонала, участвующего в ЛПА, должен быть организован текущий контроль поступления и содержания радионуклидов в организме с использованием спектров излучения человека (СИЧ-ТК) для измерений активности γ-излучающих радионуклидов и методов биофизического анализа биосубстратов- для α-,
β-излучающих радионуклидов.
Сбор, анализ и хранение информации
Для сбора, анализа и хранения информации должен создаваться
центр индивидуального дозиметрического контроля (центр ИДК).
Центр ИДК отслеживает процесс «набора дозы» каждым субъектом, зарегистрированном в базе данных «ДОЗА», путем суммирования доз, полученных в ходе операционного ИДК, и (или) периодических измерения (по специальному графику) показаний персональных ИД-ТК и содержание радионуклидов в организме на СИЧ-ТК.
По окончанию работ (в плавном порядке или после набора установленного предела дозы) для каждого субъекта ИДК в медицинской книжке (карте) должна быть сделана (по установленной форме)
запись о полученных дозах внешнего и внутреннего облучения.
Для решения выше сказанных задач Центр ИДК должен быть оснащен современными персональными и телекоммуникационными
средствами. Заранее (в виде запаса) должен быть подготовлен комплект индивидуальных дозиметров ИД-ТК для обеспечения личного состава спец формирований. Дозиметры должны в определенные
сроки поверяться метрологической службой. В качестве комплекта
ИТ-ТК можно рекомендовать комплект АКИДК.
Заранее должен быть подготовлен и поддерживаться в рабочем
состоянии комплект операционных ИД-ОК β-, γ- и нейтронного из106
лучения, причем следует иметь в виду, что промышленных образцов
β-и нейтронных ИД нет, хотя есть опытные образцы; при наличии
финансирования проблема может быть решена в короткие сроки.
В качестве операционных ИД-ОК у-излучения используются индивидуальные дозиметры с сигнальной функцией, позволяющее
определить порог зарабатываемого сигнала (световой, звуковой) о наборе дозы, разрешённой для конкретной операции.
В нашей стране выпускались два типа таких дозиметров: ДКС-04 и УД-01 «Стриж-Ц». практически только УД-01 разработан
для использования личным составом аварийных партий на атомных подводных лодках, но он имеет большую массу (400 г) и га- бариты.
В настоящее время создан современный перспективный индивидуальный цифровой дозиметр ДКГ-АТ2503 (диапазон измерения ЭД – 1 мкР/10 Р, вес 70 г), который успешно может использоваться
как операционный ИД-КТ γ-излучения.
Таким образом, предлагаемая организация контроля облучения
(ИДК) персонала позволяет принципиально уменьшить число случаев переобучения в обычном режиме работы и в случае ликвидации последствий аварии.
Комплекты индивидуальных дозиметров ДП-22В и ДП-24
Назначение
Предназначены для контроля экспозиционных доз γ-излучения,
получаемых при работе на зараженной РВ местности или при работе с открытыми и закрытыми ИИИ.
Комплект дозиметров ДП-22В (рис. 21) состоит из зарядного
устройства 1 типа ЗД-5 и 50 штук индивидуальных дозиметров 2 типа ДКП-50 А.
2
1
3
Рис. 21. Комплект дозиметров ДП-22
107
1
2
3
Рис. 22. Комплект дозиметров ДП-24
Зарядное устройство предназначено для зарядки дозиметров
ДКП-50А. в корпусе ЗД-5 размещены: преобразователи напряжения, выпрямитель высокого напряжения, потенциометр-регулятор напряжения, лампочка для подсвета зарядного гнезда, микровыключатель и элементы питания. На верхней панели устройства
находятся: ручка потенциометра, зарядное гнездо с колпачком
и крышкой отсека питания. Питание осуществляется от двух сухих элементов типа 1,6-ПМЦ-У-8, обеспечивающих непрерывную
работу не менее 30 часов при токе потребления 200 ма. Напряжение
на выходе зарядного устройства плавно регулируется в пределах
180–250 В.
Комплект дозиметров ДП-24 (рис. 22) также состоит из зарядного устройства 1 типа ЗД-5 и пяти индивидуальных дозиметров карманных прямо показывающих 2 типа ДКП-50А.
Оба комплекта ДП-22В и ДП-24 размещены в прочных пластмассовых корпусах 3 (рис. 21, 22).
Дозиметр карманный прямопоказывающий ДКП-50А
Предназначен для измерения экспозиционных доз γ-излучения.
Конструктивно выполнен в форме авторучки (рис. 23). Дозиметр
(рис. 24) состоит из дюралевого корпуса 1, в котором расположены
ионизационная камера с конденсатором, электроскоп, отсчетное
устройство и зарядная часть.
Основная часть дозиметра- малогабаритная ионизационная камера 2, к которой подключен конденсатор 4 с электроскопом. Внеш108
2
1
Рис. 23. Конструкция дозиметра ДКП-50А (общий вид)
9
11
14
10
10
3
5
2
4
1
6
7
8
13
Рис. 24. Конструкция дозиметра ДКП-50А
ним электродом системы камера- конденсатор является дюралевый
цилиндрический корпус 1, внутренним электродом-алюминиевый
стержень 5. Электроскоп образует изогнутая внутреннего электрода
(держатель) и приклеенная к нему платинированная визирная нить
(подвижный элемент) 3.
109
В передней части корпуса расположена отсчетное устройство-микроскоп с 90-кратным увеличением, состоящий из окуляра 9, объекта 10 и шкалы 10. Шкала имеет 25 делений (от 0–50); цена одного
деления соответствует двум рентгенам. Шкалу и окуляр крепят фасонной гайкой. В задней части корпуса находиться зарядная часть,
состоящая из диафрагмы 7 с подвижным контактным штырем 6.
При нажатии штырь 6 замыкается с внутренним электродом ионизационной камеры. При снятии нагрузки контактный штырь диафрагмой возвращается в исходное положение. Окуляр предохраняется верхней пробкой 14. Зарядную часть и стекло 13 предохраняет
от загрязнения защитная оправа 8. Дозиметр крепится к карману
одежды с помощью держателя 11.
