Реферат: Чрезвычайные ситуации мирного и военного времени. Характеристика радиационно опасных объектов

Чрезвычайные ситуации мирного и военного времени. Характеристика радиационно опасных объектов

Введение

техногенный катастрофа радиационный безопасность

Современное развитие общества все в большей мере сталкивается с проблемой обеспечения безопасности и защиты человека и окружающей среды от воздействия техногенных природных и экологических вредных факторов.

Как известно, наибольшую техногенную опасность несут в себе аварии и катастрофы на радиационно и химически опасных объектах. За последние 40 лет эксплуатации ПЯТЦ случилось несколько крупных аварий, среди них аварии на ядерном реакторе по производству плутония в Уиндскейле (Англия) и Южном Урале (1957), на АЭС "Три-Майл-Айленд" (США) в 1979 г., на ЧАЭС в 1986 г., на СХК в 1993 г.

Крупных аварий на объектах с химической технологией, сопровождающихся тяжелыми последствиями, происходит значительно больше. Для примера достаточно назвать лишь некоторые из них: аварию с выбросом диоксина, которая произошла в 1976 г. в г. Севезо (Италия), катастрофу, имевшую место в 1984 г. в г. Бхопал (Индия) с большим i выбросом изоцианата, которая повлекла многочисленные человеческие жертвы.

1. Классификация и этапы развития радиационных аварий

1.1 Классификация радиационно опасных объектов

Радиационно опасный объект (РОО) - это объект, при аварии на котором или разрушении которого может произойти выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации значения, что может привести к массовому облучению людей, сельскохозяйственных животных и растений, а так же радиоактивному загрязнению природной среды выше допустимых норм.

Основную и главную группу РОО по степени их потенциальной опасности загрязнения природной среды представляютЗ предприятия Зядерного топливного цикла (ПЯТЦ).

В ядерный топливный цикла входят предприятия по получению, применению, переработке, хранению и захоронению ядерных материалов. Ниболее широкое применение полученные ядерные материалы находят в ядерных энергетических реакторах на атомных станциях.

После отработки облученное ядерное топливо определенное время выдерживается в специальных хранилищах для его расхолаживания и распада наиболее активных короткоживущих радионуклидов. Далее ядерное топливо транспортируется на радиохимические заводы для его переработки, где производится извлечение оставшегося урана и наработанного плутония, которые вновь возвращается на изготовление ядерного топлива (уран),

Высокоактивные отходы, образовавшиеся после переработки облученного топлива (продукты деления урана, другие продукты наработки реактора) поступают на захоронение.

К предприятия по добыче, переработке и получению ядерных материалов относятся: урановые рудники; переработка урановой руды; аффинаж урана и получение тетрафторида урана; получение гексафторида урана; Обогащение урана; заводы по очистке урановых концентратов и изготовлению твэлов.

Основным радиоактивным элементом на этих этапах ЯТЦ являются уран и радий. Сбросы этих радионуклидов влияют на экологическую обстановку в регионе, однако в силу низкой вероятности аварий и незначительной радиоактивности практически не приводят к возникновению чрезвычайных ситуаций. Характеристика потенциальной опасности предприятий ядерного топливного цикла представлена в табл. 1.

Таблица 1. Характеристика опасности предприятий ЯТЦ

Ядерные реакторы на атомных станциях

Как видно из табл. 1, одним из основных источников опасности для природной среды являются ядерные реакторы атомных станций, на которых сосредоточено значительное количество активности.

Образующиеся в процессе эксплуатации в активной зоне (A3) ядерного реактора (ЯР) радиоактивные вещества можно условно разделить на 3 группы (рис. 1).

Количество радиоактивных веществ, образующихся в реакторе, зависит от его мощности, типа ядерного топлива, режима его облучения, размеров активной зоны и некоторых других факторов.

Продукты активации и коррозии

Продукты активации и коррозии включают в себя радионуклиды, образующиеся в конструкционных материалах реактора и радиоактивные примеси теплоносителя и замедлителя.

Радиоактивная примесь теплоносителя/ образующаяся в результате взаимодействия нейтронов в A3 реактора с материалом теплоносителя и химическими веществами, содержащимися в нем является наведенной активностью.

Наиболее распространенными видами теплоносителя в реакторах на тепловых нейтронах является обессоленная вода, а в реакторах на быстрых нейтронах - жидкий натрий.

Основные радионуклиды - продукты активации и коррозии представлены в табл. 2.

