ЛЕКЦИЯ 16, 17 (4 часа) КАТАСТРОФА НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС И ЕЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ДЛЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ 1. Типовые энергетические ядерные реакторы. 2. Причины и последствия аварии на ЧАЭС. Особенности радиоактивного загрязнения местности. 3. Социально-экономические последствия для республики. 4. Законодательство Республики Беларусь по радиационной защите и безопасности населения. 5. Ликвидация последствий радиоактивного заражения. 1
1. ТИПОВЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР – устройство, в котором ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер, сопровождаемая выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в 1942 г. в США (в СССР – 1946 г. ). Основная часть ядерного реактора - активная зона, где протекает реакция деления ядер. В активной зоне находятся тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) – трубки из стали или сплава циркония, заполненные ядерным топливом (таблетки спеченого UO 2). ТВЭЛы объединены в тепловыделяющие сборки (ТВС). Через активную зону прокачивается теплоноситель (вода, жидкий натрий, гелий и др. ), отводя 2
Теплоноситель нагревает воду до кипения и насыщенный пар направляется на турбины для выработки электроэнергии. В некоторых реакторах роль замедлителя нейтронов и теплоносителя может выполнять одно и тоже вещество, например, обычная или тяжелая вода. Для управления реактором в активную зону вводятся стержни управления из поглощающих нейтроны материалов (бор, кадмий или индий). При опускании стержней деление ядер идет медленнее, а при полном опускании - цепная реакция прекращается. В зависимости от энергии нейтронов реакторы бывают на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах, их называют тепловыми, промежу3 точными и быстрыми реакторами.
Основные элементы ядерного реактора: Øактивная зона (ТВЭЛы с ядерным топливом), Ø замедлитель нейтронов (графит), Øтеплоноситель (вода), Ø система управления реактором (стержни из бора), Ø биологическая защита (вода, бетон). Основной характеристикой ЯР является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3· 1016 актов деления в 1 сек. 1 — управляющий стержень; 2 — биологическая защита; 3 — тепловая защита; 4 — замедлитель; 5 — ядерное топливо; 6 — теплоноситель.
Нейтроны в зависимости от кинетической энергии делятся по группам: 1) медленные, Е < 1 кэ. В; 2) промежуточных энергий 1 кэ. В < Е < 0, 2 Мэ. В; 3) быстрые , 0, 2 Мэ. В < Е < 20 Мэ. В; 4) сверхбыстрые, Е > 20 Мэ. В. Медленные нейтроны бывают: Ø“холодные” - энергия (Е < 0, 005 э. В), Øтепловые - 0, 005 э. В < Е < 0, 5 э. В , Øнадтепловые - 0, 5 э. В < Е < 1 кэ. В. Скорость движения тепловых нейтронов при температуре 295 о. К (22 о. С) составляет 2200 м/с, а энергия – 0, 025 э. В. В реакторе на тепловых нейтронах деление ядер осуществляется нейтронами с энергией 5 не более чем 0, 2 э. В.
Реакторы бывают с жидким замедлителем, который является одновременно и теплоносителем (вода); с твердым замедлителем (графит); с жидким замедлителем (тяжелая вода). С другими замедлителями необходимо применять обогащенный уран. В реакторе на промежуточных нейтронах деление ядер вызывается нейтронами с энергией выше тепловой (от 1 э. В до 100 кэ. В). В таких реакторах в качестве теплоносителя применяются вещества, слабо замедляющие нейтроны (жидкие металлы), а в качестве замедлителя – графит, берилий в твердом состоянии и др. 6
В реакторах на быстрых нейтронах деление ядер происходит ядрами быстрых нейтронов с энергией больше 0, 5 Мэ. В. В таких реакторах используется высокообогащенное ядерное топливо, активная зона которых окружена зоной обновления, где образуется новое ядерное топливо. В зависимости от типа замедлителя реакторы делятся на водо-водяные (ВВЭР)с водой под давлением или водо-водяные кипящие (распространены в США); реакторы с газовым охлаждением (применяются в Великобритании и Франции; реакторы на тяжелой воде в Канаде); урано-графитовые реакторы - в странах СНГ). Тепловая схема ЯЭУ может быть одно-, двух- и трехконтурной. 7
Одно- и двухконтурные схемы применяются с реакторами на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем, трехконтурные – с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. В 1989 г. в СССР было 19 АЭС, на которых установлено 49 ядерных реакторов. Из них ВВЭР были установлены на 9 АЭС и РБМК – на 5 АЭС. В настоящее время Россия выпускает только ВВЭР-1000. Реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 установлены на Нововоронежской, Кольской, Ровенской, Южно-Украинской и других АЭС. 8
Ядерные энергетические установки с ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Схема АЭС с ВВЭР-1000 приведена на рис. 1. Корпус водо-водяного реактора (ВВЭР) – вертикальный толстостенный цилиндр из высококачественной легированной стали со сферической крышкой. В активной зоне находится 151 кассета по 317 твэлов с диоксидом урана UO 2 в каждой, обогащенным U-235 до 3– 4%. Топливо расчитано на 3 года, ежегодно реактор останавливают и заменяют 1/3 кассет. Корпус реактора находится в бетонной шахте, вокруг которого размещены парогенераторы и циркуляционные насосы. 9
Ядерные энергетические установки с ВВЭР-1000 10
Рис. 1. Принципиальная схема АЭС з ВВЭР-1000: 1 корпус; 2 – защитная крышка; 3 – тепловой экран; 4 твэлы; 5, 12 – циркуляционные насосы; 6 трубопроводы первого контура; 7 парогенератор; 8 трубопроводы второго контура; 9 паравая турбина; 10 генератор; 11 технологический конденсатор 11
Реактор обнесен защитой из воды и железобетона. Тепловая схема ВВЭР является двухконтурной. Вода является и теплоносителем и замедлителем нейтронов. Теплоноситель I контура (t = 322 о. С) подводится к активной зоне под большим давлением (15, 7 МПа). После активной зоны вода нагревается до 300 о. С (большое давление не позволяет воде закипать) и дальше - на парогенератор. Теплоноситель I контура обладает высокой наведенной радиоактивностью, поэтому его трубопроводы размещают в отдельной емкости. В парогенераторе теплоноситель I контура отдает свою теплоту воде II контура под меньшим давлением – 4, 4 МПа. Поэтому вода закипает и преобразуется в нерадиоактивный насыщенный пар, подаваемый на паровую турбину , связанную с генератором электротока. 12
Пар конденсируется в технологичском конденсаторе и при помощи насосов снова поступает в парогенератор. Таким образом, в этих реакторах I радиоактивный контур отделен от II контура, их теплоносители нигде не смешиваются и радиоактивность с I контура не передается на II контур. Это достоинство ВВЭР, кроме того он имеет компактные размеры и имеет малое количество конструкционных материалов в активной зоне. Недостатки: 1) высокое давление теплоносителя I контура, а соответственно и корпуса и необходим постоянный контроль состояния корпуса; 2) отработанное топливо заменяется новым 13 только после полной остановки реактора.