Принцип действия
Подобен действию простейшего электроскопа. В процессе зарядки
дозиметра визирная нить 3 электроскопа отклоняется от внутреннего электрода 5 под влиянием сил электростатического отталкивания.
Отклонение нити зависит от приложенного напряжения, которое
при разрядке регулируют и подбирают так, чтобы изображение визирной нити совместилось с нулем шкалы отсчетного устройства.
При воздействии γ-излучения на заряженный дозиметр в рабочем
объеме камеры возникает ионизационный ток, который уменьшает
первоначальный заряд конденсатора и камеры, а, следовательно,
и потенциал внутреннего электрода. Уменьшение потенциала, измеряемого электроскопом, пропорционально экспозиционной дозе
γ-излучения. Уменьшение потенциала внутреннего электрода приводит к уменьшению сил электростатического отталкивания между
визирной нитью и держателем электроскопа. В результате визирная
нить сближается с держателем и изображение ее перемещается по
школе отсчетного устройства. Держа дозиметр против света и наблюдая через окуляр за нитью, можно в любой момент произвести
отсчет полученной экспозиционной дозы
Дозиметр ДКП-50А обеспечивает измерение индивидуальных
экспозиционных доз у-излучения в диапазоне от 2–50 рентген при
мощности экспозиционной дозы излучения от 0,5 до 200 Р/ч. Саморазряд дозиметра в нормальных условиях не превышает двух делений в сутки. Погрешность измерений не превышает ±10% от измеряемой дозы. Зарядка дозиметра ДКП-50А производиться перед
выходом на работу в район радиоактивного заражения (действует
γ-излучения) в следующем порядке (рис. 25):
1. Открыть отсека питания, вставить в гнездо сухие батарейки
и подсоединить их выводы клеммам, соблюдая полярность.
110
1
4
2
5
3
6
Рис. 25. Порядок подготовки дозиметра ДКП-50А к работе
2. Отвинтить защитный колпачок зарядного гнезда.
3. Повернуть ручку потенциометра влево до отказа.
4. Отвернуть защитную оправу дозиметра, вставить дозиметр
в зарядное гнездо, слегка нажать на дозиметр.
5. Наблюдая в окуляр, поворачивать ручку потенциометра до тех
пор, пока изображение нити на шкале не установится на «0».
6. Вынуть дозиметр из гнезда, проверить положение нити на
свет, завернуть защитную оправу дозиметра.
Комплект индивидуальных дозиметров ИД-1
Назначение
Предназначен для измерения индивидуальных доз у-излучения.
Состав
10 дозиметров ИД-1; зарядно устройство ЗД-6 (пьезоэлектрического типа); футляр со штативом на 10 гнезд.
Дозиметр ИД-1 прямо показывающий, его конструкция аналогична подробно рассмотренному ДКП-50А.
Принципиальное отличие: диапазон измерения ИД-1 от 20 до 500 рад и зарядное устройство не требует источника питания.
111
Комплект индивидуальных дозиметров ИД-11
Назначение
Предназначен для регистрации индивидуальных доз γ-излу- чения.
Состав
500 индивидуальных измерителей дозы ИД-11, измерительное
устройство ИУ-1, 2 кабеля питания.
Принцип действия
Регистрация доз γ-излучения и смешанного γ-нейтрального излучения осуществляется с помощью алюмофосфатного стекла, активизированное серебром.
Измерение зарегистрированной дозы производиться с помощью
измерительного устройства ИУ-1. Диапазон регистрации поглощённой дозы от 10 до 1500 рад.
Доза излучения суммируется при периодическом облучении
и сохраняется в течении 12 месяцев.
Масса ИД-11-25г.
Дозиметр-радиометр ДРГБ-01 «ЭКО-1»
Назначение
Предназначен для контроля за радиационной обстановкой на
различных объектах окружающей среды, в жилищах, на рабочих
местах и т. д. и загрязненностью радионуклидами сырья, материалов, изделий, продуктов питания.
Может эффективно использоваться как населением, так и персоналом специализированных служб и предприятий.
Тактико-технические характеристики
Вид ионизирующего излучения
Диапазон энергии излучения
Энергия регистрируемого γ-излучения
γ- и β-излучения
0,06–1,25 МэВ
Не менее 0,15Мэв
Диапазон измерения МЭД
0,2-5,0 мкЗв/ч
Основная погрешность измерений
МЭД при доверительной вероятности 0,95
Диапазон измерения удельной активности
Не более ±15%
Основная погрешность измерений удельной активности при доверительной вероятности 0,95
112
4–100 кБк/кг
±35%
Окончание
Диапазон измерения плотности потока
β-частиц от загрязнённых поверхностей при
доверительной вероятности 0,95
Время измерения:
Режим F
Режим А
Для Cs-137
Для Sr-90
Режим В
Питание
±20%
20±1 с
1100±20с
800±10с
160±5с
Аккумулятор типа
Д-0,125 (4 шт.); внешний источник типа
«Электроника Д237с» от сети 220В
Продолжительность непрерывной работы без
перезарядки аккумуляторов
Габаритные размеры
Масса
0,2–100 1/с·см2
Не менее 30 ч
Не более 180×85×55
360 г
Устройство
Дозиметр-радиометр (рис. 26.) состоит из двух основных функциональных узлов: детектора ИИ на основе счетчика СБТ-10А и элек-
Рис. 26. Дозиметр-радиометр ДРГБ-01»ЭКО-1»
113
тронно-счетной схемы с узлами питания, звукового сопровождения
и жидкокристаллическим дисплеем. Весь прибор конструктивно
выполнен в одном пластмассовым корпусе со съемным экраном
β-излучения.
Принцип действия
Основан на преобразовании детектором ИИ плотности потока
фотонов или β-частиц в импульсную последовательность электрических сигналов, частота следования которых пропорциональна МЭД
или плотности β-частиц от загрязнённых породностей и объем проб,
составленных из продуктов питания, воды и т. п.
Эти сигналы формируются по длительности и амплитуде и подаются на устройство регистрации информации об измеряемой величине, выполненное в виде цифрового табло прибора. Периодичность
смены показаний значения измеряемой величины на цифровом табло определяется выбранным режимом работы.
