Monitoring, prognozowanie i symulacja zagrożeń oraz ... - MANHAZ

"Modele zagrożeń aglomeracji miejskiej wraz z
systemem zarządzania kryzysowego na przykładzie m.
st. Warszawy"
Zadanie 8: Monitoring, prognozowanie i symulacja zagroŜeń
oraz zarządzania kryzysowego w aglomeracji warszawskiej w
sytuacji wystąpienia zagroŜenia skaŜeniem promieniotwórczym

Historia Dokumentu
Data Wersja Opis Autor
Raport końcowy zad. 8 „Monitoring,
prognozowanie i symulacja zagroŜeń oraz
zarządzania kryzysowego w aglomeracji
warszawskiej w sytuacji skaŜenia
promieniotwórczego ”
2
W.Baran,
M.Borysiewicz,
Ł. Czerski, J. Dyczewski,
A. Kozubal,
S.Potempski, W.Szteke,
J.Wasiak, A. Wasiuk,
T. Wagner,
H.Wojciechowicz

Spis treści
1. DZIAŁANIE PROMIENIOWANIA JONIZUJĄCEGO......................................................................... 5
2. ZAGROśENIA OD INSTALACJI STAŁYCH........................................................................................ 7
2.1 ZAGROśENIA OD INSTALACJI JĄDROWYCH ........................................................................................... 7
2.2 OCENA AKTYWNOŚCI SUBSTANCJI UWOLNIONYCH DO ATMOSFERY W OŚRODKU ŚWIERK.................. 10
2.3 SCENARIUSZE DLA REAKTORA MARIA.............................................................................................. 15
2.3.1 Uwolnienia produktów rozszczepień - załoŜenia........................................................................... 15
2.3.2 Przepalenie pojedynczego elementu paliwowego.......................................................................... 16
2.3.3 Częściowe stopienie rdzenia reaktora MARIA.............................................................................. 17
2.3.4 Uwolnienia produktów rozszczepień do atmosfery - źródła.......................................................... 18
2.4 PROPAGACJA SKAśEŃ W OTOCZENIU REAKTORA MARIA .................................................................. 19
2.5 ZAGROśENIE RADIOLOGICZNE WOKÓŁ REAKTORA MARIA PO CIĘśKICH AWARIACH......................... 20
2.5.1 Awaria projektowa ........................................................................................................................ 20
2.5.2 Awaria nadprojektowa .................................................................................................................. 22
3. ZAGROśENIA ZWIĄZANE Z UśYCIEM BRONI MASOWEGO RAśENIA................................ 24
3.1 BOMBY JĄDROWE O MAŁEJ WYDAJNOŚCI............................................................................................ 25
3.2 RADIOLOGICZNE URZĄDZENIA ROZPRASZAJĄCE, ZNANE TEś JAKO BRUDNE BOMBY (RDD)............... 29
4. METODY MONITOROWANIA STANU ZAGROśENIA RADIOLOGICZNEGO......................... 31
4.1 MONITORING KRAJOWY...................................................................................................................... 31
4.1.1 Stacje wczesnego wykrywania skaŜeń promieniotwórczych.......................................................... 32
4.1.2 Placówki prowadzące pomiary skaŜeń promieniotwórczych środowiska i artykułów rolnospoŜywczych.................................................................................................................................................
34
4.2 MONITORING LOKALNY ...................................................................................................................... 35
4.3 APARATURA DOZYMETRYCZNA WYKORZYSTYWANA PRZY KONTROLACH W M. ST. WARSZAWA ....... 35
4.4 APARATURA STOSOWANA PRZEZ SŁUśBY CENTRUM ZARZĄDZANIA KRYZYSOWEGO ........................ 37
5. PROGNOZOWANIE ZAGROśEŃ RADIOLOGICZNYCH .............................................................. 40
5.1 ORGANIZACJA SYSTEMU ZARZĄDZANIA ZAGROśENIAMI RADIOLOGICZNYMI ..................................... 40
5.1.1 Wstęp............................................................................................................................................. 41
5.1.2 Struktura i funkcje systemu wspomagania decyzji po wypadku jądrowym RODOS ..................... 41
5.2 PODSTAWOWE MODUŁY SYSTEMU RODOS........................................................................................ 45
5.3 SPOSÓB UśYCIA SYSTEMU RODOS .................................................................................................... 52
6. WYWOŁANIE INTERFEJSU DO OBLICZEŃ - (HPAC/RMP) ........................................................ 63
6.1 OPIS PAKIETU HPAC................................................................................................................................... 63
Definicja zagroŜenia, prognozowania i oceny............................................................................................. 63
Incydenty, uwolnienia i scenariusze ............................................................................................................ 64
6.2 SYMULACJE ZAGROśEŃ TERRORYSTYCZNYCH ZWIĄZANYCH Z UśYCIEM SUBSTANCJI PROMIENIOTWÓRCZEJ
.......................................................................................................................................................................... 66
7. TRANSPORT I PRZEMYT MATERIAŁÓW PROMIENIOTWÓRCZYCH ................................... 77
7.1 TRANSPORT MATERIAŁÓW PROMIENIOTWÓRCZYCH I JĄDROWYCH..................................................... 77
7.2 PRZEMYT MATERIAŁÓW PROMIENIOTWÓRCZYCH I JĄDROWYCH......................................................... 78
8. PROCEDURY WSPOMAGANIA DECYZJI W PRZYPADKU NIELEGALNEGO PRZEWOZU
SUBSTANCJI PROMIENIOTWÓRCZYCH .................................................................................................. 81
8.1 PODSTAWOWE CZYNNOŚCI NA MIEJSCU ZDARZENIA ........................................................................... 81
8.1.1 Środki bezpieczeństwa i stabilizacji sytuacji na miejscu zdarzenia .............................................. 81
8.1.2 Ryzyko skaŜeń powietrza ............................................................................................................... 83
8.1.3 Powiadamianie.............................................................................................................................. 83
8.2 BADANIA RADIOLOGICZNE NA MIEJSCU ZDARZENIA RADIACYJNEGO WYKONYWANE PRZEZ
SPECJALISTÓW WSKAZANYCH PRZEZ PREZESA PAA......................................................................................... 85
8.2.1 Podstawowe cele badań radiologicznych...................................................................................... 85
3

8.2.2 Metody pomiarowe i sprzęt ........................................................................................................... 85
8.2.3 Podstawowe pomiary i badania .................................................................................................... 85
8.2.4 Kontrola dozymetryczna................................................................................................................ 85
8.2.5 Zabezpieczenie dowodów - kryminalistyka klasyczna ................................................................... 86
8.2.6 Pierwszy raport o sytuacji radiologicznej..................................................................................... 86
8.2.7 Kategoryzacja materiału na miejscu zdarzenia............................................................................. 86
8.2.8 Decyzje o dalszych działaniach..................................................................................................... 86
8.2.9 Szczegółowy raport ....................................................................................................................... 87
8.3 DOCHODZENIE KRYMINALNE NA MIEJSCU ZDARZENIA........................................................................ 87
8.3.1 Dochodzenie kryminalne (śledztwo).............................................................................................. 87
8.3.2 SkaŜony sprzęt i materiały............................................................................................................. 87
8.3.3 Uwolnienie miejsca zdarzenia....................................................................................................... 88
8.3.4 Końcowe sprawdzenie skaŜeń ....................................................................................................... 88
8.4 TRANSPORT I SKŁADOWANIE .............................................................................................................. 88
8.4.1 Wybór miejsca składowania.......................................................................................................... 88
8.4.2 Przygotowanie transportu ............................................................................................................. 89
8.4.3 Transport....................................................................................................................................... 89
8.4.4 Przekazywanie informacji nt. materiału........................................................................................ 89
8.4.5 Ochrona fizyczna w czasie transportu........................................................................................... 89
8.4.6 Sprawowanie pieczy (opieki)......................................................................................................... 89
8.5 DALSZE DZIAŁANIA ............................................................................................................................ 93
8.5.1 Sprawowanie pieczy (opieki)......................................................................................................... 93
8.5.2 Rozpoczęcie kategoryzacji materiału ............................................................................................ 93
8.5.3 Dalsza kategoryzacja materiału.................................................................................................... 94
8.5.4 Inne analizy ................................................................................................................................... 94
8.6 ZAWARTOŚĆ INFORMACJI BAZY DANYCH ........................................................................................... 94
9. ANALIZA ZAGROśEŃ WODNYCH .................................................................................................... 95
9.1 WSTĘP ................................................................................................................................................ 95
9.2 ANALIZA MOśLIWYCH ZAGROśEŃ ...................................................................................................... 97
10. PROCEDURY POSTĘPOWANIA MEDYCZNEGO....................................................................... 99
11. WYKAZ SZPITALI ........................................................................................................................... 104
4

1. Działanie promieniowania jonizującego
Przy napromieniowaniu (ekspozycji) organizmu człowieka wyróŜniamy, w zaleŜności od
wielkości dawki promieniowania oraz czasu ekspozycji, dwa rodzaje skutków:
− deterministyczne, które muszą wystąpić po przekroczeniu pewnego progu dawki
(dotyczą duŜych dawek, występują zazwyczaj po krótkim czasie),
− stochastyczne, które mogą, (ale nie muszą) wystąpić po dłuŜszym czasie z
prawdopodobieństwem proporcjonalnym do otrzymanej dawki promieniowania.
Przy silnym krótkotrwałym napromieniowaniu występuje tzw. skutek deterministyczny, który
jest następstwem śmierci pewnej liczby komórek. Skutek ten występuje dopiero przy
przekroczeniu pewnego progu dawki promieniowania, gdyŜ przy niewielkich dawkach
organizm moŜe łatwo naprawić uszkodzenia w komórce lub zastąpić zniszczone komórki
nowymi, bez zauwaŜalnego wpływu na ich funkcje czy funkcje określonych organów. W
przypadku napromieniowania całego ciała skutek deterministyczny występuje w postaci tzw.
choroby popromiennej, która w najcięŜszych przypadkach moŜe doprowadzić do zgonu. Przy
napromieniowaniu fragmentów ciała moŜe dojść do poparzeń popromiennych lub uszkodzeń
pewnych narządów. Im większa dawka, tym skutki są cięŜsze i występują wcześniej. Znane są
przypadki powaŜnych naraŜeń będących wynikiem kradzieŜy lub nieświadomego
manipulowania silnymi źródłami stosowanymi w terapii lub defektoskopii. Uszkodzenia
popromienne występują teŜ w wyniku stosowania promieniowania w radioterapii. DuŜe
dawki promieniowania, stosowane do zniszczenia komórek nowotworowych i ratowania
Ŝycia pacjenta, powodują teŜ nieuniknione skutki uboczne (np. zaczerwienienie i poparzenia
skóry, zmiany obrazu krwi, dolegliwości układu pokarmowego).
Drugi typ skutków stanowią tzw. skutki stochastyczne, do których naleŜą choroby
nowotworowe oraz skutki genetyczne, ujawniające się dopiero u potomstwa osób
napromieniowanych. Skutki stochastyczne wynikają ze zmian w strukturze komórki
wywołanych przez promieniowanie jonizujące. Przyjmuje się obecnie, Ŝe dla tego typu
skutków nie ma określonego progu dawki i mogą one wystąpić nawet przy bardzo małych
dawkach, acz z małym prawdopodobieństwem. Jest to załoŜenie pesymistyczne, ale na nim
opiera się cały system ochrony przed promieniowaniem. KaŜdy człowiek stale podlega
oddziaływaniu promieniowania kosmicznego i naturalnych izotopów występujących w
naszym otoczeniu i poŜywieniu, a nawet w ciele ludzkim. Organizm ludzki dysponuje
mechanizmami naprawy uszkodzeń komórek i usuwania ewentualnych zmian, które mogą
prowadzić do nowotworu. Czasami jednak te mechanizmy zawodzą i dochodzi do rozwoju
choroby. NaleŜy jednak podkreślić, Ŝe małe dawki promieniowania występujące przy
bezpiecznym, zgodnym z przepisami, stosowaniu źródeł promieniowania stanowią niewielki
dodatek do naturalnego tła promieniowania i powodują znikomy, praktycznie niewykrywalny
wzrost ryzyka utraty zdrowia.
Choroby nowotworowe występują w kilka, kilkanaście, a nawet więcej lat od inicjacji.
Między faktem napromieniowania a chorobą nowotworową nie ma bezpośredniego związku
"przyczyna - skutek". Ze wzrostem dawki wzrasta jednak prawdopodobieństwo wystąpienia
nowotworu.
Obecnie przyjmuje się, Ŝe dla ogółu ludności średni współczynnik ryzyka wystąpienia
choroby nowotworowej przy napromieniowaniu całego ciała wynosi ok. 5 x 10 -2 Sv.
ZagroŜenie dla danej grupy osób oblicza się mnoŜąc współczynnik ryzyka przez liczbę
napromieniowanych osób i przez dawkę. Oznacza to, Ŝe np., jeŜeli duŜa grupa ludzi otrzyma
dawkę l mSv to prawdopodobieństwo pojawienia się nowotworu jest takie, iŜ dotyczyłoby to
5

5 osób spośród 100 000 napromieniowanych, tzn. 0,005%. Dla porównania moŜna przypomnieć,
Ŝe "naturalna" śmiertelność na nowotwory złośliwe wynosi 25%, a więc 25 osób na
100.
Zasady ochrony przed promieniowaniem
Zadaniem ochrony przed promieniowaniem jest całkowite zabezpieczenie ludzi przed
szkodliwymi skutkami deterministycznymi i ograniczenie prawdopodobieństwa skutków
stochastycznych do poziomów uznawanych za akceptowalne.
Aby spełnić ten cel Międzynarodowy Komitet Ochrony Radiologicznej (ICRP), a takŜe
Polskie Prawo Atomowe, zaleciły wprowadzenie systemu dawek granicznych przyjmując trzy
podstawowe zasady:
− nie wolno prowadzić Ŝadnej działalności związanej z naraŜeniem ludzi na
promieniowanie, jeŜeli nie jest to uzasadnione uzyskaniem końcowego pozytywnego
efektu,
− wszystkie ekspozycje będą utrzymane na poziomie tak niskim, jak to jest rozsądnie
osiągalne, przy uwzględnieniu czynników ekonomicznych i społecznych (zasada
ALARA - skrót angielskiego określenia "as low as reasonably achieyable", czyli "tak
małe, jak jest to rozsądnie osiągalne"),
− równowaŜnik dawki dla pojedynczych osób nie moŜe przekraczać limitów naraŜenia
zalecanych przez ICRP (dawki graniczne).
System dawek granicznych
NaraŜenie poszczególnych osób na promieniowanie powinno być ograniczone i nie moŜe
przekraczać wartości tzw. dawek granicznych. Dawki graniczne zostały określone w ustawie
PRAWO ATOMOWE oraz w przepisach wykonawczych do tej ustawy. Wartości dawek
granicznych dla normalnych sytuacji wynoszą przy naraŜeniu całego ciała (przy
równomiernym napromienieniu):
− dla osób zawodowo naraŜonych - dawka skuteczna nie powinna przekroczyć średnio
20 mSv/rok; w danym roku moŜe być do 50 mSv pod warunkiem, Ŝe w ciągu pięciu
kolejnych lat wartość sumaryczna nie przekroczy 100 mSv,
− dla pojedynczych osób z ludności - średnio 1 mSv/rok; dopuszcza się dawkę do 5 mSv
w ciągu jednego roku, jeśli zostanie zachowana wartość średnia 1 mSy/rok w okresie
5 lat.
Przy naraŜeniu (napromienieniem) nierównomiernym, gdy najbardziej naraŜony jest narząd
lub tkanka, dawki graniczne wyraŜa się jako dawki równowaŜne w tym narządzie lub tkance:
− dla osób zawodowo naraŜonych - graniczna dawka równowaŜna dla oczu wynosi 150
mSv na rok, dla skóry 500 mSv na rok,
− dla pojedynczych osób z ludności - graniczna dawka równowaŜna dla oczu wynosi
15mSv na rok, dla skóry 50 mSv na rok.
W przypadku awarii dopuszcza się dawki do 250 mSv/rok, ale dotyczy to tylko osób
zawodowo naraŜonych.
Dawki graniczne dla populacji są znacznie niŜsze niŜ dla osób naraŜonych zawodowo, co
wynika z dwóch powodów. Po pierwsze: zawodowo naraŜone mogą być tylko osoby dorosłe i
zdrowe, natomiast naraŜenie ogółu ludności dotyczy równieŜ dzieci, kobiet w ciąŜy i osób
chorych. Po drugie: osoby pracujące z promieniowaniem podejmują tę decyzję świadomie i
czerpią ze swej pracy bezpośrednie korzyści.
6

