-санитарная обработка людей.

1.5Риски радиационных воздействий при авариях на АЭС

1.5.1 Общие положения

Нормы радиационной безопасности Украинырегламентируют практическую деятельность (регламенты 1-й группы) c целью не превышения облучения персонала и населения свыше приемлемого для индивидуума и общества уровня. Для этого вводятся дозовые пределы облучения персонала и населения, уровни допустимого поступления и содержания. Принятый в Украине лимит эффективной дозы облучения населения составляет1 мЗв/год. При этом население, проживающее вблизи АЭС, может получить квоту в

дозу облучения за счет газо-аэрозольных выбросов АЭС по всем путям воздействия, не превышающую 4 % предельной дозы, т.е. < 40 мкЗв/год.

При нынешнем уровне радиобиологии внимания заслуживают прогнозы раковой заболеваемости и смертности лишь в когортах , лицполучивших среднюю дозу порядка 100 мЗв и выше.

только для качественной иллюстрации рисков от действия ионизирующего излучения.

Численные характеристики радиационных рисков первоначально были приведены в 60-й Публикации МКРЗ. В соответствии с этим документом

45

отсутствуют. Однако Комиссия решила, что имеется ряд доказательств того,

выжившим после атомных бомбардировок и по результатам генетических исследований на мышах, свидетельствуют о том, что риск наследственных болезней в прошлом переоценивался. Современные оценки генетических

1.5.2 Риск радиационных воздействий при нормальной эксплуатации АЭС

Расчеты, основанные на результатах контроля радиационной обстановки в районах расположения АЭС, показывают, что для населения прогнозные дозовые нагрузки за пределами СЗЗ АЭС будут на два и более порядка величин ниже установленных квот для газо-аэрозольных выбросов , АЭСкоторые установлены НРБУ-97. При таких мощностях доз облучения населения можно говорить только о вероятности возникновения стохастических эффектов. При

сравнению с принятыми в мировой практике величинами и рисками смерти от

окружающую среду и население аварийных ситуаций на АЭС принято

проектная авария (МПА). Как правило, рассматривается сценарий с разрывом главного циркуляционного трубопровода.

Выброс в окружающую среду определяется в этом случае неплотностью герметичной оболочки энергоблока и временем существования повышенного давления в ней. В состав выброса в атмосферу входят радиоактивные

46

превышают границы приемлемого уровня индивидуального риска в 10-3·год-1.

1.5.4 Риск радиационных воздействий при ЗПА

Для рассмотрения и анализа в качестве запроектной аварии принимается, как правило, сценарий с гильотинным разрывом ГЦК Ду2×850 мм, отказом активных САОЗ и работоспособной спринклерной системой.

Выброс в окружающую среду определяется при этом неплотностью герметичной оболочки энергоблока и временем существования повышенного давления в ней. В состав выброса в атмосферу входят радиоактивные благородные газы (РБГ), радиоизотопы йода (большая доля йода в органической форме), аэрозоли 137Cs и 90Sr .

Рис. 1.2. Изменение средней вероятности возникновения стохастических

эффектов у населения при МПА с расстоянием от оси следа радиоактивного облака

Оценки дозовых нагрузок и индивидуальных рисков возникновения стохастических эффектов проводятся для тех же условий и при тех ж предпосылках, что и для МПА с использованием пакета прикладны программ.

Проведенная оценка для Хмельницкой АЭС показала[27] (рис.1.3), что за пределами границы СЗЗ по оси следа индивидуальные риски для населения от техногенного облучения вследствие газо-аэрозольного выброса при ЗПА при проведении защитных мероприятий(контрмер) будут ниже 1,3·10-5 и не

47

превысят границы приемлемого уровня индивидуального риска в5·10-5 год-1 [26]. В случае отсутствия проведения защитных мероприятий при ЗПА на

границе СЗЗ вдоль оси следа на удалении нескольких сотен метров при наихудших условиях (загрязнение в период уборки урожая при наихудших погодных условиях) может на крайне ограниченной территории наблюдаться

Введение ограничений на потребление продуктов питания с этого участка позволяет уменьшить дозовые нагрузки на население. В пределах СЗЗ индивидуальные риски смертности персонала от техногенного облучения станции при ЗПА не превысят границы приемлемого уровня индивидуального риска в 10-3 год-1.

Рассмотренные сценарии возможных аварии на АЭС(МПА, ЗПА) не представляют радиационной опасности для населения, так как по всем критериям нормативных документов Украины, России, Великобритании, Европейского Союза за пределами СЗЗ индивидуальные риски возникновения стохастических эффектов у населения, обусловленные радиационным воздействием аэрозольных выбросов, не превышают приемлемого уровня [15]. Риски возникновения детерминированных эффектов равны нулю.

Рис. 1.3. Изменение средней вероятности возникновения стохастических

эффектов у населения при ЗПА с расстоянием по оси следа радиоактивного облака

1.5.5 Риск радиационных воздействий при тяжелых авариях на АЭС

Возникновение тяжелых аварий (ТА) на АЭС крайне маловероятно. Тем не менее, за время существования мирной атомной энергетики случилось, по крайней мере, четыре аварии на АЭС этого класса: в Уиндскейле, на “Три

48

определяющими величину выброса в атмосферу, к которым относятся степень повреждения активной зоны и величина выброса за пределы локализующих

проводилось с целью определения оправданности и безусловной оправданности применения контрмер, таких как укрытие и эвакуация. Границы оправданности, уровни безусловной оправданности для неотложных контрмер, безусловно оправданные уровни вмешательства и уровни действия для принятия решения о переселении определялись согласно НРБУ-97.

При анализе были приняты следующие начальные условия:

–источник выброса консервативно считался точечным;

–погодные условия в течение выброса не меняются. Рассматривались два типа погодных условий(наличие осадков и их отсутствие). При отсутствии осадков предполагалось, что выброс происходит при устойчивой атмосфере (категория устойчивости F, скорость ветра 2 м/с), что приводит к максимальным приземным концентрациям. При наличии осадков рассматривалась нейтральная стратификация атмосферы (категория D, скорость ветра 1 м/с);

–высота выброса 40 м при неровности подстилающей поверхности, равной

10см;

–начальное содержание отдельных радионуклидов в активной зоне соответствует трехлетней кампании.

Количественные характеристики выброса рассчитывались с помощью кода

MELKOR и приведены в табл. 1.2 [28].

49

Таблица 1.2. Процентный выход изотопов от первоначального содержания в активной зоне для аварии «Полное обесточивание с отсутствием целостности (локализации) ГО»

С учетом начальных условий были рассчитаны эффективные дозы радиоактивных аэрозолей на различных расстояниях от аварийного энергоблока, построена зависимость доз облучения от расстояния до аварийного блок (рис.1.4), рассчитаны плотности выпадения дозообразующих радионуклидов от расстояния до аварийного блока при отсутствии осадков и при их наличии.

Рис.1.4. Зависимость дозы облучения населения от расстояния до

аварийного энергоблока

Результаты выполненных в[28] расчетов радиационных последствий для запроектной аварии «Полное обесточивание с нелокализацией ГО» показывают, что в направлении распространения радиоактивного облака от границы СЗЗ до

50

25 км от источника выброса, уровни безусловной оправданности эвакуации населения будут превышены. Для контрмеры «Укрытие» уровни безусловной оправданности будут превышены от границы СЗЗ до30 км и более. Плотность выпадения дозообразующих радионуклидовCs137 и Sr90 превышает безусловно оправданные уровни переселения населения для области от границы СЗЗ до 30 км.

Оценим значение риска возникновения стохастических(злокачественных новообразований) для населения, проживающего в районе расположения АЭС, на которой произошла тяжелая авария с выбросом РН в окружающую среду.

Риск возникновения злокачественных новообразований(ЗНО) у населения, проживающего на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на радиационно-опасном предприятии(РОО), в т.ч. на АЭС, определяется по величине эффективной дозы умноженной на коэффициент радиационного риска для стохастических эффект, овторые оценивают вероятность возникновения ЗНО, связанных с воздействием на человека ионизирующего излучения.

Эффективная доза рассчитывается по утвержденным методикам, а значение коэффициента риска берется из Публикации 103 МКРЗ [29] или рассчитывается по специальным моделям [30].

Таким образом,

Риск = Дэф (Зв)× Коэффициент риска.

Количество дополнительных случаев заболевания ЗНО в течение жизни вычисляется путем умножения значения риска на общую численность населения данной территории.

Для примера рассмотрим случай аварии на первом блоке Запорожской АЭС, которая уже описывалась выше.

Дадим прогностическую оценку риска возникновения ЗНО и количества дополнительных случаев их возникновения при внешнем и внутрен облучении жителей зоны наблюдения станции аварийным выбросом в течении 14 суток.

Все необходимые для расчета данные взяты[28]из. Сами расчеты выполнялись в соответствии с методикой [30].

Сразу необходимо заметить, что полученные нами результаты следует рассматривать только в качестве иллюстрациик подходу оценки риска, а

дополнительных случаев ЗНО.

Итак, в соответствии с данными, имеющимися в работе [28], эффективная доза на границе30-км зоны от внешнего облучения от облака выброс, содержащего РН в аэрозольной форме, ИРГ, изотопы радиоактивного йода, внешнего облучения за14 суток от РН, выпавших на почву, равна 0,3 Зв, а эффективная доза за счет внутреннего облучения от облака равна0,05 Зв. Отсюда, суммарная доза будет равной 0,35 Зв.

51