Прибор имеет три режима работы, устанавливаемых переключателем ► «ВКЛ» и последующим нажатием кнопки «РЕЖИМ РАБОТЫ».
Режим F служит для обнаружения и оценки радиационной безопасности по результатам измерений МЭД.
Режим А служит для оценки уровня загрязненности проб воды,
почвы, продуктов питания, растениеводство, животноводство и т. д.,
содержащих радионуклидные источники Cs-137 и/или Sr-90, по результатам измерения удельной активности.
Режим В служит для оценки и определения уровня загрязненности поверхности β-излучающими нуклидам по результатам измерений плотности потока β-частиц.
В режим F предоставляются два варианта для выполнения измерений: циклический с временем измерения не более 20 с и однократной.
В режиме А и Б используется схема измерений «ФОН-ЗАПОМИНАНИЕ ФОНА» – измерение с одновременным вычитанием фона.
Прибор обеспечивает сигнализацию о недопустимом разряде аккумуляторов посредством прерывистой индикации показаний.
Прибор обеспечивает сигнализацию об окончании времени измерения в каждом из режимов работы и сохраняет ее звучание в течение 20 секунд.
Подготовка к работе
1. Открыть крышку отсека питания и установить 4 аккумулятора, соблюдая полярность. Закрыть крышку отсека питания.
114
2. Включить прибор, установив переключатель ► «ВКЛ» в крайнее правое положение, при этом на цифровом табло должна появиться цифровая индикация режима измерения и через 20 секунд
появится результат измерения МЭД. Например, «F0.15»- значение
естественного фона излучения.
В случае мигания индикатора необходимо заменить или зарядить аккумуляторы. Прибор готов к работе.
Порядок работы
Режим F. Обнаружение и оценка уровня радиационной безопасности.
Режим циклический
Включить прибор (перевести переключатель «ВКЛ» в крайнее
правое положение). На цифровом табло должна появиться индикация «F0.15», при этом в младшем разряде должна индицироваться точка. Через 20 с после включения прибора на цифровом табло
должно появится значение, соответствующее МЭД фотонного излучения, выраженное в мкЗв/ч. Умножив это значение на 100, получим результат измерений, выраженный в мкР/ч.
Без дополнительных операций прибор автоматически переходит
в режим циклических измерений. Через каждые 20 сна индикаторе
будут высвечиваться вновь измеряемые значения МЭД, например,
0.14, 0.18…4
При включении звуковой сигнализации (переключатель □ ► –
в крайнее правое положение) звуковой сигнал сопровождает превышение уровней МЭД, равного 0,060 мкЗв/ч.
Режим однократный
Включить прибор, переключатель «ВКЛ» поставить в крайнее
правое положение. Индикатор цифрового табло покажет: F0.00.
Включить звуковую сигнализацию. Нажать кнопку «РЕЖИМ
РАБОТЫ» один раз. Индикатор будет показывать промежуточные
набираемые значения измеряемой величины: 0.01, 0.02 и т. д.
Через 20 секунд раздается звуковой сигнал, указывающий на
окончание измерения. На индикаторе цифрового табло появится
измеренное значение МЭД, например, F0.15.
Повторить измерение можно после выключения прибора.
Интерпретация результатов измерений в режиме F
1. Измеренные значение МЭД более 0,60 мкР/ч указывают на повышенный фон γ-излучения.
2. Звуковой сигнал и значение МЭД более 0,60 мкР/ч указывает
на значительное превышение значений естественного уровня γ-излучения, требующего дополнительное изучение причин возникновения.
115
Режим А. Определение уровня загрязненности воды, почвы, продуктов и других объектов.
Подготовка пробы
1. Взять стандартную бытовую банку (стеклянную или полиэтиленовую) емкость 0,5 л, горловиной диаметром 8 см и площадью
основания не менее 40 см2.
2. Залить жидкий или засыпать предварительно измельченный
продукт в банку, чтобы верхняя граница не доходила до края горловины на 3–5 мм. Проба готова для измерений.
Режим А (Cs-137). Измерение фона
На время измерения фона проба должна быть удалена на 1,0–15 м
от места нахождения прибора.
1. Не снимая экрана, включить прибор и звуковую сигнализацию. Индикатор цифрового табло покажет: F0.00…
2. Нажмите кнопку «ВЫБОР РЕЖИМА» два раза. Индикатор
цифрового табло покажет: R00,0…
3. В течении 520 секунд показания индикатора цифрового табло
будут отражать процесс накопления значений фоновых измерений
и будут находится в интервале от R99.9. до R66.6. и самостоятельному использованию не подлежат. По истечении времени фонового
измерения прибор выдает звуковой сигнал и точка после крайней
правой цифры на индикаторе цифрового табло, например: R68.4
Измерение удельной активности
1. Вернуть пробу к месту расположения прибора. Расположить
прибор экрана на горловине банки с пробой и один раз нажать кнопку «ВЫБОР РЕЖИМА».
2. В течение 520 секунд показания индикатора будут отображать
накопление результатов измеряемой активности за вычетом фонового сигнала, и точка после правой крайней цифры на индикаторе
цифрового табло исчезает, например: R 01.5. На индикаторе цифрового табло до выполнения следующего измерения сохраняется значение удельной активности пробы, выраженное в кБк/кг.
Повторить измерение можно после выключения прибора.
РЕЖИМ А (Sr-90). Измерение фона
1. На время измерения фона проба должна быть удалена на 1,0–
1,5 м от места нахождения прибора.
2. Снять экран с корпуса прибора.
3. Выключить прибор и звуковую сигнализацию. Индикатор
светового табло покажет: F0.00.
4. Нажать кнопку «ВЫБОР РЕЖИМА» четыре раза. Индикатор
светового табло покажет: R00.0. В течение 400 с показания инди116
катора будут отражать процесс накопления значений фоновых измерений и будут находится в интервале от R99.9. до R66.6. и самостоятельному использованию не подлежат.
5. По истечение времени фонового измерения прибор выдает звуковой сигнал, и точка после крайней правой цифры на индикаторе
исчезает, например: R72.4
Измерение удельной активности
1. Вернуть пробу к месту расположения прибора.
