Чрезвычайные ситуации мирного и военного времени. Характеристика радиационно опасных объектов

Размещено на http://www.allbest.ru/

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

Предприятия	Число объектов в РФ	Радиоактивность, находящаяся на объекте	Возможность СЦЯР на объекте	Возможная площадь РЗМ, км2
Горно-металлургический комбинат	единицы	0.3 Ки/Tu	невозможна	-
Обогатительный завод	единицы	1 Ки/Tu	возможна	-
Изготовление ядерного топлива	единицы	1 Ки/Tu	возможна	10
Атомная станция	десятки	5 10580-10590 Ки	возможна	>100
Транспортировка ядерного топлива	десятки	5 10540- 10550Ки	возможна	10
Радиохимический завод	единицы	5 10590- 105100Ки	возможна	>50
Полигоны для захоронения высоко активных отходов	единицы	5>10580 Ки	возможна	10

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

Нуклид	Т41/20,ч	Нуклид	Т41/20,ч
5510 Cr 5540 Mn 580 Co 5590 Fe 5600 Со 5650 Zn	672 7.577010530 8.777010530 1.177010530 4.677010540 5.877010530	593 Nob 5950 Zr 5110 mOAg 530H(T) 5140 C 5410 Ar	840 1.577010530 6.077010530 1.177010550 5.077010570 1.8

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

Характеристика радионуклида	Период полураспада
	<1c	1c-1мин	1мин-1ч	1ч - 1сут	1сут-1мес	1мес-1г	>1г
Количество РН в ЯР	47	187	144	62	48	25	48
Доля от общего количества, %	8.4	33.3	25.7	11.1	8.6	4 . 4	8.5
Интегральная доля	8.4	41.7	67.4	78.5	87.1	91.5	100

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

Радионуклид	Относительное количество РН в смеси ПД, %
	Ядерный	ЯЭР при кампании
	взрыв	1 год	2 года	3 года
5900Sr	4.0770105-50	0.03	0.06	0.08
5950Zr	7.0770105-30	0.41	0.35	0.31
51060Ru	5.0770105-30	0 . 68	0.64	0.62
51310I	1.2770105-30	0.66	0.62	0.60
51370Cs	4.1770105-50	0.03	0.06	0.09
51440Се	1.5770105-30	0.30	0.23	0.19

Из приведенных данных следует, что по приведенным изотопам увеличение относительного содержания в смеси долгоживущих продуктов деления ядерного реактора по сравнению с ядерным взрывом составляет тысячи раз, что и обусловливает более быстрый спад активности продуктов деления ядерного взрыва.

Радиохимические заводы и предприятия по переработке и захоронению радиоактивных отходов

На этих предприятиях проводиться переработка радиоактивных отходов атомной промышленности, выделение урана и плутония из отработанных твэлов, а также продуктов деления урана, которые могут быть использованы в качестве источников излучения.

В настоящее время на радиохимических заводах широко применяется пурэкс-процесс, основанный на последовательной экстракции осколков деления, урана и плутония из переработанного топлива

Пурэкс-процесс включает два цикла экстракционной очистки. В первом происходит разделение урана и плутония и их первоначальная очистка от основной массы продуктов деления. Во втором уран и плутоний раздельно подвергаются дальнейшей очистке от осколочной активности.

Причиной радиоактивного загрязнения природной среды при переработке радиоактивных отходов могут быть аварии, связанные с нарушением технологического процесса.

В зависимости от стадии, на которой произошло нарушение технологии, радиоактивное загрязнение будет характеризоваться либо высокоактивными продуктами деления, как в случае аварии на НПО "Маяк" в 1957 году, либо активными изотопами урана и плутония с незначительными добавками продуктов деления, как в случае аварии на СХК в апреле 1993 года.

Таблица 5. Радионуклидный состав аварийного выброса при авариях на РХЗ

Радионуклид	Т41/20	Содержание в смеси, %
		НПО "Маяк"	схк
51440Се+51440Рг	282 сут	59	<1
51060Ru+51060Rh	368 сут	-	35
5900Sr+ 5900Y	28 лет	5	<1
5950Zr+ 5950Nb	65 сут	21.8	62
5 1470Pm	2.6 лет	7.3	-
51370Cs	30 лет	<1	<1
52390Pu	2.477010540 лет	-	795*0
52340U	2.477010550 лет	-	125*0
52380U	4.577010590 лет	-	95*0
5*)0 процентный состав приводится относительно 7аО-активных радионуклидов

Из приведенных данных видно, что содержание долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137 в выбросе в процентном отношении невелико, однако в абсолютном значении активность их может составлять сотни и тысячи кюри. Поэтому эти радионуклиды в связи с их большим периодом полураспада определяют долговременное загрязнение территории и вносят основной вклад в облучение населения.



1.2 Классификация радиационных аварий

Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или при вели к облучению людей выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Степень радиационной опасности для населения в случае аварии на РОО определяется многими факторами, важнейшими из которых является количество и радионуклидный состав выброшенных во внешнюю среду РВ, расстоянием от источника аварийного выброса до населенных пунктов, характером их застройки и плотностью населения, природными климатическими условиями, характером природопользования, водоснабжения и питания населения.

Важное место в анализе источников радиационный опасности занимает правильное определение видов возможных аварий, в расчете на которые необходимо планировать те или иные защитные мероприятия.

В первую очередь, аварии на РОО можно подразделить на проектные., то есть такие, которые могут быть предотвращены существующими (заложенными в проекте) системами безопасности, проектные с максимально возможными последствиями (так называемые максимальные проектные аварии) и запроектные, которые не могут быть локализованы системами внутренней безопасности объекта. Последствия первых двух не приводят к выходу РВ за пределы СЗЗ и облучению населения сверх допустимых установленных норм, третьих же, напротив, требуют введения в той или иной степени мер по радиационной защите населения.

К классификациям аварий на РОО объектах существует несколько подходов. Это обусловлено тем, что подобные аварии отличаются большим разнообразием присущих им признаков, а также разнообразием объектов, на которых они могут происходить.

Так, в соответствии с Руководством по организации контроля состояния природный среды аварии, в частности, на АС подразделяются на 4 категории.

1-я категория. ЗЛокальная авария:0 нарушение в работе АС, прикотором произошел выход РВ или ИИ за предусмотренные границы технического оборудования, зданий, сооружений. При этом количество выброшенного РВ превышает установленные значения, но зона загрязнения не выходит за пределы промплощадки.

2-я категория. Местная авария, при которой происходит выход радиоактивных продуктов за пределы промплощадки, но область радиационного загрязнения находится 1в пределах СЗЗО. При местной аварии возможно облучение персонала в дозах, превышающие допустимые, Концентрации РВ в воздухе и степень радиоактивного загрязнения поверхностей в помещениях и территории также выше допустимых.

3-я категория. Средняя авария характеризуется тем, что область радиоактивного загрязнения выходит за пределы СЗЗ, но локализуется в близлежащих районах, вызывая незначительные переоблучение проживающего вблизи АС (в 30-км зоне) населения.

4-я категория. Крупная авария 0- при которой область радиоактивного загрязнения выходит за пределы 100-км зоны и охватывает территории нескольких административных единиц с общим населением более 1 млн.человек при средней дозе облучения более 3 сЗв (3 бэр)

С целью типизации радиационных аварий в МАГАТЭ на основе опыта Франции, Японии и некоторых других стран разработана шкала оценки событий на АЭС, с помощью которой вводится дифференцированное восприятие происшествий и аварий на АЭС. Шкала предусматривает 7 уровней и условно разделена на 2 части. Нижняя часть шкалы включает 3 уровня (1-3) и относится к происшествиям (инциндентам), верхняя часть -4 уровня, соответствует авариям. Условной граница раздела шкалы является максимальная проектная авария(4 уровень).

