Реферат на тему Ядерні аварії - Військова кафедра - Реферати - Каталог статей

Реферат на тему: Ядерні аварії. ВСТУП Ядерна енергетика бере свій початок з першої у світі атомної електростанції, яка була споруджена в колишньому СРСР під керівництвом І.В. Курчатова і введена до експлуатації 27 червня 1954 року (м. Обнінськ Калузької області). Сьогодні в Україні працює 4 АЕС, які забезпечують понад 40 % валового виробництва електроенергії в країні. Україна, де відсутні великі нафто-газові родовища, а вугілля, яке добувається в східних регіонах з великих глибин і має велику собівартість навряд, чи колись зможе відмовитись від атомної енергетики як досить стабільного енергоджерела. Але серед техногенних джерел надзвичайних ситуацій і аварій найбільшу небезпеку за тяжкістю ушкоджень, масштабами та тривалістю дії ушкоджуючих факторів є радіаційні катастрофи. За час існування ядерної енергетики виникло більше 300 значимих аварій, їх наслідки в основному не виходили за межі самих ядерних об‘єктів. Проте були випадки, коли наслідки аварій носили поширений і навіть глобальний характер. Враховуючи потенційну небезпеку ядерних об‘єктів для навколишнього середовища, оволодіння основами знань про атомну енергетику, ядерні аварії та їх наслідки необхідне фахівцям різних професійних груп, включаючи і медичних працівників. ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА ЯДЕРНО-ПАЛИВНОГО ЦИКЛУ ТА ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ. Ядерно-паливний цикл характеризує послідовність операцій з радіоактивними матеріалами, що використовуються в ядерній енергетиці, і складається з таких технологічних процесів і відповідних їм об’єктів, як: • видобування, подрібнення і концентрування уранової руди – уранові рудники збагачувальні фабрики; • вилучення урану із уранової руди та його збагачення ізотопом з масовим числом 235 - радіохімічні підприємства; • перетворення урану в паливо і виготовлення термовиділяючих паливних елементів (твелів) - підприємства атомного машинобудування; • використання паливних елементів у ядерних реакторах; • виділення з відпрацьованого палива накопиченого плутонію, невикористаного урану та інших радіонуклідів, які застосовуються в різних галузях виробництва (наука, техніка, медицина, тощо) - радіохімічні заводи; • регенерація палива і виготовлення паливних елементів (твелів) – радіохімічні підприємства та підприємства атомного машинобудування; • перевезення свіжого і відпрацьованого ядерного палива, радіоактивних матеріалів та відходів - спеціалізовані транспортні підприємства; • зберігання палива, радіоактивних матеріалів та відходів - тимчасові сховища на окремих підприємствах та постійні сховища на пунктах захоронення радіоактивних відходів. Слід відзначити, що в Україні, як в багатьох інших країнах світу, немає повного (замкнутого) ядерно-паливного циклу. Проте окремі елементи його функціонують. До них відносяться: видобування, подрібнення і збагачення уранової руди (уранові рудники), використання ядерного палива (енергетичні та дослідницькі реактори), зберігання відпрацьованого палива (сховища), перевезення свіжого та відпрацьованого палива і радіоактивних відходів (спеціальні транспортні підприємства), зберігання радіоактивних відходів (пункти їх захоронення) та деякі інші. Підприємства по видобуванню та переробці уранових руд знаходяться в Дніпропетровській, Кіровоградській та Миколаївській областях. Переробка уранових руд з метою отримання окису-закису урану проводиться на спецкомбінаті в м. Жовті Води. До особливостей уранодобування та переробки слід віднести те, що всі відходи цього технологічного процесу є радіоактивними і представляють певну небезпеку в плані забруднення навколишнього середовища. В урановій руді крім природного урану міститься також торій-232 та продукти їх радіоактивного перетворення, в тому числі радіоактивний газ радон. Атомна електростанція є одним з підприємств ядерного паливного циклу. Ядерний реактор - це фізичний пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція ядерного поділу з виділенням і відведенням теплової енергії. Основною частиною ядерного реактора є активна зона, в якій певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтронно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловиділяючих елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.Як ядерне паливо у більшості реакторів використовується уран – природний чи збагачений ізотопом з масовим числом 235. Ступінь збагачення знаходиться в межах від десяток часток проценту до декількох процентів. Природний уран складається із трьох ізотопів: U238, U235 та U234 з їх відсотковим вмістом: 99,284; 0,711 і 0,0055 % відповідно. Серед них тільки уран-235 має здатність поділяться під дією теплових нейтронів. Його відсоток у суміші ізотопів урану можна збільшити методами газодифузійного розподілу ізотопів або із застосуванням спеціальних ультрацентрифуг. Уран із збагаченням по U235 до 20 % має назву – низькозбагачений уран. При збагаченні у діапазоні 3-5 % уран є енергетичним, оскільки він слугує паливною сировиною для енергетичних реакторів діючих АЕС. Уран з 20 % та більшим вмістом U235 класифікується як високозбагачений уран. Він використовується, в основному, у складі тепловиділяючих елементів (ТВЕЛів) усіх корабельних ядерних реакторів і реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах, а також реакторів, які виробляють тритій і в завантаженні деяких дослідницьких реакторів. І, нарешті, уран, що збагачений по U235 більше за 90 % - є так званим збройовим ураном. У зв’язку з тим, що металевий уран при взаємодії з водою і повітрям займається, для виготовлення ТВЕЛів використовують оксид урану (IV) (UO2). У ТВЕЛах оксид урану (IV) знаходиться у оболонках з цирконію, нержавіючий сталі чи спеціальних сплавах. Це запобігає контакту палива з теплоносієм та виходу у нього продуктів поділу. ТВЕЛи виготовляють у вигляді стержнів, трубок або пластинок, які зібрано у касети і мають назву тепловиділяючі складання. У реакторах, що працюють на повільних нейтронах, необхідно зменшувати енергію, яка утворюється внаслідок поділу нейтронів (до енергії меншій за 1 еВ). Для цього між ТВЕЛами розташовують сповільнювач. В якості сповільнювача використовують матеріали з низьким атомним номером (наприклад, графіт, легку і важку воду та інші), а також органічні сполуки. Реактори, що працюють на швидких нейтронах, не мають сповільнювача, так як експлуатація їх базується на поділі урану під впливом швидких нейтронів (з енергією більшою за 100 кеВ). Потужність реактора, який працює на повільних нейтронах, регулюється за допомогою керуючих стержнів. Ці стержні містять матеріали, які поглинають нейтрони (наприклад, карбід бору). При введенні таких стержнів в активну зону кількість нейтронів, що беруть участь у поділі, зменшується, а відповідно знижується і потужність реактору. Крім цього, в реакторі є стержні аварійного захисту, які містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони. При вводі їх в активну зону відбувається зупинка реактору. Для відводу тепла від ТВЕЛів застосовують всілякі системи охолодження реактору. Теплоносіями можуть бути вода (легка або важка), гази (гелій, азот, діоксид вуглецю), рідкі метали (натрій) та деякі інші речовини. Оскільки активна зона, а також комунікації та оснащення першого контуру є джерелом іонізуючого випромінювання, реактор повинен мати біологічний захист. Класифікація ядерних реакторів. За своїм призначенням ядерні реактори поділяються на дослідницькі, експериментальні та енергетичні. На сьогодні у ядерній енергетиці використовуються п’ять основних модифікацій реакторів, які працюють на повільних нейтронах, і один тип реактора-розмножувача на швидких нейтронах. На вітчизняних АЕС найбільш широкого застосування набули водоводяні енергетичні реактори (ВВЕР), в яких як теплоносієм, так і сповільнювачем є легка вода, і реактори великої потужності канальні (РВПК), де теплоносієм є легка вода, а сповільнювачем – графіт. Принципова відмінність цих двох типів реакторів полягає ще й в тому, що в реакторі типу ВВЕР теплоносій прокачується через всю активну зону, а тому весь корпус реактора перебуває під тиском, а в реакторах типу РВПК теплоносій циркулює по робочих каналах і тільки вони перебувають під тиском. В зв’язку з цими особливостями, реактори першого типу прийнято називати корпусними, а реактори другого типу – канальними. На Чорнобильській АЕС використовувались реактори великої потужності канальні (РВПК-1000), де теплоносієм служить легка вода, а сповільнювачем - графіт. На одному з них (четвертому) і сталася аварія. При розгляді характеристиці радіонуклідів, що утворюються при роботі ядерного реактора, викладач використовує наочне приладдя у вигляді таблиці. Ядерні реактори є генераторами величезної кількості штучних радіонуклідів, які за своїм походженням поділяються на продукти ядерного поділу (ПЯП), продукти наведеної активності (ПНА) та ізотопи трансуранових елементів (ІТЕ).Продукти ядерного поділу виникають у процесі розщеплення ядер урану або плутонію під дією нейтронів. До них відносяться близько 200 радіоактивних ізотопів 35 хімічних елементів, що знаходяться в середині таблиці Д.І.Менделєєва - від цинку (порядковий номер 30) до гадолінію (порядковий номер 64). ПЯП є, як правило, бета- і гама-випромінювачами. Періоди їх напіврозпаду знаходяться в межах від кількох секунд до десятків років. Продукти наведеної активності з’являються при опроміненні нейтронами елементів конструкції активної зони, теплоносія, що циркулює через неї. До ПНА відносяться близько 400 радіонуклідів, які як і ПЯП є, в основному, бета- і гама-випромінювачами з періодами напіврозпаду від секунд до десятків і тисяч років. Ізотопи трансуранових елементів виникають при опроміненні урану-238 повільними нейтронами. До ІТЕ відносяться близько 60 радіонуклідів, які в переважній більшості є альфа-випромінювачами з великими періодами напіврозпаду (тисячі років). Таким чином, під час роботи ядерного реактора в ньому утворюється близько 700 різних радіонуклідів. Науковий комітет з дії атомної радіації Організації об’єднаних націй (НКДАР ООН) вважає, що головне значення в опроміненні людей мають тільки 8 радіонуклідів, вклад кожного з яких в ефективну еквівалентну дозу перевищує 1 %. До них відносяться вуглець-14, цезій-137, цирконій-95, рутеній-106, стронцій-90, церій-144, водень-3, йод-131. Кількісне накопичення та якісний склад конкретних радіонуклідів в активній зоні реактора залежить від тривалості його роботи, ступеня збагачення ядерного палива та часу витримки реактора після його зупинки. Вихід продуктів поділу з активної зони за її перегріву або розплавлення визначається ступенем їх леткості. Так, інертні гази криптон (Kr) і ксенон (Xe), які киплять при температурі, нижчій від 0оС, повністю випаровуються з палива. Значною мірою можуть виділятись із палива йод (І2), цезій (Сs) і телур (Te), що мають температуру плавлення, відповідно: 184, 669, 990оС. Такі хімічні елементи, як молібден (Мо), цирконій (Zr), церій (Ce) і плутоній (Pu), температура кипіння яких, відповідно: 4612, 4377, 3426, 3232 оС, міцніше зв’язані з паливом (паливні нукліди) і можуть надходити в навколишнє середовище у вигляді тонко дисперсного пилу (паливних частинок). Таким чином, при аварії реактора радіоактивні викиди можуть складатись із двох компонентів: * газоаерозольного, до складу якого входять леткі радіонукліди (радіоізотопи криптону, ксенону, йоду, цезію і телуру); * паливного у вигляді дрібнодисперсного пилу, до складу якого входять радіонукліди з високою температурою кипіння (радіоізотопи молібдену, цирконію, церію, плутонію і в значній мірі стронцію). Співвідношення цих компонентів залежить від ступеню перегрівання палива і механічного руйнування активної зони реактора. При радіаційних аваріях на інших об'єктах ядерно-паливного циклу кількісний і якісний склад радіонуклідів, які потрапили у довкілля, супроводжується утворенням та накопиченням нових (дочірніх) радіонуклідів, а це приводить до відповідних змін радіонуклідного складу забруднення об’єктів навколишнього середовища. Оскільки до складу аварійних викидів ядерних реакторів входять як недовговічні з періодом напіврозпаду менше 15 діб, так і довговічні з періодами напіврозпаду більше 15 діб, то з перебігом часу кількість недовговічних радіонуклідів буде зменшуватись більшою мірою, ніж довговічних. Тому з часом буде змінюватись і внесок кожного з них в сумарну дозу опромінення населення. Зазначені закономірні зміни за часом радіонуклідного складу аварійних викидів ядерних реакторів та створюваного ними зараження навколишнього середовища враховуються при розробці, плануванні та впровадженні відповідних заходів радіаційного захисту населення. Друге навчальне питання ХАРАКТЕРИСТИКА АВАРІЙ ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ. У галузі радіаційної безпеки для позначення випадків, що пов’язані з переопроміненням людей, застосовуються два терміни: радіаційна і радіаційно-ядерна аварія Радіаційна аварія - це будь-яка незапланована подія на об’єкті з радіаційною чи радіаційно-ядерною технологією, якщо при виникненні її має місце втрата контролю над джерелом та виникає реальна (або потенційна) загроза опромінення людей, пов’язана з втратою контролю над джерелом. Радіаційно-ядерна аварія - це будь-яка незапланована подія на об'єкті з радіаційно-ядерною технологією, якщо при виникненні її відбувається втрата контролю над ланцюговою ядерною реакцією і виникає реальна чи потенційна загроза самочинної ланцюгової реакції.За ймовірністю виникнення і наслідками аварії ядерних реакторів поділяються на проектні і запроектні. Проектні аварії - це передбачені ситуації на усунення яких передбачені проектом певні засоби та конструктивні елементи і при цьому не відбувається значного переопромінення персоналу і окремих груп населення. Запроектні аварії, це ті, що приводять до значного руйнування активної зони реактора (> 20 % твелів). Внаслідок цього відбувається переопромінення персоналу та населення і значне забруднення навколишнього середовища. За масштабами розповсюдження радіонуклідів прийнято розрізняти два типи аварій: промислову і комунальну. При промисловій радіаційній аварії радіаційні наслідки обмежуються виробничими приміщеннями та територією об’єкту і радіаційному впливу піддається, як правило тільки персонал ядерного об’єкту. Комунальна аварія характеризується розповсюдженням радіонуклідів за межі території об’єкту, це потребує проведення заходів з захисту не тільки персоналу, але і населення. Комунальні аварії за масштабами поділяються на локальні, якщо в зоні аварії проживає до 10 тис. осіб, регіональні – із зоною від декількох населених пунктів, адміністративних районів до декількох областей з населенням більше 10 тис. осіб, глобальні – комунальні радіаційні аварії, які поширюються на значну або всю територію країни. До глобальних аварій належать транскордонні, з поширенням наслідків аварії за межі державних кордонів (табл. 1). Для оцінки ситуацій, що можуть виникати при експлуатації ядерних реакторів, в багатьох країнах світу, у тому числі і в Україні, застосовується Міжнародна шкала подій на АЕС, котра була розроблена спеціалістами МАГАТЕ. Суть цієї шкали полягає в тому, що за наслідками для оточуючого середовища (величина радіоактивного викиду по йоду-131) і населення (доза опромінення), а також для ядерного реактора і персоналу станції всі події на АЕС поділяються на 7 класів: І-й - незначна подія; 2-й - подія середньої тяжкості; 3-й - серйозна подія; 4-й - аварія в межах АЕС; 5-й - аварія з ризиком для оточуючого середовища; 6-й - тяжка аварія і 7-й - глобальна аварія. Таблиця 1 - Класифікація аварій ядерних реакторів АЕС за масштабами радіоактивних викидів Події І-го і 2-го класу не призводять до переопромінення як персоналу станції, так і населення. Події 3-го класу супроводжуються переопроміненням тільки персоналу станції, а події від 4-го до 7-го класу викликають переопромінення як персоналу станції, так і населення. За цією шкалою аварія на Чорнобильській АЕС відноситься до 7-го класу подій. Фази /етапи/ розвитку ядерних аварій. Норми радіаційної безпеки України від 1997 року пропонують таку градацію подій у післяаварійний період. Перша фаза аварії (рання або гостра) - це фаза комунальної аварії тривалістю від декількох годин до одного - двох місяців після початку аварії, яка включає такі події: • газоаерозольні викиди і рідинні скиди радіоактивного матеріалу із аварійного джерела; • процеси повітряного переносу та інтенсивної міграції радіонуклідів; • радіоактивні опади і формування радіоактивного сліду. В період ранньої фази аварії при наявності значних викидів радіоізотопів йоду виділяють йодний період аварії, протягом якого існує серйозна загроза надходження в організм людини цих радіонуклідів інгаляційним шляхом та з продуктами харчування і, як наслідок, переопромінення щитоподібної залози, особливо у дітей. Усі види втручань в період ранньої фази носять терміновий характер. Друга фаза аварії - середня або стабілізаційна фаза комунальної аварії, яка починається через один-два місяці і завершується через 1-2 роки після початку радіаційної аварії, під час якої відсутні (через радіоактивний розпад) недовговічні осколочні радіоізотопи телуру, йоду, барію і лантану, але у формуванні гама-поля зростає роль цирконію (95Zr), ніобію (95Nb), ізотопів рутенію (103Ru, 106Ru), цезію (134Cs, 136Cs, 137Cs). Основними джерелами внутрішнього опромінення на середній фазі аварії є радіоізотопи цезію (134Cs, 136Cs, 137Cs), і стронцію (89Sr, 90Sr), які надходять з продуктами харчування, виробленими на радіоактивно забруднених територіях. До особливостей середньої фази належать: * порівняно швидке зниження дози гама-випромінювання на місцевості (майже в 10 разів через 1 рік після початку цієї фази); * переважання кореневого над поверхневим типу забруднення сільськогосподарської продукції. Усі види втручань в період середньої фази аварії відносяться у більшості випадків до довгострокових. Третя, пізня фаза аварії - це фаза комунальної аварії, що починається через 1-2 роки після початку аварії, коли основним джерелом зовнішнього опромінення стає 137Cs, що міститься у грунті, а внутрішнього - 137Cs і 90Sr в продуктах харчування, які виробляються на забруднених цими радіонуклідами територіях. Втручання на пізній фазі аварії носять виключно довгостроковий характер.Від фази (етапу) розвитку ядерної аварії залежать шляхи радіаційного впливу на конкретні категорії осіб, що зазнають опромінення. Знання цих шляхів дозволяє вірно визначити адекватні контрзаходи з метою радіаційного захисту. На ранній фазі розвитку ядерної аварії можливі наступні шляхи опромінення: * зовнішнє опромінення від радіоактивної хмари аварійного викиду; * зовнішнє опромінення від шлейфу опадів з радіоактивної хмари; * інгаляційне опромінення від вдихання радіонуклідів, які містяться у шлейфі; * опромінення від радіоізотопів йоду, які надходять інгаляційно, з продуктами харчування та питною водою; * контактне опромінення при забрудненні радіонуклідами шкіри, одягу та інших поверхонь; * зовнішнє опромінення від опадів радіонуклідів на грунт та інші поверхні; * інгаляційне опромінення за рахунок надходження радіонуклідів при їх вторинному піднятті вітром; * внутрішнє опромінення від споживання радіоактивно заражених продуктів харчування та води. Можливе і зовнішнє опромінення персоналу аварійного об’єкту та осіб, які беруть участь у ліквідації наслідків аварії (в межах аварійного об’єкта), від зруйнованого або пошкодженого ядерного реактора та фрагментів активної зони, викинутих вибухом на промисловий майданчик станції, а також від факела радіоактивного викиду. В середню фазу аварії шляхами опромінення є: * зовнішнє опромінення від випадів радіонуклідів на поверхню грунту та інші поверхні; * інгаляційне опромінення за рахунок надходження радіонуклідів при їх вторинному піднятті вітром; * споживання радіоактивно забруднених продуктів харчування та води. В пізню фазу радіонукліди надходять в основному при споживанні радіоактивно забруднених продуктів харчування та води. Третє навчальне питання ЗАХОДИ ПРОТИРАДІАЦІЙНОГО ЗАХИСТУ. Критерії прийняття рішень щодо захисту при аваріях атомних реакторів. Основою розробки заходів захисту населення в умовах радіоактивного забруднення при ядерній аварії є рекомендації Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ) 1988 р., а також норми радіаційної безпеки України (НРБУ-1997). Критерієм для прийняття рішення про заходи захисту населення на ранній і середній фазах після аварії є дози зовнішнього і внутрішнього опромінення (табл.2) з установленими двома рівнями радіаційного впливу – нижнім і верхнім – згідно з рекомендацією МАГАТЕ і НРБУ-1997. Таблиця 2 - Критерії для прийняття рішень на ранній фазі розвитку аварії атомного реактора Примітка.* Тільки до щитоподібної залози. При прогнозованому опроміненні, що не перевершує нижнього рівня, заходи, що перелічені у табл. 2-3, не проводяться. Якщо прогнозоване опромінення перевищує нижній рівень, але не досягає верхнього рівня, то проведення вказаних заходів може бути відкладене. Якщо прогнозоване опромінення досягає або перевищує верхній рівень, то обов’язково необхідно проводити заходи, наведені у табл. 2-3, навіть якщо вони пов’язані з порушенням нормальної життєдіяльності населення і об’єктів. Таблиця 3 - Критерії для прийняття рішень на середній фазі розвитку аварії атомного реактора Якщо наявні заходи захисту не забезпечують безпеки населення, необхідно проводити його евакуацію. Щоб реально оцінити можливість проведення евакуації, необхідно враховувати: період року, погодні умови, стан доріг, наявність транспорту, кількість населення, яке підлягає евакуації, місця для евакуації, наявність житлових приміщень та ін. З метою зменшення впливу іонізуючого опромінення на людей всі заходи мають бути спрямовані на зменшення потрапляння радіоактивних речовин в органи дихання, травлення і на поверхню тіла. Щоб поглинути дози радіації не перевищували допустимих норм опромінення, необхідний контроль опромінення. Для цього введені допустимі дози опромінення. У воєнний час: • при одноразовому опромінені (до 4 діб) – 50 Р; • при багаторазовому опроміненні за 30 діб – 100 Р; • за 3 місяці – 200 Р; • за рік – 300 Р. У мирний час: • за нормальних умов за 1 рік – 0,5 бер; • для населення – аварійне опромінення за рік – 10 бер; • для персоналу АЕС у нормальних умовах за 1 рік – 5 бер; • для персоналу АЕС при аварійному опроміненні за рік – 25 бер. Передбачені перевищення допустимої дози опромінення згідно із Законом України „Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань” № 15/98-ТЗД: • для населення – 0,1 бер за рік (1 мЗв); • для персоналу АЕС – до 2 бер за рік (до 20 мЗв). Нормами радіаційної безпеки встановлено три категорії опромінюваних осіб: А, Б, В. Для категорії А встановлена граничнодопустима доза за рік, а для категорії Б – межа дози за рік. Граничнодопустима доза – це найбільше значення індивідуальної еквівалентної дози за рік, яке за рівномірного впливу протягом 50 років не призведе до небажаних змін у здоров’ї персоналу.Межа дози – гранична еквівалентна доза за рік для обмеженої частини населення. Межа дози встановлюється в 10 разів меншою від граничнодопустимої дози для запобігання необґрунтованого опромінення цього контингенту людей. Особи, які за попередніми розрахунками одержали одноразову дозу зовнішнього або сумарно зовнішнього і внутрішнього опромінення всього тіла більше 5 граничнодопустимої дози (ГДД) (табл. 4), або при одноразовому надходженні в організм радіоактивних речовин більше 5 ГДД, повинні бути направлені на медичне обстеження в спеціалізований лікувальний заклад. Для жінок віком до 40 років вводиться обмеження опромінення на область тазу, яке не повинно перевищувати 10 мЗв за будь-які два місяці, доза вагітних жінок не повинна бути більшою 5 мЗв за період вагітності. Таблиця 4 – Основні дозові межі сумарного зовнішнього і внутрішнього опромінення, мЗв/рік Примітка. * Категорія А – персонал, який постійно або тимчасово працює безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань. Категорія Б – частина населення, яка проживає на території радіоактивної зони чи перебуває на робочих місцях, розташованих у приміщеннях та промислових майданчиках об’єктів з радіаційно-ядерними технологіями, де дози опромінення можуть перевищувати допустимі для населення. Категорія В – все населення. *Група 1 – все тіло, кістковий мозок. Група 2 – м’язи, щитоподібна залоза, жирова тканина, печінка, нирки. Легені. Селезінка, шлунково-кишковий тракт. Група 3 – шкіра, кісткова тканина, кисті, стопи, передпліччя і голінки. Характеристика захисних протирадіаційних заходів. Захист особового складу та населення в умовах радіаційної аварії базується на системі протирадіаційних заходів (контрзаходів). Всі контрзаходи, які застосовуються в умовах радіаційної аварії, поділяються на прямі та непрямі. До прямих відносяться контрзаходи, реалізація яких приводить до запобігання чи зниження індивідуальних або колективних доз аварійного опромінення. До непрямих відносяться такі види контрзаходів, які не приводять до зниження індивідуальних і колективних доз опромінення, але зменшують (компенсують) величину збитку для здоров’я, пов’язаного з цим аварійним опроміненням. Залежно від масштабів і фаз радіаційної аварії, а також від рівнів прогнозованих аварійних доз опромінення, прямі контрзаходи умовно поділяються на термінові, невідкладні та довгострокові. Термінові – це контрзаходи, проведення яких має за мету запобігання гострому або хронічному опроміненню населення в таких дозах, які створюють загрозу виникнення радіаційних ефектів, що виявляються клінічно. Контрзаходи кваліфікуються як невідкладні, якщо їх реалізація спрямована на запобігання детермінованих ефектів. До прямих термінових і невідкладних протирадіаційних захисних заходів в гострій фазі аварії відносять: укриття населення, обмеження режиму поведінки (обмеження часу перебування на відкритому повітрі), евакуація, фармакологічна профілактика опромінення щитоподібної залози, тимчасова заборона вживання окремих продуктів харчування місцевого виробництва та використання води з місцевих джерел. До довгострокових контрзаходів, які можуть здійснюватись на ранній і пізній фазах аварії, належать: тимчасове відселення населення, переселення (на постійне місце проживання), обмеження вживання радіоактивно зараженої води і продуктів харчування, дезактивація територій, різноманітні сільськогосподарські контрзаходи. Крім цих основних контрзаходів на ранній фазі аварії проводяться також допоміжні контрзаходи. До них відносяться : заходи пилоподавлення; * часте миття доріг з твердим покриттям; * запобігання підйому пилу з узбіччя доріг та спеціальні обмеження для автотранспорту щодо з`їзду на узбіччя; * спеціальний режим роботи шкіл, дитячих садків, ясел; * зміна режиму роботи лікувально-профілактичних закладів; * переведення великої рогатої худоби з пасовищного на стійлове утримання; * обмеження лісокористування, заборона полювання та рибної ловлі в місцевих водоймах тощо. До непрямих контрзаходів відносяться: диспансерізація, курортне оздоровлення, виплати на додаткове харчування тощо. Організація надання медичної допомоги при радіаційних аваріях. Медична допомога включає в себе проведення комплексу заходів щодо діагностики, медичного сортування, лікування і реабілітації осіб, що потрапили у зону аварії, в першу чергу, тих, хто має клінічні прояви радіаційних уражень (симптоми гострої променевої хвороби), а також надання невідкладної медичної допомоги за життєвими показаннями, які можуть бути результатом дії супутніх чинників (травматичний шок, кровотеча, стресові стани тощо). Радіаційні ураження при аваріях на АЕС залежать від характеру катастрофи, виду джерела випромінювання, а також потужності дози і розподілу її по площі тіла уражених. Виділяють п’ять основних видів ураження, які з найбільшою ймовірністю трапляються при радіаційних аваріях:- короткочасне рівномірне гамма-опромінювання чи опромінювання нейтронного характеру; - нерівномірне опромінювання; - загальне довготривале, або фракційне, опромінювання; - одночасна комбінована, абр послідовна, дія радіаційного та інших уражаючих факторів; - місцеве, або сполучене, радіаційне ураження, що викликано зовнішнім опроміненням і дією радіонуклідів, які апліковані на шкірі, слизових оболонках чи потрапили усередину. Усі перераховані фактори впливають на характер ураження і клінічні прояви променевої хвороби. Характер виникнення і формування санітарних втрат при радіаційних аваріях і у воєнний час при застосуванні ядерної зброї відрізняються. Механічні. Термічні й радіаційні травми як показав досвід ліквідації наслідків Чорнобильської катастрофи, можливі лише серед дуже обмеженого контингенту персоналу АЕС і аварійно-відновлювальних формувань, а хворі серед населення можуть з’явитися згодом лише в результаті нереалізованих заходів профілактики. Проте відсутність санітарних втрат серед населення при великій аварії на АЕС не лише не виключає, а й робить необхідною завчасну оцінку категорій населення, яке потребуватиме уваги і додаткових заходів, що вживаються для захисту та збереження здоров’я на ранній і середній фазах аварії. Тому необхідно виділити три основні категорії населення, стосовно потреби у медичному захисті: - перша – населення, яке потребує екстрених контрзаходів для зниження променевих навантажень і попередження радіогенних наслідків. До таких заходів належать: а) профілактика опромінення щитоподібної залози над допустимими дозами радіо йоду, насамперед серед критичних груп (дітей та вагітних жінок) з вибірковим інструментальним контролем доз опромінення; б) санітарна обробка постраждалих, за потреби зі зміною одягу, що надходять у лікувальні установи, з подальшим радіометричним контролем; - друга – населення з проявами реактивних психічних розладів, яке потребує психологічної корекції та психотерапевтичної допомоги; - третя – амбулаторні і стаціонарні хворі, у тому числі нетранспортабельні, серед населення, яке підлягає евакуації й потребує постійного медичного обслуговування як у ході евакуації, так і у місцях розселення. При невеликій кількості потерпілих надання медичної допомоги ураженим здійснюється персоналом медико-санітарних частин (МСЧ) тих об`єктів, де сталася аварія, а також інших, зазначених в аварійних планах лікувально-профілактичних закладів (ЛПЗ) і включає в себе: долікарську допомогу; першу лікарську допомогу, яка надається персоналом МСЧ радіаційно небезпечних об`єктів; спеціалізоване медичне обстеження і лікування в повному обсязі, яке проводиться в профільних (спеціалізованих) стаціонарах; динамічне медичне спостереження в певні терміни після аварії (диспансеризація); проведення оздоровчих заходів; медико-соціальна (військово-лікарська) експертиза працездатності з метою раціонального працевлаштування При великій кількості потерпілих до надання медичної допомоги залучаються медичні формування цивільної оборони, а також військово-медичні заклади. При масових радіаційних ураженнях надання медичної допомоги проводиться на основі системи етапного лікування з евакуацією за призначенням. Основні заходи при організації медичної допомоги ураженим включають в себе: - проведення заходів протирадіаційного захисту; - надання в найкоротший термін медичної допомоги особам, що постраждали; - організація евакуації із забрудненої зони; проведення санітарної обробки та дезактивації; - передислокація в район аварії мобільних медичних формувань для надання першої лікарської допомоги; - організація спеціалізованої лікарської допомоги в закладах МОЗ та інших відомств (на базі визначених аварійними планами). Медичному обстеженню підлягають потерпілі при опроміненні в дозах, які перевищують: 0,25 Гр (25 рад) загального одноразового зовнішнього рівномірного чи нерівномірного опромінення; 1,5-3,0 Гр (150-300 рад) локального одноразового опромінення; при перевищенні річного гранично-допустимого надходження радіонуклідів у короткий час. Медичне обстеження і медичне спостереження можуть проводитись як у стаціонарі, так і амбулаторно: - при дозах, які не перевищують 0,5 Гр загального зовнішнього опромінення чи 3 Гр локального опромінення, медичне обстеження проводиться, як правило, в амбулаторних умовах; - потерпілих з гострим отруєнням радіонуклідами і одноразовим зовнішнім опроміненням в дозах, які перевищують 1 Гр загального і 10 Гр локального опромінення госпіталізують для проведення медичного обстеження і надання кваліфікованої чи спеціалізованої медичної допомоги. Використана література: 1. Військова токсикологія, радіологія та медичний захист: Підручник / За ред. Ю.М. Скалецького, І.Р. Мисули. – Тернопіль: Укрмедкнига, 2003. – С. 218-250. 2. Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97). – К.: Друкарня держсанепіднагляду МОЗ України, 1997. - С. 33-39, 87-95.3. Медичні аспекти ядерних аварій: Навчальний посібник для слухачів УВМА та студентів вищих медичних навчальних закладів / Ю.М. Скалецький, М.І. Барасій, І.Ю. Худецький, В.Ф. Торбін та інші. – К.: Навчально-методичний відділ УВМА, 2000. - С. 4-17, 30-35, 43-51. 4. Чернобыльская катастрофа / Гл. ред. акад. НАН Украины В.Г. Барьяхтар. – К.: Наукова думка, 1995. - С. 405-520. 5. Медицинские последствия аварии на Чернобыльской атомной станции. Монография / Под ред. проф. В.А. Бузунова, проф. И.А. Лихтарева. - Книга 1. – К.: “МЕДЭКОЛ” МНИЦ БИО-ЭКОС, 1999. - С. 65-190. 6. Критерії для прийняття рішень про заходи захисту населення у випадку аварії ядерного реактору (Затв. МОЗ СРСР від 16.05.90 р.). - М., 1990. – 16 с. 7. Мащенко Н.П., Мурашко В.А. Радиационное воздействие и радиационная защита населения при ядерных авариях на атомных электростанциях: Учебное пособие. – К.: Вища школа, 1992. – С. 42-61. 8. Маргулис У.Я. Атомная энергия и радиационная безопасность. - М.: Энергоатомиздат, 1988. – С. 154-194.
1 2 3 4 5 Категория: Військова кафедра \| Добавил: Aspirant (15.07.2013)
Просмотров: 624 \| Рейтинг: 0.0/0

Всего комментариев: 0


Имя *:
Email *:

Код *: