Организационные и инженерно-технические мероприятия по радиационной защите населения при авариях на радиационно опасных объектах спасательных операций Текст научной статьи по специальности «Энергетика и рациональное природопользование»

Федеральный центр науки и высоких технологий «Всероссийский научно-исследовательский институт по проблемам гражданской обороны и чрезвычайных ситуаций»

УДК 539.1:614.8

Н.Н. Хомяков к.т.н., Н.И. Харичев к.т.н. (ФГУВНИИГОЧС (ФЦ)) ОРГАНИЗАЦИОННЫЕ И ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ МЕРОПРИЯТИЯ ПО РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ НАСЕЛЕНИЯ ПРИ АВАРИЯХ НА РАДИАЦИОННО ОПАСНЫХ ОБЪЕКТАХ СПАСАТЕЛЬНЫХ ОПЕРАЦИЙ

N.N. Khomyakov, N.I. Kharichev (FGU VNIIGOChS) ORGANIZATIONAL AND ENGINEERING AND TECHNICAL MEASURES ON RADIATION DEFENSE OF POPULATION IN EMERGENCY SITUATIONS OF RADIATION DANGEROUS OBJECTS

Статья посвящена защите населения при авариях на радиационно опасных объектах. В статье представлены: методология прогнозирования и оценки радиационной обстановки; организацие и осуществления контроля состояния готовности к выполнению работ по обеспечению радиационной защиты населения; критерии и показатели для принятия управленческих решений по радиационной защите населения; организация и технология проведения организационных, инженерно-технических мероприятий по защите населения; экономическая эффективность инженерно-технических мероприятий по радиационной защите населения.

Article contains analyses of emergency situations on radiation dangerous objects and protection of population. In article there are given methods of prediction and estimation of radiation situation; how readiness to provide

population radiation defense is controlled; criteria and indicators for management decision taking on population radiation defense; organization and technology of arrangements on population radiation defense, its

economic efficiency.

1. Виды аварий на радиационно опасных объектах и их краткая характеристика

Характеристика видов аварий на радиационно опасных объектах включает рассмотрение общей структуры самих объектов и существующих подходов к классификации потенциально возможных на них радиационных аварий.

Общая структура ядерно-топливного цикла (ЯТЦ), с учетом технологий используемых на радиационно опасных объектах, представлена на рис. 1. Из рассмотрения общей структуры объектов ЯТЦ следует, что они могут быть условно разделены на пять групп:

1) атомные электростанции (АЭС) и атомные станции теплоснабжения (АСТ);

2) научно-исследовательские и производственные объекты ядерно-топливного цикла (исследовательские реакторы);

3) производство тепловыделяющих сборок (ТВС), включая добычу и обогащение урановой руды и др.;

4) объекты хранения радиоактивных отходов и иных источников радиоактивного излучения;

5) транспортные и передвижные энергетические установки, предназначенные для атомных, морских и речных судов и т.д..

При рассмотрении видов аварий применительно к рассмотренной структуре радиационно опасных объектов необходимо учитывать общие и специфические особенности аварийной радиационной опасности этих объектов.

Н.Н. Хомяков

0 VO

га ср

го «

ср

Oí X X

и cu т X

1

X £

0

1 т

Н.И. Харичев

К общим особенностям радиационной опасности

относятся процедуры её оценки, в основу которых положена аддитивность физических характеристик и параметров радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду, включающих:

— внешнее облучение;

— внутреннее облучение;

— комплексное воздействие факторов радиационной природы и химической природы;

— комбинированное воздействие факторов радиационной природы;

— облучение населения в высоких коллективных дозах — при крупных авариях на радиационно опасных объектах.

К специфическим особенностям аварийной радиационной опасности следует отнести:

— характеристики радиационно опасных объектов по их структуре и производственной мощности, особенности их размещения по экономическим регионам;

— характеристики физической стойкости основных элементов радиационно опасных объектов,

Наука

Предприятия

Радиоизотопное химическое производство

Добыча и обогащение урановой руды

Химико-металлургическое производство урана

Разделение изотопов урана

Производство тепловыделяющих сборок (ТВС)

Радиохимическое изотопное производство

источники

Источники

Производство трансурановых элементов

Наработка трития для светильников

Атомные электростанции (АЭС) всех видов

Исследовательские реакторы

Переработка цезия

Регенерация уранового топлива

Наработка радионуклидов

1 г

Медицина

Ядерно-энергетические двигательные установки

Хранилища радиоактивных отходов

1 г

Энергия

Рис. 1. Общая структура радиационно опасных объектов

о

ю

а р

го

а р

к

с е

т

и н

х

£ I

о н

т

у

а

I

0

Ю

а р

го

а р

е и к

с е

т

и н

х

хет

1

о н

т

у

а

I

устойчивости их функционирования в условиях действия поражающих факторов;

— место и роль радиационно опасных объектов в поддержании и повышении экономического потенциала в условиях мирного времени, особого периода, террористических угроз и чрезвычайных ситуаций и др.

Общие и специфические особенности аварийной радиационной опасности определяют смысловое содержание понятия «радиационная авария» и являются объединяющей основой для классификации видов аварии по уровню и критериям оценки их радиационной опасности, характера и масштабов радиоактивного загрязнения местности.

В «Нормах радиационной безопасности» [1] применительно к смысловому содержанию «радиационная авария» приняты следующие термины и определения:

Авария радиационная проектная — авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.

Радиационная авария — потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей природной среды.

В «Справочнике по радиационной безопасности» [2] терминология применительно к видам аварий на радиационно опасных объектах дана в несколько расширенной интерпретации, чем в НРБ [1], и включает следующие определения.

Радиационная авария — нарушение пределов безопасности эксплуатации, при которой произошёл выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации значения, требующие прекращения нормальной эксплуатации установки, оборудования или устройства, содержащих источник ионизирующего излучения.

Ядерная авария — авария, связанная с повреждением ТВЭЛов ядерного реактора (или ядерной критической сборки) и с аварийным облучением персонала, вызванная:

— нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора (критсборки);

— образованием критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении ТВЭЛов, содержащих ядерное топливо;

— нарушением теплоотвода от ТВЭЛов.

Проектная авария — авария, исходное состояние которой устанавливается действующей нормативно-технической документацией данной установки. Для такой аварии техническим проектом предусматривается обеспечение радиационной безопасности персонала и населения.

Максимальная проектная авария (МПА) — проектная авария с наиболее тяжёлым исходным событием, устанавливаемая для каждого типа установок, реакторов и т. п.

Гипотетическая авария — авария, для которой проектом не предусматриваются технические меры, обеспечивающие радиационную безопасность персонала и населения. (Защита персонала и населения в случае гипотетической аварии предусматривается за счёт разработки и осуществления на территории промышленной площадки организации и окружающей территории плана мероприятий по защите персонала и населения).

При решении практических задач, связанных с обеспечением радиационной безопасности при локализации и ликвидации радиационных аварий и катастроф используют международную шкалу аварий на АС (по шкале ИНЕС) [2], которая также принята и в России и адаптируемую к радиационным авариям на других радиационно опасных объектах.