2. Расположить прибор на горловине банки с пробой и один раз
нажать кнопку «ВЫБОР РЕЖИМА».
3. Показания индикатора будут отображать накопление результатов измерения активности за вычетом фонового значения. По истечении времени измерения прибор выдает звуковой сигнал, и точка после крайней правой цифры на индикаторе исчезает, например:
R01.5. На индикаторе до выполнения следующего сохраняется значение удельной активности пробы, выраженное в кБк/кг.
4. Повторить измерение можно только после выключения прибора.
Интерпретация результатов измерения в режиме А
Измерение значение удельной активности необходимо сопоставить с предельно допустимыми уровнями загрязнения радионуклидами воды, продуктов питания, почвы и др. объектов, установленных национальными либо рекомендованных международными
нормативными документами.
В случае обнаружения величин загрязненности, близких к допустимым либо их превышающих, необходимо проконсультироваться
со специалистами.
РЕЖИМ В. Определения уровня загрязненности поверхности
Подготовка проб
1. Подобрать емкость плоской формы, например, крышку от банки диаметром около 80мм и высотой 10 мм.
2. Заполнить ее ровным слоем исследуемого материала, оставив
зазор от верхнего края крышки 2-3 мм. Проба готова для измерений.
Измерение фона
1. На время измерения фона объект измерения или проба должны быть удалены на расстоянии 0,3–0,5 м от прибора.
2. Снять экран с корпуса прибора.
3. Включить прибор и звуковую сигнализацию. Индикатор покажет: F0.00.
4. Нажать кнопку «ВЫБОР РЕЖИМА» шесть раз. Индикатор
покажет 8.00.0. и начнет процесс накопления значения измерений,
они будут находиться в интервале от 8.99.9. до 8.66.6.
117
5. По истечении времени фонового измерения прибор выдает звуковой сигнал, и точка после крайней правой цифры на индикаторе
исчезает, например: 8.98.4
Измерение потока β-частиц
1. Возвратить объект измерения или пробу к месту расположения прибора. Расположить прибор на расстоянии 2-3 мм от объекта
и один раз нажать кнопку «ВЫБОР РЕЖИМА».
2. На индикаторе появится информация о начале режима измерения плотности потока β-частиц.
3. Показатель индикатора будет отображать накопление результатов измерения плотности потока β-частиц за вычетом фонового
значения.
4. По истечении времени измерения прибор выдает звуковой сигнал, и точка после крайней правой цифры на индикаторе пропадает, например: 8.05.5
5. Значение плотности потока β-частиц, выраженное в (1/с·см2),
сохраняется на индикаторе до выполнения следующего измерения.
Повторение измерения можно выполнить после выключения прибора.
Интерпретация результатов измерения в режиме В
1. Измерение значение плотности потока β-частиц необходимо
сопоставить с допустимыми уровнями загрязнения поверхностей,
установленными соответствующими национальными или рекомендованными международными нормативными документами.
2. В случае обнаружения величин загрязнённости поверхностей,
близких к допустимым или превышающим, необходимо проконсультироваться со специалистами.
4.4.5. Современные и новейшие приборы
дозиметрического контроля и радиационной разведки
Средства дозиметрии ионизирующих излучений (измерители
дозы)
Известными фирмами разработаны сигнальные измерители
дозы нового поколения с использованием микропроцессора, так называемые «интеллектуальные» (цифровые) электронные измерители дозы. Наиболее характерными из них являются следующие:
– RAD-51, 51Т фирмы RADOG (Финляндия);
– NG-dosimeter и DMC-100 фирмы MGP (Франция);
– GAMMACOM 6000М (F) фирмы KOWOTEST (ФРГ).
118
Отличительными особенностями этих приборов являются:
1. Малый вес (100–200г) и габариты.
2. Длительный срок службы элементов питания (до 18 месяцев
непрерывной работы).
3. Использование в качестве детектора излучения энергокомпенсированного кремниевого диода, что позволяет проводить изме- рение:
– индивидуальных доз от 1 мкЗв до 10 Зв (диапазоне энергии от
35 кэВ до 6 МэВ);
– мощность дозы от 10 мкЗв/ч до 13 Зв/ч.
4. Возможность визуального считывания показаний с жидкокристаллического дисплея.
5. Наличие микропроцессора и энергонезависимой настраиваемой памяти типа «EEPROM», что позволяет:
– устанавливать необходимые пороги срабатывания сигнализации (световой, звуковой) для дозы и мощности дозы;
– программировать режимы дисплея;
– записать «источник» накопления дозы и хранить до 1000 значений доз с различным временным шагом (от 10 с до 24 ч), хранить
бортовой журнал превышения порогов и сбоев;
– осуществлять «бесконтактную» передачу информации через
ИК-считыватель ПЭВМ;
– проводить непрерывную индикацию работоспособности, периодическую самопроверку детектора и элементов питания с индикацией резервного времени.
Измерители дозы типа DMC-100 иRAD-51T снабжаются радиопередатчиком, позволяющим передать дозиметрические данные
(дозу, мощность дозы и код измерителя дозы) на приемное устройство, подключенное к персональной ЭВД на расстоянии до 100 м
и более. Таким образом, практически впервые появляется возможность слежения в интерактивном режиме за процессом набора дозы у группы (до 50 чел.) персонала, выполняющего радиационно-опасные работы, и эффективного управления этим процессом в целях предупреждения переобучения и оптимизации облу- чения.
В ФРГ разработан дозиметр медицинского назначения для определения доз рентгеновского излучения при проведении маммографии в диагностических и лечебных целях. Дозиметр основан на
применении ионизационной камеры. Применительно к задаче регистрации рентгеновского излучения при напряжении 25–30кэВ,
что характерно для методов маммографии, дозиметры этих типов
119
не в полной мере пригодны. С их помощью удается регистрировать
в лучшем случае 80–90% поглощённой энергии излучения.
Разработка новых дозиметров была направлена на то, чтобы обеспечить их наибольшую эффективность и точность, добиться полного исключения «потерь» регистрируемой энергии излучения.
