Биологическая защита летного экипажа воздушного судна с атомным двигателем от ионизирующего излучения
Просмотры: 19 / Загрузок PDF: 30
Ключевые слова:
атомная силовая установка, ядерный реактор, атомолет, радиационная безопасность, доза облучения, кратность ослабления, принцип оптимизацииАннотация
Интенсивная разработка самолетов с атомными двигателями (атомолетов) проводилась с середины 40-х до середины 60-х годов ХХ столетия. Конструкторские бюро ведущих на тот период ядерных держав в проектах атомолетов решили главную проблему дальнемагистральных самолетов, состоявшую в ограниченных запасах традиционного топлива, путем использования высокой плотности энерговыделения урана-235, нескольких граммов которого достаточно для обеспечения непрерывности полета в течение десятков часов. Экипаж атомолета с ядерной силовой установкой и 2–4 атомными турбореактивными двигателями, расположенными в хвостовой части, вовсе мог бы беспосадочно барражировать в воздухе на протяжении 2 недель. Наряду с очевидным преимуществом в виде экстраординарной производительности ядерного топлива атомолеты обладали существенными недостатками, такими как крупные габариты и большая масса реакторной установки, катастрофические последствия аварий и неминуемое радиоактивное загрязнение обширных территорий или акваторий, а также хроническое облучение летного экипажа радионуклидными источниками ионизирующего излучения, образующимися в результате цепной реакции. Если проблема с массо-габаритными размерами ядерного реактора для атомолетов была решена в КБ «Туполев», а безопасность реактора в случае аварии предложено обеспечить путем его отделения от фюзеляжа и последующего мягкого приземления на парашютной системе, то вопрос уменьшения доз облучения летных экипажей остался открытым. В настоящей статье предложен способ выбора защитного материала и расчета его толщины, необходимой для обеспечения радиационной безопасности пилотов атомолетов, проекты которых на сегодняшний день вновь стали актуальными и перспективными. Предлагаемый способ вычисления толщины защитного экрана отличается от общепринятых методов тем, что учитывает изменения в правилах определения расчетных и нормируемых доз облучения согласно сегодняшним требованиям национального и международного законодательства в области обеспечения и контроля состояния радиационной безопасности.