Объекты использования атомной энергии (далее сокращенно оаиэ) - это комплексное обозначение объектов атомной промышленности и энергетики, подлежащих эксплуатации, возведению, использованию в научно-технических, исследовательских, медицинских и иных целях. Основные характеристики оиаэ - это безопасность как в условиях надлежащей эксплуатации, так и при нарушениях эксплуатационного режима, техническое состояние и остаточный ресурс, определяющийся на основании комплексных обследований и экспертиз.

Определение ОИАЭ

Что такое оиаэ - определение и подробное описание этих объектов значится в ст. 3 ФЗ-170 «Об использовании атомной энергии». Согласно ФЗ, объекты использования атомной энергии это:

ядерные установки;
радиационные источники;
пункты хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, пункты хранения, хранилища радиоактивных отходов;
тепловыделяющая сборка ядерного реактора;
облученные тепловыделяющие сборки ядерного реактора;
ядерные материалы - материалы, содержащие или способные воспроизвести делящиеся (расщепляющиеся) ядерные вещества;
радиоактивные вещества - не относящиеся к ядерным материалам вещества, испускающие ионизирующее излучение;
радиоактивные отходы;
ядерное топливо;
отработавшее ядерное топливо, облученное в активной зоне реактора и окончательно удаленное из нее.

При определении установки, здания, агрегата как объекта использования атомной энергии надлежит руководствоваться «Положением об отнесении объектов использования атомной энергии к отдельным категориям и определении состава и границ таких объектов», утвержденным Постановлением Правительства Российской Федерации от 30 декабря 2012 г. № 1494. В частности, ядерные установки признаются ОИЭА на основании сведений в паспорте на объект, пункты хранения радиоактивных веществ и ядерных материалов - на основании сведений в эксплуатационно-технологической документации.

Радиоактивные отходы, согласно «Положению», относятся к ОИЭА при условии, что соответствуют критериям, обозначенным Постановлением Правительства РФ от 19 октября 2012 года № 1069 «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов».

Перечень ОИАЭ, подлежащих постоянному государственному надзору

Некоторые объекты использования атомной энергии, перечень которых утверждается Правительством РФ, именно, ядерные установки, хранилища радиоактивных отходов, радиационные источники, пункты хранения ядерных материалов ввиду их стратегической, научно-технической, промышленной важности и в целях обеспечения безопасности подлежат постоянному госнадзору. Полный список таких объектов включает «Перечень объектов использования атомной энергии, в отношении которых вводится режим постоянного государственного надзора», утвержденный распоряжением Правительства Российской Федерации от 23 апреля 2012 года № 610-р.

Подлежат постоянному госнадзору ядерные установки радиационные источники, пункты хранения ядерных материалов:

филиалов АО «Концерн Росэнергоатом»;
филиалов «РосРАО»;
Курчатовского института;
Физико-энергетического института имени А.И. Лейпунского;
МИФИ;
ФГУП «Маяк»
Объединенного института ядерных исследований в Дубне;
и ряда других промышленных предприятий, научно-исследовательских центров и филиалов госкорпораций.

Реестр ОИАЭ

В целях повышения безопасности опасные промышленные и производственные объекты атомной отрасли вносятся в сводный Государственный реестр объектов использования атомной энергии, пополняемый при участии Ростехнадзора и его региональных отделов (инспекций) в округах субъектов РФ.

В 2009 году Комиссией при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России принято решение о реализации проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса».
АО «НИКИЭТ» определен Главным конструктором реакторной установки. Федеральное космическое агентство выдало НИКИЭТ лицензию № 981К от 29.08.2008 на осуществление космической деятельности. Проект не имеет мировых аналогов.

ОПЫТ СОЗДАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ И ЭНЕРГОДВИГАТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК КОСМИЧЕСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ

На Семипалатинском полигоне с 1960 по 1989 год проводились работы по созданию ядерного ракетного двигателя.

Были созданы:

реакторный комплекс ИГР;
стендовый комплекс «Байкал-1» с реактором ИВГ-1 и двумя рабочими местами для отработки изделий 11Б91;
реактор РА (ИРГИТ).

РЕАКТОР ИГР

Реактор ИГР является импульсным реактором на тепловых нейтронах с гомогенной активной зоной, представляющей собой кладку из содержащих уран-графитовых блоков, собранных в виде колонн. Отражатель реактора сформирован из аналогичных блоков, не содержащих урана.