Уран-графитовый реактор РБМК-1000. Особенность ректора - отсутствие прочного корпуса. Реактор размещен в бетонной шахте 21, 6 25, 5 м с толщиной стен 2 м. Активная зона находиться внутри графитовой кладки из блоков (25 25 60 см). В блоках имеются технологические каналы для ТВЭЛов с ядерным топливом, стержней поглотителей нейтронов (В 4 С) и датчиков системы контроля. Активная зона окружена боковым и торцевым графитовым отражателем нейтронов толщиной 1 и 0, 5 м соответственно. Вокруг графитовой кладки размещена биологическая защита толщиной около 5 м (кольцевой бак с водой, речной песок и стоительный бетон). Графитовая кладка опирается на 1000 -тонную плиту из металлоконструкций, а сверху реактора – находится такая же плита с дополнительным 14 настилом.
Схема АЭС с реактором на тепловых нейтронах РБМК-1000 показана на рис. 2. На РБМК-1000 в качестве ядерного топлива применяются спеченые таблетки диоксида урана UO 2 (диаметр около 1 см и высота 1, 5 см), обогащенные до 2% U-235. Твэлы выполнены из сплава циркония с ниобием в виде пустотелых цилиндров длиной 3, 5 м и диаметром 13, 6 мм. Твэлы объединены в тепловыделяющие сборки (ТВС) по 18 шт в каждой. Две сборки на общем опорном стержне образуют топливную кассету. Теплоноситель (вода) при температуре t = 270 °С с помощью главных циркуляционных насосов по трубопроводам подается снизу к каждому технологическому каналу. 15
В каналах вода нагревается, частично испаряется и в виде пароводяной смеси поступает на четыре горизонтальные барабана-сепараторы, выполненные из высококачественной стали (по два с каждой стороны реактора) длиной 30 м и диаметром 2, 6 м каждый. После сепарации пар подается на две турбины, связанные с электрогенератором. Из турбин конденсат насосами перекачивается в обогреватели и вместе с водой вновь подается в технологические каналы реактора. Конструкция реактора позволяет заменять твэлы с использованным топливом без остановки реактора. 16
Рис 2. Принципиальная схема АЭС з РБМК-1000: 1 турбогенератор; 2 стержни управления ; 3 барабаны-сепараторы; 4 конденсаторы; 5 – графитовый замедлитель; 6 – активная зона; 7 твэлы; 8 – защитная оболочка из бетона 17
4 5 3 2 Активная зона реактора – диаметр 11, 8 м; - высота 7 м; - 190 тонн ядерного топлива 6 1 – бетонная шахта размером 21, 6 25, 5 м толщиной 2 м 2 – биологическая защита толщиной 5 м (стальной бак с водой, бетон) 3 – графитовый отражатель нейтронов толщиной 1 м 4 – регулирующие и управляющие стержни из бора (длина 5 м) 5 – ТВЭЛы – 1693 шт в каждом канале по 18 ТВС (36 ТВЭЛов) (длина 3, 5 м, диаметр 13, 5 см, UO 2 + 2% U-235) 18 6 – замедлитель нейтронов (графитовые блоки с каналами)
В реакторе установлены противоаварийные системы: – система управления и защиты (СУЗ); – аппаратура контроля за уровнем и распределением нейтронного потока. В качестве поглощающих материалов используют карбид бора В 4 С. СУЗ обеспечивает пуск, ручное и автоматическое регулирование уровня мощности, остановки реактора. Поглощающие стержни применяютя для автоматического регулирования, как компенсирующие стержни и для аварийной защиты. 19
Преимущества РБМК-1000: 1) отсутствие корпуса большого давления; 2) возможность замены твэлов без остановки реактора; 3) использование дешевого и доступного в больших количествах замедлителя – графита; 4) возможность создания реактора большой мощности; 5) охлаждение активной зоны пароводяной смесью (одноконтурная схема); 6) возможность поканального контроля состояния реактора. 20
Недостатки: 1) низкая стабильность на малых уровнях мощности; 2) сложность и низкое быстродействие системы управления–защиты; 3) использование одноконтурной схемы (возможность радиоактивного загрязнения турбогенератора радиоактивными веществами из технологических каналов); 4) большая протяженность контура циркуляции. После аварии на ЧАЭС на реакторах типа РБМК проведены мероприятия по безопасности работы: 1)установлены дополнительные поглотители нейтронов, 2) сокращено время опускания стержней управления, 3) увеличена степень обогащения топлива (с 1, 8 до 2, 4%). 21
Основные параментры реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 № пп 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 Един. ВВЭР- РБМКизмер. 1000 2 3 4 5 Конструктивные параметры Высота активной зоны м 3, 56 7, 0 Диаметр активной зоны м 3, 16 11, 8 Замедлитель (графит), масса т 1850 Теплоноситель кипящая вода Давление воды в реакторах МПа 15, 7 7, 0 Расход воды через реактор тыс. т/час 80, 0 29, 0 Температура воды на выходе °С 322 284 Количество топливных касет шт 151 Кол-тво твэлов в касете шт 317 Кол-во технологических каналов шт 1693 Количество твэлов в канале шт 36 Масса топлива активной зоны (UO 2) т 80 190 Максимальная температура графита °С 750 Параметры 22
Схемные особенности установок 1 ВВЭР двухконтурная схема с двумя турбинами с насыщенным паром 2 РВМК одноконтурная схема с двумя турбинами с насыщенным паром 3 Электрическая мощность турбины МВт 500 4 Давление пара перед турбиной МПа 6 6, 4 Основные характеристики установок 1 Тепловая мощность реактора МВт 3000 3200 2 Электрическая мощность блока МВт 1000 3 КПД % 33 4 Степень обогащения топлива (235 U) % 5 Проектный срок службы реактора год 3, 0 4, 0 да 30 3200 1000 32 1, 8 2, 0 30 23
Реакторы на быстрых нейтронах. Такие реакторы называют реакторами-размножителями (или бридерами). В них количество образовавшишихся ядер больше чем уничтоженных, т. е. происходит обновление ядер. В таких реакторах ядерным топлива применяют 238 U c высоким обогащением 235 U (до 30%). В перспективе ядерным топливом будет служить смесь урана с плутонием, где будет использован природный или обедненный уран (в мире его накоплено большое количество). Такие реакторы и вырабатывают электроэнергию и осуществляют обновление ядерного топлива. Коэффициент обновления ядерного топлива Ко (отношение скорости образования делящихся ядер к скорости уничтожения) реакто 24 ров с уран-плутониевым циклом равен 1, 2 -1, 6.
Например, при “сжигании” 1 кг Рu-239 в ядерном реакторе образуется около 1, 2 -1, 6 кг новых ядер Рu-239. В таких реакторах отсутствует замедлитель, поэтому объем активной зоны реакторов типа БН-600 во много рах меньше, чем у РБМК или ВВЭР и составляет только около 2 м 3. В активной зоне реактора БН-600 размещено 370 топливных сборок по 127 твэлов и 27 стержней системы управления ядерной реакцией и аварийной защиты. Оболочки твэлов изготавливают из нержавеющей стали. Активная зона реактора окружена со всех сторон зоной обновления , где находятся твэлы с диоксидом урана UO 2, обедненнога изотопом 235 U. Зона обновления играет роль и отражателя нейтронов. 25
Рис 3. Пинципиальная схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах: 1 – твэлы активной зоны: 2 – твэлы зоны обновления: 3 – корпус реактора; 4 – бетонный корпус ректорного зала; 5 – теплоноситель первого контура; 6 – циркуляционный насос; 7 – промежуточный теплообменник; 8 – теплоноситель второго контура; 9 – парогенератор; 10 – теплоноситель тетьего контура; 11 – паровая турбина; 12 – технологический конденсатор; 13 – генератор 26
На АЭС з реактором БН-600 трехконтурная технологическая схема для отвода тепла из активной зоны (около 90 %) и из зоны обновления (около 10%). Теплоносителем первого и второго контуров является жидкий натрий, в третьем – вода и пар. Реактор, насосы и промежуточные теплообобменники находятся в одной емкости. Схема теплоотвода на АЭС с реакторам БН-600 имеет один радиоактивный и два нерадиоактивных контура. Такие реакторы имеют высокий КПД (42 %), это на 1/3 именьшает выброс тепла в окружающую среду и снизить тепловое загрязнение водоемов–охладителей. 27
Первая такая АЭС пущена в 1973 г. в г. Шевченко (БН-150). В 1980 г. был введен реактар БН-600 на Белоярскай АЭС. В России и Туркмении работают три АЭС на быстрых нейтронах. Крупнейший в мире бридер (“Суперфеникс” с электрической мощностью в 1200 МВт) построен во Франции, паказатели его близки до проектируемой в России АЭС с реактором БН-1600. 28
2 воп. ПРИЧИНЫ И ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИИ НА ЧАЭС Чернобыльская АЭС (ЧАЭС) строилась в три этапа: в 1970 - 78 гг. построен 1 -ый и 2 -й энергоблоки; в конце 1983 г. завершен 2 -й этап (3 -й и 4 -ый); в результате аварии 1986 г строительство 5 -го и 6 -го энергоблоков было остановлено. На ЧАЭС установлены уран-графитовые реакторы на тепловых нейтронах типа РБМК-1000. Авария на 4 -м энергоблоке ЧАЭС произошедшая в ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. является крупнейшей экологической катастрофой. Бедствие затронуло судьбы миллионов людей на большой территории. Днем 25 апреля 1986 г. планировалась остановка 4 -го энергоблока для проведения планового ремонта. Перед остановкой энергоблока руководство АЭС решило провести эксперимент. Суть эксперимента - один из двух турбогенераторов ректора после отключения подачи пара на турбину за счет инерции вращения какое-то 29
время должен был вырабатывать электроэнергию для питания главных циркуляционных насосов (ГЦН), подающих воду для аварийного охлаждения реактора. В программе испытаний было выявлено ряд нарушений эксплуатации энергоблока. Во-первых , программа предусматривала отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР). Это ни в коем случае нельзя было делать, но САОР была отключена и 4 -ый энергоблок з 14 час 25 апреля до последнего момента работал с отключеной аварийной системой охлаждения. Во-вторых, электронагрузка имитировалась ГЦН, что также нельзя было делать, так как насосы прокачивали воду через активную зону реактора, а изменение режима их работы оказывает непосредственное воздействие на работу реактора в целом. 30
Отклонение от порядка выполнения программы испытаний, ошибки персонала создали условия для возникновения аварийной ситуации. Тем более, что эксперимент проводился ночью, не был согласован ни с главным проектировщиком станции, ни с руководством по ядерной безопасности, которые находились в это время на станции. Персоналом было сделано шесть грубейших ошибок и нарушений за время подготовки и эксперимента, что явилось первопричиной аварии. Стремление участников эксперимента как можно быстрее закончить испытания привело к катастрофе. 31
Развитие аварии. 25 апреля в 1 час ночи персонал начал снижать мощность реактора (была 3200 МВт – здесь и далее тепловая мощность). Около 13 час при мощности 1600 МВт был отключен от сети турбогенератар № 7 4 -го энергоблока и все электроснабжение было переведено на генератар № 8. В 14 час была отключена система аварийного охлаждения реактора (САОР). Реактор не может эксплуатироваться без САОР, его небходимо было заглушить, но это не было сделано и он работал все время без САОР. В 23 час эксперимент был продолжен. Началось снижение мощности до 1000 700 МВт, и в это время она упала почти до нуля менее 30 МВт). В таких случаях реактор обязательно глушится, но это не было выполнено. Началось резкое уменьшение потока нейтронов (ксеноновое отравление активной зоны). 32
Около 1 час 26 апреля персоналу удалось поднять мощность реактора до 200 МВт вместо 1000 700 МВт, заплани -рованных в программе. К 6 -ти работающим ГЦН (насосам) дополнительно подключаются еще 2 запасных насоса для повышения охлаждения активной зоны, что привело к уменьшению образования пара и уровня воды в бараба-нах-сепараторах. Парообразование практически прекра-тилось и работа эрногоблока стала очень неустойчивой. 1 час 20 мин. Стержни автоматического регулирования (АР) выводятся в верхнее положение, что подняло мощность до 200 МВт. В активной зоне осталось всего 6 8 стержней (должно остаться не менее 15) и реактор необходимо было заглушить, но эксперимент был продолжен. 1 час 23 мин 04 с. Отключена подача пара на турбогенератор № 8. Должна была сработать автоматическая защита при остановке реактора , но ее отключили заранее , чтобы была возможность повторить эксперимент.