С 1990 г. шкала МАГАТЭ адаптируется к условиям эксплуатации АЭС в нашей стране.

Градация аварий по международной шкале производится по следующим уровням.

Таблица 6. Международная шкала оценки событий на АЭС

NN	Наименование	Характеристика	Пример
0	Не имеет значения для безопасности
1	Незначительное происшествие	Функциональное отклонение, которое не представляет какого-либо риска, но указывав! на недостатки в обеспечении безопасности (отказ оборудования, ошибки персонала, недостатки руководства).
2	Происшествие Средней тяжести	Отказы оборудования или отклонения от нормальной эксплуатации, которые хотя и не оказывают непосредственного влияния на безопасность станции, но способы привести к значительной переоценке мер безопасности.
3	Серьёзное происшествие	Выброс в окружающую среду радиоактивных продуктов в 1989 г. количестве, не превышающем 5-ти кратного допустимого суточного выброса. Происходит значительное переоблучение работающих (до 50 мзв= =5 бэр . ) За пределами площадки не требуется принятия за щитных мер.	Ванделлос, Испания, 1989 г. СХК, 1993 г.
4	Авария в пределах АЭС	Выброс р/а продуктов в окружающую среду в количествах, не превышающих дозовые пределы для населения при проектных авариях. Облучение персонала порядка 1 зв, вызывающее лучевые эффекты.	Сант-Лоурент, Франция, 1980г.
5	Авария с риском для окружающей среды	Выброс в окружающую среду такого количества продуктов, которое приводит к незначительному превышению дозовых пределов для проектных аварий. Разрушение большей части Активной зоны, вызываемое механическим воздействием или плаванием. В некоторых случаях требуется частичное введение планов мероприятий по защите персонала и населения на случай аварии.	Три-Майл Айленд, США, 1979г.
6	Тяжёлая авария	Выброс в окружающую среду большого количества р/а продуктов, эквивалентный выбросу от сотен до тысяч ТЕК 131 I .Для ограничения серьезных последствий для населения необходимо введение планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии в ограниченной зоне в районе АЭС.	Виндскейл, Великобритания, 1957г.
7	Глобальная авария	Выброс в окружающую среду большого количества р/а продуктов, эквивалентный выбросу от сотен до тысяч ТЕК 131 I. Для ограничения серьезных последствий для населения необходимо введение планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии в ограниченной зоне в районе АЭС. Выброс в окружающую среду большого количества радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне, в результате которого возможны острые лучевые поражения. Последующее влияние на здоровье населения, проживающего на большой территории, включающее более чем одну страну. Длительное воздействие на окружающую среду.	Чернобыль, СССР, 1986 г.



Авария на AC Thre.e_ Mile Jsland - 2 (TMI-2) 28.03.79. Утечка РВ произошла через клапан сброса давления и продолжалась в течение 2,5 час. Затем были включены насосы аварийного охлаждения и_ A3 была затоплена.

Выброс Б 13101 составил 65.0105110 Бк (0,1 ррт от общего содержания в активной зоне реактора, порядка 14 Ки). Высвободилось также пренебрежимо малое количество5 1400Ва (Т41/20=12,74 суток). Выброс ИРГ составил 105170 Бк (4-0 3 МКи), т.е. 4 -02% от их содержания в A3. Мощности дозы 7пО-излучения вне площадки менее 1 мР/ч. Разрушения герметизация здания не произошло; этим объясняется сравнительно небольшой выброс РВ.

Протяженность облака в атмосфере составила 30 км.

Площадь загрязнения ограничена промплощадкой.

Коллективная доза - 20 чел. Зв.

Эффективная эквивалентная доза облучения составила - 0,04 Зв на площадке и 0,73 мЗв вне площадки.