2. ZagroŜenia od instalacji stałych
2.1 ZagroŜenia od instalacji jądrowych
Biorąc pod uwagę kryterium zasięgu skaŜenia promieniotwórczego rozróŜnia się dwa rodzaje
zagroŜeń: lokalne (miejscowe) i terytorialne – nawet ogólnokrajowe. ZagroŜenia miejscowe
będą miały ograniczony zasięg i mogą wystąpić w róŜnego rodzaju laboratoriach
izotopowych, zakładach medycznych czy instalacjach jądrowych. Skutki ich dotyczą
zazwyczaj personelu bezpośrednio zatrudnionego przy danym źródle. Na terenie Warszawy
ponad 200 instytucji stosuje otwarte lub zamknięte źródła promieniowania jonizującego.
Łącznie zarejestrowanych przez Centralne Biuro Ochrony Radiologicznej jest ponad 360
źródeł radiologicznych róŜnej mocy promieniowania i o róŜnym czasie rozpadu
połowicznego.
Bezpieczeństwo pracy ze źródłami promieniowania jonizującego reguluje art.45 ustawy
Prawo atomowe i rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 17 grudnia 2002r. w sprawie
szczegółowych warunków bezpiecznej pracy ze źródłami promieniowania jonizującego (Dz.
U. Nr 239, poz. 2029).
Rozporządzenie zawiera informacje dotyczące wymagań technicznych, ochrony
radiologicznej i zasad pracy ze źródłami promieniotwórczymi, urządzeniami zawierającymi
takie źródła oraz urządzeniami wytwarzającymi promieniowanie jonizujące.
W Polsce uŜytkownikami źródeł promieniowania jonizującego są jednostki organizacyjne
prowadzące działalność (jedną lub kilka) związaną z naraŜeniem i podlegające - zgodnie z
ustawą Prawo atomowe - nadzorowi PAA. Na terenie miasta stołecznego Warszawy źródła
izotopowe posiadają jednostki, które uŜytkują akceleratory, aparaty gammagraficzne, aparaty
rentgenowskie, aparaturę izotopową, chromatografy, urządzenia radiacyjnego, pracownie
źródeł otwartych o zamkniętych, itp. Ponadto na terenie Dworca Lotniczego CARGO przy ul.
WiraŜowej znajduje się magazyn, przez który przechodzą tranzytem przewoŜone drogą
lotniczą źródła promieniowania. W magazynie tym moŜe być przechowywana róŜna ilość
źródeł promieniowania o róŜnej mocy.
NiezaleŜnie od omawianych źródeł promieniowania substancje promieniotwórcze o bardzo
małej mocy stosowane są w czujkach sygnalizacji poŜarowej. Źródła te mogą tworzyć jedynie
małe, lokalne zagroŜenia radiologiczne. Ewentualne skaŜenia nie powinny przekroczyć rejonu
stosowania tych źródeł.
ZagroŜenie materiałami radioaktywnymi o większym zasięgu moŜe wystąpić na skutek awarii
reaktora w Świerku. W Instytucie Energii Atomowej w Świerku znajduje się jedyny
eksploatowany w Polsce obiekt jądrowy. Jest nim reaktor "Maria" o projektowanej mocy 30
MW, eksploatowany w chwili obecnej na mocy nominalnej 21 MW. Reaktor "Ewa" o
projektowanej mocy 10 MW został wyłączony i eksploatowany jest jako przechowalnik
wypalonego paliwa jądrowego. W reaktorze tym nadal pozostają sprawne i funkcjonują
układy niezbędne do zapewnienia jego bezpieczeństwa w stanie wyłączonym.
W przypadku awarii ponadprojektowej reaktora "Maria" – nie istnieje zagroŜenie
radiologiczne dla ościennych gmin, a jedynie dla mieszkańców miejscowości połoŜonych w
7

ezpośrednim sąsiedztwie IEA Świerk. Teren ten obejmuje obszar o promieniu 6 km od
reaktora.
Zgodnie z ustawą Prawo atomowe obiektami jądrowymi w Polsce są, poza reaktorami
badawczymi MARIA i EWA, równieŜ przechowalniki wypalonego paliwa jądrowego.
"Mokre" (z wodą) przechowalniki wypalonego paliwa jądrowego (obiekty 19 i 19A) od
stycznia 2002 roku eksploatowane są przez Zakład Unieszkodliwiania Odpadów
Promieniotwórczych (ZUOP) zlokalizowany w Świerku.
Przechowalnik 19 słuŜy do przechowywania wypalonego paliwa typu EK-10 z pierwszego
okresu eksploatacji (lata 1958-67) reaktora EWA. Obiekt ten jest wykorzystywany równieŜ
jako miejsce przechowywania niektórych stałych odpadów pochodzących z likwidacji
reaktora EWA i z eksploatacji reaktora MARIA oraz zuŜytych źródeł promieniowania gamma
o duŜej aktywności. Podstawowym elementem przechowalnika jest korpus betonowy, w
którym usytuowane są w siatce kwadratowej cztery cylindryczne komory. Komory wyłoŜone
są wykładziną ze stali kwasoodpornej, a wewnątrz nich znajdują się zbiorniki przechowawcze
z separatorami dla odpowiedniego rozmieszczenia elementów wypalonego paliwa jądrowego.
Przechowalnik 19A (o podobnej konstrukcji) słuŜy do przechowywania paliwa typu WWR-
SM i WWR-M2 pochodzącego z eksploatacji reaktora EWA w latach 1967-95. Wypalone
paliwo z reaktora MARIA przechowywane jest w basenie technologicznym tego reaktora.
Paliwo to, w przeciwieństwie do paliwa stosowanego w reaktorze EWA, ma wyŜszy stopień
wzbogacenia (36 i 80%).
Dodatkowym źródłem zagroŜenia radiacyjnego moŜe być materiał promieniotwórczy
przewoŜony transportem samochodowym, który uległby wypadkowi drogowemu na trasie
przewozu do Centralnej Składnicy Odpadów Promieniotwórczych w miejscowości RóŜan,
pow. Maków Mazowiecki.
Odbiorem, transportem, przetwarzaniem i składowaniem odpadów powstających u
wszystkich uŜytkowników materiałów promieniotwórczych w kraju, zajmuje się Zakład
Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych (ZUOP).
PowaŜnym źródłem skaŜeń promieniotwórczych dla województwa mazowieckiego, jak i dla
całego obszaru Polski, mogą być awarie lub zniszczenia reaktorów jądrowych
rozmieszczonych w państwach ościennych. W promieniu 250 km od granic Polski pracują
elektrownie jądrowe o łącznej mocy zainstalowanej 14 tys. MW.
Blisko południowych granic Polski buduje się czeska elektrownia Temelin - 2 bloki o mocy
900 MW. Z uwagi na stan techniczny i stopień wyeksploatowania największe zagroŜenie
stwarzają elektrownie jądrowe znajdujące się na terytorium Ukrainy i Litwy.
NajniŜszy poziom bezpieczeństwa posiada reaktor RBMK, znajdujący się w Ignalino na
Litwie (ok. 250 km od granic Polski).
Skutki powaŜnej awarii elektrowni jądrowej państwa ościennego (poziom 6-7 wg skali INES)
dla województwa mazowieckiego uzaleŜnione będą od:
− ilości i aktywności uwolnionych substancji radioaktywnych,
− panujących warunków meteorologicznych.
8