1 час 23 мин 30 с. Мощность стала повышаться, кипение в активной зоне усилилось, стержни АР начали опускать-ся вниз, но стабилизировать реакцию не успели. 1 час 23 мин 40 с. Начальник смены 4 -го энергоблока понял опасность ситуации и дал команду нажать кнопку самой эффективной аварийной защиты (АЗ-5), когда все стержнипоглотители вводятся в активную зону. Однако стержни управления прошли только 2 -3 метра из 7, их заклинило (скорость введения стержней - 40 см/с). Оператор отключил тормозные муфты, чтобы стержни упали под силой тяжести, но они даже не тронулись с места. 34
1 час 23 мин 44 с. Мощность цепной реакции в несколько раз превысила номинальную. Разрушаются ТВЭлы, давление в каналах во много раз возрастает. Происходит первый взрыв. Реактор теряет управление. Давление пара разрушает часть технологических каналов, и вода начинает поступать не только к ТВЭЛам, но и к графитовой кладке. Начинаются химические реакции воды с нагретым графитом, цирконием, а также радиолиз воды. 1 час 23 мин 46 с. Воздух стремительно врывается в активную зону, присходит второй взрыв. 35
Его причиной является образование смеси водорода и окиси углерода с кислородом. Эти два последовательных взрыва разрушили перекрытия реакторного зала, 1000 -тонную стальную крышку реактора и выкинули в атмосферу часть уранового топлива, продукты деления и около ¼ запаса графита. Цепная реакция в активной зоне остановилась. Разгерметизация реактора вызвала приток воздуха, что привело к возгоранию графита. С потоком горячего воздуха и продуктами горения было выкинуто большое количество радионуклидов. В результате взрыва образовалось около 30 очагов пожаров. 36
Приблизительно в 5 часов утра пожарными командами из Припяти и Чернобыля пожары были ликвидированы. Третий энергоблок был остановлен в 5 часов 26 апреля, а первый и второй соответственно в 1 и 2 часа 27 апреля. Таким образом, непосредственными причинами аварии на ЧАЭС стали конструкционные недостатки реактора РБМК-1000, ни кем не предусмотренные ошибки при эксплуатации энергоблока персоналом, что и привело к взрыву. 37
Первоначальные результаты аварии на ЧАЭС и состояние разрушенного реактора По информации Госкомитета СССР по атомной энергии Международному агенству по ядерной энергии (МАГАТЭ), в окружающую среду из 4 -го реактора выброшено около 3, 5% из общего количества радионуклидов, находившихся в нем. Общая активность выброса составила около 50 МКи (около 2 1017 Бк). С учетом радиоактивных газов криптона и ксенона общая активность выброса оценивается в 10 ЭБк (1 Э = 1018), в том числе 6, 3 ЭБк благородных газов. Было выброшено 50 60 % йода 131 и 30 35 % цезия-137 (134) из находившихся в 38 реакторе.
С учетом поступления в окружающую среду радиоактивных газов криптона и ксенона общая активность выброса приблизительно оценивается в 10 ЭБк (1 Э = 1018), в том числе 6, 3 ЭБк благородных газов. Было выброшено 50 60 % йода-131 и 30 35 % цезия-137 (134) из находившихся в реакторе. После взрыва над разрушенным реактором образовался столб газов и аэрозолей. Радиоактивные вещества (около 20%) достигли высоты 1800 м, почти столько же их оказалось в приземном слое (0– 1200 м), а основная их часть (60 %) – на высоте 1200– 1300 м. 39
Выброшенные из реактора радиоактивные вещества распространялись в соответствии с метеоусловиями. Перенос в приземном слое атмосфе -ры и на больших высотах резко отличался. В ночь на 26 апреля 1986 г. на промплощадке ЧАЭС воздух был почти бездвижим, а на высоте 1200 2000 м дул юго-восточный ветер со скоростью 5 10 м/с. Под вечер 27 апреля радиоактивное облако достигло Скандинавии. В последующие два дня ветер изменил направление, и облако павернулось на государства Европы и в сторону Балкан. Так, 29 апреля был отмечен высокий радиоактивный фон в Польше, Германии, Австрии, Румынии, 30 апреля – в Швейцарии и северной Италии, 1 2 мая – во 40 Франции, Бельгии, Нидерландах и др.
А 3 мая северные потоки воздуха увеличили радиоактивный фон в Израиле, Кувейте, Турции. 2 мая увеличенный фон был зарегистрирован в Японии, 4 -го – в Китае, 5 -го – в Индии, 5 и 6 мая – в США и Канаде. Мощность экспозиц. дозы (МЭД) 27 апреля (измерения вертолетами на высоте 200 м в радиусе 10 км от ЧАЭС) достигала 1000 м. Р/час, а 28 апреля – 500 м. Р/час. Интенсивный процесс выброса радиоактивных веществ из реактора продолжался 10 суток (с 26 апреля по 5 мая 1986 г. ) и был сложным и растянутым процессом по времени. Так, сразу после взрыва произошел 100% выброс радиоактивных газов (криптона и ксенона) и части 41 ядерного топлива.
42
С 27 апреля по 1 мая активность уменьшилась примерно в 2 раза. Активность, 1986 год Рис. 4. Зависимость выброшенной активности от момента взрыва и до заглушения реактора 26 апреля 27 апреля 28 апреля 29 апреля 30 апреля 1 мая 2 мая 3 мая 4 мая 5 мая 6 мая 9 мая 23 мая 1015 Бк 444 148 126 96 74 148 185 259 296 3, 7 0, 37 0, 00074 43
Со 2 по 5 мая после горения графита, разогрева активной зоны до 2000 о. С начали выделяться изотопы тугоплавких металлов, и активность снова стала увеличиваться и достигла 296 1015 Бк. 6 мая реактор был заглушен, и выброс радиоактивных продуктов резко снизился. Этот день считается переломным. После 6 мая выброс продолжал снижаться и до конца месяца практически закончился и составил около 0, 74 ТБк (20 Ки) в сутки, что примерно в 400 000 раз меньше, чем 5 мая. Выделение тритию, радиоуглерода, йода в газовой фазе происходило практически все время. 44
Одной из главных задач по ликвидации результатов аварии на ЧАЭС является безопасное захоронение ядерного топлива, оставшегося в разрушенном реакторе больше чем 90% от первоначального количества (135 30 т внутри блока). Ядерное топливо, выброшенное взрывом, было разбросано преимещественно по территории промышленной площадки ЧАЭС, потом оно было собрано и захоронено. Всего в воздух в первые дни было выброшено примерно 45 радионуклидов. 45
Таблица. Радионуклидный состав чернобыльского выброса 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 Активность Доля радионуклидов в реакторе, 15 Бк активности Период Вид 10 Радионуклид полураспада излучения выброшенных да аварии суммарный радионуклидов % выброс (26. 04. 86) (06. 05. 86) Криптон-85 m 4, 5 час 5 , 5. 100 Криптон-85 10, 7 час 33, 3 100 Нептуний-239 2, 3 сут 11, 0 44, 4 8 Молибден-99 2, 8 -" 4, 8 29, 0 6 Теллур-132 3, 3 -"0, 5 190, 0 35 Ксенон-133 5, 3 -"1, 7 700, 0 100 , Ед-131 8, 0 -" 1, 3 650, 0 50 , Барий-140 12, 7 -" 2, 9 435, 0 15 Церий-141 32, 5 -"- , 4, 4 265, 0 6 , Рутений-103 39, 3 -" 1, 9 157, 0 8 Стронций-89 50, 5 -"2, 0 200, 0 10 , Цирконий-95 64, 0 -" 4, 4 350, 0 8 Кюрий-242 162, 8 -"0, 03 2, 5 8 Церий-144 284, 0 -" , 3, 92 313, 0 8 Рутений-106 368, 0 -"0, 86 70, 0 8 16 17 18 Цезий-134 Плутоний-241 Стронций-90 2, 1 года 14, 4 -" 29, 1 -"- , , 0, 15 0, 18 0, 23 38, 2 6, 2 22, 8 25 8 10 19 Цезий-137 30, 0 лет , 0, 26 78, 0 30 20 21 22 Плутоний-238 Плутоний-240 Плутоний-239 87, 7 лет 6537 лет 24390 -"- , , , 0, 001 0, 1 0, 01 8 46 8 № пп 8
С 27 апреля по 10 мая с вертолётов в провал реактора было сброшено 1760 т песка и глины, 2400 т свинца, 800 т доломита и 40 т соединений бора. Бор предназначался для предотвращения развития цепной реакции, свинец – для поглощения тепла и заполнения пустот, песок для фильтрации радиоактивных частиц, доломит – для выделения углекислого газа и ограничения доступа кислорода в реактор. Завал шахты реактора резко (почти в 100 раз) снизил выброс радионуклидов. Считается, что до 11 мая почти все выброшенные радиоактивные вещества осели на поверхности земли и наземных объектов и завершилось формирование радиоактивного следа, а радиа 47 ционная обстанвка стабилизировалась.
Поэтому все расчеты, связанные с оценкой обстановки, приводятся по уровню радиации по состоянию на 11 мая, т. е. на Д + 15 после аварии (Д – первый день аварии). Основная часть защитного сооружения 4 -го энергоблока “Укрытие”, или “Саркофаг” (как называют в обиходе), была построена в ноябре 1986 г. , а завершено строительство в 1988 г. Это мощный железобетонный объект, имеет высоту около 60 м. Общая масса металлоконструкций саркофага составляет около 10 000 т и объем бетона около 300 000 м 3. Он надежно законсервирован и исключается возможность возникновения самопроизвольной цепной ядерной реакции. Даже при допущении невероятного неожиданного увеличения потока нейтронов или появления короткоживущих радионуклидов сразу же сработает установленная в саркофаге система активной ядерной защиты и ядерная реакция остановится. Из-за конструк 48 тивных особенностей реактора сделать абсолютно
герметичным “Саркофаг” не удалось (площадь щелей составляет около 1000 м 2). Через щели, технологические люки, вентиляционную трубу радиоактивная пыль просачивается в окружающую среду. В 1988 89 гг. Активность выбросов цезия-137, цезия-134, церия -144 и рутения -106 составила примерно 3 109 Бк. Состояние разрушенного реактора находится под контролем Комплексной экспедиции Института атамной энергии им. И. В. Курчатова. Экспедиция изучает процессы, происходящие при тепловом взрыве с помощью специальных робото-технических комплексов, бурит отверстия в местах нахождения ядерного топлива, изучает состояние конструкций разрушенного энергоблока и при необходимости принимает меры по их улучшению и т. д. В саркофаге установлено много разных датчиков для контроля температуры и устойчивости его конструкции. 49
В одном из помещений ЧАЭС установлено оборудование и электронно-вычислительная техника для оперативного и многочасового контроля за параметрами состояния разрушенного реактора. Около стен саркофага встроены теплообменники и вентиляционные системы. Фильтрующая система обеспечивает очистку воздуха с производительностью 80 000 м 3/ч и очищает от пыли очень малых размеров. Качество очистки контролируетсяприборами, установленными над развалом реактора. По оценке специалистов, “Укрытие” расчитано на 20 30 лет. Поэтому в перспективе необходимо сооружение “Укрытие-2”. Осуществление этого проекта потребует вложения очень 50 больших средств.
Объект "Укрытие-2 « будет представлять собой сооружение в форме арки высотой 105 м, длиной 150 м и шириной 260 м. После возведения он будет "надвинут" на 4 -ый энергоблок ЧАЭС, над которым был построен саркофаг. Контракты о строительстве нового укрытия, а также хранилища отработанного ядерного топлива на площадке ЧАЭС были подписаны с французским концерном Novarka и американским концерном Holteс International Украина подписала в сентябре 2007 г.
