Авария радиационная

Однако в последние годы безопасность АЭС связывают с радиационной опасностью для населения последствий маловероятных тяжелых аварий. Чтобы ограничить радиационную опасность для населения возможных проектных аварий, в СССР, в отличие от некоторых других стран, нормируется (ограничивается) доза за год после аварии на границе санитарно-защитной зоны . Эта доза составляет 10 бэр вследствие внешнего облучения индивидуума и 30 бэр на щитовидную железу критической группы населения (дети) в результате ингаляционного поступления в организм радиоактивных изотопов иода. Надо отметить, что это более жесткое ограничение радиационного воздействия при аварии, чем ограничение, принятое в некоторых других странах, особенно если иметь в виду, что названные значения дозы допускаются при наихудших погодных условиях рассеяния аварийного выброса в атмосфере. Чтобы при проектной аварии радиационное воздействие не превысило допустимое, АЭС оборудуются специальными устройствами (системами), задача которых — максимально сократить поступление радиоактивных веществ за пределы АЭС при аварии. Тем не менее опасность (даже ограниченная) аварии на АЭС перерастает сегодня в проблему общественного признания ядерной энергетики. [c.147]

Абсолютно черное тело 226 Авария радиационная, ядерная 4Я9 Автоматизированное рабочее место (АРМ) 190 Агрегатная система средств вычислительной техники 140 Адгезия 265 [c.446]

Администрация учреждения обязана разработать и утвердить детальные инструкции, в которых излагается порядок проведения работ, учета, хранения и выдачи дефектоскопов, содержания помещений, меры личной профилактики, система организации, объем и порядок проведения радиационного контроля, включая разработку мероприятий по предупреждению и ликвидации аварий. При любом изменении условий работы в эти инструкции должны своевременно вноситься необходимые дополнения и проводиться внеочередной инструктаж персонала и проверка знаний правил безопасной работы и личной гигиены. [c.45]

Место аварий Год Тип реактора Выделение радиационных ве Ществ Летальные исходы [c.187]

Транспортирование гамма-дефектоскопов или перезарядных контейнеров осуществляется в упаковочных комплектах, обеспечивающих безопасность доставки, сохранность радиоактивных веществ и предотвращающих попадание их в окружающую среду в условиях серьезной аварии. Транспортный упаковочный комплект состоит из наружной упаковки с тепловой изоляцией и транспортируемого дефектоскопического оборудования (радиационная головка или транспортно-перезарядный контейнер). [c.175]

При работе с радиоизотопной дефектоскопической аппаратурой возможны случаи повышенного, по сравнению с предельно допустимыми дозами, облучения обслуживающего персонала, что допускается нормами радиационной безопасности при необходимости спасения жизни людей, предотвращения крупных аварий и переоблучения людей. В радиоизотоп-ных лабораториях повышенное облучение работающих связано, как правило, с использованием нестандартных источников, установок, средств защиты, не отвечающих санитарным требованиям, с нарушением правил работы на радиоизотоп-ных дефектоскопах работа без защиты, нарушения условий транспортировки, хранения и эксплуатации источников в условиях, не предусмотренных, технической документацией и пр. [c.196]

Нормами радиационной безопасности в аварийных случаях допускается облучение персонала, приводящее к превышению предельно допустимой дозы в два раза в течение года или в пять раз на протяжении всего периода работы, при этом персонал должен быть предупрежден об опасности дополнительного облучения. Такое переоблучение персонала не разрешается в тех случаях, если добавление планируемой дозы к накопленной работником превысит величину, рассчитанную по формуле D = 5 [N—18), если в течение предшествующих 12 месяцев работник получил в результате однократного облучения дозу, превышающую полугодовую, если работник при аварии или случайном облучении ранее получил дозу, превышающую годовую в 5 раз, если работник—женщина в репродуктивном возрасте. [c.196]

При этом по радиационным последствиям определяющими являются аварии, связанные с потерей теплоносителя. Для ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в качестве МПА рассматривается мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода в наиболее опасном сечении в сочетании с режимом полного обесточивания АЭС. [c.91]

Общий анализ оборудования АЭС. Реактор и связанное с ним системой трубопроводов оборудование первого контура АЭС с реакторами типа ВВЭР (см. рис. 1.3) находятся (см. 1 гл. 1 и 2 гл. 2) в процессе эксплуатации под действием радиационного облучения, разнообразных силовых и температурных воздействий (весовых, реакции опор и трубопроводов, давления и температурных градиентов, вибрации, затяга шпилек, остаточных напряжений и тл.). Характер и уровни этих воздействий определяются в основном условиями эксплуатации АЭС. В экстремальных ситуациях к указанным нагрузкам добавляются нагрузки, обусловленные авариями и землетрясением. [c.88]

К числу наиболее сложных и опасных последствий нарушения теплообмена в радиационных и конвективных поверхностях нагрева относятся циркуляционные аварии на барабанных котлах с давлением выше атмосферного. [c.60]

Как и в ранее действовавших СП АЭС—79, в СП АС—88 излагаются требования к выбору площадки для АЭС и ее генеральному плану (разд. 2). Однако в связи с тем, что в 1987 г. введен специальный документ, регламентирующий эти требования не только с позиций санитарно-гигиенического принципа защиты человека от радиационных воздействий, но и с учетом обеспечения защиты АЭС от внешних (природных и антропогенных) воздействий, защиты природных комплексов от воздействий со стороны АЭС, защиты человека и природы при авариях на АЭС, в СП АС—88 приведены только дополнительные требования к площадке и генплану, не нашедшие отражения в Требованиях к размещению атомных станций. СП АС—88 устанавливают необходимость организации вокруг АЭС санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения, определяют их минимальные размеры и правила использования их территорий, определяют другие требования, в основном не отличающиеся от требований, перечисленных в СП АЭС—79. [c.6]

В последующем содержании раздела 3 СП АС—88 принципиальных отличий от СП АЭС—79 нет устанавливаются санитарно-гигиенические требования (по дозовой нагрузке на население) к системам локализации радиационных последствий аварий на АЭС, аварийному облучению персонала, а также перечень вопросов, рассматриваемых в разделе Радиационная безопасность проекта АЭС. [c.13]

СП АС—88 требуют в разделе проекта АЭС Радиационная безопасность приводить детальную информацию об источниках радиационной опасности персонала и населения (в режиме нормальной эксплуатации АЭС и при авариях), о средствах, мерах, способах снижения этой опасности (биологической защите, дистанционно управляемом инструментарии, средствах индивидуальной защиты и т. п.), о системах очистки и переработки радиоактивных отходов, ожидаемых дозовых нагрузках персонала и населения. Предполагается, что материал, содержащийся в этом разделе проекта, однозначно подтвердит главное требование СП АС—88 непревышение проектных значений индивидуальной дозы лиц из персонала и квоты дозового предела лиц из ограниченной части населения позволит контролирующим органам представить полную картину обеспечения радиационной безопасности будущей АЭС, а при обнаружении каких-либо недостатков запроектированной системы обеспечения радиационной безопасности устранить их на стадии проектирования. [c.14]

Санитарные правила устанавливают, что система радиационного контроля — часть проекта АЭС, реализуемая на весь срок работы АЭС. Проект системы радиационного контроля определяет его объем, периодичность, сеть точек контроля, технические средства контроля, их метрологическое обеспечение. При этом проект должен унифицировать средства и методы радиационного контроля, предусматривать применение автоматизированных систем контроля, использование ЭВМ и разработку алгоритмов для прогнозов динамики радиационной обстановки в режиме нормальной работы АЭС и при авариях. Система радиационного контроля должна быть сдана в эксплуатацию до пуска АЭС. Это требование СП АС—88 к системе радиационного контроля исключает возможность применения для контроля различных на разных АЭС приборов, методик, делает получаемые на разных АЭС результаты контроля сопоставимыми и пригодными как для обобщения, так и для хранения в банке информации о радиационном состоянии АЭС и окружающей ее среды. Проектный объем радиационного контроля может корректироваться только генеральным проектировщиком АЭС. [c.15]

Впервые введено требование о необходимости иметь в регионе АЭС сеть автоматизированных постов радиационного контроля, предназначенных для получения информации о мощности выброса АЭС при аварии, поэтому в проекте АЭС должен быть разработан алгоритм, позволяющий это сделать. [c.15]

Впервые в Санитарные правила СП АС—88 введен раздел, содержащий требования к предупреждению аварий на АЭС и организации работ по ликвидации последствий, если авария все же произошла. Главное требование этого раздела принятие при проектировании, строительстве, монтаже оборудования, его изготовлении и эксплуатации АЭС всех технических и организационных мер, исключающих возможность возникновения аварии или делающих вероятность ее чрезвычайно низкой. На тот случай, если все же авария произойдет, СП АС—88 требуют на каждой АЭС иметь план мероприятий по ликвидации ее последствий. План должен учитывать особенности АЭС (технологическую схему, тип установленного реактора, тип систем локализации радиационных последствий аварий и т. п.), специфику ее региона, предусматривать тренировки персонала для отработки действий и поведения при аварии и некоторые другие мероприятия. [c.16]

С конца 70-х годов ситуация существенно меняется. Начался этап широкого строительства АЭС и других предприятий ЯЭ. Осуществляется переход к замкнутому топливному циклу с переработкой облученного топлива и захоронением радиоактивных отходов. Происходит качественное изменение структуры ЯЭ (новые типы АЭС, топливных циклов и т. п.). Происходит дальнейшее совершенствование мер и систем безопасности. Приобретают актуальность новые задачи обеспечения радиационной безопасности, связанные с проблемами захоронения радиоактивных отходов, гипотетических аварий, ликвидации последствий аварий, снятия АЭС с эксплуатации, трансграничного переноса радиоактивных веществ и т. п. [c.20]

Известно, что резкое ухудшение радиационной обстановки в зоне расположения АЭС может произойти при возникновении аварийных ситуаций, следствием которых является пережог оболочек твэлов с последующим выносом радиоактивных продуктов деления в контур циркуляции теплоносителя. Поэтому вопросу предотвращения такого рода аварий уделяется самое серьезное внимание как на стадии проектирования, так и в процессе эксплуатации АЭС. Один из путей предотвращения пережога оболочек — использование системы аварийной защиты, автоматически останавливающей реактор при значительных отклонениях его состояния от расчетного. [c.140]

Работа атомных электростанций, как и других промышленных объектов, сопровождается сопутствующими вредными факторами, потенциально опасными для человека и биогеоценозов окружающей среды. Таким фактором для АЭС является прежде всего радиационный. Воздействие радиационных факторов на человека и природные комплексы ограничивается введением в практику проектирования и эксплуатации АЭС регламентированных (допустимых) санитарным законодательством значений как в режиме нормального функционирования АЭС, так и при возможных авариях для АЭС это регламентированные дозовые нагрузки для эксплуатационного персонала и проживающего вблизи АЭС населения. [c.146]

Очевидно, с возрастанием масштаба аварии резко увеличивается техническая сложность и соответственно стоимость защитных мероприятий по обеспечению безопасности населения. Поэтому в каждом конкретном проекте АЭС устанавливается перечень нарушений, радиационные последствия которых могут быть достаточно надежно локализованы предусматриваемыми техническими мерами. Такой класс аварий носит название про- [c.200]

Радиационные последствия МПА рассмотрены на примере аварии АЭС с ВВЭР-440. При такой аварии в окружающую среду выбрасываются в основном РБГ и небольшая часть изотопов иода, поэтому доза внешнего облучения человека обусловлена излучением облака выброса, а внутреннего облучения (щитовидной железы) — ингаляцией иода. [c.202]

Необходимость и достаточность проведения указанных мероприятий определяется в каждом конкретном случае на основании анализа характеризующих аварию данных, экспресс-оценки возможных радиационных последствий аварийного выброса и результатов измерений реальной обстановки в районе радиоактивного загрязнения. [c.203]

При анализе радиационных последствий аварийных ситуаций на АЭС следует рассматривать три фазы протекания аварии [c.203]

К конструкционным материалам в реакторах предъявляется дополнительное требование радиационной стойкости, т. е. длительного сохранения физических и химических свойств в условиях интенсивнейшего нейтронного облучения. Особенно опасны коррозия и падение механической прочности. Так, коррозия оболочек твэлов и теплоносителей может привести к нарушению герметичности и тем самым к радиоактивному заражению теплоносителя, а иногда и к аварии. Для изготовления конструктивных элементов применяются алюминий, его сплавы с магнием или бериллием, цирконий, керамические материалы, нержавеющая сталь, графит, покрытия из ниобия, молибдена, никеля и некоторые другие материалы. [c.582]

Радиационная головка и магазин-контейнер гамма-дефектоскотюв согласно требованлям МАГАТЭ снабжены комплектом, предназначенным для перевозки и выдерживающим воздействие крупной аварии (пожар при 800 °С, падение с высоты 9 м на бетон- [c.291]

Рассмотренный здесь для случая пожара жилого дома достаточно простой подход к анализу проблем безопасности может быть применен и для значительно более сложных систем, таких как ядерные реакторы. В последние два десятка лет было опубликовано очень большое число исследований, посвященных анализу проблем безопасности в ядерной энергетике. Одним из наиболее известных является так называемый доклад Расмуссена (ученый-физик из Массачусетского института технологии, возглавлявший группу исследователей). В этом исследовании также применялись методы анализа, основанные на использовании дерева событий н дерева ошибок. Представленные в докладе Расмуссена результаты оценки зависимости между частотой проявления события и числом погибших приведены в виде кривой на рис. 14.22. Эта кривая проходит значительно ниже любой из аналогичных кривых, относящихся к другим сферам человеческой деятельности (см., например, рис. 14.18). Один из выводов доклада состоит в том, что вероятность гибели в результате воздействия, исходящего от АЭС (радиационной аварии), близка к вероятности быть убитым в результате падения на поверхность Земли крупного метеорита. [c.357]

Противники ядерной энергетики подвергли доклад Расмуссена резкой критике как в отношении оценок степени риска, так и в отношении оценок возможного числа летальных исходов вследствие радиационных аварий. Дело в том, что результаты анализа методом дерева событий или методом дерева ошибок целиком зависят от надежности используемых исходных данных. Нелегко получить, например, надежные данные по отказам для всех компонентов реактора. [c.357]

Работа, выполненная группой Расмуссена, представляет собой наиболее глубокое и всестороннее исследование вопросов безопасности ядерной энергетики с использованием методов анализа дерева событий и дерева ошибок. Она внесла чрезвычайно ценный вклад в наши представления по данной проблеме. Можно не сомневаться в том, что в дальнейшем эта методология будет усовершенствована и позволит точнее оценивать степень риска и возможные последствия (число смертельных случаев) радиационных аварий на АЭС. [c.358]

Для устранения последствий радиационного повреждения графита было предложено и осуществлено несколько вариантов периодического отжига графитовых кладок. В реакторе F3EP0, например, нагревание кладки производили посредством подачи горячего воздуха при остановленном реакторе [226, № 303]. Разогрев газа можно производить, изменяя его циркуляцию таким образом, чтобы после выхода из активной зоны часть газа, минуя теплообменник, прокачивалась через каналы в графите, нагревая его до температуры отжига [91]. Другой вариант повышения температуры кладки заключается в уменьшении теплосъема в графите в результате понижения скорости циркуляции газа на малой мощности реактора [226, № 1805]. Отжиг при температуре выше рабочей может продолжаться в течение нескольких суток. Однако, как показала авария в Уиндскейле [168], вследствие которой реактор № 1 был выведен из строя, и большое количество радиоактивных продуктов было выброшено на окружающую территорию, отжиг радиационных дефектов непосредственно в реакторе — операция весьма опасная. Накопленная энергия Вигнера не будет опасна при высокотемпературном облучении графита (>300 С). Поэтому в реакторах с повышенной температурой графита не существует опасности значительного накопления запасенной энергии. [c.243]

При эксплуатацпи переносных и передвижных дефектоскопов в одноэтажных цехах и на открытых площадках просвечивание следует проводить так, чтобы пучок излучения был направлен преимущественно вверх или вниз. Если это осуществить невозможно, пучок следует направлять в сторону, противоположную ближайшим рабочим местам. Просвечивание следует проводить при минимально возможном угле расхождения рабочего пучка. Необходимо определить границы и отметить радиационно-опасную зону, в пределах которой мощность дозы излучения превышает 0,3 мР/ч. Граница этой зоны должна быть обозначена знаками радиационной опасности и предупреждающими надписями, хорошо видимыми на расстоянии не менее 3 м. Просвечивание рекомендуется проводить в нерабочее время, если это возможно. В условиях, когда дефектоскопист не в состоянии контролировать радиационно-опасную зону, это должен осуществлять второй работник, в обязанности которого входит вести строгое наблюдение за соблюдением режима по всему периметру радиационно-опасной зоны и не допускать случайного попадания в нее посторонних лиц. Санитарные правила СП № 17 —74 предусматривают целый ряд требований по организации дефектоскопических лабораторий, храпению, учету и эксплуатации оборудования, транспортировке, зарядке, перезарядке и ремонту дефектоскопов, организации и проведению радиационного контроля и предусматривают мероприятия по предупреждению радиационных аварий, которые должны учитываться при проведении радиационного контроля качества монтажа арматуры. [c.236]

Авария, происшедшая на четвертом блоке Чернобыльской АЭС, несмотря на ее тяжесть, не может быть сравнена по последствиям с ядерным взрывом. Однако она явилась грозным предупреждением народам мира об опасности ядерной войны. Она показала важность и необходимость борьбы, которую активно ведет СССР на международной арене против безудержной гонки ядерных вооружений. Кроме того, как сказал М. С. Горбачев, эта авария показала, что атом двулик и надо приложить еще много усилий, чтобы максимально повысить надежность работы атомных электростанций. По предложению СССР к решению этой проблемы через МАГАТЭ привлекаются все страны, имейлцие атомную энергетику, ибо хорошо известно, что неполадки и аварии на АЭС имели место и в других странах. В Вене 26 сентября 1986 г. были разработаны конвенции об оперативном оповещении о ядерной аварии и о помощи в случае ядерной аварии или радиационной ситуации. Президиум Верховного Совета СССР 14 ноября 1986 г. ратифицировал обе эти конвенции. [c.3]

Атомная энергетика обеспечивает наибольшую безопасность работы в сравнении с любой другой областью техники, если показателем безопасности считать степень риска. По оценке ученых США [5], степень риска для радиационных аварий на АЭС многократно (на несколько порядков) меньше, чем для аварий в промышленности, на транспорте и т. д. Тем не менее безопасность работы АЭС имеет особое значение. Это объясняется медико-биологическими последствиями радиации, причем в ряде случаев продленного действия и, главное, распространением воздействия радиации не только на одного какого-то человека и даже не только на персонал АЭС и ее поселок, но при серьезных авариях и на другие населенные пункты данной страны и даже на соседние страны. Такое воздействие распространяется как непосредственно на человеческий организм, так и на окружающую среду — воду, землю, фауну, флору — пролонгирует их влияние на человека. [c.42]

Уровень существующих в исследовательской и инженерной практике методов и средств определения прочности и ресурса атомных реакторов объясняется в первую очередь большим значением конструкций первого контура внутрикорпусных устройств, систем трубопроводов и теплообменников с радиоактивным теплоносителем и в особенности повышенной радиационной активностью тепловыделяющей зоны. Повышенные номинальные напряжения, сложность конструктивных форм, наличие зон умеренной и высокой конструктивной и технологической концентраций напряжений, большие температурные напряжения при программных и аварий- [c.10]

Для оценки прочности корпуса реактора существенное значение приобретает рассмотрение условий протекания второй стадии аварии, связанной со срабатьшанием САОЗ. При падении давления в реакторе ниже 5 МПа в верхнюю камеру и опускной канал реактора подается из емкости САОЗ под давлением раствор борной кислоты с температурой около 60 °С. Корпус реактора находится при температуре, соответствующей номинальному режиму эксплуатации, т.е. около 300 °С, поэтому в начальный момент времени внутренняя поверхность корпуса реактора оказьшается подверженной тепловому удару. Наиболее опасны последствия этого удара для корпуса на уровне активной зоны, где материал обладает повышенной хрупкостью вследствие радиационного облучения и существует большая вероятность разрушения при наличии исходных (на момент аварии) дефектов. Поэтому анализ теплового удара корпуса реактора важен прежде всего с точки зрения возможности распространения этих дефектов. Исследованию напряженных и деформированных состояний, сопровождающих [c.95]

Указано, что системы локализации радиационных последствий аварий на АЭС должны быть спроектированы так, чтобы при любой аварии они выполнили свое назначение и чтобы ожидаемое значение индивидуальной дозы на границе санитарнозащитной зоны и за ее пределами не превысило 30 бэр на щитовидную железу ребенка вследствие поступления 1 и других изотопов иода с вдыхаемым воздухом и 10 бэр на все тело за год в результате внешнего облучения. Приведенные максимальные значения дозовой нагрузки должны быть обеспечены даже в том случае, если авария произошла при наихудших погодных условиях для территории данной АЭС. Это серьезное требование. Выполнение его с учетом Требований к размещению атомных станций в части минимальных расстояний между крупными населенными пунктами и АЭС обеспечит незначительную дозо-вую нагрузку на население, однако это связано с большими материальными затратами, поэтому при расчете систем локализации радиационных последствий аварий на АЭС необходимо тщательным образом исследовать все стадии процесса выхода и распространения в пределах и за пределами АЭС радиоактивных веществ (главным образом РБГ и радиоактивных изотопов иода), чтобы, с одной стороны, не предъявлять слишком жестких требований к конструкциям и исполнению систем лока- [c.13]

Согласно СП АС—88 система радиационного контроля на АЭС должна обеспечивать получение информации о радиационном состоянии АЭС и окружающей среды как при нормальной работе АЭС, так и при возникновении аварий, а также при выполнении работ по выводу АЭС из эксплуатации. Эта система должна быть не только информационная, но и в какой-то мере прогностическая, так как она должна обеспечивать возможность по получаемым от нее данным прогнозировать изменение радиационной обстановки на АЭС и в окружающей среде в период эксплуатации АЭС и при возможных авариях. При этом система радиационного контроля должна быть построена так, чтобы при всех авариях можно было измерить активность радионуклидов, поступающих за пределы АЭС, а при запроект-ных авариях — получить информацию, на основе которой рассчитать активность радионуклидов, поступивших за пределы АЭС. Эти новые по сравнению с СП АЭС—79 требования к системе радиационного контроля связаны главным образом с необходимостью быстрой оценки радиационной ситуации на территориях, прилегающих к АЭС, для принятия мер по защите населения в случае аварии. Предполагается, что информация, полученная от системы радиационного контроля, достаточно быстро обрабатывается на ЭВМ, что обеспечивает прогноз ра-14 [c.14]

АНАЛИЗ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ С МГНОВЕННЫМ ПОПЕРЕЧНЫМ РАЗРЫВОМ НАПОРНОГО КОЛЛЕКТОРА И ОТКАЗОМ ОБРАТНОГО КЛАПАНА ПЕРЕД РАЗДАТОЧНЫМ ГРУППОВЫМ КОЛЛЕКТОРОМ НА АЭС С РБМК-Г500 [c.146]

Сложившийся на сегодня подход к оценке риска аварии на АЭС сводится к расчету суммы произведений вероятностей возникновения аварий на их радиационные последствия, к расчету некоторого интегрального критериального уровня безопасности для аварийных ситуаций, связанных с выходом большого количества радионуклидов [10 1/(реакт.-год)], или к расчету вероятности индивидуального риска [10 1 / (реакт. год) ]. [c.147]

Анализ дальнейшей судьбы летучих продуктов деления, вышедших за первый защитный барьер оболочки твэлов, позволяет считать, что РБГ, в какую-бы среду они ни поступили, полностью проходят в систему локализации радиационных последствий аварий (СЛА) и распределяются между прочноплотными боксами (ППБ) и башней локализации аварии (БЛА), через неплотности которых могут поступать за пределы СЛА (рис. 4). В ТК, в ППБ и других системах радиоактивные изотопы иода в молекулярной форме распределяются между паром и водой, причем коэффициент распределения консервативно принят равным 1. При истече-154 [c.154]

Выше приведен анализ максимальной проектной аварии. При всех других проектных авариях выход летучих продуктов деления за пределы первого защитного барьера меньше и, следовательно, радиационная ситуация на границе санитарнозащитной зоны благоприятнее. [c.155]

ПЛАНИРОВАНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПО РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ НАСЕЛЕНИЯ ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ [c.200]

Наибольшую радиационную опасность для населения может представить авария на АЭС. Именно в этом случае возникает потенциальная опасность облучения населения высокими дозами и на обширных территориях. Это служит основной причиной широко распространенной как у нас в стране, так и за рубежом практики размещения мощных АЭС в малонаселенной местности и на значительных расстояниях от крупных городов. Однако в последнее время отчетливо проявляется тенденция приближения АЭС, а также АТЭЦ и A T к местам потребления. Поэтому повышаются требования к оценке возможной радиационной опасности при аварийных выбросах радиоактивных веществ. [c.200]

Естественно, что при возникновении аварийной ситуации, превышающей по своим размерам МПА, защитные устройства АЭС могут оказаться неэффективными и последствия аварии выйдут за пределы, рассматриваемые в проекте. Поэтому в последнее время появилось мнение о необходимости анализа радиационных последствий значительно более крупных аварий — запроектных аварий (ЗА), которые не исключают возможности плавления активной зоны реактора [4, 6]. При этом под максимальной за-проектной аварией (МЗА) подразумевается авария, приводящая к максимально возможному выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду при расплавлении твэлов и нарушении локализующих систем [4]. Очевидно, чем значительнее реально происшедшая авария будет превосходить проектную, тем ближе ее радиационные последствия могут оказаться к тем, которые оценены для МЗА. [c.201]

Оценим теперь радиационную обстановку в районе размещения АЭС при МЗА. Результаты расчетов доз внешнего и внутреннего облучения человека показывают (рис. 2), что наибольшую значимость при авариях такого масштаба на малых расстояниях от АЭС (до 3 км) имеет у-излучение облака выброса, а на больших расстояниях возрастает значимость облучения у-из-лучением выпавших на местность радиоактивных продуктов и внутреннего облучения в результате ингаляции радионуклидов. Это значит, что при МЗА существенную роль в последствиях аварийного облучения населения будут играть своевременно проведенные профилактические и защитные мероприятия. Среди таких мероприятий можно отметить [9] ограничение пребывания населения на открытой местности (временное укрытие в домах и убежищах) герметизацию жилых и служебных помещений на время рассеивания радиоактивного загрязнения в воздухе предупреждение накопления радионуклидов иода в щитовидной железе путем применения лекарственных препаратов защиту органов дыхания подручными средствами временную эвакуацию населения (крайняя мера при высокой опасности ингляционного и внешнего облучения) контроль входа в район загрязнения, ограничение передвижения автотранспорта по загрязненной территории санитарную обработку лиц в случае загрязнения их одежды и кожных покровов радиоактивными веществами медицинскую помощь простейшую обработку продуктов питания, поверхностно загрязненных радиоактивными веществами исключение или ограничение потребления в пищу загрязненных продуктов питания перевод молочнопродуктивного скота на незагрязненные пастбища или незагрязненные фуражные корма дезактивацию загрязненной местности. [c.203]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...