Документ 587403
реклама
Лекция 4 Радиационная безопасность. 2006г. Лекция №4 Тема: «Авария на ЧАЭС» Вопросы: 1. Особенности процессов в активной зоне работающего реактора 2. Хроника событий. 3. Характер взрыва. Причины аварии. 4. Последствия аварии на ЧАЭС. 5. Ликвидация последствий радиоактивного загрязнения в РБ. РБМК - 1000. 1. Особенности процессов в активной зоне работающего реактора РБМК – 1000. Размножение нейтронов при делении одних ядер создаёт условие для деления других. Если после каждого деления ядра испускается 2 нейтрона, то один нейтрон в 50-ом поколении размножится до 250 нейтронов. В действительности не все нейтроны вызывают деление. Часть нейтронов идёт на радиационный захват, другая часть вылетает из активной зоны. Эти потери влияют на ход цепной реакции. Делящиеся изотопы наиболее интенсивно поглощают тепловые нейтроны, концентрация которых велика благодаря упругому рассеянию нейтронов на ядрах атомов замедлителя. Сечение деления на тепловых нейтронах в РБМК в сотни раз превышает сечение деления на быстрых нейтронах. Цепную реакцию на тепловых нейтронах осуществляют в размножающих системах, в состав которых входят делящиеся изотопы и замедлители. Так, в системе 235 92 U C цепная реакция протекает при концентрациях U , равных ≈ 3 ∙ 10-5 (N5/Nc). Во время замедления часть нейтронов захватывается на 235 92 235 резонансах 238 92 U , другая их часть теряется в замедлителе. Поэтому чем выше концентрация урана 92 U в системе, тем выше коэффициент использования тепловых нейтронов (тепловые нейтроны неспособны вызвать деление 238 92 U и при поглощении этим изотопом теряются для реакции). Нейтроны также могут захватываться ядрами примесей, конструкционных материалов и в гораздо меньшей степени – ядрами замедлителя, на которых они быстро теряют свою энергию. Отношение числа нейтронов, участвующих в делении на некоторой стадии ядерной реакции, к числу нейтронов предыдущего поколения на такой же стадии называют коэффициентом размножения нейтронов. Самоподдерживающиеся и развивающиеся цепные реакции возможны при условии, что этот коэффициент K≥1. Принято называть системы в зависимости от величины K подкритическими (K<1, реакция гаснет), критическими (K=1, реакция идёт с постоянной скоростью). И надкритическими (K>1, реакция ускоряется). Массу делящегося изотопа и размеры (объём) системы называют критическими. Система на тепловых нейтронах имеет самый большой критический объём и минимальную критическую массу. Цепным процессом в реакторах управляют с помощью стержней, содержащих элементы, сильно поглощающие нейтроны (B, Cd, в основном). Поглощение нейтронов происходит в реакциях (n, γ), (n, α), (n, f) и др., поэтому сечение поглощения σa представляют как сумму парциальных сечений: σa = σγ + σα + σf , где σγ – сечение радиационного захвата (n, γ), σα – сечение реакции (n, α), σf – сечение деления (n, f). У большинства изотопов наблюдается только радиационный захват нейтронов σ α = σγ. Однако для изотопа 10 235 5 B ( и некоторых других), характерна реакция (n, α), когда σa ≈ σα, а у изотопа урана 92 U радиационный захват конкурирует с делением ядра (σa ≈ σγ + σf), (табл. 4): Таблица 4. Сечения реакций (барн) для тепловых нейтронов Изотоп 9 4 Be 12 6 C 10 5 B 235 92 U σt 7 σs 7 σao 0,01 σγ 0,01 σf - σα - 4,8 4,8 0,0034 0,0034 - - 4014 4,0 4009,5 0,5 - 4010 704 10 694 112 582 1 Лекция 4 Радиационная безопасность. 2006г. Сечение поглощения для большинства изотопов ~1/ν: σa = c/ν; где ν – скорость нейтронов, c – постоянная, равная c = σao ∙ νo; νo = 2200 м/с – скорость нейтронов при En = 0,025 эВ; σao – сечение v поглощения тепловых нейтронов. Подставив это значение константы, получаем a ao o и, учитывая, v 2 m v что кинетическая энергия нейтрона En n [эВ], имеем: 2 0,025 a ao En В промежуточной области энергии нейтронов кривая имеет резонансный характер ( 238 92 U ), т.е. при некоторых интервалах энергий нейтронов сечение сначала резко возрастает, достигает максимального значения при резонансной энергии, а затем также резко падает. Эффективность резонансного захвата нейтронов зависит от концентрации 238 92 U и взаимного расположения урана и замедлителя. Вводя стержни-поглотители нейтронов в активную зону, замедляют размножение нейтронов (и наоборот). При этом следует иметь ввиду также такие процессы, как выгорание топлива и поглотителя, что приводит к изменению K. Обычно делящиеся изотопы в свежем горючем в избытке и стержнипоглотители нейтронов опущены в работающем реакторе (затем постепенно вытаскиваются). Со временем изменяется и качество управляющих стержней ( 105 B n37 Li 24He ): при этом K возрастает. Под действием нейтронов изменяются также свойства замедлителя (например, 12 6 C n116C n n ; C 115B e ), изменяются свойства материалов несущих конструкций, системы охлаждения (стальные трубы и т.п.). Поэтому выбирают для них такие материалы, которые наименее подвержены воздействию нейтронов. И тем не менее избежать этого полностью нельзя. Происходит «отравление» 135 реактора. При делении 235 92 U в 1 из 15 случаев среди прочих осколков деления образуется теллур 52Te , 11 6 135 который быстро превращается в йод 135 53 I , а тот – в ксенон 54 Xe . Ксенон-135 сильно (~ в миллион раз сильнее чем U-238) поглощает нейтроны (σa ≈ 3,5 ∙ 106 барн при En = 0,025 эВ). Около 5% Xe-135 образуется непосредственно после деления, а 95% – в цепочке: 135 135 135 135 135 52Te 53 I 54 Xe 55 Cs 56 Ba . Период полураспада теллура около 2 мин, поэтому после деления он практически сразу переходит в I135. Периоды полураспада I-135 и Xe-135 равны соответственно ~6,6 и ~9,4 ч , т.е. ксенон «живёт» примерно в 1,4 раза больше, чем йод. Убыль I-135 происходит из-за радиоактивного распада и радиационного захвата нейтронов (вклад последнего намного меньше вклада распада). Через некоторое время работы реактора скорости образования и убыли йода в активной зоне будут равны между собой. Равновесная концентрация йода в ядерном топливе пропорциональна потоку нейтронов. Убыль ксенона при потоке нейтронов >1014 см-2 ∙ с-1 происходит, главным образом, при радиационном захвате тепловых нейтронов в ксеноне. Сечение поглощения ксенона резко падает в области энергий нейтронов ,больших 1 эВ. Поэтому накопление Xe-135 (ксеноновое «отравление») приводит к затуханию цепной реакции. Если реактор работает с постоянной мощностью «отравления» не происходит (наблюдается равновесие между образованием Xe-135 и его убылью при захвате нейтронов и переходе 135 Xe →135Cs).Но если мощность реактора быстро упадёт, потоки нейтронов уменьшатся и «отравление» ксеноном возрастёт. При этом выгорание Xe-135 уменьшится, а накопившийся I-135 будет продолжать переходить в Xe-135. Если через какое-то время цепной процесс усилится, Xe-135 вскоре выгорит и K возрастёт ещё больше. Т.о. кратковременное падение мощности (при котором реактор попадёт в «йодную яму») сильно затруднит управление реактором. Опасны и очень быстрые процессы увеличения мощности, когда параметры реакции изменяются в течение секунд. Среди вторичных нейтронов есть мгновенные (появляющиеся сразу (t~10-22 c) при делении ядра) и запаздывающие, появляющиеся через 1 с – 10 с и до десятков секунд. Благодаря запаздывающим нейтронам, доля которых для 235 92 U всего 0,0065 (β = 0,0065), реакцию можно заставить развиваться медленнее. Для этого K не должен превышать 1,0065 (K<1,0065). В таком случае величина K на одних мгновенных нейтронах всегда будет меньше 1,0 (Kмгн<1) и быстрое нарастание мощности исключается. 2 Лекция 4 Радиационная безопасность. 2006г. K 1 , где K, по-прежнему, K коэффициент размножения нейтронов. Если ρ=0 – цепной процесс идёт на постоянном уровне; если реактивность положительна, реакция ускоряется, а отрицательна – затухает. При ускорении реакции может повыситься температура активной зоны, что приводит к увеличению скорости нейтронов, к расширению материалов в реакторе и т.п. Всё это может сказаться на ходе реакции, привести к изменению K (или ρ). В результате система может стать не саморегулирующейся, а саморазгоняющейся, и даже быстрое опускание стержней-поглотителей может не предотвратить опасные последствия. Обычно используется более удобный показатель-реактивность (ρ): 2. Хроника событий. 25 апреля 1986 г четвёртый блок ЧАЭС предполагалось остановить для планового ремонта, во время которого была запланирована проверка работы регулятора магнитного поля одного из двух турбогенераторов. Эти регуляторы были разработаны для продления времени «выбега» (работы на холостом ходу) турбогенератора до момента выхода на полную мощность резервных дизель-генераторов (65 с). Предполагалось, что при падении тепловой мощности реактора до 700 – 1000 МВт прекратится подача пара на турбогенератор №8 и начнётся его «выбег». Чтобы исключить срабатывание САОР (система аварийного охлаждения реактора), программа предусматривала блокировку этой системы, а 4 главных циркуляционных насоса (ГЦИ) должны были быть подключены к «выбегающему» турбогенератору. В 1 час начато медленное снижение мощности реактора. К 13 часам 05 минутам мощность была снижена до 1600 МВт. Был остановлен турбогенератор №7. Питание систем блока было переведено на турбогенератор №8. В 14 ч была отключена САОР. Но по причине нехватки энергии в Киеве (области) снижение мощности было остановлено. САОР при этом вновь подключена не была. В 23 ч 10 мин запрет диспетчера был снят и снижение мощности было продолжено. 26.04.86 г в 0 часов 28 минут мощность достигла уровня, при котором управление реактором полагалось переключить с локального на общее автоматическое регулирование. В этот момент оператор по ошибке не дал команду «держать мощность». В результате мощность реактора резко упала (до 30 МВт вместо запланированных 700-1000 МВт), кипение в каналах ослабло и началось ксеноновое «отравление» активной зоны. По правилам эксплуатации в такой ситуации следовало «заглушить» реактор. Персонал, напротив, попытался поднять мощность реактора. К 1 часу мощность удалось поднять только до 200 МВт. Из-за ксенонового «отравления» увеличить её больше не удавалось, хотя стержни автоматического и ручного регулирования были подняты к верху активной зоны. В 1ч 03 мин, несмотря на возникшие трудности, персонал начал подготовку к эксперименту. К работающим основным циркуляционным насосам подключили первый из двух резервных. В 1 ч 07 мин был пущен второй резервный ГЦН. Это увеличило поток воды через каналы, усилило охлаждение активной зоны и ещё больше снизило и без того слабое парообразование. Одновременно в барабанах-сепараторах уровень воды опустился до аварийной отметки (сказался недостаток пара). Работа блока стала крайне неустойчивой. Это сказалось и на ядерных процессах в реакторе: пара становилось меньше и реактивность падала, так что стержни автоматического регулирования ещё больше приподнялись. 1 ч 19 мин. Поскольку уровень H2O в барабанах-сепараторах был опасно низким, оператор увеличил подачу питательной воды. Одновременно персонал заблокировал сигналы аварийной остановки реактора по недостаточному уровню воды и давления пара. В 1 ч 19 мин 30 с уровень воды в сепараторах начал расти. Однако из-за подачи более холодной питательной воды в активную зону парообразование там практически прекратилось. Это приблизило опасность вплотную. При отсутствии пара в каналах РБМК цепная реакция становится очень чувствительной к тепловым возмущениям. Стержни автоматического регулирования, препятствуя снижению мощности, окончательно вышли из активной зоны, а т.к. и этого оказалось мало, оператор поднял ещё выше и стержни ручного регулирования. Всё это недопустимо снизило оперативный запас реактивности, т.е. долю стержней, опущенных в зону. Реактор хорошо реагирует на перемещение стержней, когда их концы близки к центру активной зоны, и плохо, когда они близки к её границам. При полностью поднятых стержнях «заглушить» 3 Лекция 4 Радиационная безопасность. 2006г. реактор быстро нельзя, т.к. высота активной зоны – 7 м, а скорость введения стержней – 40 см/с! Вот почему так важно оставлять в активной зоне достаточное количество полуопущенных стержней. В 1 ч 19 мин 58 с давление продолжало падать, и автоматически закрылось отверстие, через которое излишки пара стравливались в конденсатор. Это замедлило падение давления, но не остановило его. В 1 ч 21 мин 50 с уровень воды в барабанах-сепараторах значительно повысился. Оператор резко сократил подачу питательной воды. Это было сделано за 2 минуты до взрывов. В 1 ч 22 мин 10 с в контур стало поступать меньше недогретой воды, и кипение немного усилилось, а уровень воды в барабанахсепараторах стабилизировался. При этом несколько возросла реактивность, но стержни автоматического регулирования, немного опустившись, тут же скомпенсировали этот рост. В 1 ч 22 мин 30 с расход питательной воды снизился до 2/3 нормального. Это не удалось предотвратить из-за недостаточной точности системы управления, не рассчитанной на работу в таком нестандартном режиме. В этот момент станционная ЭВМ «Скала» распечатала параметры процессов а активной зоне и положение регулирующих стержней. Оперативный запас реактивности оказался так мал, что полагалось немедленно заглушить реактор. Персонал, видимо, не успел изучить эти данные. В 1 ч 22 мин 45 с расход питательной воды и содержание пара в каналах наконец выровнялись, а давление начало медленно расти. Реактор, казалось, возвращался к нормальному режиму работы, и было решено начать эксперимент. В 1 ч 23 мин 04 с была перекрыта подача пара на турбогенератор №8. При этом снова в нарушение программы и регламента, был заблокирован сигнал аварийной остановки реактора при отключении обеих турбин. В докладе Международной консультативной группы по ядерной безопасности МАГАТЭ отмечено, что эта защита, не будь она отключена, спасла бы реактор. В 1 ч 23 мин 10 с циркуляционные насосы, работающие от «выбегающего» генератора, начали сбавлять обороты. Поток воды уменьшился, охлаждение активной зоны делалось всё слабее, и температура воды у входа в реактор поднималась. В 1 ч 23 мин 30 с кипение усилилось, количество пара в активной зоне возросло, реактивность и мощность стали постепенно повышаться. Все группы стержней автоматического регулирования пошли вниз, но не смогли стабилизировать реакцию. Мощность продолжала нарастать. В 1 ч 23 мин 40 с начальник смены дал команду нажать кнопку АЗ – 5 (сигнал максимальной аварийной защиты, по которому в зону немедленно вводятся все стержни-поглотители нейтронов). Когда по этой команде все стержнипоглотители двинулись вниз, концы «вытеснителей» воды, находящиеся под стержнями-поглотителями, вытеснили из каналов находившуюся там (внизу активной зоны) воду. Произошёл практически мгновенный скачок парообразования и мощности. Стержни остановились, пройдя 2 -3 метра. Оператор отключил удерживающие из муфты, чтобы стержни упали под действием собственной тяжести. Но они уже не шевелились. В 1 ч 23 мин 43 с стал положительным общий мощностной коэффициент реактивности. Начался саморазгон реактора. Мощность достигла 530 МВт и продолжала катастрофически расти. Коэффициент размножения на мгновенных нейтронах стал > 1 (Kмгн > 1). Сработали 2 системы автоматической защиты – по уровню мощности и по скорости её роста, но это ничего не изменило, т.к. сигнал АЗ – 5, который посылает каждая из них, уже дал оператор. В 1 ч 23 мин 44 с мощность цепной реакции в 100 раз превысила номинальную. За доли секунды ТВЭЛы раскалились, частицы топлива, разорвав циркониевые оболочки, разлетелись и застряли в графите. Давление в каналах многократно возросло. Это и был момент первого взрыва. Давление пара разрушило часть каналов и ведущие от них паропроводы над реактором. После этого давление упало, вода вновь потекла по контуру охлаждения, но теперь она поступала не только к ТВЭЛам, но и к графитовой кладке. Начались химические реакции воды и пара с нагретыми графитом и цирконием, в ходе которых образуются горючие газы, а также, возможно, реакции циркония с двуокисью урана и графитом, реакции ядерного топлива с водой. Из-за бурного выделения газов давление вновь подскочило и накрывавшая активную зону металлическая плита массой более тысячи тонн приподнялась. Разрушились все каналы и оборвались все уцелевшие трубопроводы над плитой. В 1 ч 23 мин 46 с воздух устремился в активную зону и раздался новый взрыв, как считают, в результате образования смеси газов O2 с H2 и CO. Разрушилось перекрытие реакторного зала, около 1/4 графита и часть топлива были выброшены наружу. Раскалённые обломки упали на крышу машинного зала и в другие места, образовав более 30 очагов пожара. В 1 ч 30 мин по сигналу тревоги на место аварии выехали пожарные части. 4 Лекция 4 Радиационная безопасность. 2006г. 3. Характер взрыва. Причины аварии. В официальных документах взрыв на ЧАЭС называли тепловым (по механизму взрыва). Но взрывы классифицируют и по природе запасённой энергии. По этому критерию он ядерный, т.к. при разгоне реактора выделилась энергия деления ядер урана. Но и с механизмом вопрос не простой. Начался взрыв, как тепловой: система охлаждения не справлялась с отводом тепла, содержание пара увеличивалось, и мощность реактора росла. Но положительная обратная связь замыкается здесь через цепной процесс деления урана, а уж когда реактор стал надкритичным на мгновенных нейтронах, вспыхнувшая в нём реакция по своей физической природе мало чем отличалась от процессов в атомной бомбе. Более того, ведь взрывов было два, и последующий, самый мощный и разрушительный – типично химический взрыв, т.к. выделилась энергия межатомных связей. В отличие от взрыва атомной бомбы, для которого характерны 4 поражающих фактора: ударная волна, световое излучение, проникающая радиация и радиоактивное загрязнение, на ЧАЭС имели место только два последних фактора. При взрыве 4-го блока рассеялись радионуклиды, накопившиеся в реакторе за многие месяцы его работы. Поэтому, хотя энергия механических разрушений не составила 10 -5 доли хиросимских, по загрязнению долгоживущими радионуклидами авария на ЧАЭС эквивалентна взрыву ~200 бомб, сброшенных на Хиросиму. Из приведенного выше (п. 2) видно, что причин аварии на ЧАЭС много. Это и выбор РБМК в качестве базового, что было оправданно в 50-е годы, но уже не было таковым в 80-ых годах. Отсутствие единого корпуса у РБМК – это одновременно отсутствие дополнительного барьера на пути выброса радионуклидов при аварии. Гигантские размеры исключают строительство внешней защитной оболочки (без неё в мире нет реакторов). Выбросы радиоактивных газов у РБМК ~ в 40 раз выше, чем у водоводяного энергетического реактора. Это и проведение расчётов функционирования реактора по упрощённым моделям. Это и конструкционные недоработки: разработчики не рассмотрели возможность разгона реактора на мгновенных нейтронах. Это и неготовность машиностроительных министерств к производству в должном количестве и надлежащего качества оборудования для атомных станций. Это и небрежность строителеймонтажников, плохо заваривающих швы и т.п. Это и плохая технологическая дисциплина эксплуатационщиков. Это и занижение опасности АЭС для персонала и окружающей среды. Но прежде всего - это непрофессионализм, проявившийся в программе эксперимента, в его планировании, когда отключение САОР было необязательным, отключение других систем защиты реактора недопустимым, и, главное – подключение циркуляционных насосов к «выбегающему» генератору напрямую связало казалось бы электротехнический эксперимент с ядерными процессами в реакторе. Мало того, персонал допустил отклонение и от этой мало продуманной программы. Справедливо отмечали специалисты, расследовавшие причины аварии на ЧАЭС: «Операторы умудрились взорвать блок, а реактор позволил им это сделать». 4. Последствия аварии на ЧАЭС. В результате аварии из разрушенного реактора было выброшено в атмосферу большое количество радионуклидов. Выбросы радиоактивных веществ продолжались с 26 апреля по 6 мая 1986 года. В соответствии с метеорологической обстановкой радиоактивное облако распространялось в северовосточном, северном и северо-западном направлениях в зависимости от высоты радиоактивных облаков, направления и скорости ветра на этих высотах. Загрязнение радионуклидами по этой причине оказалось неравномерным. Наибольшему загрязнению подверглись ряд областей Беларуси, Украины и России. Для ликвидации очага аварии, предотвращения концентрирования расплавленного топлива и недопущения создания тем самым условий для протекания цепной реакции в первые же дни после аварии шахту реактора стали забрасывать с вертолётов нейтронопоглощающими, теплоотводящими, фильтрующими и противопожарными материалами. В результате принятых мер мощность выброса радионуклидов начала снижаться, но после 2 мая вынос радиоактивных продуктов из реактора начал опять нарастать. Это было обусловлено разогревом ядерного топлива в результате тепловыделения при его радиоактивном распаде. Благодаря принятым экстренным мерам 6 мая выброс радиоактивных продуктов резко снизился и 5 Лекция 4 Радиационная безопасность. 2006г. практически завершился к концу мая. Чернобыльская авария оказала воздействие на все сферы общественной жизни и производства Беларуси. Из общего потребления исключены значительные природные ресурсы – плодородные пахотные земли, леса, полезные ископаемые. Существенно изменились условия функционирования объектов производственного и социального назначения, расположенных на загрязнённых радионуклидами территориях. Отселение жителей из загрязнённых радионуклидами районов привело к прекращению деятельности многих предприятий и объектов социальной сферы. Республика понесла большие потери и продолжает нести убытки от снижения объёмов производства, неполной окупаемости средств, вложенных в хозяйственную деятельность. Существенны потери топлива, сырья и материалов. По оценкам общая сумма социально-экономического ущерба от аварии на ЧАЭС за 1986-2015 гг. в Республике Беларусь составит 235 млрд. долларов США. Это равно почти 32 госбюджетам Беларуси доаварийного 1985 года. Беларусь была объявлена зоной экологического бедствия. В структуре общего ущерба преобладающее место занимают мероприятия по преодолению и минимизации негативных последствий Чернобыльской катастрофы. Это непосредственные расходы на преодоление последствий катастрофы и обеспечение безопасной жизнедеятельности различных отраслей народного хозяйства на территориях, загрязнённых радионуклидами. К ним также относятся расходы по компенсации последствий катастрофы. В среднем за весь анализируемый 30-летний период их доля в общей сумме социально-экономического ущерба составляет 81,6 % (191,7 млрд. долларов США) (табл. 5). Таблица 5. Суммарный социально-экономический ущерб Республики Беларусь от катастрофы на ЧАЭС (млрд. долларов США) Периоды 1986-1990 1991-1995 1996-2000 2001-2015 1986-2015 Прямые и косвенные потери 14,3 5,0 7,3 3,0 29,6 Виды ущерба Упущенная выгода 1,4 2,0 2,9 7,4 13,7 Итого Дополнительные затраты 13,3 43,0 50,8 84,5 191,7 29,0 50,0 61,0 95,0 235 Из отраслей народного хозяйства наиболее сильно пострадало сельское хозяйство. Радиоактивному загрязнению подверглись более 1,8 млн. га с/х угодий (около 22 %), из которых 264 ∙ 103 га полностью исключены из хозяйственного оборота. В этих районах расположено 3210 сельских населённых пунктов, в которых проживает 774,4 тысячи человек, или 23,5 % всего сельского населения Беларуси. Ликвидировано 54 колхоза и госхоза. Пострадали предприятия по переработке мяса, молока, картофеля, льна, по заготовке и переработке хлебопродуктов. Пострадали лесное хозяйство, строительный комплекс, транспорт (дорожное хозяйство и железные дороги), предприятия связи, водные ресурсы. Огромный урон нанесла авария социальной сфере. При этом наиболее сильно пострадало жилищное хозяйство, рассредоточенное по всей территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению. 5. Ликвидация последствий радиоактивного загрязнения. После аварии на ЧАЭС правительственные органы республики приняли комплекс мер по радиационной защите населения и обеспечению радиационной безопасности. К основным из них относятся: 1) эвакуация и отселение; 2) дозиметрический контроль радиационной обстановки на всей территории республики и её прогнозирование; 3) дезактивация территории, объектов, техники и т.п.; 6 Лекция 4 Радиационная безопасность. 2006г. комплекс лечебно-профилактических мероприятий; комплекс санитарно-гигиенических мероприятий; контроль над переработкой и нераспространением загрязнённых радионуклидами продуктов; компенсация ущерба (социального, экономического, экологического); контроль над использованием, нераспространением и захоронением радиоактивных материалов; реабилитация сельскохозяйственных угодий и организация агропромышленного производства в условиях радиоактивного загрязнения. В Республике Беларусь создана налаженная система радиоэкологического мониторинга, которая носит, в основном, ведомственный характер. Проводятся защитные санитарно-гигиенические мероприятия, решающие основные задачи радиационной гигиены: снижение дозы внешнего и внутреннего облучения людей, использование радиопротекторов, обеспечение экологически чистыми продуктами питания. Разработано законодательство Республики Беларусь по обеспечению радиационной безопасности: принят закон «О социальной защите граждан, пострадавших от катастрофы на ЧАЭС», который даёт право на получение льгот и компенсации за ущерб, причиненный здоровью в результате аварии. Приняты закон «О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате катастрофы на ЧАЭС» и закон «О радиационной безопасности населения», которые содержат ряд положений, направленных на снижение риска неблагоприятных последствий от действия ионизирующих излучений природного или техногенного характера. 4) 5) 6) 7) 8) 9) 7