Реактор не имеет принудительного охлаждения активной зоны. Выделившееся в процессе работы реактора тепло аккумулируется кладкой, а затем через стенки корпуса реактора передается воде контура расхолаживания.

РЕАКТОР ИГР

РЕАКТОР ИВГ-1 И СИСТЕМЫ ПОДАЧИ КОМПОНЕНТОВ

НАЗЕМНАЯ ОТРАБОТКА ТВС ЯРД (ИВГ-1)

ДОСТИГНУТЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ

1962–1966 годы

В реакторе ИГР проведены первые испытания модельных твэлов ЯРД. Результаты испытаний подтвердили возможность создания твэлов с твердыми поверхностями теплообмена, работающих при температурах свыше 3000 К, удельных тепловых потоках до 10 МВт/м2 в условиях мощного нейтронного и гамма-излучений (проведен 41 пуск, испытано 26 модельных ТВС различных модификаций).

1971–1973 годы

В реакторе ИГР проведены динамические испытания высокотемпературного топлива ЯРД на термопрочность, в ходе которых реализованы следующие параметры:

удельное энерговыделение в топливе – 30 кВт/см3
удельный тепловой поток с поверхности твэлов – 10 МВт/м2
температура теплоносителя – 3000 К
скорость изменения температуры теплоносителя при увеличении и снижении мощности – от 350 до 1000 К/с
длительность номинального режима – 5 с

1974–1989 годы

В реакторах ИГР и ИВГ-1 проведены испытания ТВС различных типов реакторов ЯРД, ЯЭДУ и газодинамических установок с водородным, азотным, гелиевым и воздушным теплоносителями.

1971–1993 годы

Проведены исследования выхода из топлива в газообразный теплоноситель (водород, азот, гелий, воздух) в диапазоне температуры 400…2600 К и осаждения в газовых контурах продуктов деления, источниками которых являлись экспериментальные ТВС.

К сфере деятельности Управления по регулированию безопасности объектов ядерного топливного цикла, ядерных энергетических установок судов и радиационно опасных объектов относятся:

осуществление государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности применительно к объектам и видам деятельности в области использования атомной энергии:

1. Объекты использования атомной энергии

1.1. Ядерные установки:

1.1.1. сооружения и комплексы с промышленными ядерными реакторами;

1.1.2. сооружения, комплексы, установки с ядерными материалами, предназначенные для производства, переработки, транспортирования ядерного топлива и ядерных материалов (включая добычу урановых руд, гидрометаллургическую переработку, аффинаж, сублиматное производство, металлургическое производство, разделение изотопов урана, радиохимическую переработку ядерного топлива), а также для обращения с образующимися при этом радиоактивными отходами.

1.1.3. ядерные энергетические установки судов, в том числе плавучих энергоблоков;

1.1.4. суда атомно-технологического обслуживания;

1.1.5. стенды-прототипы ядерных энергетических установок судов;

1.1.6. космические и летательные аппараты с ядерными источниками энергии;

1.2. радиационные источники:

1.2.1. сооружения, комплексы и установки, в которых содержатся радиоактивные вещества и (или) радиоактивные отходы, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки;

1.2.2. радиационные источники, радиоактивные вещества и радиоактивные отходы, не находящиеся на территории ядерной установки;

1.3. пункты хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ или радиоактивных отходов (за исключением пунктов хранения, расположенных на площадках атомных станций или относящихся к ним):

1.3.1. стационарные объекты и сооружения, предназначенные для хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, включая объекты и сооружения, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки;

1.3.2. стационарные объекты и сооружения, предназначенные для захоронения радиоактивных отходов.

2. Виды деятельности в области использования атомной энергии

2.1. проектирование, конструирование, размещение, сооружение, эксплуатация, вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии, указанных в пунктах 1.1, 1.2 и 1.3 настоящего приложения;

2.2. обращение с ядерными материалами и радиоактивными веществами, в том числе при разведке и добыче урановых руд, при производстве, использовании, переработке, транспортировании всеми видами транспорта и хранении ядерных материалов и радиоактивных веществ;

2.3. обращение с радиоактивными отходами при их хранении, переработке, транспортировании и захоронении;

2.4. использование ядерных материалов и (или) радиоактивных веществ при проведении научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ;

2.5 проектирование и конструирование ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, хранилищ радиоактивных отходов (для объектов использования атомной энергии, регулирование безопасности которых относится к компетенции Управления согласно п.п. 1 и 2);

2.6. конструирование и изготовление оборудования для ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, хранилищ радиоактивных отходов;

Организация и осуществление государственного надзора за учетом и контролем ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов и обеспечением гарантий их санкционированного распространения и контролируемого использования.

