Реферат на тему:

Ядерні аварії

У 1996 році виповнилось 100 років з дня відкриття А.Беккерелем явища
радіоактивності, яке А.Енштейн назвав найбільш революційною силою
технічного прогресу з часів, як доісторична людина відкрила вогонь.
Проте відомо, що будь-який технічний прогрес, з одного боку, приносить
користь, а з іншого — небезпеку.

Значні досягнення у створенні радіаційних технологій та опанування
ядерної енергії, даючи людству багато корисного, висунули ряд нових
проблем. Однією з цих проблем є радіоактивне забруднення довкілля при
аваріях та його негативний вплив на здоров’я населення. Хоча частота
аварій при дотриманні безпеки невелика, однак вірогідність іх
підвищується через те, що збільшується кількість радіаційно- і
ядерно-небезпечних об’єктів.

Ядерна енергетика бере свій початок з першої в світі атомної
електростанції, яка була споруджена в СРСР під керівництвом
І.В.Курчатова і введена в експлуатацію 27 червня 1954 року (м. Обнінськ
Калужської області).

За станом на кінець 1998 року в 33 країнах світу працювало на атомних
електростанціях 440 ядерних енергетичних реактори загальною потужністю
351 ГВт і 36 реакторів загальною потужністю 28 ГВт будувалось.

У 1996 році, за даними МАГАТЕ, на долю АЕС приходилось 18% виробництва
електроенергії. Це перевищує об’єм електроенергії, виробленої у світі
всіма типами електростанцій за 1960 рік.

Значного розвитку ядерна енергетика досягла і в колишньому Радянському
Союзі. Виходячи з даних, які наведені в таблиці 16.I, потужності, що
вводились на АЕС Радянського Союзу, подвоювались кожні 5 років.

У 1985 році частка електроенергії, що вироблялась на АЕС, складала 14%
сумарного виробництва електроенергії в СРСР.

Сьогодні в Україні працює 5 АЕС, які забезпечують біля 40% валового
виробництва електроенергії в країні (таб.16.2).

Таблиця 16.1

Розвиток ядерної енергетики в СРСР

Роки Потужності, що вводились

на АЕС, ГВт

1971 — 1975

1976 — 1980

1981 — 1985 7 — 8

13- 15

24 — 25

Таблиця 16.2

Атомні електростанції України

Назва станції Кількість і тип ядерних

ревкторів Сумарна потужність

всіх енергоблоків

ГВт Рік пуску першого блоку АЕС

Запорізька АЕС 6 ВВЕР* 6,0 1983

Південно-Українська 2 ВВЕР 2,0 1983

Рівненська АЕС 4 ВВЕР 3,0 1980

Хмельницька АЕС 2 ВВЕР 2,0 1984

Чорнобильська АЕС 3 РВПК** 3,0 1977

*ВВЕР — водоводяні енергетичні реактори

**РВПК — реактори великої потужності канальні.

Такий значний розвиток атомної енергетики зумовлений перш за все
економічними чинниками. Україна, де відсутні великі нафто-газові
родовища, а вугілля, яке добувається в східних регіонах з великих глибин
і має велику собівартість, навряд чи колись зможе відмовитись від
атомної енергетики, як досить стабільного енергоджерела.

Крім економічних існують також екологічні причини. Теплові
електростанції є найпотужнішими джерелами надходження в атмосферу
вуглекислого газу, оксидів сірки та азоту. Крім того вони самі є
радіоактивними забруднювачами довкілля. Так теплова електростанція
середньої потужності (1млн. кВт/год) за рік споживає 4-5 млн. тон
вугілля, в якому містяться певні концентрації радіонуклідів і зокрема
урану 1-2,5 г/т вугілля, технецію 2-5 г/т вугілля.

Разом з тим серед техногенних джерел надзвичайних ситуацій й аварій
найбільшу небезпеку по важкості ушкоджень, масштабам та тривалості дії
ушкоджуючих факторів є радіаційні катастрофи.

Радіаційно небезпечні технології та об’єкти

ядерно-паливного циклу

Поняття «ядерно-паливний цикл» характеризує послідовність операцій з
радіоактивними матеріалами у ядерній енергетиці і включає до себе такі
технології і відповідні їм об’єкти, (мал. 16.1) як:

видобування, подрібнення і концентрування уранової руди — уранові
рудники збагачувальні фабрики;

вилучення урану із уранової руди та його збагачування ізотопом з масовим
числом 235 — радіохімічні підприємства;

перетворення урану в паливо і виготовлення паливних елементів —
підприємства атомного машинобудування;

використання паливних елементів у ядерних реакторах: — атомні
електростанції, атомні теплоелектроцентралі, атомні станції побутового
теплозабезпечення (АСТ), атомні станції промислового теплозабезпечення,
атомні надводні кораблі (АНК), атомні підводні човни, космічні апарати,
дослідницькі реактори;

виділення з відпрацьованого палива накопиченого плутонію,
невикористаного урану та інших радіонуклідів, які застосовуються в
різних галузях виробництва (наука, техніка, медицина, тощо) —
радіохімічні заводи;

регенерація палива і виготовлення паливних елементів — радіохімічні
підприємства та підприємства атомного машинобудування;

перевезення свіжого і відпрацьованого палива, радіоактивних матеріалів
та відходів — спеціалізовані транспортні підприємства;

зберігання палива, радіоактивних матеріалів та відходів — тимчасові
сховища на окремих підприємствах та постійні сховища на пунктах
захоронення радіоактивних відходів.

Мал. 16.1 Схема ядерно-паливного циклу.

Слід відзначити, що в Україні, як в багатьох інших країнах світу, немає
повного (замкнутого) ядерно-паливного циклу. Проте окремі елементи його
функціонують. До них відносяться: видобуток, подрібнення і
концентрування уранової руди (уранові рудники), використання ядерного
палива (енергетичні та дослідницькі реактори), зберігання
відпрацьованого палива (сховища), перевезення свіжого та
відпрацьованого палива і радіоактивних відходів (спеціальні транспортні
підприємства), зберігання радіоактивних відходів (пункти їх захоронення)
та деякі інші.

16.2 Будова, принцип роботи та класифікація ядерних реакторів

Ядерний реактор — це фізичний пристрій, у якому здійснюється керована
ланцюгова реакція ядерного поділу з виділенням і відведенням теплової
енергії.

У переважній більшості існуючих ядерних реакторів для підтримання
ланцюгової реакції поділу ядер атомів палива використовуються повільні
(теплові) нейтрони. Проте, вже є ядерні реактори, які працюють і на
швидких нейтронах.

Основною частиною ядерного реактора є активна зона, в якій певним чином
розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач
нейтронів та нейтроно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється
управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від
тепловидільних елементів через активну зону безперервно прокачується
теплоносій.

Як ядерне паливо у більшості реакторів використовується природний уран,
збагачений ізотопом з масовим числом 235 у вигляді діоксиду. Ступінь
збагачення складає декілька відсотків (максимально до 6 %).

До сповільнювачів відносяться речовини, які в значній мірі зменшують
енергію, а разом з тим і швидкість нейтронів (графіт, легка і важка
вода та інші).

Таблиця 16.3

Основні типи ядерних енергетичних реакторів

Тип реактора Теплоносій Сповільнювач

Реактори, що працюють на повільних нейтронах

ВВЕР

РВПК Легка вода під тиском

Легка вода кипляча

Газ

Важка вода

Легка вода Легка вода

Легка вода

Графіт

Важка вода

Графіт

Реактори, що працюють на швидких нейтронах

ШН Рідкий метал Відсутній

Регулюючі стержні та стержні аварійного захисту містять в собі речовини,
що добре поглинають нейтрони (бор, кадмій, гафній та інші).

Теплоносіями можуть служити вода (легка або важка), газ (гелій, азот,
двоокис вуглецю), рідкий метал (натрій) та деякі інші речовини.

Класифікація ядерних реакторів. За своїм призначенням ядерні реактори
поділяються на дослідницькі, експериментальні та енергетичні.

На сьогоднішній день у ядерній енергетиці використовується п’ять
основних модифікацій реакторів, що працюють на повільних нейтронах і
один тип реактора — розмножувача на швидких нейтронах (табл. 16.3).

На вітчизняних АЕС найбільш широкого застосування набули водоводяні
енергетичні реактори (ВВЕР), в яких як теплоносієм, так і сповільнювачем
є легка вода, і реактори великої потужності канальні (РВПК), де
теплоносієм служить легка вода, а сповільнювачем — графіт.

Принципова відміна цих двох типів реакторів полягає ще і в тому, що в
реакторі типу ВВЕР теплоносій прокачується через всю активну зону і під
тиском знаходиться весь корпус реактора, а в реакторах типу РВПК
теплоносій циркулює по робочих каналах і тільки вони знаходяться під
тиском. В зв’язку з цими особливостями теплозйому реактори першого типу
прийнято називати корпусними, а реактори другого типу — канальними.
Основні технічні показники цих реакторів приведені в табл. 16.4

Таблиця 16.4

Характеристика ядерних енергетичних реакторів

Характеристика Тип реактора

ВВЕР-1000 РВПК-1000

Теплова потужність, МВт

Електрична потужність, Мвт

Ядерне паливо

Збагачення палива ураном-235,%

Загрузка ядерного палива, т

Питома потужність, Мвт/т урану

Повна кампанія, роки 3000

1000

UO2

4,4

66

45,5

3 3200

1000

UO2

2

192

16,7

3

Характеристика радіонуклідів, що утворюються

при роботі ядерного реактора

Ядерні реактори є генераторами величезної кількості штучних
радіонуклідів, які за своїм походженням розділяються на продукти
ядерного поділу (ПЯП), продукти наведеної активності (ПНА) та ізотопи
трансуранових елементів (ІТЕ) (табл. 16.5).

Продукти ядерного поділу виникають у процесі розщеплення ядер урану або
плутонію під дією нейтронів. До них відносяться біля 200 радіоактивних
ізотопів 35 хімічних елементів середини таблиці Д.І.Менделєєва — від
цинку (порядковий номер 30) до гадолінію (порядковий номер 64). ПЯП є,
як правило, бета- і гама-випромінювачами. Періоди їх напіврозпаду
знаходяться в межах від часток секунди до десятків років.

Таблиця 16.5

Радіонукліди, що утворюються при роботі

ядерного реактора

Кількість

радіонуклідів Положення в таблиці Д.І.Менделєєва Вид

випромінювання Період

напіврозпаду

Продукти поділу ядер атомів палива

Біля 200 Середина таблиці (від 30 до 64 порядкового номеру) бета,

гама Частки секунди — десятки років

Продукти наведенної активності

Біля 400 Початок і середина таблиці бета,

гама Секунди, десятки і тисячі років

Ізотопи трансуранових елементів

Біля 60 Кінець таблиці (після 92 порядкового номеру) альфа,

бета Десятки і мільйони років

Продукти наведеної активності (ПНА) з’являються при опроміненні
нейтронами конструкцій активної зони, теплоносія, що проходить через
неї. До ПНА відносяться біля 400 радіонуклідів, які як і ПЯП є, в
основному, бета- і гама-випромінювачами з періодами напіврозпаду від
секунд до десятків і тисяч років.

Ізотопи трансуранових елементів (ІТЕ) виникають при опроміненні
урану-238 повільними нейтронами. До ІТЕ відносяться біля 60
радіонуклідів, котрі за переважною більшістю є альфа-випромінювачами з
великими періодами напіврозпаду.

Таким чином, під час роботи ядерного реактора в ньому утворюється
близько 700 різних радіонуклідів.

Науковий комітет з дії атомної радіації Організації об’єднаних націй
(НКДАР ООН) вважає, що певне значення в опроміненні людей мають тільки
20 радіоізотопів 14 хімічних елементів. Це водень-3 або тритій,
вуглець-14, магній-54, залізо-55, криптон-85, стронцій-89, стронцій-90,
цирконій-95, рутеній-103, рутеній-106, йод-131, цезій-134, цезій-137,
барій-140, церій-141, церій-144, плутоній-238, плутоній-239,
плутоній-241, америцій-241. Найбільшу ж роль в опроміненні населення
відіграють лише 8 радіонуклідів, тому що внесок кожного з них в
ефективну еквівалентну дозу перевищує 1%. До цих радіонуклідів
відносяться вуглець-14, цезій-137, цирконій-95, рутеній-106,
стронцій-90, церій-144, водень-3, йод-131.

Кількісне накопичення та якісний склад конкретних радіонуклідів в
активній зоні реактора залежить від тривалості його роботи, ступеню
збагачення ядерного палива і часу витримки реактора після його зупинки.
Вихід продуктів поділу із активної зони при її перегріванні або
розплавленні визначається ступенем їх леткості.

Так, інертні гази криптон (Кr) і ксенон (Хе), які киплять при
температурі нижчій від 00 С (відповідно — 1520 і — 1070 С), повністю
випаровуються з палива.

В значній мірі можуть виділятись із палива йод (І2), цезій (Сs) і телур
(Те), що мають температуру плавлення відповідно 1840, 6690, 9900 С.

Такі хімічні елементи, як молібден (Мо), цирконій (Zr), церій (Се) і
плутоній (Рu), температура кипіння котрих відповідно 46120, 43770,
34260, 32320С, більш стійко зв’язані з паливом (паливні нукліди) і
можуть поступати в навколишнє середовище у вигляді дрібнодисперсного
пилу (паливних частинок).

Таким чином, при ядерній аварії реактора радіоактивні викиди можуть
складатись із двох компонентів:

— газоаерозольного, до складу якого входять легкі радіонукліди
(радіоізотопи криптону, ксенону, йоду, цезію і телуру);

— паливного у вигляді дрібнодисперсного пилу, до складу якого входять
важкі радіонукліди (радіоізотопи молібдену, цирконію, церію, плутонію і
в значній мірі стронцію).

Співвідношення цих компонентів залежить від ступеня перегрівання палива
і механічного руйнування активної зони реактора.

При радіаційних аваріях на інших об’єктах ядерно-паливного циклу
кількісний і якісний склад радіонуклідів може значно відрізнятись від
вище наведеного.

Слід зауважити, що постійний розпад деяких радіонуклідів, що потрапили у
довкілля, супроводжується утворенням та накопиченням нових (дочірніх)
радіонуклідів, а це приводить до відповідних змін радіонуклідного складу
забруднення об’єктів навколишнього середовища.

Оскільки, до складу аварійних викидів ядерних реакторів входять як
короткоживучі радіонукліди з періодами напіврозпаду менше 15 діб, так і
довгоживучі з періодами напіврозпаду більше 15 діб, то за перебігом
часу кількість короткоживучих радіонуклідів буде зменьшуватись у більшій
мірі, ніж довгоживучих. Тому за часом буде змінюватись і внесок кожного
із них в сумарну дозу опромінення населення. Викид основних
радіонуклідів внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС приведено в таблиці
16.6

Таблиця 16.6

Основні радіонукліди, що потрапили у довкілля внаслідок

аварії на Чорнобильській АЕС, та їх дозоформуюча роль

у різні терміни після аварії

Термін після аварії

Радіонуклід Період напіврозпаду Перші 10 діб Перший місяць Третій місяць
Кінець 1986 року 1987 — 1988 роки 1993 і наступні роки

Йод-131 8.04 доби + + — — — —

Йод-132 2.3 год. + — — — — —

Йод-133 20.8 год. + — — — — —

Йод-135 6.61 год. + — — — — —

Телур-132 3.25 доби + — — — — —

Лантан-140 14.2 год. + — — — — —

Барій-140 12.7 доби + + — — — —

Ніобій-95 35 діб + + — — — —

Цирконій-95 64 доби + + + — — —

Рутеній-103 29.3 доби + + — — — —

Рутеній-106 268.2 доби + + + + + —

Церій-141 32.5 доби + + — — — —

Церій-144 248.3 доби + + + + + —

Цезій-134 2.06 року + + + + + —

Цезій-137 31 рік + + + + + +

Стронцій-89 52 доби + + + — — —

Стронций-90 27 років + + + + + +

Плутоній-238 87.7 років + + + + + +

Плутоній-239 24380 років + + + + + +

Плутоній-240 6537 років + + + + + +

Кюрій-242 163 доби + + + + — —

Кількість нуклідів

21

16

16

9

8

5

Маса радіонуклідів, які були викинуті з реактору аварійної ЧАЕС подано в
таблиці 16.7.

Викладені закономірності зміни за часом радіонуклідного складу аварійних
викидів ядерних реакторів та створюваного ними забруднення оточуючого
середовища враховуються при розробці, плануванні та впровадженні
відповідних заходів радіаційного захисту населення.

Таблиця 16.7

Маса радіонуклідів, які були викинуті з реактору аварійної ЧАЕС

(Д.М.Гродзинский, 1995(

Радіонуклід Маса одного Кі радіонукліду, г Сумарна актив-ність викиду,
МКі Сумарна маса викиду, г

1 2 3 4

Sr-89

Sr-90 3,55 ( 10-5

6,08 ( 10-3 2,2

0,22 78,1

1496

Zr-95 4,67 ( 10-5 3,8 177,4

1 2 3 4

Ru-103

Ru-106 3,12 ( 10-5

3,10 ( 10-4 3,3

1,6 99,8

496

I-131 8,08 ( 10-6 7,3 59

Cs-134

Cs-137 8,24 ( 10-4

1,19 ( 10-4 0,5

1 412

11800

Ce-141

Ce-144 3,52 ( 10-5

3,16 ( 10-4 2,8

2,4 98,5

858

Pu-238

Рu-239

Рu-240

Рu-241 5,84 ( 10-2

16,3

4,39

1,48 ( 10-2 0,8 ( 10-3

0,7 ( 10-3

1 ( 10-3

0,14 46,7

11410

4390

2072

Сm -242 1,86 ( 10-6 1,86 ( 10-6 3,72 ( 10-6

Токсикологія радіоактивних речовин

Радіотоксичність нуклідів та фактори, що їх зумовлюють

Токсична дія на організм має свої особливості :

1. На відміну від більшості хімічних речовин токсична дія радіонуклідів
виявляється в незрівнянно малій їх ваговій кількості. Біологічно вагомі
активності радіонуклідів, що надходять в організм, мають масу в межах
10-14 — 10-11 г/добу. Це в мільйони разів менше, ніж надходження в
організм відповідних стабільних мікроелементів, кількості надходження
яких вимірюються величинами порядку 10-4 — 10-2 г/добу (табл. 16.8)

2. Токсична дія самих радіонуклідів зумовлена не стільки хімічними,
скільки фізичними властивостями (здатність до іонізуючого випромінювання
при їх радіоактивному розпаді). Хімічні ж властивості радіонуклідів
впливають на їх надходження, розподіл та виведення з організму.

3. Механізм токсичної дії радіонуклідів суттєво відрізняється від дії
хімічних отрут (ОР та інші). Ця відмінність зумовлена дією іонізуючого
випромінювання, джерелами якого є радіонукліди, що надійшли до
організму.

Таблиця 16.8

Допустимі межі надходження окремих радіонуклідів в організм людини та
фізіологічна потреба організму у відповідних мікроелементах

Радіонуклід,

мікроелемент

Допустимі межі надходження радіонуклідів ч/з ШКТ Фізіологічне споживання
мікроелементу г/добу

мкКі/добу г/добу

Марганець — 56

Стаб. марганець

Залізо — 59

Стаб. залізо

Кобальт — 60

Стаб. кобальт

Стронцій — 90

Стаб. стронцій

Йод — 131

Стаб. йод 0,26

0,12

0,10

8,7 * 10-4

2,2 * 10-3

— 1,3 * 10-14

4,1 * 10-14

8,3 * 10-14

6,4 * 10-12

1,8 * 10-14 —

6,5 * 10-3

1,4 8 * 10-2

1,2 * 10-4

1,0 * 10-3

1,5 * 10-4

Радіотоксичність характеризує ступінь важкості радіаційного ураження при
надходженні радіонукліду до організму.

В медичній радіології та радіаційній гігієні за мінімально значимою
активністю (МЗА) на робочому місці всі радіонукліди, як джерела
внутрішнього опромінення, прийнято ділити на чотири групи радіаційної
токсичності (небезпечності) — А, Б, В, Г (табл. 16.9).

Основними чинниками, що зумовлюють ступінь радіотоксичності нукліду, є:
тип та схема радіоактивного розпаду, період напіврозпаду, вид та енергія
випромінення, шлях та тривалість надходження до організму, характер
розподілу та час перебування в організмі, шлях виведення з організму.

Таблиця 16.9

Класифікація радіонуклідів, що входять до складу аварійних викидів

ядерних реакторів, за ступенем радіаційної токсичності

(небезпечності)

Індекс групи МЗА,БК (мкКі) Ступінь радіотоксичності Радіонукліди

А 3,7*103

(0,1) Особливо токсична Плутоній — 239

Плутоній — 240

Плутоній — 241

Америцій — 241

Кюрій — 242

Б 3,7*104

(1,0) Висока Стронцій — 90

Рутеній — 106

Йод — 131

Церій — 144

В 3,7*105

(10) Середня Цирконій — 95

Цезій — 134

Цезій — 137

Г 3,7*106

(100) Мала Водень — 3 (тритій)

Вуглець — 14

Токсикокінетика радіонуклідів.

Органи, через які радіоактивні речовини надходять до організму, першими
зазнають ушкоджуючої дії іонізуючого випромінювання.

Надходження радіоактивних речовин в організм можливе через органи
дихання, шлунково-кишковий тракт, через неушкоджену шкіру та поверхню
ран і опіків (мал. 16.2).

Надходження радіонуклідів через органи дихання має місце в період
випадання радіоактивних опадів при формуванні сліду, коли особовий склад
попадає в шлейф радіоактивної хмари, а також при сильному пилеутворенні
на вже сформованому сліді.

Інгаляційно можуть надходити радіоактивні гази і випари, а також
радіоактивні аерозолі.

Гази і випари легко проникають в альвеоли, де в залежності від їх
фізико-хімічних властивостей всмоктуються.

Аерозолі, у залежності від розміру частинок, поділяються на дим, туман
і пил.

Встановлено, що тільки дрібнодисперсна фракція аерозолів з діаметром
частинок від 0,001 до 0,1 мкм (дим) доходить до альвеол, фракція
аерозолів з діаметром частинок від 0,1 до 10 мкм (туман) затримуються в
трахеї чи бронхах, а великодисперсна фракція з діаметром частинок більше
10 мкм (пил) -в носоглотці.

Малорозчинні аерозолі, затримані в трахеобронхіальній ділянці, швидко
виводяться під дією війчатого епітелію і при ковтанні надходять у
шлунково-кишковий тракт.

Надходження радіонуклідів через шлунково-кишковий тракт має найбільш
важливе значення. На забруднених радіонуклідами територіях таке
надходження носить тривалий характер, внаслідок чого дози внутрішнього
опромінення людей, як правило, перебільшують дози зовнішнього
опромінення.

Встановлено, що основними харчовими шляхами надходження радіонуклідів в
організм людини є:

рослина ( людина; рослина ( тварина ( м’ясо ( людина; рослина (
тварина ( молоко ( людина; вода ( гідробіонти ( людина.

Забруднення харчової продукції сільського господарства може бути
поверхневим та структурним.

Поверхневе забруднення сільськогосподарських культур і тварин проходить,
в основному, у весняно-літній період під час випадання радіоактивних
опадів із хмари, а також при підйомі у повітрі радіоактивних речовин, що
випали на грунт в процесі радіоактивного забруднення території
аварійними викидами. При цьому нерозчинні продукти залишаються на
поверхні рослин, а розчинні — в значній мірі поглинаються листям,
плодами, стеблами.

При зберіганні готової продукції в упаковці і на складах забруднення її
буде незначним.

Структурне забруднення сільськогосподарських культур проходить за
рахунок усвоєння депонованих у грунті радіонуклідів через кореневу
систему рослин.

Засвоєння радіонуклідів із грунту рослинами залежить від біологічної
доступності (розчинності) радіонуклідів, грунтово-кліматичних умов і
фізіологічних особливостей рослин.

За ступенем переходу в рослини радіонукліди можна розподілити в такий
ряд: стронцій-90 > йод-131 > барій-140 > цезій-137 > рутеній-106 >
церій-144 > цинк-45 > ніобій-95.

Високі коефіцієнти переходу характерні для піщаних та торфяно-болотистих
грунтів.

За ступенем концентрації радіонуклідів рослинні продукти розподіляються
наступним рядом: боби > картопля > овес > квасоля > гречка > пшениця >
просо > ячмінь.

За таким же принципом тваринні продукти утворюють ряд: курятина >
свинина > баранина > телятина.

Із продуктів тваринного походження критичними за надходженням
радіонуклідів в організм є молоко і м’ясо, а рослинного походження —
картопля.

Розподіл радіонуклідів у організмі

По суті радіоактивні ізотопи розподіляються в організмі так, як і
стабільні ізотопи хімічних елементів. На цих властивостях грунтується
ряд методів радіонуклідної діагностики.

За характером розподілу радіонуклідів в організмі людини їх поділяють на
дві групи:

радіонукліди, що рівномірно, або відносно рівномірно розподілені по
всьому тілі людини — тритій, натрій-24, рубідій-86, ніобій-95,
цирконій-95, цезій-134, цезій-137 та ін.;

радіонукліди, що вибірково або переважно накопичуються в окремих органах
і тканинах (органотропні радіонукліди):

в щитовидній залозі (тіреотропні радіонукліди) — радіоізотопи йоду,
найбільш вагомий серед яких є йод-131;

в скелеті (остеотропні радіонукліди) — фосфор-32, кальцій-45,
стронцій-90, барій-140, плутоній-239 і ін.;

в печінці (гепатотропні радіонукліди) — марганець-54, церій-139,
неодім-147 і ін.;

в нирках (ренотропні радіонукліди) — молібден-99, телур-121, телур-125м
і ін.

За ступенем накопичення радіонуклідів основні органи і тканини
розташовують наступним чином: щитовидна залоза > печінка > нирки >
скелет> м’язи.

Слід відзначити, що радіонукліди, з досить короткими періодами
напіврозпаду не встигають досягнути органу свого потенційного
депонування. Швидко розпадаючись, вони реалізують дозу опромінення на
шляху до нього тобто в органі первинного проникнення (легені чи
шлунково-кишковий тракт) або в кровоносних чи лімфатичних судинах. Через
це при надходженні радіонуклідів з різними періодами напіврозпаду
розподіл і фомування поглинутих доз в окремих органах (окрім скелету)
іде неоднаково. Зокрема при надходженні короткоживучих радіонуклідів
дози формуються швидко: на протязі першої доби на 30-50%, а до кінця
тижня — повністю. В скелеті дози формуються повільніше.

Шляхи виведення радіонуклідів із організму

Швидкість виведення радіонуклідів із організму людини залежить від
багатьох чинників, серед яких найбільше значення мають:

фізико-хімічний стан депонованих радіонуклідів;

обмін речовин в органах і тканинах основного їхнього депонування;

функціональний стан систем виділення.

Через легені і шкіру порівняно швидко виводяться такі газоподібні
нукліди, як тритій, а також радіоізотопи інертних радіоактивних газів
ксенону і криптону. Найбільша кількість радіонуклідів, що надходять в
організм, особливо сполук, що важко розчиняються, виводяться через
шлунково-кишковий тракт.

Сполуки тритію, натрію-24, йоду-131, цезію-137 і деяких інших
радіонуклідів, що добре розчиняються, легко виводяться із організму
через нирки, а також потові залози і з молоком. Вони добре виділяються і
через слинні залози, а також через печінку (із жовччю), але надходять
при цьому в шлунково-кишковий тракт. Ці ж радіонукліди, легко долаючи
плацентарний бар’єр, надходять до організму плоду.

Таким чином, в результаті процесів обміну, радіонукліди, що надійшли в
організм, поступово виводяться з нього.

Основні шляхи виведення радіонуклідів із організму показано на мал.
16.3.

Час, протягом якого з організму виводиться половина введеної кількості
радіонуклідів, має назву біологічного періоду напіввиведення (Тd)

Поряд з виведенням зменшення активності радіонукліду в організмі людини
іде за рахунок радіоактивного розпаду, швидкість якого залежить від
періоду напіврозпаду (Тф).

Час, протягом якого активність радіонукліду в організмі зменшується
наполовину, одержав назву ефективного періоду напіввиведення (Те):

Тф * Тd

Те = _________________ ;

Тф + Тd

Як видно з таблиці 16.10, при виведенні короткоживучих радіонуклідів
(наприклад, йоду-131) швидкість зниження активності органів і тканин Те
залежить від тривалості періоду напіврозпаду (Тф), а при виведенні
довгоживучих (наприклад, плутонію-239) — від біологічного періоду
напіввиведення (Тd).

Таблиця 16.10

Періоди напіврозпаду (Тф) та напіввиведення (Тd і Те) радіонуклі дів із
всього організму

Радіонуклід Тф Тd Те

Стронцій — 90

Йод — 131

Цезій — 137

Плутоній — 239 29 років

8 діб

30 років

24000 років 13000 діб

138 діб

70 діб

65000 діб 5850 діб

7,4 доби

69,5 доби

654000 діб

За величиною поглинутої дози за рахунок внутрішнього спромінювання
органи складають, як правило, такий ряд: щитовидна залоза > органи
дихання> ШКТ > печінка > нирки > скелет > м’язи.

Із збільшенням віку радіонукліди змінюють характер опромінювання:
зменшуються дози опромінення одних органів (наприклад, щитовидної
залози) і збільшують дози опромінювання інших органів (наприклад,
скелету).

Особливості радіаційних уражень при надходженні

(інкорпорації) радіонуклідів до організму

Радіонукліди, що рівномірно розподіляються в организмі, складають,
відносно, рівномірне променеве навантаження на все тіло. Через це ГПХ, в
такому випадку, матиме клінічну картину, яка характерна для зовнішнього
рівномірного опромінення всього тіла. Залежність ступеню важкості ГПХ
від активності суміші радіонуклідів (віком 0,5-10 діб), яка надійшла
одноразово в організм людини показано в таблиці 16.11

Таблиця 16.11

Залежність ступеню важкості ГПХ від активності радіонуклідів,

що надійшли до організму

Спупінь ураження Активність радіонуклідів, що надійшли в організм, мкКі

І (легкий) 15-60

ІІ (середній) 60-120

ІІІ (важкий) 120-200

ІV (вкрай важкий) > 200

При інкорпорації радіонуклідів, які вибірково накопичуються в окремих
органах і тканинах, має місце вкрай нерівномірне пролонговане
опромінення організму. Поглинуті дози бета-випромінювання в окремих
органах можуть відрізнятися в 100-1000 і більше разів.

Біологічна дія основних за сумарною активністю радіонуклідів, викинутих
у навколишнє середовище внаслідок Чорнобильської катастрофи показана в
таблиці 16.12.

Таблиця 16.12

Біологічна дія основних за сумарною активністю радіонуклідів, викинутих
у навколишнє середовище внаслідок Чорнобильської катастрофи

(за НРБ 76/87; Козловим Ф.М., 1990(

Радіоак-тивні ізотопи Хімічна характерис-тика Тип випромі-нювання Період
напівроз-паду Критичні органи Органи депону-вання

1-131 галоген (, (() 8.04 доби Все тіло: щитовидна,паращитовидні,

шишковидна залози Щитовидна залоза

Cs-137 аналог К ( 30.17 років Все тіло: легені М’язи

Sr-90

аналог Са

(

29.12 років Скелет, легені, нижній відділ товстого кишечника (НВТК)
Кістки (практично не виводиться)

Y-90 метал, лантаноїд ( 2.64 доби Скелет, НВТК -“-

Ce-144

-“-

(, ( 284.3 доби Все тіло: НВТК, ске-лет, легені

Печінка

Mo-99 токсичний метал, аналог Сr

(, (()

2.75 доби

Нирки, НВТК

Нирки

Te-132 аналог S ( 3.26 доби НВТК —

Ba-140

аналог Са

(

12.7 діб Все тіло: скелет, легені, НВТК

Кістки

Zr-95 метал, аналог Ті

(, ( 64.05 доби Все тіло: НВТК, скелет, легені Все тіло, кістки

Ru-106 метал аналог Fe (, (() 368 діб Все тіло: НВТК, легені Все тіло

Pu-239-240 токсичний метал, трансуранід

(, (, ( тисячі років Все тіло; скелет, печінка Печінка, кістки, все тіло
(практично не виводиться)

Am-241

-“-

(, (

433 роки Скелет, печінка Печінка, кістки (практично не виводиться)

Xe-133

інертний газ

(, (

5. 24 діб Все тіло; шкіра, підшкірна клітковина

_

Kr-85 -“- (, ( 64.05 доби -“- _

Характеристика аварій ядерних реакторів.

Характеристика аварій ядерних реакторів

У галузі радіаційної безпеки для позначення випадків, що пов’язані з
переопроміненням людей, застосовуються два терміни: радіаційна і
радіаційно-ядерна аварія.

Радіаційна аварія — це будь-яка незапланована подія на будь-якому
об’єкті з радіаційною чи радіаційно-ядерною технологією, якщо при
виникненні її виконуються дві необхідні і достатні умови:

— втрата контролю над джерелом;

— реальне (або потенційне) опромінення людей, пов’язане з втратою
контролю над джерелом.

Основними причинами радіаційних аварій є порушення технологічних
регламентів і санітарних правил роботи з джерелами іонізуючих
випромінювань.

Радіаційно-ядерна аварія є більш вузьким поняттям — це будь-яка
незапланована подія на об’єкті з радіаційно-ядерною технологією, яка
відбувається з одночасною втратою контролю над ланцюговою ядерною
реакцією і виникненням реальної чи потенціальної загрози самочинної
ланцюгової реакції.

Найбільш вірогідними причинами виникнення ядерних аварій є нехтування та
порушення правил ядерної і радіаційної безпеки при монтажі, наладці,
випробуваннях ядерних реакторів, зарядках і перезарядках активних зон,
транспортуванні та зберіганні свіжого і відпрацьованого ядерного палива
та деяких інших операціях.

Класифікація аварій ядерних реакторів. За імовірністю виникнення і
наслідками аварії ядерних реакторів поділяться на проектні і запроектні.
Проектні аварії — це передбачені ситуації, що відносно легко усуваються
і не супроводжуються значним переопроміненням персоналу і окремих груп
населення. Запроектні аварії, наприклад, ті, що приводять до повного
розплавлення ядерного палива, можуть приводити до переопромінення
персоналу та населення і значного забруднення навколишнього середовища.

За масштабами розповсюдження радіонуклідів прийнято розрізняти два типи
аварій: промислову і комунальну. При промисловій радіаційній аварії
радіаційні наслідки обмежені робочим приміщенням та територією об’єкту
відповідно, і радіаційному впливу піддається, як правило, персонал
ядерного об’єкту. Комунальна аварія характеризується розповсюдженням
радіонуклідів за межі території об’єкту, що потребує проведення заходів
з захисту не тільки персоналу, але і населення (табл.16.13).

Таблиця 16.13

Класифікація аварій ядерних реакторів АЕС за масштабністю радіоактивних
викидів.

№ п/п Тип аварії Дія радіаційних факторів Суб’єкт радіаційного захисту

1. Промислова В межах території виробничих приміщень і промислового
майданчика об’єкту Персоналу об’єкту

2. Комунальна Розповсюджується за межі промислового майданчику та
санітарно-захисної зони об’єкту Персоналу об’єкту та населення

2.1 Локальна Комунальна радіаційна аварія, якщо в зоні аварії проживає
населення чисельністю до 10 тис. чоловік Персоналу об’єкту та населення

2.2 Регіональна Комунальна радіаційна аварія, зона якої поширюється на
адміністративно-територіальну одиницю з чисельністю >10 тис. чол.
Персоналу об’єкту та населення

2.3 Глобальна Комунальна радіаційна аварія, під вплив якої підпадає
значна частина або вся територія країни та її населення Персоналу
об’єкту та населення

2.4 Транскордонна Це така глобальна радіаційна аварія, коли зона аварії
поширюється за межі державних кордонів країни, в якій вона відбулася
Персоналу об’єкту та населення

Для оцінки ситуацій, що можуть виникати при експлуатації ядерних
реакторів, в багатьох країнах світу, в тому числі і в Україні,
застосовується Міжнародна шкала подій на АЕС, котра була розроблена
спеціалистами Міжнародного агенства з атомної енергії (МАГАТЕ). Суть
цієї шкали полягає в тому, що за наслідками для оточуючого середовища
(величина радіоактивного викиду по йоду-131) і населення (доза
опрмінення), а також для ядерного реактора і персоналу станції всі події
на АЕС поділяються на 7 класів: І-й — незначна подія; 2-й — подія
середньої тяжкості; 3-й — серйозна подія; 4-й — аварія в межах АЕС; 5-й
— аварія з ризиком для оточуючого середовища; 6-й — тяжка аварія і 7-й —
глобальна аварія.

Події І-го і 2-го класу не призводять до переопромінення як персоналу
станції, так і населення. Події 3-го класу супроводжуються
переопроміненням тільки персоналу станції, а події від 4-го до 7-го
класу викликають переопромінення як персоналу станції, так і населення.
За цією шкалою аварія на Чорнобильській АЕС відноситься до 7-го класу
подій.

Характеристика фаз (етапів) розвитку ядерної аварії

Всім добре відомо, що будь-яка аварія складається з низки подій, які
розвиваються за певний проміжок часу. У світовій практиці прийнято
виділяти декілька періодів у розвитку ядерної аварії, які в публікаціях
різних міжнародних організацій називаються по-різному, але суть подій
при цьому не змінюється (табл.16.14).

Таблиця 16.14

Характеристика розвитку ядерних аварій на АЕС за часом

Фази аварії

/ВООЗ, 1981/ Етапи аварії

/МКРЗ, 1984/ Фази аварії

/МАГАТЕ, 1988/

Рання фаза Ранній етап
Рання фаза

Охоплює період від моменту загрози викиду до перших декількох годин
після початку аварії.

Проміжна фаза Проміжний етап
Середня фаза

Охоплює період від перших кількох годин до кількох діб після початку
аварії. Припускається, що більша частина викиду вже відбулася і що
радіоактивні речовини головним чином вже осіли на поверхні грунту.

Пізня фаза Відновлюючий етап
Пізня фаза

Може тривати довго. Характеризується поступовою відміною заходів
захисту, що були введені раніше, і прийняттям рішень, пов’язаних з
поверненням до звичайного способу життя та діяльності.

Норми радіаційної безпеки України від 1997 року пропонують градацію
подій у післяаварійний період.

Перша фаза аварії (рання або гостра) це фаза комунальної аварії
тривалістю від декількох годин до одного — двох місяців після початку
аварії, яка включає наступні події:

а) газо-аерозольні викиди і рідинні скиди радіоактивного матеріалу із
аварійного джерела;

б) процеси повітряного переносу та інтенсивної міграції радіонуклідів;

в) радіоактивні опади і формування радіоактивного сліду.

В період ранньої фази аварії при наявності значних викидів радіоізотопів
йоду виділяють йодний період аварії, на протязі якого існує серйозна
загроза надходження в організм людини цих радіонуклідів інгаляційно та з
продуктами харчування і, як наслідок, опромінення щитовидної залози,
особливо у дітей.

Усі види втручань в період ранньої фази носять терміновий характер.

?

?

?

?

?

?

R(RDR?R”R?RARUeRTHR$SiiiiiiiZi’kdh

O

I

I

I

I

I

??????.?Sr), які надходять з продуктами харчування, виробленими на
радіоактивно забруднених територіях.

До особливостей середньої фази належать:

порівняно швидке зниження рівнів гама-випромінювання на місцевості
(майже в 10 разів через 1 рік після початку цієї фази);

переважання кореневого над поверхневим типом забруднення
сільськогосподарської продукції.

Третя фаза аварії — це фаза комунальної аварії, що починається через 1-2
роки після початку аварії, коли основним джерелом зовнішнього
опромінення стає 137Cs у випадах на грунт, а внутрішнього — 137Cs і 90Sr
в продуктах харчування, які виробляються на забруднених цими
радіонуклідами територіях. Втручання на пізній фазі аварії носять
виключно довгостроковий характер.

Від фази (етапу) розвитку ядерної аварії залежать шляхи радіаційого
впливу на конкретні категорії опромінюваних осіб. Знання цих шляхів
дозволяє вірно визначити адекватні контрзаходи з метою радіаційного
захисту.

На ранній фазі розвитку ядерної аварії можливі наступні шляхи
опромінення:

зовнішнє опромінення від радіоактивної хмари аварійного викиду;

зовнішнє опромінення від шлейфу опадів з радіоактивної хмари;

інгаляційне опромінення від вдихання радіонуклідів, які містяться у
шлейфі;

опромінення від радіоізотопів йоду, які надходять інгаляційно, з
продуктами харчування та питною водою;

контактне опромінення від забруднення радіонуклідами шкіри, одягу та
інших поверхонь;

зовнішне опромінення від випадів радіонуклідів на грунт та інші
поверхні;

інгаляційне опромінення за рахунок надходження радіонуклідів при їх
вторинному піднятті вітром;

внутрішнє опромінення від споживання радіоактивних забруднених продуктів
харчування та води.

На персонал аварійного об’єкту та осіб, які приймають участь у
ліквідації наслідків аварії (в межах аварійного об’єкту) також можливе
зовнішнє опромінення від зруйнованого або пошкодженого ядерного реактора
та фрагментів активної зони, викинутих вибухом на проммайданчик станції,
а також зовнішнє опромінення від факелу радіоактивного викиду.

В середній фазі аварії шляхами опромінення є:

зовнішнє опромінення від випадів радіонуклідів на грунт;

інгаляційне опромінення за рахунок надходження радіонуклідів при їх
вторинному піднятті вітром;

внутрішнє опромінення від споживання радіоактивних забруднених продуктів
харчування та води.

В пізню фазу радіонукліди надходять в основному при споживанні
радіоактивно забруднених продуктів та води.

Медико-тактична характеристика вогнищ ураження при аваріях

ядерних реакторів.

При аварії ядерних реакторів виникають вогнища радіоактивного ураження.

Вогнище радіоактивного ураження складається із зони аварії, яка являє
собою ділянку території, де безпосередньо знаходиться зруйнований
реактор та інші споруди, що зазнали пошкоджень від аварії і зон
радіоактивного зараження місцевості (табл. 16.14).

Таблиця 16.14

Характеристика зон радіоактивного зараження місцевості

при аваріях ядерних реакторів АЕС

Найменування

Індекс

Доза випромінювання за 1-й рік після аварії, рад Потужність дози випр.
через 1 год. після аварії рад/год

зони

зони на зовніш-

ній межі на внутріш-

ній межі всере-дині зони на зовніш-

ній межі на внутріш-

ній межі

Радіаційної небезпеки

Помірного зараження

Сильного зараження

Небезпечного зараження

Надзвичайно небезпечного зараження М

А

Б

В

Г

5

50

500

1500

5000 50

500

1500

5000

16

160

866

2740

9000 0.014

0.140

1.4

4.2

14 0.140

1.4

4.2

14

У межах зони «М» доцільно обмежити перебування особового складу, який не
залучають безпосередньо до робіт з ліквідації наслідків радіаційної
аварії.

При ліквідації наслідків аварії у всіх зонах виконуються основні захисні
заходи: радіаційний і дозиметричний контроль, захист органів дихання,
профілактичне прийняття препаратів стабільного йоду та радіопротекторів,
санітарна обробка, дезактивація обмундирування, техніки.

У межах зони «А» необхідно намагатися до скорочення перебування
особового складу на відкритій місцевості, пересування доцільно
здійснювати у броньованій техніці, особовий склад повинен застосовувати
засоби захисту органів дихання та шкіри.

У зоні сильного радіоактивного зараження (зона «Б») особовий склад
повинен діяти у броньованих об’єктах чи розміщатися в захисних спорудах.

У зоні небезпечного радіоактивного зараження (зона «В») дії ведуться
тільки в дуже захищених броньованих об’єктах, час перебування особового
складу в зоні обмежений декілька годинами. Аварійні та рятувальні роботи
необхідно проводити із залученням радіаційно-стійкої спеціальної
техніки.

У зоні надзвичайно небезпечного радіоактивного зараження (зона «Г») не
слід без потреби допускати навіть короткочасного перебування особового
складу.

При аваріях ядерних реакторів та інших ядернонебезпечних об’єктів від
уражуючої дії іонізуючого випромінювання можливі санітарні втрати, в
тому числі й безповоротні. Їх кількість залежатиме від обставин і
масштабів аварії.

Характер санітарних втрат — гостра променева хвороба, місцеві променеві
ураження, термічні та механічні ушкодження, психічні розлади,
комбіновані ураження.

Масштаби і ступінь радіоактивного забруднення природного середовища в
зоні впливу аварії ядерного реактора.

За період із 1951 по 1986 роки на радіаційно небезпечних об’єктах різних
країн офіціально було зареєстровано близько 300 значимих за своїм
масштабом вварій з викидом радіонуклідів в навколишнє середовище.

10 жовтня 1957 року в Уіндскейлі (Великобританія) внаслідок несправності
контрольно-вимірювальної апаратури та помилкових дій обслуговуючого
персоналу мало місце перегрівання активної зони реактора та руйнування
оболонок твелів, при цьому в атмосферу було викинуто радіоактивних
речовин сумарною активністю 21000 Кі, в тому числі 20000 Кі І-131, 600
Кі Сs- 137 та інші. Від переопромінення в самому ядерному центрі
загинуло 13 співробітників. Рівень радіації від шлейфу радіоактивного
викиду становив 4 мР/год, що в 400 разів перевищило природній фон.

Медичними спостереженнями статистично достовірних, пов`язаних з аварією,
відхилень у стані здоров`я населення, яке проживало на територіях, що
зазнали впливу від радіоактивного викиду зареєстровано не було.

В 1979 році сталась аварія на АЕС в Трі-Майл-Айленді (штат Пенсільванія,
США). Внаслідок помилкових дій персоналу відбулося розплавлення оболонок
майже 50 % твелів. Це привело до радіоактивного викиду. При цьому
потужність експозиційної дози в реакторному залі становила 80 Р/год, а в
допоміжних — 10Р/год. Завдяки наявності системи захисту вдалося значно
зменшити потужність аварійного викиду в навколишнє середовище. Сумарна
індивідуальна доза, отримана населенням, що мешкає на відстані 7.5, 13
та 85 км за весь період аварії становила відповідно 0.84, 0.71 та 0.01
мЗв (84; 71 та 1 мБер).

Одна з найбільших радіаційних аварій сталася на Південному Уралі 29
вересня 1957 року. В наслідок виходу зі строю системи охолодження
бетонного резервуару з нітратно-ацетатними високоактивними відходами
відбувся вибух, що привело до викиду радіоактивних речовин в атмосферу з
наступним їх випадінням на територіях Челябінської, Свердловської та
Тюменської областей. Загальна активність викинутих радіонуклідів
становила 2 * 106 Кі.

В межах щільності забруднення більше 0.1 Кі/км2 довжина радіоактивного
сліду сягала 300 км, а в межах 2 Кі/км2 — 105 км при ширині 8 — 9 км.

Шляхами опромінення населення на забрудненій території в початковий
період були зовнішнє опромінення від оточуючого середовища (в тому числі
одягу), а також внутрішнє від вживання радіоактивно забруднених харчових
продуктів і води та інгаляційного надходження радіонуклідів в момент
формування сліду. Пізніше (через 0.5 — 1 рік) стало переважати внутрішнє
опромінення від надходження радіонуклідів з їжею.

Для протирадіаційного захисту населення були проведені наступні заходи:
евакуація населення, дезактивація сільськогосподарських угідь, контроль
за рівнями забруднення сільськогосподарської продукції з вибраковкою тих
продуктів, які забруднені вище допустимих рівнів, запровадження режиму
обмеження в веденні сільського та лісового господарства.

Безпосередньо після аварії (протягом 7- 10 діб) із найближчих населенних
пунктів було евакуйовано 1150 чоловік, а в наступні 1.5 року — ще 10
тис.

Максимальні середні дози, які отримали постраждалі досягали 17 Бер по
зовнішньому опроміненню та 52 Бер по ефективній дозі.

Аварія на IV енергоблоці Чорнобильської АЕС із руйнуванням активної зони
реактора типу РБМК -1000, яка сталася вночі 26.04.1986 р., призвела до
радіаційно-екологічної катастрофи світового масштабу.

У квітні-травні 1986 р. зруйнований реактор викинув у повітря до 90 МКі
радіоактивності (табл.16.15). 50% активності викиду склали інертні гази
(Ху-133 і Кr -85), 8-11% радіойод (І-131, І-132, І-133), 1-2% цезій
(Cs-137, Cs-134), 0,2% стронцій (Sr-90, Sr-89) (Барьяхтар В.Г., 1995(.
Хімічно пасивні інертні гази швидко розсіялися у атмосфері, не
інкорпоруючись до організму людини, справили лише короткочасний
радіаційний вплив. Крім того була викинута значна кількість стабільних
ізотопів токсичних елементів (Pb, Cr, Ba та інші).

Таблиця 16.15

Основні радіонукліди, що потрапили в навколишє середовище внаслідок
аварії на ЧАЕС та їх вплив на формування доз опромінення.

Термін після аварії

Радіонуклід Період напіврозпаду Перші 10 діб Перший місяць Третій місяць
Кінець 1986 року 1987 — 1988 роки 1993 і наступні роки

Йод-131 8.04 доби + + — — — —

Йод-132 2.3 год. + — — — — —

Йод-133 20.8 год. + — — — — —

Йод-135 6.61 год. + — — — — —

Телур-132 3.25 доби + — — — — —

Лантан-140 14.2 год. + — — — — —

Барій-140 12.7 доби + + — — — —

Ніобій-95 35 діб + + — — — —

Цирконій-95 64 доби + + + — — —

Рутеній-103 29.3 доби + + — — — —

Рутеній-106 268.2 доби + + + + + —

Церій-141 32.5 доби + + — — — —

Церій-144 248.3 доби + + + + + —

Цезій-134 2.06 року + + + + + —

Цезій-137 31 рік + + + + + +

Стронцій-89 52 доби + + + — — —

Стронций-90 27 років + + + + + +

Плутоній-238 877 років + + + + + +

Плутоній-239 24380 років + + + + + +

Плутоній-240 6537 років + + + + + +

Кюрій-242 163 доби + + + + — —

Маси радіонуклідів, які були викинуті з аварійного реактора ЧАЕС подані
в таблиці 16.16.

Таблиця 16.16

Маси радіонуклідів, які були викинуті з аварійного реактора ЧАЕС

(Д.М.Гродзінский, 1995(

Радіонуклід Маса одного Кі радіонукліду, г Сумарна актив-ність викиду,
МКі Сумарна маса викиду, г

Sr-89

Sr-90 3,55 ( 10-5

6,08 ( 10-3 2,2

0,22 78,1

1496

Zr-95 4,67 ( 10-5 3,8 177,4

Ru-103

Ru-106 3,12 ( 10-5

3,10 ( 10-4 3,3

1,6 99,8

496

I-131 8,08 ( 10-6 7,3 59

Cs-134

Cs-137 8,24 ( 10-4

1,19 ( 10-4 0,5

1 412

11800

Ce-141

Ce-144 3,52 ( 10-5

3,16 ( 10-4 2,8

2,4 98,5

858

Pu-238

Рu-239

Рu-240

Рu-241 5,84 ( 10-2

16,3

4,39

1,48 ( 10-2 0,8 ( 10-3

0,7 ( 10-3

1 ( 10-3

0,14 46,7

11410

4390

2072

Сm-242 1,86 ( 10-6 1,86 ( 10-6 3,72 ( 10-6

Процес викиду із І( блоку ЧАЕС можна умовно розділити на 4 періоди.

І період характеризувався максимальним виходом диспергованих
радіоактивних матеріалів в результаті потужного теплового вибуху
реактора. Висота викиду досягала 1200 м (у перші 2-3 доби після аварії).
Внаслідок дії вітру струмінь викиду розділився на дві частини, які
рухались на захід і північ. Міста Прип`ять (населення 45 тис. чоловік,
відстань від станції 3 км) та Чорнобиль (населення 20 тис. чоловік,
відстань від станції 12 км) опинились між цими потоками і зазнали
радіоактивного забруднення значно меншого ніж “рудий ліс”, в якому на
відстані 2 км від АЕС потужність експозиційної дози становила 100 Р/год.
У Прип`яті та Чорнобилі потужність експозиційної дози не перевищувала
кількох десятків мР/год.

ІІ період — п`ятидобовий. В цей час (з 29 квітня 1986 року) внаслідок
зміни напрямку вітру радіоактивна хмара почала переміщуватися до Києва.
На цей час, завдяки заходам по боротьбі з горінням графіту потужність
викиду з реактора знизилась в п`ять разів в порівнянні з початковим. Це
зумовило значно менші рівні радіації в Києві: 1.5мР/год — 30 квітня, 0.6
мР/год — 1-2 травня 1986 року. Хоча місцями потужність експозиційної
дози була більшою, наприклад на проспекті Науки — 2.2 мР/год. На цьому
етапі дрібнодисперсні частинки палива виносились із реактора потоками
гарячого повітря внаслідок горіння графіту.

ІІІ період чотирьохдобовий. Починається з 2 травня, коли знову зросла
потужність викидів (табл.16.17) досягаючи майже 70 % від початкової. Це
сталося внаслідок засипання з гелікоптерів шахти реактора (для зменшення
викидів) бором, свинцем, піском, що привело до зменшення тепловіддачі в
активній зоні і новому розігріву ядерного палива.

Таблиця 16.17.

Величини щодобового викиду радіоактивних речовин в атмосферу з
аварійного енергоблоку ЧАЕС (без радіоактивних інертних газів)

Дата 1986 року Час після аварії, діб Величина викиду, МКі Дата 1986 року
Час після аварії, діб Величина викиду, МКі

26.04

27.04

28.04

29.04

30.04

01.05

02.05 0

1

2

3

4

5

6 12.0

4.0

3.4

2.6

2.0

2.0

4.0 03.05

04.05

05.05

06.05

09.05

23.05 7

8

9

10

14

28

5.0

7.0

8.0

0.1

0.01

20*10-6

І( період характеризується різким зниженням інтенсивності викиду.

Внаслідок того, що безперервний викид із зруйнованого реактора тривав
більше 10 діб, а напрамок вітру в цей час часто змінювався радіоактивне
забруднення місцевості носить плямистий характер.

Безпосередніми наслідками цієї аварії стало опромінення персоналу
чергової зміни, будівельників 5-го, 6-го енергоблоку та пожежників, які
прибули для гасіння пожежі аварійного блоку. Серед цих категорій 238
осіб захворіло гострою променевою хворобою, з яких 29-ти життя нажаль
врятувати не вдалося.

Пізніше від віддалених наслідків гострої променевої хвороби ще померло:
в 1987-1990 роках — 5 осіб, а в 1992 — 1995 роках ще 9. Близько 2 тис.
чоловік зазнало місцевих променевих уражень. Було евакуйовано майже 91
тис. осіб із міст Прип’ять, Чорнобиль та інших населенних пунктів 30-ти
кілометрової зони. Ще більше 50-ти тис. осіб були переселені протягом
10-ти років після аварії.

Основними дозоутворюючими елементами на сьогоднішній день є цезій,
стронцій і плутоній. Найбільшу роль відіграє цезій. Стронцій і плутоній
знаходяться переважно в 30-ти кілометровій зоні ЧАЕС . Рівні забруднень
територій України, Білорусії та Росії представленів таблиці 16.18.

Таблиця 16.18

Площа територій, забруднених Сs-137, тис. га.

Країна Ступінь забруднення, Кі/км2 Всього

5-15 15-40 40

Росія 454 235 36 725

Україна 235.5 74 68 377.5

Білорусія 720.2 406 221 1374.2

Всього 1409.7 715 325 2449.7

Значно меншою мірою (до 200 Бк/м2 ) піддалися забрудненню території
Австрії, Болгарії, Угорщини, Італії, Норвегії, Польщі, Румунії,
Великобританії, Німеччини, Фінляндії та Швеції.

Медичні наслідки ядерної аварії.

При радіаційних аваріях, які можуть охоплювати великі контингенти
населення спостерігається, як правило негативний вплив не тільки
радіаційного фактору, але й багатьох інших (термічних, механічних,
психогенних та інших). Можлива також їх комбінація.

Вперше з масовими радіаційними ураженнями зустрілися при атомних
бомбардуваннях японських міст. Через 4 десятиріччя сталася не менш
важлива для долі багатьох тисяч людей аварія на Чорнобильській АЕС.

Аварія на IV енергоблоці Чорнобильської АЕС із руйнуванням активної зони
реактора типу РБМК -1000, яка сталася вночі 26.04.1986 р., призвела до
радіаційної екологічної катастрофи світового масштабу.

У квітні-травні 1986 р. зруйнований реактор викинув у повітря до 90 Мкі
радіоактивності. 50% активності викиду склали інертні гази (Ху-133 і Кr
-85), 8-11% радіойод (І-131, І-132, І-133), 1-2% цезій (Cs-137, Cs-134),
0,2% стронцій (Sr-90, Sr-89) (Барьяхтар В.Г., 1995(. Хімічно пасивні
інертні гази швидко розсіялися у атмосфері, не інкорпоруючись до
організму людини, справили лише короткочасний радіаційний вплив.

Серед хімічно-активних радіонуклідів короткоживучі ізотопи
(I-131-133,Te-132, Zr-95, Ru-103, Ba-140, Np-239, Mo-99, Sr-89, Y-91.
Ce-141 та інші) склали понад 80% активності викиду, середньоживучі
(Cs-134, Ce-144, Ru-106 та інші) — до 15%, довгоживучі (Сs-137, Sr-90,
Pu-238-242) — до 5%. Крім того була викинута значна кількість сполук
стабільних ізотопів токсичних елементів (Pb, Cr, Ba, інших).

Аерозольно-пилова радіоактитвна хмара, яка утворилася внаслідок вибуху
реактора, кілька разів облетіла земну кулю, заливши “плями”
радіоактивних випадінь різної інтенсивності у багатьох країнах світу.
Крім того, ще майже тиждень зі зруйнованого реактору витікав потужний
струмінь газоподібних летючих і аерозольних продуктів, який, досягаючи
висоти 1200 м (у перші 2-3 доби після аварії), поширювався дією вітру на
сотні і тисячі кілометрів, поступово випадаючи і вимиваючисьдощами,
утворюючи характерні неперервні “сліди” і окремі “плями”
радіоактивності.

За межами колишнього Радянського Союзу істотно радіоактивного
забруднення (200 Бк/кв.м і більше) зазнали країни Східної Європи,
Фінляндія, Швеція, Австрія, Північна Італія, Словенія, Македонія,
Болгарія, східна частина Греції і західна частина Турції (Монин А.С.,
Шишков Ю.А., 1991(. Утворилося потужне поле радіоактивного забруднення
(у межах колишнього Союзу — понад 150 тис.км2 по ізолінії 0,05 мР/год на
10.06.1986).

Шляхи радіаційного впливу на конкретні категорії опромінюваних осіб
залежать від фази (етапу) розвитку ядерної аварії. Знання цих шляхів
дозволяє вірно визначити адекватні контрзаходи з метою радіаційного
захисту.

Заходи радіаційного захисту.

Критерії прийняття рішень.

Протирадіаційний захист населення в умовах радіаційної аварії базується
на системі протирадіаційних заходів (контрзаходів).

Всі захисні контрзаходи, які застосовуються в умовах радиаційної аварії,
поділяються на прямі та непрямі.

До прямих відносяться контрзаходи, реалізація яких призводить до
запобігання чи зниження індивідуальних або колективних доз аварійного
опромінення населення.

До непрямих відносяться всі види контрзаходів, які не призводять до
запобігання індивідуальних і колективних доз опромінення населення, але
зменшують (компенсують) величину збитку для здоров’я, пов’язаного з цим
аварійним опроміненням.

В залежності від масштабів і фаз радіаційної аварії, а також від рівнів
прогнозних аварійних доз опромінення прямі контрзаходи умовно
поділяються на термінові, невідкладні та довгострокові.

Термінові — це такі контрзаходи, проведення яких має за мету відвернення
таких рівнів доз гострого або хронічного опромінення осіб з населення,
які створюють загрозу виникнення радіаційних ефектів, що виявляються
клінічно.

Контрзаходи кваліфікуються як невідкладні, якщо їх реалізація спрямована
на відвернення детерміністичних ефектів.

До довгострокових належать контрзаходи, спрямовані на відвернення доз
короткочасного або хронічного опромінення, значення яких, як правило,
нижче порогів індукування детерміністичних ефектів.

До прямих термінових і невідкладних протирадіаційних захисних заходів
гострої фази аварії належать: укриття населення, обмеження у режимі
поведінки (обмеження часу перебування на відкритому повітрі), евакуація,
фармакологічна профілактика опромінення щитовидної залози радіоактивними
ізотопами йоду, тимчасова заборона вживання окремих продуктів харчування
місцевого виробництва використання води з місцевих джерел.

До довгострокових контрзаходів, які можуть здійснюватись на ранній і на
пізній фазах аварії, належать: тимчасове відселення населення,
переселення (на постійне місце проживання), обмеження вживання
радіоактивно забрудненої води і продуктів харчування, дезактивація
територій, різноманітні сільськогосподарські контрзаходи.

Потенційні шляхи опромінення та відповідні контрзаходи в залежності від
фази аварії приведені в таблиці 16.15

Таблиця 16.15

Потенційні шляхи опромінення, фази аварії та контрзаходи

Потенційні шляхи опромінення Фаза аварії Контрзахід*

Зовнішнє опромінення від радіоактивної хмари аварійного джерела
(установки) Рання Укриття, евакуація, обмеження режиму поведінки

Зовнішнє опромінення від шлейфу радіоактивної хмари Рання Укриття,
евакуація, обмеження режиму поведінки

Вдихання радіонуклідів, які містяться у шлейфі Рання Укриття,
герметизація приміщень, відключення зовнішньої вентиляції

Надходження радіоізотопів йоду інгаляційне, з продуктами харчування та
питною водою Рання Укриття, обмеження режимів поведінки та харчування.
Профілактика надходження радіоізотопів йоду за допомогою препаратів
стабільного йоду

Поверхневе забруднення радіонуклідами шкіри, одягу, інших поверхонь
Рання

Середня Евакуація

Укриття. Обмеження режимів поведінки та харчування. Дезактивізація

Зовнішнє опромінення від випадів радіонуклідів на грунт та інші поверхні
Середня

Пізня Евакуація

Тимчасове відселення. Переселення. Обмеження режимів поведінки та
харчування. Дезактивація територій, будівель та споруд

Інгаляційне надходження радіонуклідів за рахунок їх вторинного підняття
з вітром Середня

Пізня Тимчасове відселення

Переселення.Дезактивація територій, будівель та споруд.

Споживання радіоактивно забруднених продуктів харчування та води Пізня
Сільськогосподарські та гідротехнічні контрзаходи

*Радіаційний контроль об’єктів навколишнього середовища. продуктів
харчування та питної води проводиться на всіх фазах аварії, але об’єм та
структура цього контролю визначається спеціальним
методично-регламентуючим документом.

Прийняття рішень про введення конкретних заходів радіаційного захисту
грунтується, з одного боку, на аналізі радіаційного стану та
прогнозованих доз опромінення людей, а з другого боку — на врахуванні
можливих наслідків для їх здоров`я, введення того чи іншого заходів
захисту.

Доцільність введення конкретного заходу захисту визначається двома
рівнями дози: нижнім, який не потребує обов`язкового введення заходів
захисту, і верхнім, який потребує обов`язкового введення заходу захисту
(таблиця 16.16).

Таблиця 16.16

Дозові критерії для прийняття рішень по введенню

заходів захисту при ядерних аваріях на АЕС

Заходи захисту Все тіло Окремі органи

Нижній рівень Верхній рівень Нижній рівень Верхній рівень

Рання фаза розвитку аварії

/ прогнозована доза за перші 10 діб від початку аварії, мЗв/

1. Укриття, захист органів дихання та шкіряного покриву

2. Йодна профілактика

— дорослих

— дітей та вагітних жінок

3. Евакуація

— дорослих

— дітей та вагітних жінок

5

50

10

50

500

50

50

50*

50*

500

200*

500

500*

250*

5000

500*

Середня фаза розвитку аварії

/ прогнозована доза за перший рік від початку аварії, мЗв/

1. Обмежене вживання забруднених продуктів харчування та питної води

2. Переселення та евакуація 5

50

50

500 50

Не встанов-люються 500

Не встанов-

люються

* — Тільки для щитовидної залози.

У пізній фазі розвитку аварії дозовими критеріями для прийняття рішень
про введення заходів захисту є прогнозована доза опромінення в
конкретних умовах проживання більше 1 мЗв за рік або 70 мЗв за все
життя. Основним заходом захисту є переселення людей із забруднених
радіонуклідами місцевостей у незабруднені з відшкодуванням відповідних
збитків, що потребує великих економічних витрат.

Регламентація радіаційного впливу на окремі

категорії осіб, що опромінюються

Як зазначено в Нормах радіаційної безпеки /НРБ-97/ під час аварії точно
передбачити потенційну дозу опромінення неможливо. Тому повинні бути
використані всі практично можливі заходи, щоб знизити до мінімуму
реальну дозу опромінення людей.

Опромінення персоналу при ліквідації наслідків радіаційної (ядерної)
аварії обмежується дозами, які наведені в табл. 16.17

Таблиця 16.17

Дози запланованого підвищеного опромінення всього тіла, для аварійного
персоналу, котрий приймає участь в ліквідації наслідків радіаційної
(ядерної) аварії (мЗв за календарний рік)

Скорочена назва нормативного документу, рік За кожний окремий рік (за
дозволом місцевої СЕС) У виключних випадках з метою збереження життя
людей

НРБ 76/87 СРСР,1987

НРБ — 96 Росії, 1996 до 100

до 100 до 250

до 250

НРБ України, 1997 до 100 до 500

Примітка. Забороняється заплановане підвищене опромінення жінок, а також
чоловіків віком до 30 років.

Аварійне опромінення населення. У разі виникнення радіаційної (ядерної)
аварії Міністерством охорони здоров`я виходячи із її масштабів та
характеру, встановлюються тимчасові основні дозові межі і допустимі
рівні радіоактивного забруднення питної води, харчових продуктів, тощо.

За теперішнім часом (пізня фаза розвитку аварії) на Чорнобильській АЕС
допустима доза опромінення населення складає 1 мЗв/рік. Допустимі рівні
окремих радіонуклідів в питній воді та деяких харчових продуктах
наведені в таблиці 16.18. В Україні використовуються ТДР-91,які були
затверджені Міністерством охорони здоров`я СРСР.

Таблиця 16.18

Допустимі рівні деяких радіонуклідів в питній воді

та продуктах харчування (Бк/кг, Бк/л)

Назва радіонукліду Скорочена назва нормативного документу

(країна)

та продукту ТДР — 91 /Україна/ РДР — 92 /Білорусь/ ТДР — 91 /Латвія,
Литва, Естонія/

ЦЕЗІЙ -137 І 134

1. Вода питна

2.Молоко та молокопродукти

3. Молоко сухе

4. М’ясо та м’ясопродукти

5. Хліб та хлібопродукти

6. Картопля та корнеплоди

7.Овочі, фрукти, ягоди (свіжі)

8. Сухофрукти

9. Гриби свіжі

10.Гриби сушені

11.Чай сухий

12. Лікарські рослини

13. Дитяче харчування всіх видів 18.5

370

1110

740

370

592

592

2960

1480

7400

7400

7400

185 18.5

111

740

600

185

370

185

3700

37 18.5

250

370

370

250

250

250

740

600

3700

1850

2590

СТРОНЦІЙ — 90

1. Вода питна

2. Молоко

3. Молокопродукти

4. Хліб та хлібопродукти

5. Картопля

6.Дитяче харчування всіх видів 3.7

37

37

37

3.7 0.37

3.7

3.7

3.7

1.85 3.7

37

37

37

37

3.7

Для особового складу військ, які дислоковані на забруднених
радіонуклідами теріторіях застосовуються такі ж допустимі рівні
опромінення та радіоактивного забруднення, як і для населення.

Медичні наслідки ядерної аварії

Розглядаючи медичні наслідки ядерної аварії на ЧАЕС слід виділити,
принаймі, 5 контингентів потерпілих, які суттєво відрізняються один від
одного як за умовами, так і за рівнями опромінення. До них відносяться:

— персонал атомної електростанції;

— учасники ліквідації наслідків аварії (ліквідатори) 1986 р.;

— учасники ліквідації наслідків аварії (ліквідатори) 1987 р.;

— населення, що евакуйоване із 30-км зони та м. Прип`ять (евакуйовані);

— мешканці радіаційно забруднених територій.

Аварійне опромінення персоналу Чорнобильської АЕС та пожежників. На
момент аварії, тобто в ніч з 25 на 26 квітня 1986 р., на першому,
другому, третьому і четвертому енергоблоках перших двох черг ЧАЕС було
176 осіб експлуатаційного персоналу та персоналу допоміжних цехів і
служб. Окрім цього на майданчику будівництва п`ятого і шостого
енергоблоків (третя черга ЧАЕС) в нічну зміну працювало 268
будівельників та монтажників.

Дози аварійного опромінення персоналу АЕС і пожежників знаходились в
діапазоні від 1 до 16 Гр.

Основними видами радіаційного впливу було короткочасове зовнішнє
(загальне і контактне), внутрішнє та поєднане опромінення. У пожежників
мала місце комбінована дія випромінювань та термічного фактору.

З приводу радіаційних уражень і опіків було госпіталізовано біля 300
осіб. У 145 розвинулась ГПХ різного ступеню тяжкості, у тому числі І
ступеня тяжкості — у 43, ІІ ступеня — у 61, ІІІ ступеня — у 21 і ІV
ступеня — у 20 осіб. На жаль, 28 потерпілим, які брали участь у
ліквідації наслідків аварії в перші години, врятувати життя не вдалось.

Опромінення учасників ліквідації наслідків аварії на ЧАЕС (ліквідаторів)
та евакуйованого населення. Дані з опромінення цих контингентів наведені
в таблиці 16.19, з якої видно, що найбільші дози опромінення отримали
ліквідатори 1986 року.

Таблиця 16.19

Середні індивідуальні та колективні ЕЕД опроміненняліквідаторів
наслідків аварії на ЧАЕС і евакуйованихіз 30-км зони та м. Прип`ять.

Контингент Чисельність контингенту осіб Середні індивідуальні ЕЕД

Зв /бер/ Колективні ЕЕД

чол ( Зв

Ліквідатори 1986 р.

Ліквідатори 1987 р.

Евакуйовані 130.000

70.000

130.000 0.2/20/

0.07/7/

0.014/1.4/ 26.000

4.900

1.800

У ліквідаторів основними видами радіаційного впливу було короткочасове
та пролонговане (фракціоноване) зовнішнє (загальне і контактне),
внутрішнє та поєднане опромінювання, а у евакуйованого населення —
короткочасове зовнішнє (загальне і контактне), внутрішнє та поєднане
опромінення.

Опромінення мешканців радіаційно забруднених територій. В Україні на
початок 1995 року до радіаційно забруднених територій було віднесено 12
областей (72 адміністративних района) з понад 2 тис. населених пунктів,
де мешкає біля 2.4 млн. чол.

Хоча дози опромінення цього контингенту значно нижчі тих, які отримані
розглянутими вище контингентами, проте вони коливаються в значно більших
межах — від доз, що створюються природним радіаційним фоном, до
декількох мЗв на рік.

Основу радіаційного впливу на організм (70-90% сумарної дози) складає
внутрішнє опромінення зумовлене вживанням харчових продуктів з
підвищеним вмістом радіонуклідів.

Характеристика вогнищ ураження при аваріях

ядерних реакторів

При аварії ядерних реакторів виникають вогнища радіоактивного ураження.

Вогнище радіоактивного ураження складається із зони аварії, яка являє
собою ділянку території, де безпосередньо знаходиться зруйнований
реактор та інші споруди, що зазнали пошкоджень від аварії і зон
радіоактивного зараження місцевості (табл. 16.20).

Таблиця 16.20

Характеристика зон радіоактивного зараження місцевості

при аваріях ядерних реакторів АЕС

Найменування зони

Індекс зони

Доза випромінювання за 1-й рік після аварії, рад Потужність дози випр.
через 1 год. після аварії рад/год

на зовніш-

ній межі на внутріш-

ній межі всередині зони на зовніш-

ній межі на внутріш-

ній межі

Радіаційної небезпеки

Помірного зараження

Сильного зараження

Небезпечного зараження

Надзвичайно небезпечного зараження М

А

Б

В

Г

5

50

500

1500

5000 50

500

1500

5000

16

160

866

2740

9000 0.014

0.140

1.4

4.2

14 0.140

1.4

4.2

14

У межах зони «М» доцільно обмежене перебування особового складу, який не
залучають безпосередньо до робіт з ліквідації наслідків радіаційної
аварії.

При ліквідації наслідків аварії у всіх зонах виконуються основні заходи:
радіаційний і дозиметричний контроль, захист органів дихання,
профілактичне прийняття препаратів, які містять йод, санітарна обробка,
дезактивація обмундирування, техніки.

У межах зони «А» необхідно намагатися до скорочення перебування
особового складу на відкритій місцевості, доцільно здійснювати у
броньованій техніці, особовий склад повинен застосовувати засоби захисту
органів дихання та шкіри.

У зоні сильного радіоактивного зараження (зона «Б») особовий склад
повинен діяти у броньованих об’єктах чи розміщатися в захисних спорудах.

У зоні небезпечного радіоактивного зараження (зона «В») дії ведуться
тільки в сильно захищених броньованих об’єктах, час перебування
особового складу в зоні обмежений декілька годинами. Аварійні та
рятувальні роботи необхідно проводити із залученням радіаційно-стійкої
спеціальної техніки.

У зоні надзвичайно небезпечного радіоактивного зараження (зона «Г») не
слід допускати навіть короткочасного перебування особового складу.

Оцінка радіаційної обстановки при аварії на АЕС

Радіоактивні продукти, які визначають радіаційну обстановку в районі
розміщення АЕС і в зонах радіоактивного зараження, чинять певний вплив
на особовий склад, режим проживання населення і проведення
аварійно-рятувальних робіт.

Оцінка радіаційної обстановки здійснюється з метою визначення впливу
радіоактивного зараження місцевості (атмосфери) на особовий склад чи
обгрунтування оптимальних режимів його діяльності.

Завдання, які вирішуються під час оцінки

радіаційної обстановки

При оцінці радіаційної обстановки вирішуються слідуючі завдання:

визначення дози опромінювання при дії (розсташуванні) на зараженій
місцевості;

визначення дози опромінення при подоланні зон радіоактивного зараження;

визначення допустимого терміну перебування на зараженій місцевості;

визначення допустимого часу початку входу (початок дій) на зараженій
місцевості;

визначення допустимого часу подолання заражених ділянок маршруту руху.

При вирішенні завдань з оцінки адіаційної обстановки оцінюють наслідки
радіаційних уражень в таких трьох напрямках:

радіаційні втрати особового складу в результаті зовнішнього опромінення
(від хмари, яка проходить і зараженої місцевості);

радіаційні втрати в результаті аплікації зараженого обмундирування;

радіаційні втрати в результаті комбінованої дії радіоактивних речовин
(зовнішнє опромінення і внутрішнє надходження).

Для рішення завдань з радіаційної обстановки необхідно зібрати вихідні
дані.

Вихідні дані за параметрами радіоактивного зараження атмосфери і
місцевості при аваріях реакторів АЕС типу РВПК-1000 і ВВЕР-1000
характеризується слідуючим:

— миттєвим викидом частини радіоактивних продуктів в момент руйнування
корпусу реактора і подальше їх витікання протягом 10 діб;

— частка радіоактивних продуктів, які надходять в атмосферу при
миттєвому викиді і подальшим їх витіканням, відповідно 25% і 75% для
РВМК-1000 та 75% і 25% — для ВВЕР-1000 (відсоток від загальної
активності радіоактивних продуктів, викинутих із реактора);

— висота центру миттєвого викиду і розповсюдження активної хмари 1 км, а
радіоактивного потоку, який формується при витіканні продуктів із
реактора — 200 м.

Організація надання медичної допомоги при радіаційних аваріях

Надання медичної допомоги особам, які потерпіли при радіаційних аваріях
включає: долікарську допомогу; лікарську медичну допомогу; кваліфіковане
(спеціалізоване) медичне обстеження і лікування в повному обсязі у
гострий період; подальше динамічне медичне спостереження в окремі
терміни після аварії; проведення загальних і спеціальних
лікувально-профілактичних і оздоровчих заходів; військово-лікарську
експертизу.

Медичному обстеженню підлягають потерпілі при опроміненні в дозах, які
перевищують:

0,25 Гр (25 рад) загального одноразового зовнішнього рівномірного чи
нерівномірного опромінення;

1,5-3,0 Гр (150-300 рад) локального одноразового опромінення;

при перевищенні річного гранично-допустимого надходження радіонуклідів у
короткий час.

Медичне обстеження і медичне спостереження можуть проводитись як у
стаціонарі, так і амбулаторно. При дозах, які не перевищують 0,5 Гр
загального зовнішнього опромінення чи 3 Гр локального опромінення,
медичне обстеження проводиться, як правило в амбулаторних умовах.

Долікарська і лікарська допомога надається потерпілим при гострому
отруєнні радіонуклідами і одноразовому зовнішньому опроміненні в дозах,
які перевищують 1 Гр загального і 10 Гр локального опромінення.
Потерпілий з ознаками гострої променевої хвороби через 1-3 години
госпіталізується для проведення медичного обстеження і лікування в
повному обсязі. Таким потерпілим допомога надається на етапі
кваліфікованої чи спеціалізованої медичної допомоги, в залежності від
ступеня важкості ураження.

Література

Военная токсикология, радиология и медицинская защита: Учебник / Под
ред. Н.В.Саватеева – Л.: ВМА им. С.М. Кирова, 1987. — С.114-127.

2. Отравляющие вещества / Под ред. В.Н. Александрова, В.И.Емельянова —
М.: Воениздат, 1990. – С. 178-186.

3. Инструкция по этапному лечению пораженных с боевой терапевтической
патологией. — М.: Воениздат, 1989. – 108 с.

4. Руководство по токсикологии отравляющих веществ / Под ред.
А.И.Черкеса.- К.: Здоров’я, 1964. — С.325-350.

5. Медичні аспекти хімічної зброї: Навчальний посібник для слухачів УВМА
та студентів вищих медичних навчальних закладів — К.: УВМА, 2003. – 102
с.

6. Військова токсикологія, радіологія та медичний захист: Підручник / За
ред. Ю.М.Скалецького, І.Р. Мисули — Тернопіль: Укрмедкнига. — 2003 р. –
362 с.

Видобуток, подрібнення і концентрування уранової руди

Вилучення урану із уранової руди

Перетворення в паливо

Збагачення урану

Виготовлення паливних елементів

Робота енергетичного реактора

Зберігання та видалення радіоактивних відходів

Опромінене паливо

Регенерація палива

Зберігання

Плутоній

Уран

Радіаційний вплив

Безпосередні

ефекти

Гостра променева

хвороба

Хр. променева

хвороба

Деструкція щитовидки

Катаракта

Променеві ураження шкіри

Психоемоційні

розлади

Віддалені ефекти

Соматичні

Ріст загальносома- тичної патології

Лейкози

Рак щитовидної

залози

Рак молочної залози

Рак легенів

Інші види пухлин

Патологія вагітності і пологів

Розвиток склеро-тичних процесів

Скорочення тривалості життя

Терато

генні

Розу-

мова

відста-

лість

При-

род-жені

вади

Блас-

томо-

генні

ефек-

ти

F

J

f

j

?

 

¦

?

Ae

E

ue

H

J

L

Z

\

h

j

l

x

?

 

?

?

1/4

AE

E

O

a

i

o

th

Гене-

тичні

Домі-нантні мутації

Наве-

дені

генет. дефекти

Хро-

мо-сомні аберації

Психоемоційні

розлади

Рис.16.4.Структура патологічних порушень внаслідок радіаційного впливу
на організм людини.

Похожие записи