Авария в _Windskale. В октябре 1957 года на 1энергетическом блоке произошел пожар, продолжавшийся в течение 2 дней. Реактор использовался для производства плутония. В результате горения графита и из-за отсутствия системы герметизации произошел выброс РВ через 120-м трубу в окружающую среду. Выброс йода составил 75.0105140Бк (4-016000 Ки т.е. 12% от общего содержания в A3. Кроме этого, в составе выброса были следующие радионуклиды Те - 65.0105130 Бк, (4-01400 Ки), 5 1370CS - 25.0105130 Бк, (т.е.4 - 0450 Ки), 589,900Sr - 3,35. 105120БХ, (т.е.4 - 076 Ки), ИРГ - 1,35.0105160 Бк, (т.е. 35.010550 Ки).

Протяженность облака составила 300 км, площадь зоны загрязнения 4-0520 км520.

Эффективная эквивалентная дозы облучения составила - на площадке -0,045 Зв, вне площадки - 0,2 мЗв.

Доза облучения щитовидной железы - взрослых - 9,5 сЗв, детей 16 сЗв. 26.4.86. на ЧАЭС - 4 произошли 2 последовательных взрыва, которые привели к разрушению графитовой кладки реактора, технологических каналов, разгерметизация реакторного пространства, плавления большей части твэлов. В результате мощного взрыва газоаэрозольное облако пробило инверсионный слой атмосферы на высоту более 1,5км.

Общий выброс РВ, состоящий в т.ч. и из диспергрованного топлива составил4 -050 МКи, по другим оценкам до 130 МКи.

Образовалось обширная зона, загрязненная всеми продуктами наработки реактора, в т.ч. и трансурановыми элементами.

1.3 Фазы развития радиационных аварий

При прогнозе радиационной обстановки, планировании и осуществлении мер по радиационной защите населения хронологию развития чрезвычайной ситуации принято условно разделять на 3 фазы:

Ранняя фаза - продолжающаяся от начала аварии до прекращения выброса РВ в атмосферу. На этой фазе в основном завершается первичное формирование радиоактивного следа на местности.

Продолжительность этой фазы в зависимости от характера и масштаба аварии может длиться от нескольких часов до нескольких суток (по опыту Чернобыля - до 10 суток).

Эта фаза характеризуется наиболее интенсивным радиационным воздействием на население. При этом доза внешнего облучения формируется за счет излучения РВ, содержащихся в облаке выброса и на загрязненной местности. Внутреннее облучение обусловлено ингаляционным поступлением в организм радиоактивных продуктов из облака через органы дыхания.

Средняя фаза аварии характеризуется наличием системы строгих ограничений жизнедеятельности населения в зонах радиоактивного загрязнения и системы контроля радиационной обстановки и длится до принятия всех мер по защите населения.

Продолжительность этой фазы может составить в зависимости от характера и масштабов аварии от нескольких десятков дней до 1 года.

Основными факторами радиационного воздействия на население на этой фазе будут:

внешнее гамма-облучение от радиоактивного загрязнения местности; внутреннее облучение за счет перорального (перэнтерального) поступления РН при употреблении загрязненных продуктов питания и питьевой воды и вдыхания радиоактивных аэрозолей, образующихся в результате процессов естественного и техногенного пылеобразования.

Поздняя фаза аварии длится до снятия всех ограничений и характеризуется восстановлением природопользования и обычной системы контроля радиационной обстановки, характерной для аварийно незагрезненных территорий.

Из хронологии развития ЧС радиационного характера и факторов радиационного воздействия очивидно, что введение мер радиационной защиты является наиболее эффективным на ранней фазе аварии.



2. Зоны загрязнения. Характеристика радионуклидов по их биологической опасности

2.1 Методология зонирования

На разных стадиях аварии вмешательство регулируется зонированием загрязненных территорий, которое основывается на величине годовой эффективной дозы, которая может быть получена жителями в отсутствии мер радиационной защиты. Под годовой дозой здесь понимается эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта за текущий год, обусловленная искусственными радионуклидами, поступившими в окружающую среду в результате радиационной аварии.