2. Методология прогнозирования и оценки радиационной обстановки при авариях на радиационно опасных объектах

2.1. Радиационная обстановка, которая может сложиться при крупных авариях на радиационно опасных объектах, определяется путём прогнозирования чрезвычайных ситуаций (ЧС)

Прогнозирование ЧС (в составе комплекса противорадиационных мероприятий) является опережающим процессом определения вероятности возникновения и развития ЧС и (или) альтернативных путей и сроков её осуществления на основе анализа возникновения ЧС в прошлом и настоящем.

Более детальное определение прогнозирования ЧС как неотъемлемой составной части комплекса мероприятий по предупреждению ЧС включает в себя проведение следующих процедур:

— анализ (выявление) возможных источников ЧС, вероятностный (статистический) анализ причин их возникновения (развития), а также условий, при которых возникновение инициирующих источников влечёт за собой возникновение ЧС;

— постоянный мониторинг окружающей среды с целью выявления источников ЧС радиационного характера;

— оценку возможных последствий воздействия поражающих факторов источников ЧС радиационного характера на персонал и население, объекты экономики и окружающую среду с целью определения вероятностных зон ЧС и формирования банка данных для заблаговременной подготовки к реализации комплекса мероприятий по предотвращению ЧС и подготовки к ликвидации ее последствий;

Прогнозирование проводится заблаговременно группами экспертов, в состав которых включаются специалисты атомной промышленности (энергетики) и(или) радиационно опасных объектов, гидрометео-

службы и мониторинга, ГУ МЧС России по соответствующему субъекту Российской Федерации и др. [3].

При прогнозировании должны учитываться [4]:

1) характеристика радиационно опасного объекта, включающая:

— тип, мощность источника (источников при реализации принципов «домино» или «суперпозиции»), способного инициировать возникновение аварии на радиационно опасном объекте [5];

— количество и вид перерабатываемых или хранящихся радиоактивных веществ;

— расстояние между радиационно опасным объектом и элементами окружающей среды;

— структура путей сообщения внутри радиаци-онно опасного объекта и окружающей объект территории;

— прочность и устойчивость зданий и конструкций в зоне расположения радиационно опасного объекта;

2) Сведения о системе мониторинга, включающие:

— тип приборов и места их установки;

— тактико-технические характеристики приборов;

— показания приборов в реальном масштабе времени;

3) Картографические данные элементов окружающей среды:

— рельефа местности;

— лесных массивов (координаты, площадь, растительность);

— водоёмов (координаты, площадь, глубина, скорость течения);

— населённых пунктов (перечень, координаты, численность населения, параметры жилой застройки);

4) Данные о наличии и состоянии путей сообщения (автомобильные, железные дороги);

5) Сведения о структуре населения, определяющие:

— координатный закон распределения населения;

— распределение населения по группам, возрастам, видам занятости;

6) Метеоданные, определяющие:

— температуру воздуха;

— температуру почвы;

— атмосферное давление;

— направление ветра;

— состояние атмосферы (инверсия, изотермия, конвекция);

7) Информация об аварийной ситуации, включающая:

— данные об уровне аварии, оцениваемом по международной шкале аварий на AC;

— характеристику источников инициирования аварий;

— количество (активность) выбрасываемых наружу радиоактивных веществ;

— данные о величине концентраций радиоактивных веществ в воздухе, почве, воде;

— данные о возможной глубине проникания радионуклидов в грунт;

8) Сведения о силах и средствах чрезвычайного реагирования, характеризующие:

— перечень и численность подсистем, подразделений и бригад чрезвычайного реагирования;

— оснащённость привлекаемых сил чрезвычайного реагирования техническими средствами;

— данные об экспертах (фамилия, имя, отчество, адрес, номер телефона), а также о представителях ма-смедиа: прессы, радио, телевидения и общественности.

2.2. Исходные данные для прогнозирования и оценки обстановки могут быть представлены в форме таблиц, графиков, словесного описания и оцифрованной информации (баз данных), полученной в автоматическом режиме от приборов мониторинга и разведки, используемых в составе интеллектуальных автоматизированных систем поддержки и принятия решений

Поскольку информация об авариях на ради-ационно опасных объектах является объёмной и многообразной по своим инженерно-техническим, физико-химическим, биологическим, физико-географическим и другим характеристикам, то наиболее целесообразной формой представления данных для прогнозирования следует рассматривать компьютерную базу данных. Наполнение такой базы данных конкретными сведениями возможно только на основе стандартизации и унификации их представления. Необходимым промежуточным этапом решения этой задачи является составление формуляров «Описание аварий, катастроф, стихийных бедствий» — первого шага формализации протекания ЧС на потенциально опасных объектах.

Все используемые методики должны удовлетворять требованиям сертификации к «Методикам по прогнозированию и оценкам последствий аварий с выбросом радиоактивных веществ».

Комплекс типовых методик в себя должен включать:

— методику по прогнозированию и оценке радиационной обстановки на ранней фазе запроектной аварии;

— методики расчёта выброса радионуклидов в атмосферу при авариях на АЭС и других радиационно опасных объектах;

— методику по определению уровня аварии на АЭС по шкале МАГАТЭ на основе поступающей оперативной информации;

— методику по подготовке данных для принятия решений о защите населения путём его укрытия, йодной профилактики и использования средств защиты органов дыхания;

— методики оценки радиационной обстановки при разрушении ядерного энергетического реактора на атомной электростанции, объектов внешнего ядерного топливного цикла (ВЯТЦ) и других радиа-ционно опасных объектах;

— методики определения режимов радиоактивной защиты персонала АЭС, объекта ВЯТЦ, других радиационно опасных объектов и населения;

о

VO «

CP

го «

CP

и

CU т s

I

X £

I

0

1

т «

I

0

VO га ср

го га ср

0!

X ^

и

CU т X

1 X

£ I

0

1

т ^

га I

— методики расчёта зон планирования мероприятий по защите населения на случай запроектной аварии на АЭС, объектах ВЯТЦ и других радиацион-но опасных объектах.

Указанный комплекс методик в совокупности и раздельно каждая из методик, входящих в методическое обеспечение, предназначены для использования в территориальных звеньях РСЧС, а также на АЭС, объектах ВЯТЦ и других радиационно опасных объектах.

При этом «Методика расчёта выброса радионуклидов в атмосферу» при аварии на АЭС предназначена для оценки активности выброса радионуклидов в атмосферу при запроектных авариях на АЭС с последующим уточнением прогноза складывающейся радиационной обстановки, а «Методика расчёта размеров зон планирования мероприятий по защите населения на случай запроектной аварии на АЭС» — для использования в территориальных звеньях РСЧС при осуществлении мероприятий по защите населения методом зонирования территорий вокруг станции. Аналогичная ситуация относительно соответствующих методик для объектов ВЯТЦ и других радиаци-онно опасных объектов[6, 7, 8].

2.3. Прогнозирование ЧС (радиационной обстановки) организуется и осуществляется: на муниципальном (объектовом), региональном, межрегиональном, федеральном, межгосударственном (при трансграничных последствиях ЧС) уровнях

Прогнозирование на муниципальном уровне Целью прогнозирования является выявление возможных источников ЧС, оценка вероятности их возникновения на радиационно опасных объектах и гипотетических масштабов ЧС.

На основе всестороннего анализа обстановки и оценки ситуаций возникновения возможных источников ЧС на территории потенциально опасного объекта прогнозируются условия, приводящие к существенному нарушению систем жизнеобеспечения объекта и жизнедеятельности персонала и населения, возможным человеческим жертвам, значительным материальным потерям и ущербу для окружающей среды.

Прогнозирование осуществляется силами объекта (КЧС ПБ объекта, службами главного инженера, главного технолога и т.п.) с привлечением, в случае необходимости, территориальных органов РСЧС, научно-исследовательских и проектных организаций, экспертов в области прогнозирования ЧС и т.д. Прогнозирование на региональном уровне Прогнозирование ЧС на региональном уровне имеет свои особенности, которые связаны с большой ответственностью органов управления регионов как относительно самостоятельных субъектов РФ. В регионах может быть сосредоточено большое количество потенциально опасных промышленных предприятий (в их числе радиационно опасных объектов). Поэтому первой задачей прогнозирования ЧС является организация системы информации о потенциально опасных природных и техногенных объектах в регионе.

Следующими шагами являются организация региональной системы анализа и прогнозирования ЧС и определения порядка задействования и взаи-мо-действия региональных служб по предупреждению ЧС.

Важнейшей особенностью прогнозирования ЧС на региональном уровне является оценка возможности возникновения аварий за пределами отдельного объекта, наложения различных каскадных и суперпозиционных аварий (эффекты «домино» и «суперпозиции»). В связи с этим предусматривается разработка прогнозных вариантов развития ЧС уровне региона, с выделением тех потенциально опасных объектов, которые могут стать ядром последующих цепных аварий, выходящих за пределы территории отдельных объектов.

Прогнозирование на федеральном уровне

На федеральном уровне систематизируются все аварии и ЧС* в пределах всех субъектов РФ на основе организации ежеквартальных оперативных сводок и форм отчётности.

Концепцией предусматривается создание банка данных по прогнозированию на федеральном уровне [4]. Важной задачей является разработка методического обеспечения прогнозирования ЧС и имитационно-математических моделей развития ЧС. Исключительной прерогативой федерального уровня служит организация взаимодействия между различными функциональными подсистемами РСЧС — министерствами (службами, агентствами).

3. Организация и осуществление контроля состояния готовности к выполнению работ по обеспечению радиационной защиты населения

3.1. Основными задачами, при контроле состояния и оценке уровня готовности систем радиационной защиты населения и территорий, являются:

— количественная и качественная оценка показателей состояния технико-экономических систем радиационной защиты населения, в соответствии с требованиями действующих нормативно-правовых, нормативно-технических и организационно-методических документов;

— выявление критических путей развития аварий на радиационно опасных объектах (интенсивности и длительности действия ионизирующего излучения на население и окружающую среду);

— уточнение установленных (планируемых) сроков проведения мероприятий по радиационной защите населения;

— установление системы приоритетов при реализации мероприятий в жизнеобеспечении и обеспечении жизнедеятельности населения, в зависимости от возможных радиационных последствий, с

* Аварии, имеющие эффекты «домино» и «суперпозиции», и аварии на радиационно опасных объектах, включающих АЭС и АСТ, научно-исследовательские и производственные радиационно опасные объекты, объекты хранения, транспортирования и обслуживания ядерных боеприпасов, радиоактивных отходов и иных источников радиоактивного излучения, транспортные и передвижные энергетические установки.

учётом фактора внезапности для населения, экономических, социальных и национальных особенностей региона;

— корректирование этапов в проведении поисково-спасательных и аварийно-восстановительных работ;

— уточнение состава сил и средств, привлекаемых для реализации поисково-спасательных и аварийно-восстановительных работ, и сроков их выполнения.

3.2. Порядок действий по контролю состояния и оценке уровня готовности субъектов РФ, отраслей, организаций к выполнению работ по обеспечению радиационной защиты населения и территорий устанавливают соответствующие КЧС ПБ территориальных органов исполнительной власти и ГУ МЧС России по субъекту Российской Федерации, по согласованию с Организационно-мобилизационным департаментом МЧС России

Уровни контроля состояния и оценки готовности к выполнению работ по обеспечению радиационной защиты населения назначаются по территориально-производственному принципу, в тесном единстве с уровнями управления и организационными структурами РСЧС.

При осуществлении контроля состояния и оценке готовности систем радиационной защиты населения осуществляется взаимодействие и обмен информацией между структурными подразделениями РСЧ как по горизонтали, так и по вертикали [9, 10].

По горизонтали осуществляется обмен информацией о методических подходах к организации и порядку проведения контроля состояния системы радиационной защиты населения, о характеристиках, критериях и показателях, используемых для оценки уровней оперативно-тактической и технико-экономической готовности звеньев РСЧС.

По вертикали осуществляется организационно-методическое, нормативно-техническое и нормативно-правовое обеспечение территориально производственных звеньев, совместная разработка планов комплексной проверки состояния и оценки готовности системы радиационной защиты населения, и использования результатов комплексной проверки.

3.3. Базовыми характеристиками, для оценки уровня готовности работ по обеспечению радиационной защиты населения и территорий, являются:

1) значения прогнозируемой дозы излучения:

— экспозиционная, Кулон на килограмм (Кл/кг) или Рентген (Р);

— поглощённая, Грэй (Гр) или Рад (рад);

— эквивалентная, Зиверт (зв) или Бэр (бэр);

— другие характеристики, прогнозируемые на радиационно опасных объектах;

2) временные этапы (периоды) проведения работ по обеспечению радиационной защиты населения и территорий;

3) стоимостные затраты на проведение мероприятий по обеспечению радиационной безопасности населения;

4) ожидаемая величина ущерба при планируемой степени радиационной защиты населения и территорий.

4. Критерии и показатели для принятия управленческих решений по радиационной защите населения

4.1. Критерии предназначены для качественной оценки радиационной обстановки (наличие или отсутствие образования радиационно опасных веществ) на ранней фазе запроектной аварии**, формирования банка данных, на основе которых производится выбор способа защиты населения от радиационного поражения, принятие решения на проведение эвакуации населения с территории, загрязнённой радиоактивными веществами, оценка способов, методов и средств локализации и ликвидации последствий радиационной аварии

Показатели отражают количественный уровень основных требований, предъявляемых к радиационной защите населения и предназначены:

— для оценки вероятности возникновения аварий техногенного и природного характера;

— для определения прогнозных значений физических характеристик и параметров, включая:

— размеры прогнозируемых зон радиоактивного загрязнения местности, ограниченных изолиниями доз внешнего гамма-излучения за определённый промежуток времени;

— размеры зон радиоактивного загрязнения местности, ограниченных изолиниями доз облучения щитовидной железы людей за время прохождения облака;

— мощность дозы гамма-излучения на следе радиоактивного облака;

— плотность выпадения радионуклидов на местности;

— концентрацию радионуклидов в воздухе;

— дозу внешнего гамма-облучения от радиоактивного загрязнения местности;

— эффективную дозу внутреннего ингаляционного облучения людей;

— дозу внутреннего ингаляционного облучения щитовидной железы людей.

4.2. Практическое использование критериев и показателей эффективности радиационной защиты предполагает следующий ряд предпосылок и допущений:

— плотность населения на данном участке загрязнённой территории является величиной фиксированной (во времени не изменяется);

— доза облучения всего тела обусловлена действием внешнего гамма-излучения;

— получение дозы людьми, при поступлении радионуклидов по пищевым цепочкам, исключается;

— распределение дозы облучения в течение календарного года не регламентируется (за исключени-

** Запроектные аварии - такие аварии, ход и последствия которых выходят за предусмотренные проектом пределы и могут сопровождаться выбросами в атмосферу значительного количества радиоактивных веществ, приводящих к обучению населения.

о

Ю

а р

го

а р

к

с е

т

и н

х

£ I

о н

т

у

а

I

0

Ю

а р

го

а р

е и к

с е

т

и н

х

хет

1

о н

т

у

а

I

ем женщин в возрасте до 40 лет, отнесённых к профессиональным работникам);

— для характеристики риска, соответствующего каждому индивидууму из группы облучённых людей, введено понятие средней индивидуальной (удельной коллективной) дозы, нормированной на одного человека;

— вероятность возникновения каждого исхода (эффекта), при воздействии радиации прямо пропорционально дозе облучения людей за определённый промежуток времени.

5. Организация и технология проведения

организационных, инженерно-технических мероприятий по защите населения

5.1. Точное знание радиационной обстановки в зонах ЧС, предвидение её изменений являются одним из основных условий правильного планирования, организации и обеспечения эффективной технологии проведения инженерно-технических мероприятий по радиационной защите населения

Основными факторами, определяющими радиационную обстановку после аварии, являются:

— степень разрушения объекта;

— мощность выброса радиоактивных веществ в атмосферу;

— распределение скорости ветра по высоте выброса;

— класс устойчивости атмосферы (инверсия, изотермия, конвекция);

— расстояние от радиационно опасного объекта до элементов (объектов) окружающей среды (промышленные и сельскохозяйственные здания и сооружения, административные здания и жилые дома; леса и сельскохозяйственные угодья; инженерные коммуникации, средства связи и др.);

— время, прошедшие с момента аварии.

К специфическим факторам, определяющим радиационную обстановку, относятся:

— динамика процесса выброса радиоактивных веществ в атмосферу;

— характеристики процесса распространения радиоактивных веществ в атмосфере;

— критерии, определяющие форму и размеры радиоактивного загрязнения местности, а также зонирование радиоактивного следа по возможным дозам облучения и мероприятия по радиационной защите населения.

Процесс выброса радиоактивных веществ в атмосферу зависит от конструктивных особенностей радиационно опасного объекта, технологических особенностей эксплуатации объекта и объёма наработки радиоактивных веществ. Параметры, характеризующие распределение радиоактивных веществ во времени (утечка мгновенная, непрерывная, полунепрерывная) и пространстве (ограниченном и неограниченном) определяют степень радиационной опасности для населения.

Процесс распространения радиоактивных веществ в атмосфере определяют:

— скорость и направление ветра;

— частота возникновения аномальных метеоусловий (штиль, ураган, температурные инверсии, туманы и др.);

— форма и размеры радиоактивного загрязнения местности.

Факторами, влияющими на радиационную обстановку, которые нельзя точно предсказать, являются:

— степень разрушения объекта;

— сценарий развития аварий на радиацион-но опасном объекте и ветровой профиль во время аварии.

5.2. К факторам, могущим изменить степень риска и, следовательно, повлиять на организацию и технологию проведения инженерно-технических мероприятий по радиационной защите населения, относятся [11,12]:

— энергетическая мощность радиационно опасного объекта на момент возникновения аварии;

— состав смеси радионуклидов, выбрасываемых в атмосферу (наружу);

— количество выбросов наружу продуктов наработки радиоактивных веществ;

— точность прогноза и учёта метеоусловий и состояния атмосферы на момент выброса радиоактивных продуктов наработки реактора и др.

Эффективность организации и технологии проведения инженерно-технических мероприятий по радиационной защите населения во многом определяется также точностью прогноза и учёта условий формирования дозного поля гамма-излучения.

К числу факторов, влияющих на формирование дозного поля гамма-излучения, принадлежат [13]:

— рельеф и микрорельеф местности;

— состав и плотность почвы;

— влажность почвы и воздуха;

— проникновение (миграция) радиоактивных веществ в нижние слои грунта;

— наличие снежного покрова и др.

Эксперименты показывают, что распределение

радиоактивного вещества выпадений в грунте описывается экспоненциальным законом:

1 1 ) = 1о ■ ехР (- кг1) ,

(5.1)

где: q (г) — объёмная концентрация радиоактивного изотопа на глубине в почве;

qg — объёмная концентрация радиоактивного изотопа на глубине z =,

к — константа распределения источников по глубине в почве (зависит от типа почвы и возраста радиоактивных осадков), см-1.

При проведении инженерно-технических мероприятий по радиационной защите населения к поражающим факторам, воздействующим на население, относят:

— внешнее облучение от радиоактивного облака;

— внутреннее облучение щитовидной железы и лёгких в результате поступления радионуклидов с

вдыхаемым воздухом во время нахождения в загрязнённой атмосфере;

— радиоактивное загрязнение участков тела и одежды людей и соответствующее облучение кожных покровов;

— внутреннее облучение за счёт поступления радионуклидов в пищеварительный тракт;

— внешнее облучение от осевших на поверхности радиоактивных веществ.

5.3. Целью защиты населения при авариях на ра-диационно опасных объектах является предотвращение или максимально возможное снижение степени радиационного воздействия на человека. Защита населения достигается проведением комплекса организационных, инженерно-технических и других мероприятий

Основными мероприятиями по радиационной защите населения являются:

— укрытие;

— эвакуация;

— использование средств индивидуальной защиты;

— дезактивация территории, транспорта, техники, одежды и других объектов;

— соблюдение режимов поведения;

— использование медицинских средств индивидуальной защиты и оказание медицинской помощи;

— предотвращение потребления загрязнённых продуктов питания и воды;

— ограничение доступа на загрязнённую территорию;

— санитарная обработка людей;

— жизнеобеспечение населения.

5.4. Типы укрытий (защитных сооружений) выбирают, исходя из степени урбанизации зон, подвергну-тыхрадиоактивному загрязнению, численности населения, необходимости эвакуации или отселения и требуемой, фактически обеспечиваемой в реальных условиях радиационной безопасности, степени радиационной защиты населения

Радиационная защита населения укрытиями (защитными сооружениями) обеспечивается при ус-

ловии, если

Q п * Q П

(5.2)

где (}.. — коэффициент радиационной защищенности у-ой группы людей за промежуток времени А. , исчисляемый с момента начала облучения А?д , ч, до момента окончания облучения А?. , ч, при фиксированных значениях коэффициента А?.. (время пребывания людей у-ой группы в к-ом защитном сооружении) и С. (коэффициент ослабления радиации к-ым защитным сооружением); (ъ.. — коэффициент безопасной защищенности у-ой группы людей в промежуток времени А?.. , ч, исчисляемый с момента начала облучения А?д, ч, до момента окончания облучения А?., ч, при фиксированных значениях мощности поглощенной дозы Рд , рад*** (на момент начала об-

лучения А?д, ч) и эквивалентной дозы облучения Д.. , Бэр каждого индивидуума из у-ой группы людей (за промежуток времени А?. , ч), не превышающий порога, установленного требованиями НРБ—99 [1].

5.5. Эвакуация населения — комплекс мероприятий по организованному выводу и (или) вывозу населения из зон чрезвычайной ситуации или вероятной чрезвычайной ситуации, а также жизнеобеспечение эвакуированных в районе размещения (ГОСТР 22.0.02—94)

Эвакуация населения применяется тогда, когда другие способы не обеспечивают его защиту. Эвакуация проводится из зон или населённых пунктов, где дозы облучения людей могут превышать допустимые уровни.

Эвакуация может быть заблаговременной, проводимой при появлении угрозы возникновения аварии, или экстренной, проводимой после аварии (выброса РВ).

Основным видом эвакуации является экстренная.

Процесс подготовки данных для принятия решения на проведение эвакуации включает:

• выявление (прогнозирование) возможных районов загрязнения и оценку ожидаемой радиационной обстановки;

• разработку (уточнение) планов эвакуации населения, включающих:

— выбор населённых пунктов, подлежащих эвакуации, и района приёма эвакуируемых;

— определение очерёдности проведения эвакомероприятий;

— установление порядка и продолжительности использования защитных сооружений и средств индивидуальной защиты;

— определение (уточнение) потребностей в транспортных средств для обеспечения эвакомероприятий;

— установление порядка и последовательности развёртывания сборных эвакопунктов и пунктов приёма эвакуируемых;

• разработку (уточнение) планов по организации радиационной и химической разведки, дозиметрического контроля, инженерной разведки и обустройству маршрутов эвакуации.

Общая продолжительность основных этапов проведения эвакуации населения из районов радиоактивного загрязнения может быть определена по формуле:

Т.

= X А < п

1=1

(5.3)

*** при условии, что относительная биологическая эффективность излучения для у-излучения - коэффициента качества К = 1.

где А?1 — время, отводимое для принятия решения на проведение эвакуации населения, ч;

А?2 — время, отводимое на оповещение населения, ч; А?3 — время, отводимое на подготовку населения к эвакуации, ч; А?4 — время с начала движения по выбранному маршруту до начала вывода (выхода) населения из опасной зоны, ч.

5.6. Средства индивидуальной защиты — обеспечивают защиту органов дыхания и кожных покровов от попадания радиоактивных веществ

о

ю

а р

го

а р

к

с е

т

и н

х

£ I

о н

т

у

а

I

В качестве защиты органов дыхания используются респираторы (Лепесток-5, -40, -100; Р-2; РМ-2, РМ-2У; Кама, Астра-2, Ф-62 М) и противогазы (фильтрующие: ГП-7, ГП-7В, ГП-7ВМ, ГП-7ВС; изолирующие**": ИП-4, ИП-5, ИП-4М), а также простейшие средства защиты — противопыльные маски, ватно-марлевые повязки. Для защиты кожных покровов населения может использоваться обычная одежда.

Лица, применяющие средства индивидуальной защиты, должны быть обучены правилам их эксплуатации и проверке на пригодность, а также проинструктированы о режиме труда, сроках и порядке замены отработанных элементов.

Средства индивидуальной защиты органов дыхания (респираторы, противогазы) выдают строго в индивидуальное пользование. Для установления их принадлежности в случае многоразового применения они должны иметь соответствующую маркировку.

5.7. Дезактивация является сложной многоцелевой технико-экономической системой, целевая функция которой заключается в проведении комплекса мероприятий, направленных на снижение степени загрязнения радиоактивными веществами территорий, населённых пунктов, транспорта, сооружений, одежды и других объектов до допустимых (санитарных) уровней (норм) радиационной безопасности

Под эффективностью дезактивации понимается соотношение достигаемого эффекта с затратами, ценой которых получен эффект, как конечный полезный результат проведения дезактивационных работ.

Перечень и содержание критериев, рекомендуемых для оценки эффективности дезактивации, исходя из требований репрезентативности и решаемых задач, даны в табл. 1 [14—17]

Для оценки эффективности снижения степени загрязнения до допустимых норм радиационной безопасности используют следующие исходные данные: S — площадь дезактивируемого объекта, м; S. — площадь ¿-го участка дезактивируемого объекта, м2; п — число участков, на которые разделена площадь дезактивируемого объекта; Р.. — фактическая мощность дозы на дезактивируемого у-ом участке, достигаемая при у-ой системе дезактивации, рад/ч; Ра. — допустимая мощность дозы у-ом участке, дезактивируемого объекта, рад/ч.

Допустимая мощность дозы Р в соответствии с рекомендациями нормативного документа [1], численно равна отношению предела дозы ПДбЭ ко времени облучения tч в течение календарного года:

Л, = . (5.4)

Таблица 1

Критерии и показатели эффективности дезактивации

Задачи дезактивации Критерий эффективности Показатели эффективности

1 2 3

Снижение степени загрязнения дезактивируемых территорий и населённых пунктов до допустимых норм радиационной безопасности Система дезактивации приемлема, если достигнут допустимый уровень загрязнения у-го объекта дезактивации Снижение степени загрязнения у-го объекта для у-ой системы дезактивации

Проведение дезактивации в заданные сроки Минимальное время обработки поверхности у-го объекта при у-ой системе дезактивации Продолжительность обработки загрязнённой поверхности у-го объекта для у-ой системы дезактивации

Обеспечение радиационной безопасности дезактиваторов Непревышение установленного предела дозы Индивидуальнаядозаоблучения за время обработки загрязнён-нойповерхностиу-гообъектапри у-ой системе дезактивации

Оценка стохастических эффектов облучения населения после проведения дезактивационных работ Непревышение установленного предела коллективного риска Значение коллективного риска для заданной (санитарной) дозы облучения населения за 70 лет жизни на у-ом дезактивируемом объекте при у-ой системе дезактивации

0

ю

а р

го

а р

е и к

с е

т

и н

х

хет

1

о н

т

у

а

I

**** Применение изолирующих противогазов допускается в исключительных случаях. При этом пользователи должны пройти специальное обучение, сдать зачёт и быть допущены приказом к применению изолирующих противогазов. Работу в изолирующем противогазе разрешают в составе группы не менее 2-х человек и под постоянным наблюдением руководителя.

t

Фактическая мощность Р.. на дезактивируемом у-ом участке определяется применительно к конкретному способу дезактивации (механический способ: снятие загрязнённого слоя, засыпка поверхности незагрязненным грунтом, перепахивание; дезактивация водой и дезактивирующим раствором и др.) по формуле:

Ру

Рт

(5.5)

где Р. — начальная мощность дозы на у-ом участке (до проведения дезактивации), рад/ч;

Кт, — коэффициент дезактивации, характеризующий снижение опасности облучения людей на у-ом дезактивируемом участке при у-ой системе дезактивации.

С целью повышения достоверных данных, полученных по формулам (5.5), на дезактивируемом у-ом участке проводится дозиметрический контроль с одновременным отбором проб грунта и последующим их анализом в лабораториях гамма-спектрометрии и радиохимии.

В качестве обобщённого показателя эффективности снижения степени загрязнения следует использовать индикатор /, который характеризует достигаемый эффект в целом при у-ом варианте дезактивации.

Тогда формализованная запись решения данной задачи может быть выражена следующим образом:

П С

(5.6)

при условии:

J = 11, еслиРц< Ры, {0, еслиР^ Рд1

где: J.. — частный показатель эффективности дезактивации у-го участка дезактивируемого объекта при у-ом варианте дезактивации.

Обобщённый показатель J. является средневзвешенной величиной и может принимать значения в пределах от нуля до единицы.

При проведении дезактивационных работ не всегда может быть достигнуто снижение степени загрязнения до единицы (/ = 1), поскольку может быть повторное загрязнение, вызванное ветровыми потоками, миграцией радионуклидов, или вследствие недостаточного количества рецептур, или низкого коэффициента дезактивации и др. Поэтому, основываясь на требованиях репрезентативности в оценке ожидаемых событий и руководствуясь существующими в теории вероятностей и математической статистике подходами к оценке их достоверности [18], может быть предложен следующий условный ряд критериев эффективности снижения степени загрязнения до допустимых норм радиационной безопасности:

— система дезактивации приемлема и считается системой первого уровня, если J. =1,0;

— система дезактивации условно приемлема и представляет систему второго уровня, если 0,7 <1. <1,0;

— система дезактивации условно приемлема и представляет систему третьего уровня, если

0,5 </ <0,7;

1

— система дезактивации неприемлема и считается системой четвёртого уровня, если 0 < / <0,5.

Предложенная градация уровней критериев эффективности позволяет дифференцированно подходить к оценке качества дезактивации территорий и населённых пунктов и принимать обоснованные решения по дальнейшему планированию или прекращению проведения последующих дезактивационных работ.

5.8. Соблюдение режимов поведения

Под режимом поведения людей на загрязнённой местности понимается повторяющиеся для у-ой группы людей в фиксированные промежутки времени А?у, ч, исчисляемых с момента начала загрязнения, в течение суток, продолжительность и условия работы, передвижение на транспортных средствах или пешим порядком, а также время, отводимое для отдыха населения.

Для практической реализации выбираются те режимы, для которых выполняются условия неравенства (5.2).

Если указанное условие не соблюдается, производят корректировку разработанных режимов поведения путём сокращения или полного исключения времени пребывания людей на открытой местности, в транспортных средствах или в производственных зданиях.

Если ни один из заранее разработанных режимов не поддаётся указанной корректировке, то на данные сутки население размещается в укрытиях. Если и это не представляется возможным осуществить, то надо провести эвакуацию людей в те районы, где нет опасности переоблучения.

Исходными данными для определения режима поведения населения на загрязнённой местности являются:

— время ?д, ч, прошедшее с момента радиационной аварии до начала облучения населения;

— мощность дозы Р рад/ч на момент времени

г№ ч;

— установленный предел дозы облучения Дд,

рад на заданные сутки п с момента радиационной аварии*****;

— заданное распределение времени пребывания населения открыто на местности и в укрытии (в жилых домах, производственных зданиях, подвалах и др.) в течение первых и последующих п суток с момента начала облучения ?0 , ч.

Ниже приведены формулы для определения значений коэффициента радиационной защищенности и коэффициента безопасной защищенности

***** Под дозовым пределом для запроектных аварий понимают непревышение дозы внешнего облучения людей 0,1 Зв (10 бэр) за первый год после аварии и дозы внутреннего облучения щитовидной железы 0,3 Зв (30 бэр): за счёт ингаляции на расстоянии 25 км от станции, что обеспечивается при непревышении аварийного выброса в атмосферу 30 тыс. Ки йода-131 и 3 тыс. Ки цезия-137 [2].

о

Ю

а р

го

а р

к

с е

т

и н

х

£ I

о н

т

у

а

I

0

VO re CP ro re CP О!

S ^

и eu

T

s

1 X

£ I

0

1

T ^

re I

Q sß j-ой группы людей за г'-ый промежуток времени облучения А ч [19, 20].

в,, =

At,

к

t + — + •

• + — + — + -

(5.7)

QS_ K ■ PQ ■ t0 (.1-Я .1-1)

Qj _ TJ-W' tQ j ,

ности Q...

Qji

At,

24

1

t, t2 t, t. , 8 2 12 t + — + — + — + — 1 + — + — + — + -

7 2 50 500

c,

C2

c3

С4

2. По формуле 5.8, для заданных условий радиационной обстановки определяем значение коэффициента безопасной радиационной защищённости Q 5.,

где At¡ — время облучения у-ой группы людей, исчисляемое от момента начала облучения tg , ч после аварийного выброса до момента окончания облучения t., ч;

t — время пребывания у-ой группы людей открыто на местности, ч;

t1 . — время пребывания у-ой группы людей в различных типах укрытий (жилые дома, производственные здания, подвалы, транспортные средства и др.);

с11п — коэффициент ослабления радиации для соответствующих типов укрытий (жилые дома, производственные здания, подвалы, транспортные средства и др.)

Qi = ^

Да (1 -Я)

(г -1:-л)=

1 -1 - 2°

2(1 - 0,584)

(26°

2°

6 )= 6

(5.8)

3. Оцениваем безопасность режима поведения людей на загрязнённой территории на первые сутки, с момента загрязнения территории населенного пункта посредством проверки выполнения неравенства (5.2).

Ответ. Режим поведения людей на загрязнённой территории установлен правильно.

5.9. Использование медицинских средств индивидуальной защиты и оказание медицинской помощи

Для уменьшения воздействия на человека радиационного облучения используются антидоты и радиопротекторы.

Для профилактики воздействия на щитовидную железу радиоактивных изотопов йода применяется йодная профилактика путём приёма препаратов стабильного йода.

где Po — мощность поглощённой дозы облучения на момент времени t0 в радах; Д — установленный (допустимый) предел дозы облучения на заданные сутки n с момента радиационной аварии, бэр; К — коэффициент качества (для у-излучения К = 1); tg — время, прошедшее после аварийного выброса до начала облучения, ч; t. — время, прошедшее после аварийного выброса до j-момента окончания облучения, ч; X = 0,584 — показатель степени, характеризующий по времени tg, прошедшего с момента аварии на радиационно опасном объекте, скорость спада мощности дозы на загрязнённой местности.

Пример. Радиоактивное загрязнение местности в районе населённого пункта городского типа закончилось через 2 ч (tg = 2ч) после аварии на АЭС. Мощность дозы на это время составила Pg = l рад/ч. Требуется оценить безопасность режима людей на первые сутки, с момента загрязнения территории населённого пункта, если установлена допустимая доза облучения Д = 2 рад и время пребывания на загрязнённой местности распределено следующим образом:

— 1 ч — на открытой местности (c = l);

— 8 ч — в производственных зданиях (с = 7);

— 2 ч — в транспортных средствах (с = 2);

— 121 ч — в жилых каменных пятиэтажных домах (с = 50);

— 1 ч — в подвалах каменных пятиэтажных домов (с = 500).

Решение.

1. По формуле (5.7), для установленного распределения времени пребывания населения в течение первых суток на загрязнённой территории, определяем значение коэффициента радиационной защищён-

Таблица 2

Данные о защитном эффекте йодной профилактики

Время приёма стабильного йода Фактор защиты

За 6 ч до ингаляции 100

Во время ингаляции 90

Через 2 ч после ингаляции 10

Через 6 ч после ингаляции 2

При проведении йодной профилактики (медикаментозной противорадиационной профилактики) максимальный защитный эффект может быть достигнут при предварительном применении стабильного йода или одновременно с поступлением (ингаляцией) радиоактивного йода. Защитный эффект снижается в более поздние сроки [3].

Одновременный приём 100 мг стабильного йода обеспечивает защитный эффект в течение 24 часов. При сохранении опасности поступления радиоактивного йода требуется повторный приём 1 раз в сутки, но не более 10 суток для взрослого населения (спасателей). При сохранении опасности более этих сроков требуется принятие других мер индивидуальной и коллективной защиты [3].

Числовые значения степени (фактора) радиационной защиты (в условных единицах), при проведении йодной профилактики даны в табл. 2 [3].

Организацию медицинского освидетельствования, оказания помощи лицам, находящимся под воздействием радиации, осуществляют на основе действующих на момент аварии законодательных актов и нормативных документов, принятых в Российской Федерации.

5.10. Предотвращение потребления загрязнённых продуктов питания и воды

c

c

c

Я

t

7

Для защиты продуктов питания и пищевого сырья принимаются такие меры, как укрытие, затаривание и упаковка, а для дезактивации — снятие поверхностного слоя, обмывка и другие способы.

На предприятиях, производящих, перерабатывающих и хранящих продукты питания и пищевое сырьё, мероприятия по их защите и дезактивации разрабатываются и осуществляются администрацией этих предприятий.

Население осуществляет защиту индивидуальных запасов продуктов питания самостоятельно.

Мероприятия по защите и дезактивации воды проводятся на объектах водоснабжения. На загрязнённой территории, при возможности, переходят на использование закрытых подземных источников водоснабжения.

Продукты питания и вода, поступающие для снабжения населения, подвергаются дозиметрическому контролю. Дозиметрическому контролю подлежат также убираемые злаки, картофель, овощи, фрукты и т.п.

В ходе радиометрического контроля определяют удельную активность пищевых продуктов, воды, а также содержание в них отдельных радионуклидов. Перечень необходимых для измерения радионуклидов устанавливают органы санэпиднадзора по сценарию аварии и её фазе на период контроля, исходя из вклада радионуклидов в суммарную активность и их биологической значимости.

При оценке опасности проживания населения в загрязненных регионах необходимо учитывать: плотность загрязнения почвы; физико-химические свойства радионуклидов; геохимические характеристики региона; биологические особенности произрастающих пищевых и кормовых растений; миграцию радионуклидов в процессе технологической переработки растительного сырья в пищевые и кормовые продукты:

Допустимый уровень концентрации Дк6 радионуклида в пищевой воде (рационе) численно равен отношению предела годового поступления радионуклида (ПГП) к массе Мб воды (рациона), с которыми он поступает в организм на протяжении календарного года [1]:

ДКб

ПГП

' Мп

(5.9)

5.11. Ограничение доступа на загрязнённую территорию

В целях предотвращения переоблучения населения на загрязнённой территории режим радиационной безопасности обеспечивают комплексом мер правового, организационного, инженерно-технического, медико-профилактического, воспитательного и образовательного характера, включающим:

— оцепление зоны загрязнения и ограждение её отдельных участков;

— установление контрольно-пропускных пунктов на маршрутах въезда и выезда из зон загрязнения;

— зонирование района аварии (при необходимости введение принудительных маршрутов движения и санитарной обработки на выходе).

В зоны загрязнения разрешается вход только тем лицам, которые связаны с оказанием помощи населению и его жизнеобеспечением, а также с неотложными производственными нуждами.

Люди и транспорт, выходящие из зон загрязнения, подвергаются дозиметрическому контролю.

5.12. Санитарная обработка людей

Санитарная обработка заключается в удалении

радиоактивных веществ с кожных покровов и осуществляется путем их смывания водой с мылом. Для проведения санитарной обработки создаются пункты санитарной обработки (ПСО) или используются для этого учреждения коммунального хозяйства: бани, душевые и т.п. Люди на этих пунктах проходят дозиметрический контроль до и после проведения санитарной обработки. Санитарная обработка может проводиться населением также самостоятельно.

Для обеспечения санитарной обработки ПСО подключают к местным сетям горячей и холодной воды. Сточные воды ПСО собирают в приёмные ямы без дополнительной переработки.

Все переходы между помещениями ПСО должны быть утеплены и защищены от атмосферных осадков.

Хранение спецодежды осуществляют в замыкаемых на замок шкафчиках на 1 или 2 человек.

В состав обслуживающего персонала ПСО входит медицинский работник.

Для проведения дозиметрического контроля привлекают группы (звенья) радиационной разведки, дозиметрического контроля и специальные радиометрические лаборатории.

5.13. Жизнеобеспечение населения

Содержание и объем проводимых мероприятий по жизнеобеспечению людей конкретизируются с учетом их эффективности, для определения которой используют ряд показателей:

— величина предотвращенных потерь;

— стоимость мероприятий по радиационной защите населения;

— время выполнения мероприятий по радиационной защите населения;

— затраты материальных и людских ресурсов

и др.

Наиболее важным показателем, исходя из главной цели — защита людей, является величина предотвращенных потерь.

Комплексное решение вопросов осуществления контроля и оценки заблаговременной подготовки системы жизнеобеспечения населения при чрезвычайных ситуациях радиационного характера (обеспечение незагрязненными продуктами питания и водой, медицинской помощью, коммунальными и другими услугами) включает:

— определение количественных и качественных оценок показателей и критериев состояния технико-экономических систем радиационной защиты

о

ю

а р

го

а р

к

с е

т

и н

х

£ I

о н

т

у

а

I

0

Ю

а р

го

а р

е и к

с е

т

и н

х

хет

1

о н

т

у

а

I

населения, жизнеобеспечения и обеспечения жизнедеятельности людей в соответствии с требованиями действующих нормативно-правовых, нормативно-технических и организационно-методических документов;

— выявление (изучение) критических путей развития последствий аварий на радиационно опасных объектах, в том числе оценка интенсивности и длительности действия радиационно поражающих факторов;

— уточнение оперативно-технических и технико-экономических расчетов по проведению мероприятий радиационной защиты населения в установленные (планируемые) сроки;

— установление системы приоритетов при реализации мероприятий, направленных на повышение устойчивости функционирования систем жизнеобеспечения и обеспечения жизнедеятельности населения, в зависимости от возможных последствий ЧС радиационного характера.

6. Экономическая эффективность инженерно-технических мероприятий по радиационной защите населения

6.1. Стоимостная оценка проводимых мероприятий по радиационной защите населения

При сравнении вариантов мероприятий по радиационной защите населения и обосновании наиболее экономичного в качестве показателя технико-экономического эффекта используют приведенные затраты.

Приведенные затраты по каждому из сравниваемых вариантов представляют собой сумму текущих затрат (себестоимости) и капитальных вложений, приведенных к одинаковой размеренности в соответствии с нормативом эффективности.

Величина их по наиболее эффективному варианту соответствует следующему условию:

с, + Е „ ■ К,

тт=X X тк

при уело ВИИ т т < тп

где Тт — расчетный срок окончания строительных и других работ, связанных с осуществлением т групп мероприятий по обеспечению непрерывного функционирования у-го объекта, размещённого на загрязнённой местности;

Ту — время, необходимое для реализации у-го мероприятия по радиационной защите (г = 1...п) в К-ой группе мероприятий (К = 1...т) повышения устойчивости функционирования системы выживания населения при ситуациях на у-ом объекте;

Тт — заданное (планируемое) время реализации т групп мероприятий на у-ом объекте.

6.3. Оценка эффективности мероприятий по радиационной защите населения

Оценка эффективности системы (комплекса) мероприятий по радиационной защите населения может быть проведена по ущербу, наносимому жизни и здоровью людей радиационными поражающими факторами.

Величина ущерба выражается через безвозвратные и санитарные потери, а также через вероятность появления в будущем у людей, подвергшихся воздействию радиационных факторов, соматических заболеваний или генетических отклонений у их потомков.

Эффективность мероприятий по радиационной защите населения, исходя из главной цели — защиты людей — может быть оценена по показателю предотвращённых потерь:

Э = Пп - П2

п.

1 0 0 % ,

(6.3)

(6.1)

где К. — величина капитальных вложений по I-му варианту; С. — текущие затраты (себестоимость) по тому же варианту; Ен = 0,15 — нормативный коэффициент эффективности капиталовложений.

Оптимизация мероприятий по радиационной защите населения, с использованием базовой формулы (6.1), ставит своей целью дать оценку правильности выбора мероприятий, с учётом реальных возможностей государства (отрасли, региона, организации) и заблаговременного ресурсного обеспечения.

6.2. Временная оценка проводимых мероприятий по радиационной защите населения

Базовая формула для оценки временных этапов (периодов) проведения мероприятий по радиационной защите населения имеет следующий вид:

где Э — эффективность мероприятия, %;

П1 — потери людей без проведения мероприятий по радиационной защите, чел.;

П2 — потери людей с учётом проводимых мероприятий по радиационной защите, чел.

Эффективность Э = 100 %, если П2 = 0 (потерь

нет).

Если П1 = 0, то формула не имеет смысла (проводить какую-либо радиационную защиту нет необходимости).

Потери населения от воздействия радиационных поражающих факторов, как математическое ожидание ущерба, наносимого жизни и здоровью людей, могут быть определены по формуле:

п п = Ц Р (х, у ')p(x, у )сПхс)у ,

.у

п2 = И Р (х У )p(x, У,

(6.4)

(6.5)

(6.2)

где S — область интегрирования — площадь, в пределах которой возможно радиационное поражение людей, км2;

р — плотность размещения людей в окрестностях на участке загрязненной местности — точки с координатами (х, у), чел/км2; Р1 (х, у) — вероятность поражения людей — без проведения защитных мероприятий;

Р2 (х, у) — вероятность поражения людей, с учетом проводимых мероприятий по радиационной защите.

Л=1 1=1

Литература

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ—99). СП 2.6.1 758—99. — М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999.

2. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. — М.: Энергоатомиздат, 1987.

3. Руководство по обеспечению радиационной безопасности при локализации радиационных аварий и катастроф на объектах России. — М.: МЧС России, 1997.

4. НТО по теме НИР № ВИ-59501-2.2. «Заря-95-2.2» Положение по организации прогнозирования ЧС природного и техногенного характера в РФ. Проект. — М.: ВНИИ ГОЧС, 1995.

5. Хомяков Н.Н., Кандидатская диссертация, ВНИИ ГОЧС, 1995.

6. Наставление по организации защиты населения при чрезвычайных ситуациях технического и природного характера (временное). — М.: ВНИИ ГОЧС, 1994.

7. Бурдаков Н.И., Григорьев С.Г., Джума И.О. и др. Моделирование действий сил чрезвычайного реагирования в аварийных ситуациях на объектах по хранению и уничтожению химического оружия// Российский химический журнал. Журнал российского химического общества им. Д.И. Менделеева. — Том XXXVII. Проблемы уничтожения химического оружия. — 1993.

8. Анализ состояния и разработка перечня методик для использования в АИУС РСЧС. Этап 1.2. ОКР № 59522. Гонорар 95-15-1. - М.: ВНИИ ГОЧС, 1995.

9. Концепция прогнозирования чрезвычайных ситуаций в интересах защиты населения (проект). — М.: ВНИИ ГОЧС, 1995.

10. Каталог основных понятий Российской системы предупреждения и действий в чрезвычайных ситуациях. — М: ВНИИ ГОЧС, 1993.

11. Харвей Т., Шапиро Ч., Уиттлер Р. Риск радиоактивных выпадений в случае мощного ядерного нападения на США. Национальная лаборатория Лоуренса, Ливермол (США), 1993.

12. Павлов В.В. Радиоактивные выпадения при разрушении космических ЯЭУ. — М.: Энергоатомиздат,

1991.

13. Коган Р.М., Назаров И.М., Фридман Т.Д. Основы гамма-спектрометрии природных сред. — 3-е изд. — М.: Энергоатомиздат, 1991.

14. Химляков К.В, Марков К.М. НТО «Дезактивация техники в условиях ЛПА на ЧАЭС». — М.: ВАХЗ,

1987.

15. Нормы радиационной безопасности. НРБ-96. Гигиенические нормативы. — М.: Госкомсанэпидна-дзор России, 1996.

16. Нормы радиационной безопасности. НРБ—76/87. Минздрав СССР. — М.: Энергоатомиздат, 1988.

17. НТО по теме НИР № ВИ-59329 (шифр «Обшивка 93-22-2»). Этап 4. «Разработка модели оценки эффективности дезактивации территории и дезактивации населенных пунктов». — М.: ВНИИ ГОЧС, 1993.

18. Абезгаус Г.Г., Трень А.П., Копенкин Ю.Н., Коровина И.А. Справочник по вероятностным расчетам. — М.: Воениздат, 1970.

19. Методика определения режимов радиационной защиты персонала и населения. Типовые режимы защиты персонала АЭС населения. — М.: в/ч 52609, 1989.

20. НТО о НИР (шифр «БУГ—89-2). — М.: ВНИИ ГОЧС, 1990.

о

ю

а р

го

а р

к

с е

т

и н

х

£ I

о н

т

у

а

I