В качестве наполнителя ионизационной камеры предложено использовать пенистый пластический материал полиакрил.
Во Франции запатентован электронный дозиметр с пропорциональным детектором, который предназначен для индивидуального
контроля поглощения доз ИИ лицами, попадающими в зоны действия этого излучения. дозиметр содержит пропорциональный детектор, амплитуда импульсов которого примерно линейно зависит
от энергии излучения, амплитудный дискриминатор, на один выход
которого поступают импульсы с детектора, на другой подано пороговое напряжение, измеряемое таким образом, что время счета импульсов различных амплитуд пропорционально энергии излучения.
На выходе дискриминатора включен счетчик-накопитель. Пороговое напряжение вырабатывает генератор волновых форм с постоянной периодичностью. Дозиметр характеризуется простотой
конструкции, малым энергопотреблением, малыми габаритами
и массой.
В ФРГ разработан карманный дозиметр с сигнальным устройством (тип TDW20E), показывающим на мини-дисплее (жидкие
кристаллы) измерительную дозу ИИ. На заданном значении дозы
включаются также звуковой и световой сигналы.
Нижний предел 5 мР (50мкЗв), в диапазоне уровней радиации
до 200 мР/ч. При увеличении уровня радиации свыше указанного,
звуковой сигнал автоматически отключается. Примененный в приборе гейгеровский счетчик с энергокомпенсацией обеспечивает
удобство обследования больших помещений; может также использоваться для индивидуальной системы контроля облучения личного состава.
Имеется описание цилиндрического прямо показывающего дозиметра с гейгеровским счетчиком типа «ПЕНДИКС», обеспечивающим измерение доз γ-и рентгеновского излучения. Диапазон измерения от 1 мкЗв до 1 Зв. При включении дозиметра при наличии ионизирующего излучения возникает звуковой сигнал (длительность
20 мин), частота которого возрастает пропорционально мощности
дозы. Источником питания дозиметра служит 1/2 АА-литиевая батарейка, которая обеспечивает работоспособность прибора в течение более 10000 ч.
120
Термолюминесцентный способ
обнаружения ионизирующего излучения
Описан новый метод различения доз β- и γ-излучений с помощью термолюминесцентных дозиметров. Он основан на изменении
глубинного распределения поглощённой дозиметром энергии. Информацию о распределении глубинной хон можно получить путем
направленного нагрева термолюминесцентного диска с плохой теплопроводностью настолько быстро, что во время деблокирования
ловушек в объеме дозиметра не достигается теплоравновесие. Форма кривой высвечивается в зависимости от времени и положении ее
максимума от распределения глубинной зоны термолюминесцентном диске. При распределении, имеющем большой градиент, максимум кривой высвечивания образуется раньше, чем при равномерном распределении.
Приведены результаты испытаний дозиметров, экспонированных источников Sr-35, Те-204, а также γ-источником Сo-60. Указано
на то, что эффект разделения максимумов сильно зависит от скорости нагрева и теплопроводности термолюминесцентного диска.
Разработка термолюминесцентных дозиметров
различных типов
В Японии запатентован термолюминесцентный дозиметр (ТЛД)
усовершенствованного типа.
Принцип действия ТЛД залучается в том, что облученный радиоактивными излучениями, а затем нагретый термолюминесцентный
элемент испускает свет, интенсивность которого пропорциональна
дозе облучения. Это определяет структуру дозиметра. Особенностью
рассматриваемого является наличие встроенного калибровочного
источника света, что предотвращает его загрязнение и обеспечивает
точную калибровку измерительных схем. Этот калибровочный генератор способен перемещаться внутри цилиндрического кожуха прибора в зоне измерения и автоматически осуществлять экспозиции.
В другой заявке на изобретение описан Японский патент на
термолюминесцентный элемент, способный измерять малые дозы
радиоактивного излучения с малой энергией который обладает высокой по отношению к нейтрону чувствительностью и отличается
достаточной механической прочностью.
Авторами обнаружено, что элемент, полученный прессованием
и последующем спекание при температуре 800–1100 0C смеси свя121
зывающего вещества и фритты, в состав которой входят частицы
люминесцентного вещества, частицы вещества с большим сечением
захвата по отношению к нейтронам (хотя бы один из окислов Na2O,
или К2О и Al2O3, B2O3, SiO2), имеет высокую чувствительность по
отношению к нейтронам и обеспечивает возможность измерения
малых доз облучения, создаваемых радиоактивным излучением
с малой энергией. Элемент характеризуется гораздо более высоким
КПД, чем ранее использовавшиеся термолюминесцентные элементы.
Рассматриваются химический состав и условия обработки конкретных термолюминесцентных элементов, позволяющих измерять дозы облучения до 1 мБэр.
В Канаде проведено исследование термолюминесцентных свойств
литиевоборных материалов Li2B4O7: Mn (в виде таблеток или порошка), Li2B4O7:Cu и Li2B4O7:CuAg, а также полосок TLD-800. Исследовались следующие свойства этих материалов: чувствительность,
зависимость характеристик от дозы излучения и энергии γ-квантов,
свойства необлученных дозиметров. Отмечается, что исследуемые
дозиметры обладают: высокой чувствительности к малым изменениям звукового сигнала (порог измеряемой дозы 100 мГр); малой
потери во времени информации об измеренной дозы (<5% в месяц);
простыми спектрами термолюминесцентного свечения и не требуют
сложного режима отжига; слабой зависимостью (в пределах ±5%)
характеристик от энергии γ-квантов в диапазоне 15 кэВ–2 МэВ; малым разбросом параметров.
Описан люминесцентный дозиметр, состоящий из тефлоновых
дисков толщиной 0,4 и 12,7 мм в диаметре. Диски содержат люминофор LiF.
Дозиметр имеет форму столбика длиной 50 мм, который набирается из 50 дисков, содержащих LiF, с прокладкой из дисков на
основе чистого телефона. до облучения диски с люминофором были
подвергнуты отжигу при температуре 300 °С в течение 2 ч и при 80 °С в течение 20 ч. Затем дозиметр облучали пучками от источников Со-60 и Sr-90, а также пучком электронов с энергией 18 МэВ.
Направление пучков было направлено параллельно оси дозиметра,
после облучения дозиметр разбирали на отдельные диски, и у каждого определялась поглощённая доза.
Отмечается, что использование тонкопленочных дозиметров
из LiF позволяет отделить дозы проникающей радиации от непроникающей. Для этого используются эффекты объемной термолюминесценции и поверхностей экзоэлектронной эмиссии. Имеется процедура изготовления таких дозиметров. Найдено, что ми122
нимальный предел определения доз β- и γ-излучений составляет от 0,05 мГр.
Создана конструкция алмазного дозиметра, основной частью
которого является полировочный кристалл синтетического алмаза с линейными размерами 0,8 мм. Две противоположные поверхности кристаллика покрыты графиком. Одна из этих поверхностей приклеивается при помощи токопроводящего клея внутри
алюминиевой крышки диаметром 2 мм и толщиной стенок 0,1 мм. Ко второй покрытой графитом поверхности приклеивается алюминиевая полоска. Полоска и крышки являются электроконтактными: кристаллик алмаза является радиочувствительным элементом.
Определенно, что температурная зависимость показаний дозиметра
в диапазоне 10–50 °С менее 0,5% на 10С; чувствительность его не
зависит от энергии γ-квантов в диапазоне 0,2-3 МэВ. При энергиях
<0,2 МэВ чувствительность резко падает. Отмечается, что вследствие очень малых размеров такие дозиметры могут быть использованы при измерении пространственных профилей пучков ионизирующего излучения. Небольшие размеры дозиметров, малые прикладываемые напряжения (несколько вольт), низкий атомный номер, слабая температурная зависимость позволяют рекомендовать
эти дозиметры для клинической радиотерапии и, в частности, при
определении дозы внутри живых организмов.
Радиометрические приборы, детекторы излучений
Многие специалисты за рубежом отмечают, что хотя за последние годы угроза применения ядерного оружия заметно уменьшилась, однако, это не привело к снижению уровня разработок радиометрической аппаратуры для вооруженных сил стран, придерживающихся концепции постоянной готовности к действиям в условиях повышенной радиационной опасности. Так, например, одно
из ведущих мест в мире по производству радиационного контроля
военного назначения занимает английская фирма «Сименс Плесси
контролз», которая имеет очередной контракт на оснащение бронетанковой техники британской армии приборами радиационной
разведки. О масштабах производства говорят следующие цифры:
с 1980 г. по 1990 г. эта фирма только подразделением гражданской
обороны поставили 80 тыс. радиометров марки PDRM82. Это переносной радиометр, управляемый с помощью микрокомпьютера.
Прибор имеет диапазон измерений от 0,1 до 300 зв/ч, показания выводятся на цифровой экран. Имеется устройство контроля правиль123
ности показаний, в случае каких-либо неисправностей при проведении проверки на экране появляется слово «FAIL» (неисправность).
Если до окончания срока службы батареек остается менее 10 часов,
на экране появляется слово «ВАТТ» (батарейки).
Прибор водонепроницаем, поэтому он может быть легко подвергнут дезактивации путем погружения в воду, рассчитан на использование в тяжелых условиях военного времени.
Размеры радиометра 178х140х50мм; масса 553г; питание осуществляется от трех элементов марки «с», рассчитанных на 400 ч
работы.
В настоящее время этой же фирмой выпускается радиометр
PDRM-90, являющийся модернизированным вариантам предыдущего PDRM-82. По чувствительности новый прибор в 1000 раз
превосходит измеритель PDRM-82, что позволяет использовать его не только для ведения радиационной разведки в военное время, но и в условиях ликвидации радиационных аварий типа Чернобыльской.
К числу дозиметрической аппаратуры, выпускаемой фирмы
«Плесси», относится комплект дозиметров, состоящих из портативного измерительного устройства и наручных индивидуальных ИД.
Данные о степени облучения личного состава, полученные по показаниям ИД, позволяют оценивать боеспособность подразделений на
момент облучения и на ближайшую перспективу.
Другой английской фирмой «Эберлайн» выпускается носимый
радиометр модели 0339 с единой четырёхкратной логарифмической
шкалой, проградуированной в импульсах в секунду. Диапазон измерения прибора от 0,5 до 5000 имп/с. Возможно совмещение радиометра с различными выносными датчиками сцинтилляционного
и ионизационного типов. Радиометр снабжен звуковой сигнализацией.
Фирма «Аутомес» (ФГР) производит носимый цифровой рентгенометр-дозиметр типа EPD-2000,предназначенный для измерений
у-излучений в диапазоне энергий от 60 кэВ до 3 МэВ. Рекомендуется для оснощения центральных пунктов контроля ядерных реакторов, а также для индивидуального контроля набранных доз ИИ.
Диапазон измеряемых доз ИИ от 0,001 до 999,9 МЗв.
Показания прибора высвечиваются на дисплее. Предусмотрены
четыре пороговых уровня сигнализации оповещения о дозах, а также пороговых значениях мощностей доз(0,01–999 мЗв/ч). При достижении каждого из четырех уровней доз в приборе возникает прерывистый звуковой сигнал, который нажатием кнопки может быть
124
отключен; пороговые значения мощности дозы вызывают непрерывный звуковой сигнал, который нажатием кнопки может быть
отключен; пороге значение мощности дозы вызывает непрерывный
звуковой сигнал. При выводе прибора из строя возникает непрерывный сигнал и одновременно на дисплее появляется условный текст,
свидетельствующий об аварии прибора.
Швейцарская фирма «Маач Техник» выпускает новый дозиметрический прибор- малогабаритный γ-детектор. Прибор обеспечивает обнаружение и измерения ИИ, а также выдачу тревожных сигналов при достижении определенных уровней радиации. Удобен
в эксплуатации, может носится в кармане одежды или на поясе.
Отличаясь высокой чувствительностью и быстродействием, детектор надежно регистрирует динамику изменения интенсивности ИИ- ее увеличение или уменьшение- в зависимости от местоположения
источника ИИ; он работает в широком диапазоне энергий и позволяет определять все виды радиоактивных излучений α-, β-, γ- и рентгеновское. Источник питания- батарея 9 в, рассчитана на 2000 ч работы. Шкалы прибора в (мР/ч).
В ФРГ выпускают для обеспечения группового дозиметрического
контроля облучения приборы DD-01. В качестве детектора используется энергетически скомпенсированный счетчик Гейгера-Мюллера, импульсы которого с помощью встроенных микропроцессоров
подсчитываются, оцениваются и накапливаются. Затем после всех
преобразований эти данные высвечиваются на дисплее в виде доз,
выражаемых в рентгенах.
Диапазон мощностей доз, при которых прибор надежно преобразовывает эти данные и выдает значение накопленных доз, расширен до 10 Зв/ч. Кроме того, прибор имеет сигнальное (звуковое
и световое) устройство для оповещения о предельных значениях набранной дозы, а также исчерпании заряда источника электропитания и дефектах в измерительной системе.
Корпус прибора выполнен из прочной пластмассы, тщательно
герметизирован.
Габаритные размеры 110×55×33 мм, масса без батарей 140 г.
Фирмой «Эпплфорд Инстрементс» (Англия) выпускается карманный дозиметр А1-1, своей формой напоминающий футляр для
зубной щетки. Корпус дозиметра имеет зажим для крепления
прибора в одежде. В верхней части корпуса над зажимом расположен цифровой индикатор дозы. Диапазон измерений составляет
0–999999 мкЗв. Конструкций дозиметра предусмотрено наличие
специально разработанных фильтров, компенсирующих зависи125
мость его чувствительности от ИИ. Имеется встроенный блок сигнализации о повышении уровня радиации сверх установленного.
Дозиметр откалиброван с использованием фантома в соответствии
с рекомендациями Международной комиссии по радиационным
единицам.
Западногерманской фирмой «Херфут» разработан новый дозиметр «Микронт» чувствительным элементом которого служит
счетчик заполненный ксеноном. Прибор предназначен для контроля степени загрязнения радиоактивными веществами различных
поверхностей в том числе кистей рук ступней и одежды персонала
работающего с ИИИ. Предлагается два варианта прибора: стационарный и портативный. Стационарный прибор имеет корпус из нержавеющей стали, видеоконтрольное устройство для отображения
результатов измерения, а также съемный зонд для обследования
зараженности различных участков тела человека. В портативном
варианте прибора установлен встроенный детектор большой площади, имеется блок памяти на 100 результатов измерений, устройство сопряжения с принтером, а также разъем, позволяющий подсоединять блок считывания полоскового кода. Прибор обладает
способностью автоматическое вычитание из результатов измерений
величины радиационного фона, а также отображать информацию о
заражении поизотопно в (Бк/см2).
Универсальный рентгенометр-радиометр выпускается фирмой
«Тель-бит» (Швейцария). Этот носимый малогабаритный прибор
предназначен для измерения мощностей доз γ-радиации. Измеряемые величины могут высвечивается на видеошкале в Р/ч или Зв/ч.
Предусмотренные выносные зонды, присоединяемые к прибору
специальным кабелем и служащие для проведения замеров в труднодоступных местах. Для измерения поверхностей зараженности
радиоактивными веществами имеется специальный α-, β-, γ-зонд,
который подсоединяется к прибору тем же кабелем.
Установка для контроля β-, γ-радиоактивной зараженности поверхностных покровов человека типа FHT-65РС разработана ФГР.
Благодаря использованию микропроцессоров в установке обеспечиваются оптимальный диапазон измерений, регистрация с сигнализацией порогов значений (она отличается простотой и удобством обслуживания). Установка выполнена с учетом требования стандарта,
и возможности дезактивации. Граничные значения определяемых
величин составляют 10 мР/ч и 1/10-5 мкКи/см2.
126
Список рекомендуемой литературы
1. Федеральный закон РФ № 170 «Об использовании атомной
энергии» 1995 г.
2. Федеральный закон РФ № 3 «О радиационной безопасности
населения» 1996 г.
3. Федеральный закон РФ № 7 «Об охране окружающей среды»
2002г.
4. Федеральный закон РФ № 190 «Обращение с радиоактивными
отходами» 2011 г.
5. Федеральный закон РФ № 384 «Технический регламент о безопасности зданий и сооружений». 2009 г.
6. Федеральный закон РФ № 52 «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» 1999 г.
7. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ – 88/97.
8. Постановление Правительства РФ № 87 от 16. 02. 2008г. «О составе разделов проектной документации и требования к их содержанию».
9. Постановление Правительства РФ № 1069 от 19.10.2012. «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов
к радиоактивным отходам, особым радиоактивным отходам и удаляемым радиоактивным отходам».
10. Нормы радиационной безопасности НРБ – 99/2009. Роспотребнадзор Москва. 2009.
11. Основные санитарные правила обеспечения радиационной
безопасности ОСПОРБ – 99/2010. Роспотребнадзор Москва. 2010.
12. «Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов захоронения», утверждена Генеральным директором ГК «Росатом» 26.02.2008.
13. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами СПОРО – 2002.
14. Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Общие положения. НП-091-14.
15. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. НП-053 04, Ростехнадзор. 2004.
16. Правила ядерной безопасности при хранении и транспортировании ядерно-опасных материалов. ДМ-ПЯБ-06-09-90. Минатом
РФ, 1990.
17. Правила ядерной безопасности для объектов ЯТЦ. НП-063-05.
Ростехнадзор, 2005.
127
18. Правила безопасности при хранении, транспортировании
ядерного топлива на ОИАЭ. НП-061-05. Ростехнадзор. 2005.
19. Обеспечение безопасности на объектах ядерно-топливного
цикла (ЯТЦ). ОПБ ОЯТЦ – НП-016-05 Ростехнадзор. 2005.
20. Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactor, IAEA Safety Standards Series, No WS-G–2.1, IAEA, Vienna
(1999).
21. Decommissioning of Facilities Using Radioactive Material,
IAEA, Safety Standards Series WS-R 5, Vienna 2006.
22. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ. Атомная энергия. 1986. Т. 61.
Вып 5. С. 301–320.