Особенности радиоактивного загрязнения территории Беларуси Формиравание радиоактивнога загрязнения на территории Беларуси началось сразу после взрыва 27 28 апреля 1986 г. , когда республика находилась под влиянием пониженного атмосферного давления. 28 апреля во всех областях республики прошли дожди, носили ливниевый характер. С 29 апреля воздушные массы, переместились в северном направлении, повернули назад из Прибалтики на Беларусь. 29 30 апреля воздушные потоки изменили направление на юго-запад. Такое направление потоков сохранялось до 5 мая. С 6 по 8 мая Беларусь находилась в зоне повышенного давления. Воздушные массы перемещались через Беларусь на Украину. Днём 8 мая опять произошло повторное изменение направления движения теплого влажного воздуха от Чернобыля в северном направлении. 52
Метеоусловия движения воздушных масс с 26 по 28 апреля и с 8 па 10 мая 1986 г. в савокупности с дождями определили основную зону радиоактивного загрязнения и образовали неравномерный, пятнистый характер: “южное пятно” – примыкает непосредственно к ЧАЭС на юге Гомельской области; “северное пятно” – север Гомельской, часть Могилёвской областей и прилегающие территории России; “западное пятно” – в Брестской области; “северо-западное пятно” – в Минской и Гродненской областях. 53
Дле всех пятен, кроме “южного”, механизм формирования одинковый – преимущественно за счет атмосферных осадков. “Южное” пятно образовалось от непосредственного выпадения радионуклидов с атмосферы. Наиболее загрязненными оказались Гомельская и Могилевская области. В Гомельской области цезием-137 с поверхностной активностью более 37 к. Бк/м 2 (1 Ки/км 2) были загрязнены все районы, кроме Октябрьскога. В Могилевской области загрязнены 4 района Краснопольский, Чериковский, Быховский, Славгородский) и частично – еще 10 районов. В Брестской области были частично загрязнены 7 районов, в Минской 11, в Гродненской 6 районов, а в Витебской области 4 населенных пункта в Толочинском районе. Если радиоактивное загрязнение территории республики рассмотреть в динамике, то условно можно 54 выделить три периода:
55
Первый – апрель-июнь 1986 г. Радиац. обстановка опреде -делялась короткоживущими радионуклидами (йод-131, 133, -135, молибденом-99, лантаном-140, теллуром-132, нептунием-239, благородными газами (ксеноном и криптоном) и долгоживущими-(цезием, стронцием, плутонием); Второй – с лета 1986 до конца 1987 гг. Основной вклад в радиоактивное загрязнение вместе с долгоживущими вносили радионуклиды со средним периодом полураспада: рутений-103 и -106, церий-141 и -144, стронций-89, цирконий-95, ниобий-95, цезий-134. Третий – с 1987 г. и до наст. вр. Радиационную обстановку определяют долгоживущие радионуклиды: 137 Cs, стронций 90 Sr, а в ближайшей зоне к ЧАЭС - плутоний 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu, 241 Pu, а в дальнейшем и америций 241 Аm (продукт распада 241 Pu) и др. За прошедшие 23, 5 года после аварии за счет естественной радиоактивности распалось примерно 40% 137 Cs и 90 Sr.
В настоящее время гамма-активность почвы и растений в основном обусловлена 137 Cs и 134 Cs, в меньшей степени церием 144 Се и рутением 106 Ru; бета-активность – в основном 90 Sr, 137 Cs и 134 Cs; альфа-активность – изотопами 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu, 241 Pu. Загрязнение территории Росии, Украины и Беларуси 137 Cs с А более 37 к. Бк/м 2 (1 Ки/км 2) составила более чем s 100 тыс. км 2 (табл. ), где проживало около 4, 8 млн. чел. Таблица. Площадь загрязения территории радионуклидами цезия-137, км 2 Страна Россия Украина Беларусь В с е г о Площадь загрязения цезием-137 (км 2) - паверхностная активность к. Бк/м 2 (Ки/км 2) 37 -185 185 -555 555 -1480 Всего (1 -5) (5 -15) (15 -40) (>40) 39280 5450 34000 1990 29920 10170 103200 17610 2130 310 47470 820 4210 7160 640 2150 3100 37450 46450 13107 57
Из табл. видно, что в Беларуси загрязнено 46 450 км 2 (23 % от всей площади республики), на Украине – 37 450 км 2 (5 %) и в России – 47 470 км 2 (0, 6 %). Более сложные и тяжелые результаты катастрофы для Беларуси по сравнению с Россией и Украиной. Загрязнение территории РБ радиоактивным йодом. Сразу после катастрофы значительное превышение мощности экспозиционной дозы (МЭД) гама-излучения было зарегистрированно практически по всей территории Беларуси. Поверхностная активность (плотность) радиоактивного загрязнения короткоживущими радионуклидами йода во многих регионах республики была настолько большой, что вызывала облучение миллионов людей, оно квалифицировалось как период “йодного удара”. Период “йодной опасности” начался с момента аврии и продолжался около 3 -х месяцев. 58
Наибольшую радиоактивную опасность представляли радиоактивные изотопы йода : 131І (Т 1/2 = 8, 04 сут. ), 132І (2, 3 часа), 133І (20, 3 часа), 134І (5, 6 часа), 135І (Т 1/2 = 6, 6 часа). В апреле-мае 1986 года наибольшая плотность изотопа 131І имела место в Гомельской и Могилевской областях. В ближайшей до ЧАЭС 10 и 30 -км-х зонах Гомельской области (Брагинский, Хойникский и Наровлянский районы) поверхностная активность в почве составляла около 37 000 к. Бк/м 2. Значительно загрязнены Пинский, Лунинецкий и Столинские районы Брестской области. В Могилевской области наибольшее загрязнение отмечалось в Чериковском и Краснопольском районах (5500 11 100 к. Бк/м 2). Загрязнение территории республики изотопами 131І обусловило большие эффективные дозы облучения щитовидной железы населения. 59
Так, облучение дозой около 0, 3 Зв выявлено у 84 % взрослых и 48 % детей, дозой от 0, 3 до 1 Зв соответственно в 11 % и 35 %, а дозу облучения более, чем 1 Зв получили 5 % взрослых и 17 % детей. Особенно опасными в радиоактивном отношении были первые две недели после аварии. Через два месяца активность удержания 131І в почве уменьшилась в 250 раз. Загрязнение радиостронцием зафиксировано в Гомельской и Могилевских областях – на площади около 20 000 км 2, что составляет примерно 10% от всей территории республики. Загрязнение почвы изотопами трансурановых элементов охватывает около 4 000 км 2 территории шести районов южной части Гомельской области и одного района Могилевской (2% площади республики). Карты выпадений йода-131 и число случаев рака щитовидной железы, зарегистрированных по стране, свидетельствуют, что «йодному удару» подверглось практически все население Беларуси. 60