Краткая характеристика и классификация радиационно-опасных объектов

В настоящее время на многих объектах экономики, военных объектах, научных центрах и т.д. используются вещества, содержащие ядерное горючее. Отдельные системы, блоки и устройства этих объектов преобразуют энергию делящихся ядер в электрическую и другие виды энергий. Ряд предприятий используют в технологических процессах или хранят на своей территории делящиеся материалы. Все эти предприятия относятся к объектам с ядерными компонентами. Однако радиационно-опасными из них являются далеко не все.

Радиационно-опасный объект (РО ОЭ) – это объект на котором перерабатывают или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии или разрушении которого может произойти облучение или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных, растений, радиоактивное загрязнение объектов экономики и природной среды.

К радиационно-опасным объектам относятся:

Предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ), предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов: предприятия урановой промышленности, радиохимической промышленности, места переработки и захоронения радиоактивных отходов;

Атомные станции (АС): атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АСТ);

Объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ): корабельными ЯЭУ, космическими ЯЭУ, войсковыми атомными электростанциями (ВАЭС);

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и склады для их хранения.

Краткая характеристика радиационно-опасных объектов:

Предприятия ЯТЦ , предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов, осуществляют добычу урановой руды, ее обогащение, изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), переработку радиоактивных отходов, их хранение и окончательное размещение. Предприятия ядерного топливного цикла можно условно разделить на 3 большие группы:

Предприятия урановой промышленности;

Радиохимические заводы;

Места захоронения радиоактивных отходов.

К предприятиям урановой промышленности относятся объекты осуществляющие:

Добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);

Обработку урановой руды. Данные предприятия включают объекты по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов и обогащения методом газовой диффузии.

После добычи урановой руды она размельчается и отделяется от пустой породы. Обычно для этого используют процесс флотации. Переработанный уран представляет собой концентрат оксида урана – U 3 O 8 .

В последующем концентрат оксида урана доставляется на специальное предприятие, на котором в результате обработки получают химическое соединение гексафторид урана – UF 6 . Это удобная форма для последующего обогащения урана с использованием процесса газовой диффузии, так как соединение UF 6 сублимируется при температуре 53 0 С.

Гексафторид урана подвергается последующему обогащению на специальных обогатительных фабриках. В результате процесса образуются два потока, содержащие соединения U 235 . Обедненный U 235 поток хранится на обогатительной фабрике в отвалах, а обогащенный превращается в диоксид урана (UО 2) и направляется на завод по производству тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и тепловыделяющих сборок (ТВС).

1,8-4,9 % -для реакторов на тепловых нейтронах, 8 - 20 % для высокотемпературных газовых реакторов, более 20 % -для реакторов на быстрых нейтронах.

На заводах по изготовлению ТВЭЛов и ТВС диоксид урана, предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки и помещают в трубки из циркалоя, получая ТВЭЛы. Определенное число трубок соединяют вместе при помощи соответствующих связывающих пластин, фитингов и прокладок, образуя ТВС. ТВС в последующем используются в ЯЭР.

Отработанное в ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть переработано с извлечением необходимых компонентов и частично повторно (дополнительно) использовано. Переработка отработанного топлива осуществляется на специальных перерабатывающих предприятиях (радиохимических заводах). В ходе технологических процессов переработки осуществляется разделка ТВЭЛов, растворение топлива, химическое отделение урана, плутония, цезия, стронция и других радиоактивных изотопов и изготовление различных расщепляющихся материалов (ядерного топлива для боеприпасов, источников ионизирующих излучений, индикаторов и т.д.). При переработке отработанные топливные стержни освобождаются от оболочки и помещаются в ванну с азотной кислотой. Таблетки растворяются в кислоте и образовавшийся раствор вводят в проточную экстракционную систему, в результате чего уже в первом цикле выделения удается извлечь до 99 % продуктов радиоактивного распада. В дальнейшем осуществляется очищение и разделение плутония и урана. Конечными продуктами этой стадии обычно являются соединения UО 2 и РuО 2 , которые могут быть повторно использованы.