23. Справочник по оказанию первой неотложной медицинской
помощи в условиях чрезвычайной ситуации: учебное пособие. СПб.:
УМЦ ГОЧС и ПБ, 2013.
24. Организация дозиметрического и химического контроля:
учеб.-метод. пособие. СПб.: УМЦ ГОЧС и ПБ, 2013.
25. Радиационная, химическая и биологическая защита: учеб.
пособие. СПб.: УМЦ ГОЧС и ПБ, 2013..
26. Матвеев А. В. Современные приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля: учеб. пособие (каталог) / ред. Л.Н. Барлета. СПб.: ГУАП, 1999. 230 с.
27. Кулагина Т. А., Козин О. А., Матюшенко А. И. Экологическая
безопасность техносферных объектов. Красноярск, Изд-во «Гротеск», 2015. 324 с.
28. Юртушкин В. И. Чрезвычайные ситуации: защита населения и территорий: учеб. пособие. М.: КНОРУС, 2014. 206 с.
29. Хала И. Радиоактивность, ионизирующее излучение и ядерная энергетика / И. Хала, Дж. Д. Навратил // пер. с англ. под ред.
акад. Б. Ф. Мясоедова и С. Н. Калмыкова. М.: URSS, 2013, 432 с.
30. Безопасность жизнедеятельности. Н. Г. Занько, К. Р. Малаян,
О. Н. Русак. СПб.: Лань, 2016. 704 с.
31. Безопасность жизнедеятельности: учеб. пособие / В. И. Бондин, Ю.Г. Семехин. М.: НИЦ Инфра-М; Ростов н/Д: Академцентр, 2013.
349 с.
32. Безопасность жизнедеятельности: учебник / М. В. Графкина, Б. Н. Нюнин, В. А. Михайлов. М.: Форум: НИЦ Инфра-М, 2013. 416 с.
33. Сапронов, Ю. Г. Безопасность жизнедеятельности: учебник / Ю. Г. Сапронов. М.: Академия, 2012. 333 с.
128
34. Безопасность жизнедеятельности. Защита территорий и объектов эконом. в чрезвычайных ситуаций: учеб. пос. / М. Г. Оноприенко. М.: Форум: НИЦ ИНФРА-М, 2014. 400 с.
35. Биогеохимия радионуклидов: учебник / С. П. Торшин, Г. А. Смолина. М. : ИНФРА-М, 2016. 320 с.
36. Лекции по радиационной защите: учеб. пособие / В. И. Беспалов. Томск: Изд-во Томского политехнического университета,
2012. 508 с.
129
СОДЕРЖАНИЕ
Принятые сокращения.............................................................
3
Введение.................................................................................
4
1. Нормативно-правовое обеспечение радиационной защиты населения. ..................................................................
6
2. Ионизирующее излучение. Последствия радиационного воздействия ионизирующего излучения на организм человека.......
2.1. Некоторые аспекты проблемы воздействия малых доз радиации................................... 3. Анализ обстановки в условиях радиационного поражения..........
3.1. Ядерное оружие и его поражающие факторы. Краткая характеристика очага ядерного поражения..................... 3.1.1. Структура санитарных потерь в очаге ядерного поражения................................. 3.2. Анализ аварий на объектах использования атомной энергии и оценка их последствий................................... 3.2.1. Аварии по естественным (природным) причинам.... 3.2.2. Аварии по внешним причинам............................. 3.2.3. Аварии по технологическим причинам.................. 3.3. Анализ аварии на Чернобыльской АЭС по материалам МАГАТЭ............................................... 3.3.1. Краткая характеристика четвертого блока Чернобыльской АЭС........................................... 3.3.2. Описание хода аварии......................................... 3.3.3. Оперативные действия на площадке атомной станции................................................ 3.3.4. Выброс радионуклидов в окружающую среду......... 3.3.5. Радиоактивное заражение территории и анализ облучения населения............................. 3.3.6. Последствия радиационного поражения населения. 3.3.7. Ликвидация последствий аварии и дезактивационные мероприятия........................ 3.3.8. Общие замечания и выводы.................................. 4. Основные принципы и способы, применяемые для защиты персонала и населения от воздействия ионизирующего излучения..
4.1. Основные понятия и способы защиты населения............... 4.2. Организация медицинской защиты в очаге радиационного поражения............................................ 4.3. Защитные сооружения как средства коллективной защиты населения....................................................... 4.3.1. Характеристика защитных сооружений................ 4.3.2. Меры и способы обеспечения герметизации защитных сооружений........................................ 130
9
13
23
23
33
36
36
37
39
50
50
51
52
53
53
54
56
57
62
62
63
64
64
69
4.3.3. Специальное оборудование убежищ. ..................... 4.3.4. Правила пользования убежищем с фильтровентиляционным комплектом................ 4.4. Приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля........................................ 4.4.1. Методы измерений основных параметров ионизирующих излучений.................................. 4.4.2. Сравнение основных параметров, характеризующих различные методы радиационной разведки местности
........................................................................ 4.4.3. Измерители мощности дозы................................. 4.4.4. Средства дозиметрии ионизирующих излучений (измерители дозы)........ 4.4.5. Современные и новейшие приборы дозиметрического контроля и радиационной разведки...................... Список рекомендуемой литературы............................................
71
79
81
83
87
88
105
118
127
131
Учебное издание
Пучкова Ольга Константиновна
Колобашкина Татьяна Владимировна
ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ НАСЕЛЕНИЯ И ТЕРРИТОРИЙ В УСЛОВИЯХ РАДИОАКТИВНОГО ЗАРАЖЕНИЯ
Учебно-методическое пособие
Публикуется в авторской редакции
Компьютерная верстка Н. Н. Караваевой
Сдано в набор 06.12.17. Подписано к печати 29.12.17. Формат 60 × 84 1/16. Усл. печ. л. 7,61. Тираж 50 экз. Заказ № 546.
Редакционно-издательский центр ГУАП
190000, Санкт-Петербург, Б. Морская ул., 67
132
Документ
Категория
Без категории
Просмотров
11
Размер файла
10 247 Кб
Теги
01589d71ab, puchkov
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа