АВАРИИ НА РОО». Часть 2: Опасность радиационных аварий.

Курс «БЖД: Защита в ЧС и ГО»
1
«АВАРИИ НА РОО». Часть 2: Опасность радиационных аварий.
Ядерная реакция.
Природный радиоизотоп U-235 и два искусственных изотопа U-233 и Pu-239
помимо самопроизвольного распада способны после захвата свободного нейтрона к
делению ядра на два осколка с выделением энергии более 200МэВ, что на два
порядка превышает энергию радиационного распада. В результате такой реакции
образуются два новых изотопа, происходит излучение -квантов и -частиц и образуются несколько свободных нейтронов, которые в свою очередь при определенных условиях могут способствовать делению новых радионуклидов. Подобный
процесс называется цепной ядерной реакцией, оторая может быть неуправляемой,
как при взрыве ядерного боеприпаса, как и управляемой, как в ядерном реакторе.
Деление ядра происходит, в достаточной мере, произвольно. В соответствии с
определенными вероятностями могут образовываться 200 различных изотопов 35
химических элементов. Это означает, что 165 изотопов являются нестабильными и
способными к радиационнму распаду. Почти все они являются - и -излучателями.
Таким образом, в результате ядерной реакции за ее пределы распространяются - и -излучения и поток нейтронов, а сама реакция является источником
колоссальной энергии.
Ядерный топливный цикл. Радиационно-опасные объекты (РОО).
Наиболее распространенными объектами, использующими ядерную энергию, являются атомные станции (АС). Их работа требует добычи урановой руды, ее переработки в
обогащенное ураном-235 ядерное топливо, производства тепловыделяющих элементов
(ТВЭЛов), переработки отработанного топлива для извлечения делящегося материала,
переработки и захоронения радиоактивных отходов.
Эти стадии образуют ядерный топливный цикл - ЯТЦ. Сюда же нужно добавить
транспортировку радиоактивных материалов для обеспечения работы всех стадий (Рис.
7.1.).
Добыча
и
переработка руды
U3O5
(в пересчете
на
1000кг
чисто-
Обогащение
руды
до UO2
(в отвалы
900кг:
U238897,
3кг
U235
2,7кг
на
Изготовление
ТВЭ- ТВЭ
Лов
Лы
РЕАКПереТОР.
О
работка
Т
Загрузка
отра- отхоТВЭЛов. бот
дов:
аНа
анное обогаЧерез 3
т
щение
года ра- топ- 96,03кг
боты на ливо из
100кг
100кг,
загрузки:
на заU238
хороне-
Факультет военного обучния
Захоронение
выcокоактивных
отходов
(3,97кг
из
100кг
загрузки)
Тема 4.1. “Аварии на РОО”.
го урана:
U238
993кг
U235
7кг)
ТВЭЛы
100кг:
U23895,6
кг
U235
4,4кг)
94,03кг
U235
1,26кг
Pu239
0,74кг
2
ние
3,97кг
Рисунок 0.1 Схема ЯТЦ
Кроме того в ЯТЦ входят предприятия радиохимической промышленности, объекты по переработке и захоронению отходов и др.
Все перечисленные объекты представляют химическую и радиологическую
опасность. Наибольшую опасность представляют аварии на атомных станциях и объектах захоронения радиоактивных отходов.
Радиационно опасный объект (РОО) - научный, промышленный или оборонный
объект, при авариях или разрушении которого могут произойти массовые поражения
людей, животных и растений ионизирующими излучениями, а также радиоактивное загрязнение среды.
Реактор и его работа.
Основным объектом опасности АС является атомный реактор.
Ядерные реакторы по назначению делятся на:
- исследовательтские,
- для производства исскуственных изотопов,
- энергетические (производство электрической или тепловой энергии),
- для транспортных систем,
- для медицинских целей,
- для разработки новых технологий.
На атомных станциях в нашей стране эксплуатируются реакторы типов ВВЭР (водоводяной энергетический реактор) и водо-графитовые реакторы типа РБМК (реактор
большой мощности канальный), в которых топливом служит уран-238, обогащенный несколькими процентами урана-235. Ядерное топливо в виде цилиндрических таблеток
размещается в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) - цилиндрах из циркониевых
сплавов. ТВЭЛы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые помещаются
в специальные вертикальные технологические каналы графитовой кладки реактора. По
ним же циркулирует и теплоноситель (в реакторах ВВЭР и РБМК в качестве теплоносителя используется вода). Объем, занимаемый ТВС и графитовой кладкой, являющейся
замедлителем нейтронов, называется активной зоной, так как в нем происходит цепная
ядерная реакция.
Реактор размещается в бетонной шахте, которая создает биологическую защиту от
ионизирующих излучений.
Кафедра защиты в ЧС и гражданской обороны
Курс «БЖД: Защита в ЧС и ГО»
3
Реактор работает длительное время и значительная часть изотопов с малым периодом полураспада превращается в стабильные элементы. Одновременно накапливаются
изотопы с большим периодом полураспада. Таким образом, чем дольше эксплуатируется
реактор, тем больше в нем будет накоплено радиоактивных продуктов деления, причем
преобладать в них будут изотопы с большим периодом полураспада.
Начальная загрузка топлива в реактор ВВЭР-440 составляет 42 тонны, в которых
содержится 3,3% (около 1,4 т) делящегося урана-235. После цикла отработки (примерно
3 года) остаточное количество урана-235 в ТВЭЛах составляет около 1% (400 кг), т.е. за
время работы реактора 1 тонна урана-235 превращается в продукты деления.
Суммарная активность всех ТВЭЛов после цикла их отработки в реакторе ВВЭР440 составляет около 2 · 1019 Бк.
Наряду с делением ядер урана-235, в реакторе, под воздействием потока нейтронов, происходит превращение урана-238 в плутоний-239. За полный цикл эксплуатации
ТВЭЛов в реакторе ВВЭР-440 образуется 10 кг плутония на одну исходную тонну ядерного горючего (т.е. урана-238). Кроме плутония, образуются и другие трансурановые
элементы: америций-241, нептуний-237, кюрий-242.
Под воздействием нейтронов стабильные изотопы некоторых химических элементов становятся радиоактивными, например, железо-59, церий-60, магний-54, кобальт-60. Это так называемая наведенная активность. Аналогичные процессы происходят и в реакторе типа РБМК.
Как уже упоминалось, при работе реакторов АС в их активной зоне идет непрерывный процесс накопления радиоактивных продуктов деления ядерного топлива, представляющих смесь 200 изотопов 35 химических элементов, изотопов наведенной активности и трансурановых элементов.
Основную опасность при аварии представляют продукты деления ядерного топлива в
случае выхода их за пределы биологической защиты реактора.
Зоны в период нормального функционирования реактора.
Образующиеся при работе реактора отходы могут находиться в газообразном, жидком, аэрозольном и твердом состояниях. В процессе нормальной работы из реактора
удаляются газообразные (после предварительной очистки) и, частично, аэрозольные и
жидкие отходы. Для профилактики и контроля за этими процессами вокруг АС при нормальной зксплуатации устанавливаются санитарно-защитная зона и зона наблюдения.
Санитарно-защитная зона - территория вокруг объекта, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации может превысить дозовый предел
для населения. Размер санитарно-защитной зоны зависит от типа и мощности реактора,
расчетного количества радиоактиных выбросов, климатических условий и других факторов.
В пределах санитарно-защитной зоны население не проживает, но могут располагаться здания и сооружения подсобного и обслуживающего назначения - пожарные депо, ремонтные заводы и т.п.
Факультет военного обучния
Тема 4.1. “Аварии на РОО”.
4
Зона наблюдения - территория, где возможно влияние радиоактивных выбросов
и сбросов РОО и где облучение проживающего населения может достигать установленного дозового предела ( в терминах НРБ 76/87).
Аварии на РОО: причины, классификация, стадии, состав выброса.
Риск и причины аварий.
Основными тенденциями развития ядерной энерготехнологии, увеличивающими
риск и негативные последствия аварий, являются:
- рост единичных мощностей производства,
- рост емкостей,
- увеличение концентрации производства в густонаселенных районах,
- развитие техники и технологии, ведущее к усложнению объектов и, как следствие,
к увеличению вероятности нарушения их работы.
Анализ аварий в 14 странах дал возможность установить основные причины их
возникновения и долю каждой из н их в общем числе аварий (см. табл. 7.1).
Таблица 0.1 Причины авариий на РОО и их доля.
Причина аварии
Ошибки в проекте, дефекты оборудования
Износ и коррозия оборудования
Ошибки оператора
Ошибки в эксплуатации
Прочие причины
Доля (%)
30,7
%
25,5
%
17,5 %
14,7
%.
11,6 %
Из данных таблицы следует, что основными причинами аварий явились просчеты
научного и технического характера (56,2%), а также недостаточная подготовка и дисциплинированность персонала (32%).
Классификация аварий.
Радиационной аварией называется авария, связанная с выбросом радиоактивных продуктов и выходом ионизирующих излучений за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации объекта границы в количествах, превышающих
установленные пределы безопасности.
Авария является
локальной, если создается повышенный уровень внешнего облучения и радиоактивного загрязнения воздуха в рабочих помещениях,
местной, если выход радиоактивных продуктов ограничивается территорией санитарно-защитной зоны, или
общей, если выход радиоактивных продуктов распространился за пределы санитарно-защитной зоны.
В зависимости от причин и последствий радиационные аварии делят на проектные и
запроектные.
Кафедра защиты в ЧС и гражданской обороны
Курс «БЖД: Защита в ЧС и ГО»
5
Проектная авария - это авария, для которой проектом определены исходные события и конечные послеаварийные контролируемые состояния элементов и систем, а также
предусмотрены меры и технические системы безопасности, обеспечивающие ограничение аварии установленными пределами. Проектная авария, которая определяется самым
тяжелым событием, когда еще будут действовать защитные системы, называется максимальной проектной аварией (МПА).
Запроектная авария - авария, вызванная непредусмотренными в проекте исходными событиями и сопровождающаяся дополнительными отказами или ошибочными
действиями персонала, что в итоге приводит к тяжелым последствиям (в том числе и к
возможному расплавлению активной зоны реактора). Авария с максимально возможным
для данного типа реактора выбросом и наиболее тяжелыми последствиями называется
максимальной запроектной аварией (МЗА).
Следует подчеркнуть,что ядерный взрыв реактора невозможен, так как в реакторе
не может образоваться критическая масса.
Радиационная опасность аварии.
Радиационная опасность аварии определяется количеством радиоактивных изотопов в выбросе и радионуклидным составом выброса. Количественно опасность аварии
измеряется в единицах активности.
Так, например, при максимальной проектой аварии активность выброса у реактора ВВЭР на 1000 МВт эл. составляет 1,2·1017 Бк, у реактора РБМК - 6,3·1015 Бк, а при
максимальной запроектной аварии соответственно 4,4·1019 и 4,9·1019 Бк.
Радионуклидный состав выброса не будет эквивалентен составу в активной зоне
реактора, так как выход изотопов в большой степени зависит от их летучести. На фоне
тугоплавкости большинства радионуклидов, такие вещества как теллур, йод, цезий и, в
какой-то степени, стронций будут иметь преобладающее значение. Во всех случаях в
выбросах будут присутствовать радиоактивные благородные газы - криптон, ксенон, аргон и др. Другие изотопы могут выбрасываться из реактора, в зависимости от характера
и развития аварии, в виде газов, аэрозолей или твердых веществ.
Стадии аварии.
При прогнозировании изменений обстановки и планировании мероприятий по защите населения целесообразно рассматривать аварию на АС, разделив ее на три временных стадии. На каждой стадии возникает свой, главный фактор облучения и это обстоятельство определяет характер необхомых мер по защите населения.
Ранняя стадия аварии начинается с момента, когда была обнаружена возможность
облучения за пределами АС, включает в себя период выброса и несколько часов после
выброса, в течение которых формируется радиоактивный след. Продолжительность этой
стадии в зависимости от характера и масштабов аварии может длиться от нескольких
часов до нескольких суток.
Промежуточная стадия аварии начинается с момента завершения формирования
радиоактивного следа и длится от нескольких суток до года после возникновения аварии.
Факультет военного обучния
Тема 4.1. “Аварии на РОО”.
6
Восстановительная стадия аварии может длиться продолжительное время. Она
заканчивается, когда отпадает необходимость в защитных мерах и отменяются, в связи с
этим, все ограничения на жизнедеятельность населения.
Состав выброса и воздействие излучений по стадиям аварии.
Наиболее опасными продуктами выброса являются йод-131 (особенно в первые месяцы после аварии) с периодом полураспада 8 суток, стронций-90 (период полураспада
28,4 года), цезий-137 (период полураспада 30 лет), цезий-134 (период полураспада 2,1
года). Во многих случаях (в зависимости от типа реактора) определенную опасность будет представлять плутоний-239.
На ранней и в начале промежуточной стадии аварии доза внешнего облучения будет формироваться за счет гамма- и бета-излучения от факела выброса и облака газообразных продуктов выброса из реактора.
Внутреннее облучение обусловлено ингаляционным поступлением в организм продуктов из облака.
Главную опасность представляет йод-131, который, являясь бета-гаммаизлучателем, должен учитываться как во внешнем, так и во внутреннем облучении. При
попадании внутрь организма, радиоактивный йод накапливается в щитовидной железе и,
благодаря длительному времени выведения, может нанести серьезный ущерб здоровью
человека, вплоть до разрушения щитовидной железы. В большом количестве йод попадает в организм человека при употреблении молока коров, выпасаемых на загрязненных
пастбищах. Особой опасности подвергаются дети, щитовидная железа которых в десять
раз меньше, чем у взрослого человека при почти одинаковом употреблении молока.
На промежуточной стадии источником внешнего облучения являются радиоактивные вещества, выпавшие на землю. Внутреннее облучение обусловленно поступлением радиоактивных изотопов в организм при употреблении продуктов питания и воды.
Возможно также ингаляционное поступление радиоактивных веществ при вторичном
загрязнении воздуха изотопами, выпавшими на землю.
Примерно через два месяца после аварии и далее, основную опасность будут
представлять цезий-137 и стронций-90. Цезий-137 является бета-гамма излучателем и
должен учитываться во внешнем облучении. При попадании внутрь организма цезий-137
равномерно распределяется по мышечным тканям. Стронций-90 - бета-излучатель и поэтому его роль во внешнем облучении незначительна. Внутри организма стронций-90
накапливается в костях и представляет большую опасность вследствие длительного времени выведения. Плутоний крайне вреден как источник внутреннего облучения. Он
накапливается в легких и костях, практически не выводится из организма и излучает
альфа-частицы, обладающие высокой ионизирующей способностью.
(Источники облучения на восстановительной стадии те же, что и на промежуточной, но уровень загрязнения значительно уменьшается в связи с распадом радиоактивных веществ и проведенных защитных мероприятий).
Международная шкала оценки аварий (шкала МАГАТЭ)
Предусматривается градация аварий из 8 уровней с обозначениями:
Кафедра защиты в ЧС и гражданской обороны
Курс «БЖД: Защита в ЧС и ГО»
7
Аварии:
А-01 7 уровень
А-02 6 уровень
А-03 5 уровень
А-04 4 уровень
Происшествия:
П-01 3 уровень
П-02 -:- П-04
1,2,3 уровни
П-05 -:- П-10
0 уровень
Характеристика аварий
А-01 - выброс в окружающую среду большей части РАВ, накопившихся в активной зоне реактора. Ожидаемая доза за первый год на расстоянии 25 км от АС:
внешнего облучения
> 10 рад/год ( 0,1 Зв/год)
внутреннего облучения щитовидной
железы за счет ингаляции
> 30 бэр/год ( 0,3 Зв/год)
А-02 - выброс в окружающую среду части РАВ, накопившихся в активной зоне
реактора. При проектных авариях ожидаемые дозы за пределами санитарно-защитной
зоны:
внешнего облучению
< 10 рад/год ( 0,1 Зв/год)
внутреннего облучения щитовидной
железы за счет ингаляции
< 30 бэр/год ( 0,3 Зв/год)
Вводятся плановые мероприятия по защите персонала и населения,включая эвакуацию.
А-03 - выброс в окружающую среду РАВ в количестве , которое приводит к незначительному превышению дозовых пределов для проектной аварии. Характерен для
значительного разрушения активной зоны - механически или плавлением - с повреждением ТВЭЛов.
Для персонала и населения требуется проведение защитных мероприятий:
- йодная профилактика,
- укрытие в защитных сооружениях,
- эвакуация.
А-04 - выброс такого количества РАВ в окружающую среду,при котором не будут превышены дозовые пределы для населения предусмотренные проектными авариями.
Характеристика происшествий
П-01 - выброс (сброс) в окружающую среду РАВ выше предельно допустимых
норм без нарушения пределов безопасной эксплуатации. Загрязнение помещений и
оборудования АС выше установленного уровня для нормальной эксплуатации или облучение персонала дозами,превышающими допустимый предел.
Факультет военного обучния
Тема 4.1. “Аварии на РОО”.
8
П-02 - отклонение от пределов проектной безопасной эксплуатации АС в любых режимах работы энергоблока,не перешедших в аварию, если происшествие не относится к более низкому типу.
П-03 - неработоспособность каналов систамы безопасности в количестве исчерпывающем их резерв в любом режиме эксплуатации энергоблоков АС.
П-04 - неработоспособность отдельных каналов системы безопасности при сохранении их резерва в любом режиме эксплуатации энергоблоков АС в течение срока,превышающего разрешенный технологическим регламентом.
П-05 - остановка реакторной установки или отключение энергоблока от сети в
любом режиме эксплуатации АС в результате внешнего воздействия или по ошибке персонала.
П-06 - повреждение ТВЭЛов,не приводящее к аварии или к П-00,00.
П-07 - повреждение важного для безопасности АС оборудования и трубопроводов.
П-08 – снижение мощности энергоблока АС более чем на 25% от предшествующего уровня мощности, в течение менее 3 часов, вызванное неисправностью оборудования АС или неправильными действиями персонала.
П-09 - срабатывание любой системы безопасности или одного канала системы
безопасности по прямому назначению режима, не связанное с обеспечением функций
безопасности.
П-10 - неработоспособность отдельных каналов систем безопасности в любом
режиме эксплуатации энергоблоков в течение срока, не превышающего разрешенного
техническим регламентом.
Авария на ЧАЭС.
Наиболее крупная авария произошла на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г. в 1
ч. 23 мин. Эта авария является одной из крупнейших экологических катастроф глобального масштаба.
Авария произошла на реакторе типа РБМК-1000, в который загружается 192 т двуокиси урана-238 при двухпроцентном обогащении ураном-235. К моменту аварии реактор проработал 760 суток и содержал большое количество продуктов деления. Остановка четвертого блока АЭС, где находился реактор была,запланирована на 25 апреля. Перед остановкой планировались испытания турбогенератора N 8 - одного из двух генераторов четвертого блока. При проведении этих испытаний, в результате отключения
большинства защит реактора, ошибочных действий персонала и прямого нарушения инструкций по эксплуатации, управление реактором было потеряно. Реактор вышел на непредусмотренный режим, его мощность начала резко возрастать при уменьшении расхода воды. Резкое увеличение парообразования и рост давления в активной зоне реактора
привели к разрыву части технологических каналов. Попадание воды и пара в реакторное
пространство вызвало тепловой взрыв,который сдвинул 1000-тонную защитную крышку
реактора. Через 2 секунды произошел второй взрыв, который разрушил реактор и горячие куски топлива, графита и элементов реактора были выброшены из разрушенного
здания.
Кафедра защиты в ЧС и гражданской обороны
Курс «БЖД: Защита в ЧС и ГО»
9
К моменту взрыва температура топлива достигала 1600...1800 0С. При такой температуре происходит утечка продуктов деления - радионуклидов инертных газов, йода,
теллура, цезия. В течение первого часа после аварии температура снизилась и утечка летучих радионуклидов уменьшилась. В дальнейшем температура снова начала расти за
счет остаточного тепловыделения и к 30 апреля превысила первоначальную. Высокая
температура способствовала образованию столба горячего воздуха, который поднимался
на значительную высоту и уносил из активной зоны радиоактивные газы и аэрозоли.
С 30 апреля по 10 мая на реактор было сброшено более 5 тысяч тонн песка, глины,
борной кислоты, свинца, в результате чего к 6 мая выброс резко уменьшился, а затем
прекратился. К 5 мая температура реактора стабилизировалась и начала снижаться.
В результате аварии было выброшено в окружающее пространство большое количество радиоактивных веществ. В атмосферу ушло около 50 тонн испарившегося топлива,
примерно 70 тонн топлива и 700 тонн радиоактивного графита осело в районе аварийного блока и частично на всей площадке АЭС.
Выброс радиактивных веществ в момент аварии оценивался в 7,5 · 1017 Бк, а суммарный, к 6 мая составил 18 · 1017 Бк, что соответствует примерно 3,5% от общей активности продуктов деления в реакторе на момент аварии.
(Разрушение такого блока полностью, например в случае войны, даст выброс активностью примерно в 4,9 · 1019 Бк). Выход изотопов йода-131 составил 20%, цезия-137 15%, цезия-134 - 10%, стронция-90 - 4%, других радионуклидов - 2...5% от общего количества этих изотопов в реакторе.
Характерной особенностью ранней стадии аварии было то, что радиоактивные продукты из разрушенного блока испускались не единичным выбросом, а несколькими, из
которых самыми крупными были выбросы 26 апреля, 4 и 6 мая. Выход большого количества радиоактивных веществ в течение длительного времени, изменяющиеся метеоусловия привели к очень сложной радиационной обстановке. Уже в первые 7...10 дней
направление ветра изменилось на 360 градусов, фактически описав полный круг.
В течение этого времени происходил выброс и распространение радиоактивных веществ. В местах, где выпадали дожди, образовывались пятна заражения с большей плотностью. Промежуточная стадия аварии, в течение которой продолжалось оседание и перемещение радиоактивных веществ, формирование следа и пятен затянулся до конца
мая. Заметные выпадения изотопов захватили Белоруссию, Украину, в меньшей мере,
Россию. В Европе отмечались слабые следы заражения, вызванные дождями и не требующие никаких мероприятий по защите.
Восстановительная стадия аварии является самой длительной. По-видимому, она
будет исчисляться десятилетиями вследствие наличия в зонах загрязнения большого количества долгоживущих изотопов. В первые дни после аварии была проведена эвакуация
из 10 -километровой зоны, а затем из 30-километровой зоны.
В дальнейшем отселение проводилось по мере прояснения обстановки, обнаружения опасных районов, а также в связи с изменявшимися критериями дозовых нагрузок,
которые были введены Минздравом СССР. Основным критерием первого года после
аварии явилось недопущение облучения населения дозой более 0,1 Зв за первый год.
Факультет военного обучния
Тема 4.1. “Аварии на РОО”.
10
Этому критерию соответствовало значение мощности дозы 5 · 10-5 Гр/час, пересчитанное на 10 мая 1986 г.
По изолинии 5 · 10-5 Гр/час и проводилось отселение. В 1990 г. был введен новый
критерий - доза за всю жизнь не должна превышать 0,35 Зв, что привело к появлению
новых населенных пунктов, подлежащих эвакуации. Всего из опасных районов было
эвакуировано и отселено 116 тысяч человек.
Площади загрязнения цезием-137
с плотностью от 1,85·1011 до 5,25·1011 Бк/км2 - 17880 км2 ,
с плотностью от 5,25·1011
до 1,5·1012 Бк/км2 - 7090 км2 ,
с плотностью свыше 1,5 · 1012 Бк/км2
- 3100 км2.
Перечень контрольных вопросов по теме
1. Ионизирующие излучения: определение и виды.
2. Параметры ионизирующих излучений.
3. Дозовые характеристики поля ионизирующих излучений; экспозиционная, поглощенная, эквивалентная и эффективная дозы, взвешивающие коэффициенты.
4. Воздействие ионизирующих излучений на людей: виды эффектов облучения.
5. Лучевая болезнь.
6. Ядерный топливный цикл, РОО.
7. Реактор и его работа.
8. Аварии на РОО: причины, классификация.
9. Радиационная опасность аварии.
10. Стадии аварии, состав выброса по стадиям аварии.
11. Цели радиационной защиты, принципы радиационной безопасности.
12. НРБ-96. Основные дозовые пределы облучения.
13. Зоны в период нормального функционирования АС.
14. Международная шкала оценки аварий и происшествий на РОО (документ МАГАТЭ).
Литература
1. Основы защиты населения и территорий в чрезвычайных ситуациях. - издательство Московского
государственного университета. 1998.
2. Конспект лекций по курсу «Основы ГО в ЧС», кафедра ГО МГТУ, 2000 г.
3. «Гражданская защита», пособие для преподавателей под ред. Л.Титоренко, МГТУ им.
Н.Э.Баумана, 1998 г.
4. И.Я.Емельянов и др. Конструирование ядерных реакторов, М.Энергоиздат,1987г, под ред.
Н.А.Доллежаля.
5. ГОСТ Р 22.3.03-94 «Радиационная безопасность».
Кафедра защиты в ЧС и гражданской обороны