Таблица 2. Основные продукты активации и коррозии ядерного реактора

Из перечисленных в таблице продуктов активации и коррозии особую опасность как источники внутреннего облучения представляют биогенные элементы тритий и С-14, которые являются 7ЬО-излучателями низких энергий.

Так, графитовый замедлитель реактора РБМК-1000 является источником образования радиоактивного С-14 в количестве 80 Ки в год.

В реакторах на быстрых нейтронах основной вклад в наведенную активность вносят Na-22 и Na-24. Оба этих нуклида являются интенсивными 7дО-излучателями и их удельная активность в теплоносителе очень высока и достигает для Na-24 2.0*105120 Бк/кг.

Вторым важным источником активности теплоносителя являются продукты коррозии металлов технологических коммуникаций. Активация ПК происходит в основном за счет тепловых нейтронов.

Продукты активации и коррозии распределены в герметизированных объемах ядерного энергетического реактора и не представляют значительной радиационной опасности при нормальной работе установки.

При нарушении герметизации активной зоны ядерного реактора в случае аварии продукты активации и коррозии могут вызвать загрязнение территории, однако вследствие небольшого их количества это не вызовет значительных последствий для населения.

Радиоактивные продукты реакции деления

Процесс выделения ядерной энергии в A3 реактора сопровождается образованием и накоплением радиоактивных продуктов деления, которые представляют собой смесь (около 600} радионуклидов. Основная их часть является7 ЬО-,7дО-излучателями.

При облучении ядерного топлива в реакторе происходит два конкурирующих процесса. Первый включает образование новых радионуклидов за счет деления ядер урана-235. Второй процесс, протекающий одновременно с первым, является процессом радиоактивного распада,

В начальный период облучения процесс накопления является преобладающим и поэтому суммарная активность продуктов деления в реакторе быстро увеличивается.

В дальнейшем по мере накопления ПД в A3 реактора происходит постепенное выравнивание скоростей прцессов образования и распада.

Время достижения равновесного состояния для каждого радионуклида различна и определяется, кроме других причин, в основном периодом его полураспада. Например, для йода-131 (Т41/20 = 8 сут) равновесное состояние достигается примерно через 80 суток после начала облучения топлива и составляет для РБМК-1000 около 40 МКи. При этом очевидно, что время достижения такого равновесия полураспада радионуклида.

Активность каждого радионуклида на различное приводится в специальных справочниках.(Колобашкин характеристики облученного топлива. Справочник. М. 1983).

Для оценки радиационной опасности ЯР необходимо активность ПД, находящуюся в нем на момент аварии. Суммарная активность продуктов деления за время tO непрерывной работы твэла в A3, называемое кампанией, можно оценить, используя эмпирическую формулу

A{7tO)7 0=7 06.377010560(1 -7 00.97t5-0.160)W4T

где W4T -0 тепловая мощность реактора

Стандартная кампания основных отечественных реакторов РБМК и ВВЭР после вывода их в стандартный режим работы составляет, как правило, 3 года (1095 суток). При этом активность продуктов деления, накапливаемых в реакторе за это время составляет около 70 процентов активности, накопленной бы в реакторе при бесконечной кампании.

После останова реактора (аварии или разрушения) активность накопленных в нем радионуклидов начинает уменьшаться в соответствии с законом радиоактивного распада с учетом радиоактивных цепочек.

Вклад каждого изотопа в суммарную активность ПД определяется в основном его независимым выходом, то есть вероятностью его образования при делении ядра урана-235, а также периодом его полураспада

В табл. 3 представлено интегральное и дифференциальное распределение радионуклидов, образующихся в реакторе, по периодам их полураспада.

Таблица 3. Распределение радионуклидов в ЯР по периодам полураспада

Из данных, представленных в таблице, следует, что около 80 процентов всех радионуклидов, образующихся в ЯЭР, имеет период полураспада до одних суток. Анализ динамики накопления радионуклида в ЯР позволяет сделать вывод, что данный радионуклид достигает своего равновесия за время, равное примерно 10 периодам полураспада. Следовательно, в течение 10 суток 80 процентов РН достигнут своего равновесного состояния. За это время в ЯР накопится около 50 процентов активности, нарабатываемой за трехлетнюю кампанию.

Отсюда следует, что дальнейшее увеличение суммарной активности ПД в реакторе будет происходить за счет долгоживущих радионуклидов.

Небезынтересно сравнить относительное содержание радионуклидов в смеси продуктов деления ядерного взрыва и ядерного реактора (табл. 4).

Таблица 4. Относительное содержание долгоживущих радионуклидов в продуктов деления ядерного взрыва и ядерного реактора