Разделение UО 2 и РuО 2 обычно осуществляется химическими методами. При этом полученный плутоний может быть использован на АЭС с применением быстрых нейтронов.

В настоящее время все технологии по переработке отработанного топлива и восстановления плутония приостановлены из-за подписания ряда соглашений между ведущими ядерными державами по вопросам ограничения распространения ядерного оружия и снижения его арсеналов, а также с целью предотвращения возможности его хищения в другие страны и приобретения террористическими организациями.

Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на захоронение. Однако перед захоронением они нуждаются в дополнительной переработке. Низко и среднеактивные отходы (НСАО), характеризующиеся большими объемами, направляются на переработку, общей тенденцией которой является максимально возможное уменьшение их объема при помощи технологических процессов сорбции, коагуляции, выпаривания, прессовки и т.д. с последующим включением в матрицы (цемент, битум, смолы и т.д.). Хранение НСАО осуществляется в бетонных емкостях с последующим захоронением в естественных или искусственных полостях. Для хранения и переработки высокоактивных (ВАО) отходов отработаны необходимые технологии, но их практическое внедрение в странах СНГ не ведется. ВАО хранятся на территории России в временных хранилищах, которые в настоящее время переполнены.

Схематично цикл получения ядерного топлива, переработки и захоронения радиоактивных отходов представлен на рис.1.

Наиболее характерными авариями на предприятиях ядерного топливного цикла являются:

Возгорание горючих компонентов и радиоактивных материалов;

Превышение критической массы делящихся веществ;

Появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах;

Характерные аварии с ЯБП и готовыми изделиями.

Рис.1. Схема цикла получения ядерного топлива, переработки и захоронения радиоактивных отходов

Атомная станция (АС) - это электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в тепловую, а затем и в электрическую. На АС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (АСТ, АТЭЦ).

АС включают: один или несколько ядерных энергетических реакторов (паропроизводящие установки - главная особенность АС), паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла, ряд вспомогательных цехов, установок и производств.

В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла в мире разработано 7 основных типов ядерных энергетических реакторов. В странах СНГ АС имеют 4 типа реакторов:

Реакторы кипящего типа (ВВЭР-440) на тепловых нейтронах с двухконтурным охлаждением реактора и съемом тепла водой;

Реакторы с водой под давлением (ВВЭР-1000);

Реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием или магнием (БН);

Графитовые реакторы кипящего типа (РБМК).

С точки зрения безопасности предпочтение имеют легководные реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, что объясняется наличием у них отрицательного коэффициента реактивности, проявляющегося в уменьшении нейтронного потока при увеличении температуры теплоносителя в активной зоне реактора, трехкратным резервированием всех активных систем, а также наличием противоаварийной оболочки.

В реакторах типа РБМК проведено разделение функций теплоносителя (вода) и замедлителя нейтронов (графит). В результате появился положительный паровой эффект реактивности, который проявляется в увеличении нейтронного потока при повышении температуры воды и превращении ее в пар. В свою очередь это может привести к неконтролируемому разгону реактора при выходе из строя или отключении систем безопасности.

Отработанное на АЭС топливо первоначально, перед отправкой на радиохимические заводы, хранится на территории АЭС в специальных бассейнах. Ввиду того, что ядерное топливо является высокоактивным, в нем продолжается процесс деления, а вода служит одновременно защитной и охлаждающей средой. После нескольких лет охлаждения в бассейнах ТВС пригодны для транспортировки и дальнейшей переработки.

Основные причины аварий на атомных станциях:

Низкий уровень технологической дисциплины оперативного персонала АС и его профессиональной подготовки;

Отсутствие должного внимания и требовательности со стороны министерств и ведомств, организаций и учреждений, ответственных за обеспечение безопасности АС, на этапах их проектирования, строительства и эксплуатации.

Корабельные объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:

Использование в качестве топлива высокообогащенного урана;

Сравнительно малые размеры;

Высокая степень защиты (40-60 кг/см 2 для подводных лодок и 10-20 кг/см 2 для надводных кораблей).

Специфические причины аварий на корабельных ЯЭУ: разгерметизация первого контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.

К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся реакторы легководного типа модульного исполнения с естественной циркуляцией теплоносителя. Основные отличия ВАЭС:

Использование в качестве теплоносителя химически и пожароопасного вещества нитрина;

Отсутствие оболочки внешней защиты.