Nawet w najbardziej niekorzystnych warunkach atmosferycznych musi upłynąć przynajmniej
kilka godzin zanim radioaktywna chmura dotrze do Warszawy. SkaŜenie moŜe objąć obszar
całej Polski. W przypadku powaŜnej awarii jednej z elektrowni państw ościennych Polski
(rys. 2.1), zagroŜenie będzie wynikać głównie z emisji do atmosfery:
− izotopów jodu J-131,
− produktów rozszczepienia z długimi okresami połowicznego rozpadu (stront Sr-90,
cez Cs-137, Cs-134),
(wykaz bloków energetycznych elektrowni jądrowych zlokalizowanych w odległości do
300km od granic Polski przedstawia tabela 2.1).
Nie przewiduje się sytuacji, w której konieczna (i moŜliwa) byłaby ewakuacja mieszkańców
miast i wsi. Ocenia się, Ŝe ewentualne skutki napromieniowania nie będą większe niŜ
konsekwencje ewakuacji (chaos, panika, zamęt, histeria, prowadzące do większych strat w
ludziach, skutków socjologiczno-psychologicznych i większych kosztów finansowych
podjętych przedsięwzięć.
Tabela 2.1. Wykaz bloków energetycznych elektrowni jądrowych zlokalizowanych w
odległości do 300 km od granic Polski.
Państwo Elektrownia
Ilość bloków
energetycznych
Słowacja Bohunice 2
Słowacja Mochovce 2
Ukraina Równe 2
Węgry Paks 4
Czechy Dukovany 4
9
Reaktor
Moc reaktora
[MWe]
WWER-440 440
Słowacja Bohunice 2 WWER-440/230 440
Ukraina Chmielnicki 1
Ukraina Równe 1
Czechy Temelin 1
WWER-1000 1000
Szwecja Barsebeck 1 615
Szwecja Oskarshamn 1 465
Szwecja Oskarshamn 1 BWR
630
Szwecja Oskarshamn 1 1205
Niemcy Krϋmel 1
1315
Litwa Ignalino 2 RBMK 1300

W budowie:
Słowacja Mochovce 2 WWER-440 440
Ukraina Równe 1 WWER-1000 1000
Ukraina Chmielnicki 1 WWER-1000 1000
Źródło: Dane uzyskane z Państwowej Agencji Atomistyki.
Rysunek 2.1. Rozmieszczenie elektrowni jądrowych w odległości do 300km od granic
Polski. Źródło: Państwowa Agencja Atomistyki.
2.2 Ocena aktywności substancji uwolnionych do atmosfery w Ośrodku Świerk
PoniŜsze dane zostały opracowane na podstawie wyników pomiarów przeprowadzonych w
Laboratorium Pomiarów Dozymetrycznych IEA.
10

Reaktor EWA
Zgodnie z Zezwoleniem Prezesa PAA nr 1/2002/EWA z dnia 15 stycznia 2002 roku,
sumaryczny limit uwolnień substancji promieniotwóczych do atmosfery został ustalony na
0,1 DAC przy stęŜeniu radionuklidów mierzonym na wylocie komina wentylacyjnego (DAC
= ALIo/2400 m 3 ).
PoniŜej podano zestawienie wyników pomiaru oraz ocenę uwolnień.
Izotop Oszacowane stęŜenia
[Bq/m 3 ]
0,1 DAC
[Bq/m 3 ]
11
Próg wykrywalności
[0,1 DAC]
H-3 120 8 • 10 4 5,6 • 10 -5
Kr-85

Zakładając ciągłą pracę układu wentylacji z wydajnością 1000 m 3 /h, uwolnienia przez komin
o wysokości 40 ni w ciągu roku były następujące: H-3 - 5,3 • 10 7 Bq; Kr-85 -1,3 • 10 10 Bq;
Sr-90 - 3,0 • 10 6 Bq; Cs-137 ≤ 10 5 Bq.
Reaktor MARIA
W 2005 roku emisja gazów szlachetnych (Ar-41 oraz izotopy ksenonu i kryptonu) do
atmosfery wynosiła 2,73 • 10 13 Bq, co stanowiło 2,73 % przyznanych przez Prezesa PAA w
Zezwoleniu 1/2004 z dnia 30.03.2004 rocznego limitu uwolnień, przy czym maksymalna
godzinna emisja wynosiła 8,4 • 10 9 Bq, co stanowi ok. 4,2 % godzinnego limitu uwolnień.
Uwolnienie trytu (HTO) do atmosfery oszacowane na podstawie znajomości ubytku
wody z basenu reaktora wskutek parowania (5 m 3 /tygodniowy cykl pracy reaktora) oraz
stęŜenia trytu w wodzie (2 • 10 9 Bq/m 3 ) wynosiło 3,8 • 10 11 Bq. Przy ciągłej wentylacji z
wydajnością ok. 37 000 m 3 /h średnie stęŜenie trytu na wylocie komina wynosiło 1,12 • 10 3
Bq/m 3 .
Emisja jodów promieniotwórczych (I-131, I-132, I-133, I-134 i I-135) w tym okresie
wynosiła 1,68-10 9 Bq, co stanowi ok. 33,6 % rocznego limitu uwolnień, przy czym
maksymalna tygodniowa emisja wynosiła 1,72- 10 8 Bq, co stanowi 172% tygodniowego
limitu uwolnień. Przekroczenie tygodniowego limitu uwolnień jodów w cyklu pracy 1-
6.03.05 spowodowane było nieszczelnością zaworu w obiegu chłodzenia kanałów
paliwowych numer l z l9. Po zakończeniu tego cyklu pracy nieszczelność usunięto.
Uwolnienie I-131 w okresie sprawozdawczym wynosiło 3,32•10 8 Bq co stanowi ok.
6,64 % rocznego limitu uwolnień, przy czym maksymalne tygodniowe uwolnienie wynosiło
2,1 • 10 7 Bq, co stanowi ok. 21 % tygodniowego limitu uwolnień. Pozostałą część stanowią
izotopy I-132, I-133, I-134 i I-135.
Uwolnienie krótkoŜyciowych izotopów Rb-88 i Cs-138 wynosiło ok. 5,95 • 10 9 Bq, przy
czym maksymalne tygodniowe uwolnienie wynosiło 9,9 • 10 8 Bq.
ZUOP
Uwolnienia substancji promieniotwórczych do atmosfery występują z następujących
obiektów: bud. nr 26, bud. nr 35, zespół zlewni ścieków obejmujących bud. nr 20 i tzw.
zbiorniki "radzieckie" oraz bud. nr 93.
W obiektach tych nie ma obecnie układów do pomiaru ciągłego, pozwalających na
ocenę aktywności i rodzaju nuklidów usuwanych do atmosfery. Pomiary operacyjne są
wykonywane sporadycznie.
Układ wentylacji wraz z układem pomiarowym dozymetrycznym w bud. nr 35 jest w
trakcie modernizacji.
Analizę całkowitego uwolnienia w ciągu 2005 roku na podstawie występujących
prędkości odparowywania wody ze zbiorników Rl i R2 ZUOP przedstawiono poniŜej.
Do oszacowania wielkości uwolnienia do otoczenia radionuklidów ze zbiorników Rl i
R2 przyjęto następujące dane i załoŜenia:
1) Ocenę oparto na analizach stęŜenia radionuklidów w próbkach ścieków;
2) Uwolnienie trytu w postaci HTO jest proporcjonalne do odparowanej ilości ścieków w
litrach i jego stęŜenia;
3) Uwolnienie do środowiska pozostałych radionuklidów jest proporcjonalne do
odparowanej ilości ścieków w litrach i 10% jego stęŜenia;
12

4) Przyjmując pesymistycznie - przez analogię do basenów przechowawczych paliwa w
przechowalniku 19 i 19A (powierzchni parowania, pola przekroju włazu, temperatury
ścieków) - ubytek ścieków przez parowanie Qd oszacowano na 2,5 l/dobę. Stąd roczny
ubytek Qr oszacowano na 912 dm dla jednego zbiornika;
5) Pomiar bezpośredni ubytków na odparowanie nie jest moŜliwy, poniewaŜ poziom
ścieków w zbiornikach jest zmienny z powodów technologicznych;
6) Uśrednione dane z analiz przyjęte jako średnioroczne z obiektów 19 i 19A:
Co 60 - 104 Bq/dm 3 , Nb 95 - 924 Bq/dm 3 , Zr 95 - 450 Bq/dm 3 ,
Cs 137 - 470 Bq/dm 3 , Ce 144 - 720 Bq/dm 3 , H 3 - 360 kBq/dm 3 .
7) Globalne uwolnienie w roku 2005 na poziomie ziemi ze zbiorników Rl i R2 moŜna
oszacować jako:
Co 60 190 kBq Cs 137 850 kBq
Nb 95 1660 kBq Ce 144 650 kBq
Zr 95 810 kBq H 3 330 MBq
Na podstawie wstępnych szacunków moŜna sądzić, Ŝe stęŜenie substancji
promieniotwórczych usuwanych do atmosfery przez komin 40 m z kaŜdego z tych źródeł nie
przekracza 0,1 DAC.
OBRI
Ośrodek Badawczo-Rozwojowy Izotopów prowadzi prace produkcyjne i badawcze
związane z otwartymi jak i zamkniętymi źródłami promieniotwórczymi, a takŜe z
przywozem, wywozem, magazynowaniem i transportem źródeł promieniotwórczych. Prace te
prowadzone są głównie w budynkach 24 i 29.
Z OBRI przez komin o wysokości 18,5 m w 2005 roku uwolniono w sposób ciągły do
otoczenia: I-125 - 29 MBq; I-131 - 1,2 GBq oraz izotopu Tc-99m w ilości 4 MBq, zaś Br-82
około 0,6 MBq.
Do kanalizacji sanitarnej uwolniono: P-32 - 320 MBq; S-35 - 50 MBq; Co-60 - 1,2
MBq; Sr-90 - 7,0 MBq; Tc-99m - kilkanaście MBq; I-125 - 2,6 MBq; I-131 - 8,9 MBq; Cs-
137 - 2,8 MBq oraz Ir-192 - 0,4 MBq.
PoniŜej zamieszczono całkowite zawartości substancji beta promieniotwórczych w
środowisku wodnym, opadzie atmosferycznym i w ściekach na terenie i w otoczeniu ośrodka
Świerk na podstawie danych z 2005 roku.
Rodzaj próbki i
miejsce poboru
Wody wodociągowe
Ośrodek Świerk
Wody deszczowo-drenaŜowe
Ośrodek Świerk
Symbol
próbki
W101
Jedn.
pomiarowa
Bq/dm 3
13
średnie
2004 r.
0,13
S t ę Ŝ e n i e Liczba kontrolowanych
średnie
2005 r.
0,11
minim.
2005 r.
0,08
maksym
2005 r.
0,15
próbek punktów
W201 Bq/dm 3 0,35 0,26 0,08 1,0 52 1
4
1

Ścieki
Ośrodek Świerk
Opad całkowity
Ośrodek Świerk
Wody studzienne
Gospodarstwo-WólkaMlądzka
Gospodarstwo - Świerk
Wody rzeczne
Świder - Wola Karczewska
Świder - Wólka Mlądzka
Wisła - Warszawa
Ścieki
Oczyszczalnia w Otwocku
S101 Bq/dm 3 1,5 0,94 0,27 2,4 52 1
F101 Bq/m 2
miesiąc
W106
W108
W501
W502
W602
S202
Bq/dm 3
Bq/dm 3
Bq/dm 3
14
2,0 1,6 0,78 4,2 12 1
0,38
0,67
0,13
0,17
0,29
0,46
0,61
0,14
0,15
0,20
0,23
0,50
0,10
0,10
0,12
0,68
0,72
0,18
0,20
0,25
W celu oszacowania naraŜenia osób zamieszkałych w otoczeniu ośrodka Świerk wykonano
obliczenia wg metod oszacowania naraŜenia grup populacji prezentowanych w Raporcie
wydanym przez European Commission, Directorate - General XIII Radiation Protection 72 -
CREAM (Conseąuences of Releases to the Emdronment: Assessment Methodology)-1995.
Oparte one były na następujących rocznych uwolnieniach do atmosfery:
1,4
Uwolnienia z obiektu reaktora MARIA - wysokość komina 60 m.
Ar-41,Xe-135 - 2,7 • 10 13 Bq
I-131 - l,7 • 10 10*/ Bq
H-3(HTO) - 3,6 • 10 11 Bq
Rb-88+Cs-137 - 5,9 • 10 10*/ Bq
Uwolnienia z obiektów OBRI - wysokość komina 18 m.
Σ I-131 - l,2 • 10 10*/ Bq
Tc-99 - 4,0 • 10 7*/ Bq
Br-82 - 6,0 • 10 6*/ Bq
Uwolnienia z obiektu reaktora EWA i przechowalników wypalonego paliwa (19 i 19A) - wysokość
komina 40 m.
Kr-85m - l,3 • 10 10 Bq
H-3(HTO) - 5,3 • 10 7 Bq
Cs-137 - 7,2 • 10 6*/ Bq
Sr-90 - 2,6 • 10 7*/ Bq
Uwolnienia ze zbiorników operacyjnych 300 m 3 ZUOP - poziom ziemi.
H-3(HTO) - 6,5 • 10 8 Bq
Co-60 - l,3 • 10 5 Bq
Nb-95 - 1,7 • 10 5*/ Bq
Zr-95 - 8,0 • 10 5*/ Bq
1,5
0,38
2,0
2
2
4
4
4
4
1
1
1
1
1
1

Wyniki obliczeń przy stosowaniu kodu CREAM-ASSESSOR/ATMOS
Lp. Miejsce uwolnienia Dawka efektywna dla Dawka efektywna dla osób
niemowląt [μSv] dorosłych [μSv]
500 m 1000 m 500 m 1000 m
1. Reaktor MARIA 8,6 E-3 4,0 E-3 8,5 E-3 7,3 E-3
2. ZUOP-EWA
Przechowalniki
1,5 E-4 7,5 E-5 9,6 E-5 8,2 E-5
3. OBRI 7,7 El 3,8 El 1,2 El 1,0 El
4. ZUOP Zbiorniki 1,6 E-4 8,0 E-5 2,0 E-4 6,8 E-4
Suma uwolnień 7,7 El 3,8 E1 1,2 E1 1,0 E1
Na podstawie tego naraŜenia dla poszczególnych grup wynosiły:
- naraŜenie niemowląt - ok. 5,0 μSv
- naraŜenie dzieci i dorosłych - ok. 5,0 μSv
W efekcie otrzymano następujące dawki efektywne:
Grupa krytyczna Dawka efektywna
[μSv]
15
Procent dawki granicznej dla
ludności
[%]
Niemowlęta (do 1 roku) 43 μSv 4,3
Dorośli 17 μSv 1,7
PowyŜsze dane mogą słuŜyć za pewien punkt odniesienia, gdyŜ dają dość typowe roczne
uwolnienia substancji radioaktywnych z Ośrodka Świerk.
2.3 Scenariusze dla reaktora MARIA
Biorąc pod uwagę obiekty jądrowe reaktor MARIA stanowi największe potencjalne źródło
zagroŜenia dla m. st. Warszawy. PoniŜej przedstawiono najpowaŜniejsze przypadki
scenariuszy awaryjnych, takich których skutki mogłyby ewentualnie mieć wpływ na obszar
wykraczający poza Ośrodek Świerk.
2.3.1 Uwolnienia produktów rozszczepień - załoŜenia
Spośród wszystkich awarii i sytuacji awaryjnych, analizowanych w raporcie
bezpieczeństwa (ERB), wybrano dwie o najpowaŜniejszych konsekwencjach radiologicznych
dla otoczenia. Są to:
• przepalenie pojedynczego elementu paliwowego na skutek zbocznikowania lub zablokowania
przepływu chłodziwa przez element podczas pracy reaktora
(maksymalna awaria projektowa),
• częściowe stopienie rdzenia reaktora MARIA na skutek rozerwania rurociągu
głównego (awaria nadprojektowa).

Z punktu widzenia transportu produktów rozszczepień lub aktywacji, obiekt reaktora
moŜe być traktowany jako szereg "zbiorników" i dróg transportowych między nimi. Procesy
przemieszczania i gromadzenia się aktywności opisuje się równaniami bilansowymi z
szeregiem półempirycznych stałych i parametrów, takich jak np.: stałe czasowe uwalniania,
częstości wymian powietrza, stałe osadzania i desorpcji, współczynniki filtracji itp.
Podstawowe parametry modelu transportu produktów rozszczepień w obiekcie reaktora Maria
zestawiono w Tabeli 2.2. Parametry te są charakterystyczne dla poszczególnych izotopów. W
Tabeli 2.2. zestawiono je dla 11 produktów rozszczepień, w źródle uwolnienia do atmosfery,
uwzględnianych w systemie RODOS. Obliczenia transportu produktów rozszczepień i
aktywacji prowadzono za pomocą kodu M_UWOLN, z odpowiednio modyfikowanymi
równaniami bilansowymi.
Podczas omawiania kolejnych awarii zostaną krótko omówione sekwencje zdarzeń, w
wyniku których nastąpiło uwolnienie produktów rozszczepień lub aktywacji do pomieszczeń
technologicznych reaktora. Następnie zostaną przedstawione schematycznie modele
transportu produktów rozszczepień w obiekcie reaktora MARIA, przyjęte w obliczeniach
uwolnień do atmosfery.
Aktywności produktów rozszczepień, nagromadzonych w paliwie reaktora MARIA,
obliczane były dla róŜnych stopni wypalenia paliwa za pomocą kodu ORIGEN.
Tabela 2.2. Parametry modelu transportu produktów rozszczepień.
Izotop A [2] ζ [7] χ w [7] χ f λ os [7] η
88 Kr 2.7E16 1 1 0 0 0
133 Xe 4.9E16 1 1 0 0 0
135 Xe 3.2E15 1 1 0 0 0
131 I 2.3E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
132 I 3.5E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
133 I 4.8E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
134 I 6.1E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
135 I 4.7E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
134 Cs 4.7E15 0.5 3.0E-2 1 3.6E-5 0.99
137 Cs 1.9E14 0.5 3.0E-2 1 3.6E-5 0.99
132 Te 3.5E16 0.1 1.0E-4 1 3.6E-5 0.99
Oznaczenia:
A - aktywność produktu, nagromadzona w całym rdzeniu reaktora MARIA [Bq],
ζ - współczynnik uwolnienia izotopu z paliwa do wody w przypadku stopienia paliwa,
χ w - prawdopodobieństwo uwolnienia izotopu z wody do powietrza,
χ f - prawdopodobieństwo osadzenia izotopu na filtrze jonitowym,
λ os - stała czasowa osadzania [s -1 ],
η - wydajność filtrów Vokes'a.
2.3.2 Przepalenie pojedynczego elementu paliwowego.
Na skutek zbocznikowania lub zablokowania przepływu chłodziwa przez element
paliwowy w czasie pracy reaktora następuje przepalenie elementu.
16

Do oceny zagroŜenia radiologicznego przyjmuje się następujące załoŜenia:
• uszkodzeniu ulega element paliwowy MR-6/36%, który pracował w rdzeniu
reaktora z mocą 1.8MW i osiągnął maksymalne wypalenie 170MWd,
• reaktor zostaje wyłączony a system wentylacji przełączony automatycznie na
usuwanie powietrza poprzez filtry Vokes'a,
• obieg kanałów paliwowych zachowuje swoją integralność.
Sekwencja zdarzeń jest następująca:
• brak przepływu chłodziwa przez kanał paliwowy powoduje bardzo szybkie
topienie paliwa, któremu towarzyszy uwalnianie produktów rozszczepień do
obiegu ze stałą czasową rzędu 0.1s -1 ,
• wyłączenie reaktora i przełączenie wentylacji na filtry Vokes'a,
• dla zminimalizowania przedostawania się produktów rozszczepień do basenu
reaktora - zmniejszenie przepływu chłodziwa przez rdzeń i zmniejszenie ciśnienia
w obiegu; operacje te przeprowadzone zostaną po 10min od początku awarii,
• po ewakuacji personelu reaktora z hali operator moŜe zmienić warunki pracy
wentylacji tak, aby zminimalizować uwolnienia aktywności do otoczenia; w
niniejszej analizie przyjęto jednak pesymistyczne załoŜenie, Ŝe system wentylacji
pracuje przez pierwsze godziny po awarii normalnie.
Aktywności uwolnionych do otoczenia produktów zamieszczono w tabeli 2.3.
Tabela 2.3. Uwolnienia produktów rozszczepień do atmosfery po przepaleniu elementu
paliwowego.
Izotop ξ η(t)
0.5h 1.0h 1.5h 2.0h 2.5h 3.0h 3.5h 4.0h
88 Kr 4.54E-3
133 Xe 6.75E-3 0.113 0.162 0.148 0.135 0.124 0.114 0.106 0.098
135 Xe 3.61E-3
131 I 8.84E-7
132 I 5.15E-7
133 I 8.23E-7 0.157 0.182 0.150 0.128 0.112 0.100 0.089 0.081
134 I 2.66E-7
135 I 7.17E-8
134 Cs 2.55E-8
137 Cs 2.56E-8 0.181 0.156 0.129 0.118 0.112 0.106 0.101 0.096
132 Te 1.81E-11
Woda basenu reaktora jak i obudowa hali reaktora stanowią barierę dla produktów
rozszczepień; współczynnik ξ określa, jaka część całkowitej aktywności A, zgromadzonej w
paliwie reaktora MARIA, zostaje uwolniona do atmosfery. RóŜnice we współczynnikach ξ
dla róŜnych izotopów tego samego pierwiastka (np.: jodu lub ksenonu) wynikają głównie z
róŜnic w okresach rozpadu izotopów; przed uwolnieniem do otoczenia produkty rozszczepień
pozostają w wodzie basenu lub w hali reaktora gdzie ulegają rozpadowi promieniotwórczemu.
Współczynniki η(t) oznaczają względne uwolnienia produktów rozszczepień w
następujących po sobie 1/2-godzinnych odcinkach czasowych licząc od początku awarii.
2.3.3 Częściowe stopienie rdzenia reaktora MARIA
17

Zakłada się, Ŝe awarią nadprojektową reaktora MARIA, tzn. awarią dla której
wymagane jest określenie skutków radiologicznych i podanie środków organizacyjnych dla
ich zminimalizowania, jest częściowe stopienie rdzenia reaktora. W ERB do oceny uwolnień
przyjęto następujące załoŜenia :
• średnie wypalenie paliwa w rdzeniu wynosi 85MWd/element (zwiększony o 55%
w stosunku do ERB ze względu na paliwo MR-6/36%),
• częściowe stopienie rdzenia moŜe nastąpić jedynie w wyniku drastycznego
pogorszenia warunków chłodzenia jak np. w wyniku rozerwania z
przemieszczeniem rurociągu głównego; w tym przypadku stopieniu ulegnie 1/2
elementów paliwowych lecz zawierających 2/3 produktów rozszczepień,
• obieg chłodzenia kanałów paliwowych jest nieszczelny i automatycznie uruchamia
się pasywny system zalewania paliwa wodą z basenu reaktora,
• skaŜona woda z obiegu kanałów paliwowych zbiera się w pompowni obiegów
pierwotnych,
• produkty rozszczepień, które uwalniają się z wody w pompowni, przechodzą do
systemu wentylacji a stąd, poprzez filtry Vokes'a - do atmosfery,
• po upływie 10min od początku awarii wentylacja w pompowni zostaje wyłączona
dla zminimalizowania wielkości uwolnień do atmosfery.
Tabela 2.4. Uwolnienia produktów rozszczepień do atmosfery po częściowym stopieniu
rdzenia reaktora MARIA.
Izotop ξ η(t)
0.5h 1.0h 1.5h 2.0h 2.5h 3.0h 3.5h 4.0h
88 Kr 5.63E-1
133 Xe 6.49E-1 0.745 0.196 0.046 0.011 0.002 0.001 0 0
.
135 Xe 6.07E-1
131 I 4.22E-4
132 I 3.85E-4
133 I 4.26E-4 0.844 0.134 0.018 0.003 0 0 0 0
134 I 3.41E-4
135 I 4.12E-4
134 Cs 9.57E-5
137
Cs 9.51E-5 0.749 0.194 0.044 0.010 0.002 0.001 0 0
132
Te 6.07E-8
Oznaczenia w tabeli są analogiczne jak w tabeli 2.3.
2.3.4 Uwolnienia produktów rozszczepień do atmosfery - źródła
Ostateczne wielkości źródeł, przyjęte w dalszych obliczenia transportowych dla obu
awarii zestawiono w tabeli 7.4. W stosunku do danych z ERB wielkości źródeł zostały
powiększone o 55%, ze względu na zmianę paliwa na MR-6/36%.
Tabela 2.5. Uwolnienia produktów rozszczepień do atmosfery [Bq].
18

Izotop Awaria
projektowa
Awaria nadproj.
88
Kr 5.4E12 2.0E16
133
Xe 1.0E13 4.3E16
135
Xe 4.0E11 2.6E15
131
I 4.3E9 1.5E13
132
I 2.9E9 2.0E13
133
I 8.1E9 3.1E13
134
I 2.8E9 2.9E13
135
I 6.0E8 2.0E13
134
Cs 1.6E8 6.7E11
137
Cs 6.5E6 2.8E10
132
Te 9.0E5 3.3E9
2.4 Propagacja skaŜeń w otoczeniu reaktora MARIA
Obliczenia zagroŜenia ludności prowadzono w obszarze o promieniu od 50m do 4900m.
RównowaŜniki dawek oceniano dla trzech kategorii meteorologicznych:
A - najbardziej niestabilne warunki,
D - najbardziej prawdopodobne warunki oraz
F - najbardziej stabilne warunki.
Zgodnie z zasadą pesymizacji dla kaŜdej kategorii meteorologicznej przyjęto najniŜsze z
moŜliwych wartości prędkości wiatru tzn.:
A - 1 m/s D - 3 m/s F - 2 m/s.
Z tego samego powodu przyjęto najniŜsze z moŜliwych wartości wysokości inwersji tzn.:
A - 1600 m D - 560 m F - 200 m.
Obliczenia prowadzono ponadto w warunkach osadzania suchego oraz z opadem deszczu; w
tym ostatnim przypadku przyjęto opad jednostajnego, rzęsistego deszczu o wartości 4
mm/godz.
Uwalnianie produktów rozszczepień następuje przez komin o wysokości 60m.
Jednym z parametrów, uwzględnianych w modelu jest szorstkość terenu. Zgodnie z ERB
reaktora MARIA teren wokół Świerka moŜna podzielić na:
• • pola uprawne 29%
• • łąki, pastwiska 42%
• • lasy 25%
• • zabudowania 4%
Na podstawie właściwego rozporządzenia moŜna temu przypisać następujące współczynniki
aerodynamicznej szorstkości terenu (lato, zima):
• • pola uprawne 0.07 0.001
• • łąki, pastwiska 0.04 0.001
• • lasy 2.0 2.0
• • zabudowania 0.5 0.5
Średnia wartość współczynnika szorstkości terenu wokół Ośrodka Świerk wynosi zatem:
• • lato 0.56 m
• • zima 0.52 m
19

2.5 ZagroŜenie radiologiczne wokół reaktora MARIA po cięŜkich awariach
PoniŜej przedstawione są wyniki obliczeń wartości efektywnego równowaŜnika dawki oraz dawki na tarczycę dla osoby dorosłej dla przypadku
awarii projektowej i nadprojektowej opisanych uprzednio oraz dla typów pogody przedstawionych powyŜej.
2.5.1 Awaria projektowa
Wartości maksymalne dawek [Sv] w funkcji odległości [m]
Kategoria stabilności A, wiatr 1 m/s
50 100 150 200 250 350 450 625 875 1150 1550 2100 2800 3600 4900
Odległość [m,]
Efektywny równowaŜnik
dawki
6,19E-
06 1,41E-
06 1,30E-
06 1,06E-
06 1,29E-
06 1,25E-
06 1,32E-
06 1,31E-
06 1,09E-
06 9,75E-
07 7,42E-
07 5,70E-
07 4,08E-
07 2,93E-
07 1,89E-
07
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
1,23E-
05 2,81E-
06 2,64E-
06 2,19E-
06 2,68E-
06 2,78E-
06 3,09E-
06 3,27E-
06 2,85E-
06 2,52E-
06 1,92E-
06 1,45E-
06 1,03E-
06 7,37E-
07 4,78E-
07
Kategoria stabilności A, wiatr 1 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
1,17E-
05 4,58E-
06 3,61E-
06 2,91E-
06 2,85E-
06 2,47E-
06 2,29E-
06 2,10E-
06 1,70E-
06 1,46E-
06 1,12E-
06 8,50E-
07 6,18E-
07 4,64E-
07 3,21E-
07
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
2,30E-
05 9,00E-
06 7,15E-
06 5,80E-
06 5,71E-
06 5,14E-
06 4,94E-
06 4,74E-
06 3,94E-
06 3,35E-
06 2,54E-
06 1,89E-
06 1,35E-
06 1,00E-
06 6,86E-
07
Kategoria stabilności D, wiatr 3 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 6,53E-
07 7,14E-
07 7,11E-
07 9,03E-
07 8,48E-
07 8,22E-
07 8,96E-
07 7,67E-
07 7,14E-
07 5,73E-
07 4,75E-
07 3,57E-
07 2,71E-
07 1,94E-
07
RównowaŜnik dawki na
tarczycę
0,00E+00 1,30E-
06 1,42E-
06 1,43E-
06 1,86E-
06 1,98E-
06 2,17E-
06 2,53E-
06 2,29E-
06 2,09E-
06 1,66E-
06 1,32E-
06 9,71E-
07 7,26E-
07 5,07E-
07
Kategoria stabilności D, wiatr 3 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 2,02E-
06 1,70E-
06 1,50E-
06 1,56E-
06 1,36E-
06 1,24E-
06 1,22E-
06 1,02E-
06 9,15E-
07 7,32E-
07 6,01E-
07 4,58E-
07 3,55E-
07 2,60E-
07
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 3,96E-
06 3,33E-
06 2,96E-
06 3,15E-
06 2,97E-
06 2,97E-
06 3,14E-
06 2,75E-
06 2,46E-
06 1,94E-
06 1,54E-
06 1,14E-
06 8,67E-
07 6,16E-
07
Kategoria stabilności F, wiatr 2 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 6,37E-
07 5,43E-
07 6,32E-
07 5,71E-
07 6,87E-
07 6,49E-
07 6,43E-
07 5,49E-
07 4,62E-
07 4,01E-
07
RównowaŜ. dawki na 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 1,27E- 1,08E- 1,27E- 1,23E- 1,61E- 1,69E- 1,76E- 1,55E- 1,31E- 1,09E-

tarczycę
Kategoria stabilności F, wiatr 2 m/s z deszczem 4 mm/godz.
06 06 06 06 06 06 06 06 06 06
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 1,64E-
06 1,36E-
06 1,26E-
06 1,06E-
06 1,08E-
06 9,65E-
07 8,92E-
07 7,48E-
07 6,24E-
07 5,26E-
07
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 3,22E-
06 2,67E-
06 2,49E-
06 2,18E-
06 2,37E-
06 2,28E-
06 2,20E-
06 1,89E-
06 1,57E-
06 1,28E-
06
Wartości średnie dawek [Sv] w funkcji odległości [m]
Kategoria stabilności A, wiatr 1 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
1,30E-
06 4,02E-
07 3,21E-
07 2,69E-
07 2,09E-
07 1,94E-
07 1,88E-
07 1,55E-
07 1,22E-
07 9,57E-
08 6,78E-
08 4,75E-
08 3,23E-
08 2,23E-
08 1,27E-
08
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
2,59E-
06 7,99E-
07 6,44E-
07 5,45E-
07 4,29E-
07 4,14E-
07 4,22E-
07 3,73E-
07 3,04E-
07 2,42E-
07 1,72E-
07 1,19E-
07 8,07E-
08 5,56E-
08 3,20E-
08
Kategoria stabilności A, wiatr 1 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
2,16E-
06 8,52E-
07 6,25E-
07 4,99E-
07 3,95E-
07 3,30E-
07 2,95E-
07 2,33E-
07 1,78E-
07 1,38E-
07 9,90E-
08 6,94E-
08 4,78E-
08 3,45E-
08 2,14E-
08
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
4,26E-
06 1,68E-
06 1,24E-
06 9,93E-
07 7,90E-
07 6,77E-
07 6,27E-
07 5,19E-
07 4,05E-
07 3,15E-
07 2,24E-
07 1,54E-
07 1,04E-
07 7,43E-
08 4,57E-
08
Kategoria stabilności D, wiatr 3 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 4,42E-
08 8,83E-
08 9,35E-
08 8,39E-
08 7,52E-
08 6,98E-
08 5,67E-
08 4,41E-
08 3,48E-
08 2,58E-
08 1,91E-
08 1,34E-
08 9,67E-
09 6,29E-
09
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 8,78E-
08 1,75E-
07 1,86E-
07 1,70E-
07 1,64E-
07 1,64E-
07 1,46E-
07 1,20E-
07 9,56E-
08 7,07E-
08 5,10E-
08 3,53E-
08 2,51E-
08 1,61E-
08
Kategoria stabilności D, wiatr 3 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 1,18E-
07 1,47E-
07 1,38E-
07 1,19E-
07 1,01E-
07 8,97E-
08 7,10E-
08 5,44E-
08 4,27E-
08 3,17E-
08 2,35E-
08 1,67E-
08 1,23E-
08 8,23E-
09
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 2,31E-
07 2,90E-
07 2,72E-
07 2,39E-
07 2,13E-
07 2,02E-
07 1,73E-
07 1,39E-
07 1,10E-
07 8,11E-
08 5,87E-
08 4,09E-
08 2,95E-
08 1,93E-
08
Kategoria stabilności F, wiatr 2 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 3,61E-
08 4,05E-
08 3,35E-
08 2,83E-
08 2,50E-
08 2,21E-
08 1,90E-
08 1,48E-
08 1,25E-
08 1,06E-
08
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 7,16E-
08 8,04E-
08 6,68E-
08 5,85E-
08 5,50E-
08 5,23E-
08 4,72E-
08 3,80E-
08 3,18E-
08 2,62E-
08
Kategoria stabilności F, wiatr 2 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 6,45E-
08 6,24E-
08 4,93E-
08 3,98E-
08 3,38E-
08 2,87E-
08 2,39E-
08 1,85E-
08 1,53E-
08 1,27E-
08
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 1,27E-
07 1,23E-
07 9,76E-
08 8,08E-
08 7,20E-
08 6,47E-
08 5,60E-
08 4,43E-
08 3,64E-
08 2,93E-
08
21