Коллективная доза облучения щитовидной железы у жителей республики в «йодный» период составила более 500 тыс. человеко-Грей. В результате около 30% населения страны страдает той или иной патологией щитовидной железы. У всех категорий пострадавших от катастрофы на ЧАЭС наблюдается рост заболеваемости щитовидной железы, болезней системы кровообращения, психонерологических расстройств. Так как 131І является биохимически активным радионуклидом, то он легко соединяется с любыми белками при попадении в организм с вдохнутым воздухом и пищей. От легких и ЖКТ с кровью он распространяется по всех органах и тканях. Через несколько часов после облучения большая часть 131І обнаруживается в щитовидной железе, где происходят интенсивные процессы синтеза различных гормонов. Концентрация 131І в щитовидной 61 железе обычно в сотни раз больше, чем в других
Рспределение населенных пунктов и площадь (тыс. км 2) по зонах загрязнения цезием-137 (к. Бк/м 2) по территории Беларуси (2000 г. ) Площадь загрязнения (тыс. км 2) по зонах (к. Бк/м 2) и количество загрязненных населенных пунктов Вобласці 37 -555 к. Бк/м 2 площ. Гомельская н. п. 23, 62 463 555 -1480 к. Бк/м 2 площ. н. п. Более 1480 к. Бк/м 2 площ. н. п. Всего площ. н. п. 2, 76 61 1, 62 28, 0 1, 45 16 0, 53 10, 37 859 4, 27 167 1524 Могилевская 8, 39 843 Брестская 4, 27 167 2, 08 192 Гродненская 1, 69 150 0, 04 2 0, 04 2 40, 0 2817 4, 21 77 Минская Витебская В С Е ГО 2, 15 74 46, 45 2894 62
ЭКОНОМИЧЕСКИЕ И МЕДИЦИНСКИЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ КАТАСТРОФЫ Загрязнению с плотностью выше 37 к. Бк/км 2 по 137 Cs подверглось более 18 тыс. км 2 с/х угодий или около 20 % их общей площади. Ликвидировано 54 колхоза и совхоза, закрыто 9 перерабатывающих заводов АПК. 2, 64 тыс. км 2 (264 тыс. га) земель были исключены из с/х оборота. За все постчернобыльские годы удалось реабилитировать только около 15 тыс. га земель. В зоне загрязнения оказались 132 месторождения минерально-сырьевых ресурсов. 63
22 месторождения выведены из пользования (почти 5 млн. м 3 строит. песка, песчаногравийных материалов и глины, 7, 7 млн. т мела и 13, 5 млн. т торфа). Исключена территория Припятской нефтегазовой зоны, прогнозные рессурсы которой оценены ў 52, 2 млн. т нефти. Ежегодные потери древесных ресурсов превышают в настоящее время 2 млн. м 3, до 2015 г. эта цифра увеличится в 1, 6 раза и достигнет 3, 5 млн. м 3. По оценкам специалистов Института леса АН Беларуси, население республики за 1986 2015 гг. потеряет от загрязнения леса радионуклидами 28, 1 тыс. т грибов, почти 22 тыс. т ягод, более 19 тыс. 64 т березового сока.
В зоне загрязнения с находится почти 340 промышленных предприятий, условия деятельности которых затруднены. 137, 7 тысяч человек переселены в чистые районы республики. Суммарный ущерб, нанесенный Беларуси чернобыльской катастрофой, в расчете на 30 летний период преодоления ее последствий оценивается в 235 млрд. долларов США, что равно сумме 32 бюджетов республики 1985 г. Для определения величины экономического ущерба все начальные затраты были разделены на следующие виды. 65
Дополнительные затраты – это расходы по ликвидации последствий катастрофы и обеспечение нормального функционирования различных отраслей хозяйства в зонах р/а загрязнения, по созданию нормальных условий жизнедеятельности населения. Это расходы на компенсацию негативных факторов воздействия на людей, за счет дополнительных расходов на компенсацию затрат и упущенной выгоды, затраты на дезактивацию и контроль за обстановкой. Они занимают 81, 6 %) и составляют 191, 7 млрд. долларов США. Прямые и косвенные затраты. Прямые затраты – это выведенная из пользования часть национальных богатств в связи с их радиоактивным загрязнением: основные и оборотные производственные фонды, объекты социальной инфраструктуры и жилье, минерально-сырьевые, лесные, земельные и водные ресурсы. 66
Косвенные затраты вызваны нарушением или остановкой производства под воздействием радиации. Они отображают влияние экологических и социальных факторов (уровень радиационного загрязнения, быт, состояние здоровья населения на деятельность хозяйственных и др. объектов, на уровень производительности труда работников, а также затраты от увеличения, миграции населения с загрязненных регионов). На долю прямых и косвенных затрат приходится 29, 6 млрд. дол. (12, 6 %). 67
Упущенная выгода – недополученный экономический эффект в связи с неплановым перераспределением ресурсов, их недоиспользованием по причине катастрофы. Компоненты выгоды: Ø сокращение объемов выпуска продукции на загрязненных территориях; Ø стоимость бракованной продукции; Ø дополнительные затраты на пополнение недополученной продукции; Ø затраты от разрыва контрактов, проектов, заморозки кредитов, выплаты штрафов, пени, неустоек и др. Эти затраты составляют 13, 7 млрд. долларов (5, 8 %). Несмотря на дефицит государственного бюджета, правительство республики было вынуждено каждый год направлять в среднем около 10 % бюджетных средств на программу преодоления последствий катастрофы. 68
Для последующего решения вопросов ликвидации последствий аварии на ЧАЭС Верховный Совет Беларуси в 1989 г. принял Государственную программу по преодолению в Беларуси последствий аварии на Чернобыльской АЭС на 1990 -1995 гг. и до 2000 г. Верховным Советом Республики Беларусь в 1991 году были приняты Законы: 1) “О социальной защите граждан, потерпевших от катастрофы на Чернобыльской АЭС” 2)“О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС”. 69
В 1995 г. Советом Министров была принята Государственнная программа РБ по минимизации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС на 1996 -2000 гг. Программа была направлена на уменьшение общего риска потери здоровья населением, уменьшение экологических и социальных последствий катастрофы. В 1998 г. Национальным собранием Республики Беларусь был принят Закон “О радиационной безопасности населения”. Он определяет основы правового регулирования в области обеспечения радиационной безопасности населения и направлен на защиту жизни и здоровья людей от вредного воздействия ионизирую-щего излучения. В 2000 г. введены в действие нормы радиационной безопасности НРБ-2000 Республики Беларусь, которые предназначены для обеспечения безопасности населения, при воздействии на него ионизирующего 70 излучения.
В 2001 г. Советом Министров принята Государственная программа Республики Беларусь по преодолению последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС на 2001 -2005 годы и на период до 2010 года. Цель программы уменьшение вреда здоровью, потерпевшего населения, негативных социальных и психологических результатов катастрофы на Чернобыльской АЭС, социально-экономическая и радиационно-экологическая реабилитация загрязненных территорий и их возвращение до нормальных условий функционирования. 71
Основные направления Государственной программы : развитие системы медицинской диспансеризации населения, потерпевшего от катастрофы на ЧАЭС; реализация охранных мероприятий на загрязненных территориях Гомельской, Могилёвской и Брестской областей; обеспечение мер социальной защиты граждан и снижение социально-психологических факторов катастрофы; получение достоверной информации о радиоактивном загрязнении окружающей среды и уровнях радиационного воздействия на население; деление потерпевших территорий на зоны с учетом накопленных эффективных доз излучения, а также доз излучения житовидной железы; производство с/х продукции в соответствии с республиканскими допустимыми уровнями (РДУ); проведение научных исследований по защите населения от постоянного (хронического) воздействия малых доз радиации; международное сотрудничество по проблемам последствий катастофы. 72
Закон Республики Беларусь “О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС” Закон закрепил правовой статус зоны радиоактивного загрязнения. Он определил территории Республики Беларусь, на которых в результате чернобыльской катастофы возникло долгодействующее загрязнение радионуклидами 137 Cs или 90 Sr, 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu и 241 Pu, а также территории, на которых полученная доза излучения может превысить 1 м. Зв (0, 1 бэр) за год, а также земли, на которых невозможно получать чистую продукцию. Этим законом определен порядок отнесения земель до категории радиационно безопасных, порядок перевода территорий радиоактивного загрязнения из одной зоны в другую, а также определен правовой режим этих территорий. 73
В зависимости от активности загрязнения почв радионуклидами с степени воздействия радиации на человека эти территории относят к следующим зонам: 1) зона эвакуации (отчуждения); 2) зона первоочередного отселения; 3) зона последующего отселения; 4) зона с правом на отселение; 5) зона проживания с периодическим радиационным контролем. 74
1)Зона эвакуации(отчуждения). У 1986 87 гг. эта зона называлась 30 -километровай зоной, у 1988 -91 гг. зоной отселения, з 1991 г. зоной эвакуации (отчуждения). 2)Зона первоочередного отселения –это территория с активностью загрязнения почвы 137 Cs от 40 Ки/км 2 (1480 к. Бк/м 2) или 90 Sr или 238 Pu 241 Pu соответственно 3, 0 и 0, 1 Ки/км 2 (11; 3, 7 к. Бк/м 2) и более. 3)Зона последующего отселения территория с активностью загрязнения почвы 137 Cs от 15 до 40 Ки/км 2 (от 555 до 1480 к. Бк/м 2) или 90 Sr от 2 да 3 Ки/км 2 (от 74 до 11 к. Бк/м 2) или 238 Pu – 241 Pu от 0, 05 да 0, 1 Ки/км 2 (от 1, 85 да 3, 7 к. Бк/м 2), где среднегодовая эфективная доза обдучения человека может превысить (над техногенным фоном) 5 м. Зв/год (0, 5 бэр/год). 75
4)Зона с правом на отселение это территория с активностью загрязнения почвы 137 Cs от 5 да 15 Ки/км 2 (от 185 до 555 к. Бк/м 2) или 90 Sr от 0, 5 до 2 Ки/км 2 (от 18, 5 до 74 к. Бк/м 2) или 238 Pu – 241 Pu от 0, 02 до 0, 5 Ки/км 2 (от 0, 74 до 1, 85 к. Бк/м 2), на которой среднегодовая эффективная доза облучения человека может превысить 1 м. Зв/год, и территория с меньшей активностью загрязнения названными радионуклидами, где среднегодовая эффективная доза облучения может превысить 1 м. Зв/год. 5)Зона проживания с периодическим радиационным контролем это территориии с активностью загрязнения почв 137 Cs от 1 до 5 Ки/км 2 (от 37 до 185 к. Бк/м 2), 90 Sr от 0, 15 до 0, 5 Ки/км 2 (от 5, 55 до 18, 5 к. Бк/м 2) или 238 Pu – 241 Pu от 0, 01 до 0, 02 Ки/км 2 (от 0, 37 до 0, 74 к. Бк/м 2), 76
где средняя эффективная доза облучения населения не должна превышать (над естесственным и технологически измененным радиационным фоном) 1 м. Зв/год. В зоне эвакуации работы проводятся в соответствии с действующими нормами рабиационной безопасности (НРБ) и основными санитарными правилами (ОСП) работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений. Тем, кто работает в этой зоне, установлен 6 -часовой рабочий день (при 36 часовой рабочей неделе), за час работы проводится фиксированная доплата, в рабочие дни выдается бесплатное трехразовое питание. 77
В зоне первоочередного и последующего отселения работы проводятся в соответствиии с действующими НРБ и ОСП. Проводится фиксированная доплата за час работы в этих зонах. Земли в зоне радиоактивного загрязнения, где нельзя обеспечить производство продукции, которая соответствовола бы РДУ или международным стандартам, признаются радиационно опасными. В зависимоста от уровня загрязнения радионуклидами и степени воздействия радиации человека, земли подразделяются на 2 группы, которые исключаются из хозяйственного пользования или на которых вводится ограниченная хозяйственная деятельность. 1)Земли отчуждения радиационно опасные земли, которые подлежат конфискации у землепользователей и землевладельцев. На их могут проводится научноисследовательские работы, работы по локализации и утилизации радиоактивных отходов и другая деятель78 ность, установленная правительством.
2)Земли ограниченного хозяйственного использования радиационно опасные земли, не отнесенные к землям отчуждения. На них разрешается хозяйственная деятельность в порядке и на условиях, установленных законодательством РБ. Закон “О социальной защите граждан, пострадавших от катастрофы на Чернобыльской АЭС” был принят Верховным Советом РБ с изменениями и дополнениями в декабре 1991 г. Он основан на принятых ранее постановлениях правительства и с учетом накопленного опыта по социальной защите граждан республики. В законе подчеркнуто, что чернобыльская катастрофа затронула судьбы миллионов людей, создала новые экологические, социальные и экономические условия в районах радиоактивного загрязнения, объявленных Верховным Советом Беларуси зоной экологического бедствия.
Закон направлен на защиту прав и интересов граждан, которые принимали участие в ликвидации чернобыльской катастрофы и проживают на этих территориях, а также были отселены и выехали с территории радиоактивного загрязнения. Основными показателями оценки территорий, где условия проживания и трудовая деятельность не требуют каких-либо ограничений, установлена эффективная доза облучения для населения, которая не должна превышать 1 м. Зв/год (0, 1 бэр/год) над естественным и технологи-чески измененным радиационным фоном. Закон гаран-тирует права граждан Республики Беларусь на получение полной, своевременной и достоверной информации об уровнях загрязнения радиоактивными веществами, об степени загрязненности радионуклидами продуктов питания и других товаров народного потребления, о требованиях 80 режима радиационной безопасности.
На сегодня ЭТО ВСЁ !!! Спасибо за внимание! 81
Скачать презентацию ЛЕКЦИЯ 16 17 4 часа КАТАСТРОФА НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ
лк 16-17. Катастофа на ЧАЭС.ppt