ВАЭС существуют в трех видах исполнения: плавучие, на железнодорожных платформах и блочно-транспортные, общим весом до 100 тонн.

Специфические причины аварий на ВАЭС: разгерметизации первого контура реактора и механические повреждения.

Отличительной особенностью космических ЯЭУ являются их небольшие размеры, что достигается использованием высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция–90 и плутония-238. Специфические причины аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и взрывные устройства к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому применению. Часть из них находится на боевом дежурстве. К наиболее характерным аварийным ситуациям относятся: столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯБП, пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексах и воздействие газовых разрядов.

В настоящее время в нашей стране на многих объектах экономики, военных объектах, в научных центрах и на других предприятиях используются радиоактивные вещества. Отдельные системы, блоки и устройства этих объектов преобразуют энергию, получаемую в результате деления ядер урана и некоторых других тяжелых элементов, в электрическую и другие виды энергии (тепловую, механическую). Ряд предприятий используют радиоактивные вещества в технологических процессах или хранят их на своей территории.

В России в настоящее время имеется 10 атомных электростанций (30 энергоблоков), 113 исследовательских ядерных установок, 12 промышленных предприятий топливного цикла, 9 атомных судов с объектами их обеспечения, а также 13 тыс. других предприятий и организаций, осуществляющих свою деятельность с использованием радиоактивных веществ и изделий на их основе. Все эти предприятия относятся к объектам с ядерными компонентами, но радиационно опасными из них являются не все.

Запомните!
Ионизирующее излучение создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков.
Радиационно опасный объект - это объект, на котором хранят, перерабатывают или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии на котором или при его разрушении может произойти облучение ионизирующим излучением людей или радиоактивное загрязнение окружающей среды.
Под радиоактивным загрязнением окружающей среды понимается присутствие радиоактивных веществ на поверхности местности, в воздухе, в теле человека в количестве, превышающем уровни, установленные нормами радиационной безопасности.

Это должен знать каждый

К радиационно опасным объектам относятся:

предприятия ядерного топливного цикла (предприятия урановой и радиохимической промышленности, места переработки и захоронения радиоактивных отходов);
атомные станции (атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АТС);
объекты с ядерными энергетическими установками (корабельными, космическими и войсковыми атомными электростанциями);
ядерные боеприпасы и склады для их хранения.

Предприятия ядерного топливного цикла осуществляют добычу урановой руды, ее обогащение, изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов, переработку радиоактивных отходов, их хранение и окончательное размещение (захоронение).

Наиболее характерным последствием аварий на предприятиях ядерного топливного цикла (возгорание горючих компонентов и радиоактивных материалов, появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах и др.) является выброс радиоактивных веществ в окружающую среду, который приведет к облучению людей выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Атомная электростанция (АЭС) - это электростанция, на которой ядерная энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор. Основными причинами аварий на АЭС могут быть нарушение технологической дисциплины оперативным персоналом станции и недостатки в его профессиональной подготовке, т. е. «человеческий фактор».

Объекты с ядерными энергетическими установками делятся на корабельные объекты, войсковые атомные электростанции, космические ядерные электроустановки. Причинами аварий на этих установках могут служить разгерметизация первого контура реактора (первый контур находится внутри корпуса реактора) или механические повреждения реактора.

Ядерные боеприпасы и взрывное устройство к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому применению. Причинами возникновения аварийной ситуации с ядерными боеприпасами могут быть столкновение и опрокидывание транспортных средств при их транспортировке, пожары в сборочных помещениях и хранилищах.

Максимальную опасность для населения и окружающей среды представляют аварии на атомных станциях.

Статистика

Саратовская область

ядерной энергетики

Международное агентство по атомной энергетике (МАГАТЭ) разработало специальную шкалу классификации тяжести аварий на АЭС. Шкала имеет 7 категорий тяжести последствий аварий и происшествий на АЭС и предназначена для оценки серьезности происшедшего, быстрого оповещения и выбора адекватных мер безопасности.

Исторические факты

Коротко приведем анализ последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

26 апреля 1986 г. на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошел взрыв реактора с разрушением его активной зоны и интенсивным выбросом в окружающую среду радиоактивных веществ в течение 10 суток. В результате радиоактивному загрязнению подверглись территории России, Белоруссии и Украины, а также территории стран Балтии и ряда других европейских государств.

В результате взрыва на станции погибли 2 человека, 145 человек из работников станции, пожарных и других ликвидаторов последствий получили дозу облучения от 100 до 1600 бэр. 27 человек из них вскоре скончались.

Выброшенные из реактора радионуклиды создали вблизи него и в пределах 30-километровой зоны большие уровни радиации, жители из этих районов были эвакуированы. Позже к этой зоне эвакуации присоединили местности, где суммарная доза получения населением к первому году после аварии могла бы превысить 10 бэр. В целом до конца 1986 г. из 188 населенных пунктов, включая г. Припять (город чернобыльских энергетиков), было отселено 116 тыс. человек.

Необходимо отметить, что наибольшую угрозу здоровью неэвакуированного населения представляло загрязнение воздуха и почвы радиоактивным йодом. Попав внутрь, он активно захватывался из крови щитовидной железой, приводя к местному облучению в дозах более 300 бэр.

Из-за нерешительности и некомпетентности руководителей местных органов власти решение на проведение йодной профилактики было принято с большим опозданием - 6 мая 1986 г. В результате большие дозы облучения (более 300 бэр) щитовидной железы получили тысячи людей.

В основе биологического воздействия ионизирующего излучения на организм человека лежит степень ионизации атомов и молекул организма выше допустимой нормы. При допустимой норме ионизации организм восстанавливает нарушения, а превышение нормы приводит к развитию лучевой болезни.

Внимание!
Лучевая болезнь возникает при воздействии на организм ионизирующих излучений в дозах, превышающих предельно допустимы.

В настоящее время хорошо изучены последствия однократного облучения человека и выделено несколько степеней лучевого поражения.

Острая лучевая болезнь легкой (I) степени развивается при кратковременном облучении всего тела в дозе, превышающей 100 бэр. Она сопровождается головокружением, редко - тошнотой, отмечается через 2-3 ч после облучения.

Острая лучевая болезнь средней (II) степени развивается при воздействии ионизирующего излучения в дозе от 200 до 400 бэр. Первичная реакция (головная боль, тошнота, иногда рвота) возникает через 1-2 ч. Острая лучевая болезнь тяжелой (III) степени наблюдается при воздействии ионизирующего излучения в дозе 400-600 бэр. Первичная реакция возникает через 30-60 мин и резко выражена (повторная рвота, повышение температуры тела, головная боль).

Острая лучевая болезнь крайне тяжелой (IV) степени отмечается при воздействии ионизирующего излучения в дозе более 600 бэр. Симптомы обусловлены глубоким поражением кроветворной системы, приобретают первостепенное значение поражения других органов (кишечника, кожи, головного мозга) и интоксикация (состояние организма, вызванное воздействием токсических веществ). Смертельные исходы практически неизбежны.

Необходимо отметить, что при хроническом облучении потоками излучения малой дозы суммарные дозы могут быть большими. Наносимые организму повреждения частично могут восстанавливаться. Поэтому доза более 50 бэр, приводящая при однократном воздействии к болезненным явлениям, при хроническом облучении, растянутом, к примеру, на 10 лет, к тяжелым отклонениям в здоровье человека может не привести. Эти обстоятельства позволяют установить допустимые уровни облучения.

Для того чтобы можно было количественно определить степень воздействия облучения на организм, было введено понятие эквивалентной дозы облучения, которую связывают со степенью ионизации вещества. Доза измеряется энергией ионизирующего излучения, переданного массе облучаемого вещества.

В системе СИ единицей эквивалентной дозы служит зиверт (Зв). 1 Зв - 100 бэр. (Заметим, что понятие дозы всегда определяется по отношению к единице массы или объема вещества.)

Без ядерной энергетики человечеству, вероятно, не обойтись. Поэтому в настоящее время проводятся интенсивные исследования с целью повышения безопасности реакторов АЭС, усиления средств их защиты, в том числе и от ошибочных действий обслуживающего персонала, принимаются меры повышения уровня общей культуры в области безопасности у населения, проживающего в зонах АЭС.

Вопросы

Какие объекты относятся к радиационно опасным объектам?
Какое событие понимается как радиационная авария?
Какие вещества относятся к радиоактивным?
Что такое ионизирующее излучение и каково его влияние на организм человека?
Какими величинами определяется степень воздействия ионизирующего излучения на организм человека?

Задание

Перечислите причины появления лучевой болезни и существующие степени ее проявления.