На территории, где годовая эффективная доза не превышает 1 мЗв, производится обычный контроль радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды и сельскохозяйственной продукции, по результатам которого оценивается доза облучения населения. Проживание и хозяйственная деятельность населения на этой территории по радиационному фактору не ограничивается. Эта территория не относится к зонам радиоактивного загрязнения. При величине годовой дозы более 1 м3 в загрязненные территории относятся к зоне радиоактивного загрязнения, а при годовой дозе более 5 м³в зоне радиационной аварии.

2.2 Зонирование на ранней и промежуточной стадии радиационной аварии

Зона радиационного контроля 0- от 1 мЗв до 5 мЗв. В этой зоне помимо мониторинга радиоактивности объектов окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и доз внешнего и внутреннего облучения критических групп населения, осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты населения.

Зона ограниченного проживания населения - от 5 мЗв до 20 мЗв. В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения, что и в зоне радиационного контроля. Жителям и лицам, проживающим на указанной территории, разъясняется риск ущерба здоровью, обусловленный воздействием радиации.

Зона добровольного отселения - от 20 мЗв до 50 мЗв. Здесь осуществляется радиационный мониторинг людей и объектов внешней среды, а также необходимые меры радиационной и медицинской защиты. Оказывается помощь в добровольном переселении за пределы зоны.

Зона отселения - более 50 мЗв. В этой зоне вмешательство осуществляется путем эвакуации населения.

2.3 Зонирование на восстановительной стадии радиационной аварии

Зона радиационного контроля - от 1 мЗв до 5 мЗв. В этой зоне помимо мониторинга радиоактивности объектов окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и доз внешнего и внутреннего облучения критических групп населения, осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты населения.

Зона ограниченного проживания населения - от 5 мЗв до 20 мЗв. В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения, что и в зоне радиационного контроля. Добровольный въезд на указанную территорию для постоянного проживания не ограничивается. Лицам, въезжающим на указанную территорию для постоянного проживания, разъясняется риск ущерба здоровью, обусловленный воздействием радиации.

Зона отселения 0 - от 20 мЗв до 50 мЗв. Въезд на указанную территорию для постоянного проживания не разрешен. В этой зоне запрещается постоянное проживание лиц репродуктивного возраста и детей. Здесь осуществляется радиационный мониторинг людей и объектов внешней среды, а также необходимые меры радиационной и медицинской защиты.

Зона отчуждения 0 - более 50 мЗв. В этой зоне постоянное проживание не допускается, а хозяйственная деятельность и природопользование регулируются специальными актами. Осуществляются меры мониторинга и защиты работающих с обязательным индивидуальным дозиметрическим контролем.

2.4 Зонирование при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений

Зона исследования - от 0,1 до 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационного воздействия источника на население, при достижении которого требуется выполнить исследование источника с целью уточнения оценки величины годовой эффективной дозы и определение величины дозы, ожидаемой за 70 лет.

Зона вмешательства - более 0,3 мЗв/год, Это такой уровень радиационного воздействия, при превышении которого требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Масштабы и характер мероприятий определяются с учетом интенсивности радиационного воздействия, на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.



Литература

1. Закон РФ о защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера.

2. Закон РФ от 15.05.1991 г. О социальной защите граждан, подвергшихся воздействию радиации вследствие катастрофы на Чернобыльской АЭС.

3. Федеральный закон "О радиационной безопасности населения. Указ Президента РФ от 9 января 1996 г. КЗ-ФЗ.

4. Нормы радиационной безопасности НРБ-96. М.: Госкомсанэпиднадзор, -1996.

5. Горбунов С.В. Основные положения нормирования радиационной безопасности. Учебное пособие. Инв.М! 149к.

6. Измалков В.И, Измалков А.В. Безопасность и риск при техногенных воздействиях. МЧС, 1994 г.

Размещено на Allbest.ru