2.5.2 Awaria nadprojektowa
Wartości maksymalne dawek [Sv] w funkcji odległości [m]
Kategoria stabilności A, wiatr 1 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
2,32E-
02 5,27E-
03 4,88E-
03 3,96E-
03 4,82E-
03 4,70E-
03 4,96E-
03 4,91E-
03 4,11E-
03 3,66E-
03 2,79E-
03 2,14E-
03 1,53E-
03 1,10E-
03 7,08E-
04
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
4,61E-
02 1,05E-
02 9,90E-
03 8,22E-
03 1,00E-
02 1,04E-
02 1,16E-
02 1,23E-
02 1,07E-
02 9,45E-
03 7,20E-
03 5,43E-
03 3,86E-
03 2,76E-
03 1,79E-
03
Kategoria stabilności A, wiatr 1 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
4,65E-
02 1,87E-
02 1,46E-
02 1,17E-
02 1,14E-
02 9,78E-
03 8,96E-
03 8,16E-
03 6,59E-
03 5,63E-
03 4,29E-
03 3,26E-
03 2,36E-
03 1,77E-
03 1,23E-
03
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
9,16E-
02 3,67E-
02 2,89E-
02 2,34E-
02 2,28E-
02 2,03E-
02 1,93E-
02 1,84E-
02 1,52E-
02 1,29E-
02 9,73E-
03 7,23E-
03 5,15E-
03 3,81E-
03 2,61E-
03
Kategoria stabilności D, wiatr 3 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 2,45E-
03 2,67E-
03 2,66E-
03 3,38E-
03 3,18E-
03 3,09E-
03 3,37E-
03 2,89E-
03 2,69E-
03 2,16E-
03 1,79E-
03 1,34E-
03 1,02E-
03 7,29E-
04
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 4,86E-
03 5,31E-
03 5,35E-
03 6,98E-
03 7,44E-
03 8,14E-
03 9,50E-
03 8,61E-
03 7,85E-
03 6,23E-
03 4,95E-
03 3,64E-
03 2,72E-
03 1,90E-
03
Kategoria stabilności D, wiatr 3 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 8,26E-
03 6,86E-
03 6,00E-
03 6,18E-
03 5,34E-
03 4,86E-
03 4,74E-
03 3,94E-
03 3,53E-
03 2,82E-
03 2,31E-
03 1,76E-
03 1,37E-
03 1,00E-
03
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 1,62E-
02 1,35E-
02 1,19E-
02 1,24E-
02 1,16E-
02 1,16E-
02 1,21E-
02 1,06E-
02 9,39E-
03 7,43E-
03 5,87E-
03 4,37E-
03 3,31E-
03 2,35E-
03
Kategoria stabilności F, wiatr 2 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 2,39E-
03 2,03E-
03 2,37E-
03 2,14E-
03 2,58E-
03 2,44E-
03 2,42E-
03 2,07E-
03 1,74E-
03 1,51E-
03
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 4,75E-
03 4,05E-
03 4,75E-
03 4,62E-
03 6,02E-
03 6,34E-
03 6,58E-
03 5,81E-
03 4,91E-
03 4,09E-
03
Kategoria stabilności F, wiatr 2 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 6,64E-
03 5,49E-
03 5,02E-
03 4,19E-
03 4,24E-
03 3,76E-
03 3,45E-
03 2,89E-
03 2,40E-
03 2,02E-
03
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 1,30E-
02 1,08E-
02 9,93E-
03 8,61E-
03 9,23E-
03 8,83E-
03 8,46E-
03 7,23E-
03 6,02E-
03 4,89E-
03
Wartości średnie dawek [Sv] w funkcji odległości [m]
Kategoria stabilności A, wiatr 1 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
4,88E-
03 1,51E-
03 1,20E-
03 1,01E-
03 7,85E-
04 7,27E-
04 7,03E-
04 5,81E-
04 4,57E-
04 3,59E-
04 2,55E-
04 1,78E-
04 1,21E-
04 8,37E-
05 4,77E-
05
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
9,70E-
03 3,00E-
03 2,41E-
03 2,04E-
03 1,61E-
03 1,55E-
03 1,58E-
03 1,40E-
03 1,14E-
03 9,05E-
04 6,45E-
04 4,47E-
04 3,02E-
04 2,08E-
04 1,20E-
04
22

Kategoria stabilności A, wiatr 1 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
8,53E-
03 3,41E-
03 2,48E-
03 1,97E-
03 1,56E-
03 1,29E-
03 1,15E-
03 9,05E-
04 6,88E-
04 5,33E-
04 3,80E-
04 2,66E-
04 1,83E-
04 1,32E-
04 8,17E-
05
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
1,68E-
02 6,72E-
03 4,91E-
03 3,93E-
03 3,12E-
03 2,65E-
03 2,43E-
03 2,00E-
03 1,56E-
03 1,21E-
03 8,56E-
04 5,89E-
04 3,97E-
04 2,83E-
04 1,74E-
04
Kategoria stabilności D, wiatr 3 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 1,66E-
04 3,31E-
04 3,50E-
04 3,14E-
04 2,82E-
04 2,62E-
04 2,13E-
04 1,66E-
04 1,31E-
04 9,70E-
05 7,17E-
05 5,03E-
05 3,63E-
05 2,36E-
05
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 3,29E-
04 6,57E-
04 6,99E-
04 6,38E-
04 6,15E-
04 6,15E-
04 5,47E-
04 4,49E-
04 3,59E-
04 2,65E-
04 1,92E-
04 1,32E-
04 9,41E-
05 6,02E-
05
Kategoria stabilności D, wiatr 3 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 4,79E-
04 5,80E-
04 5,38E-
04 4,65E-
04 3,90E-
04 3,47E-
04 2,74E-
04 2,10E-
04 1,64E-
04 1,22E-
04 9,01E-
05 6,42E-
05 4,72E-
05 3,15E-
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
05
0,00E+00 9,40E-
04 1,14E-
03 1,07E-
03 9,32E-
04 8,25E-
04 7,78E-
04 6,64E-
04 5,30E-
04 4,20E-
04 3,10E-
04 2,24E-
04 1,56E-
04 1,13E-
04 7,35E-
05
Kategoria stabilności F, wiatr 2 m/s
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 1,35E-
04 1,52E-
04 1,25E-
04 1,06E-
04 9,38E-
05 8,30E-
05 7,14E-
05 5,58E-
05 4,68E-
05 3,99E-
05
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 2,69E-
04 3,01E-
04 2,50E-
04 2,19E-
04 2,06E-
04 1,96E-
04 1,77E-
04 1,43E-
04 1,19E-
04 9,81E-
05
Kategoria stabilności F, wiatr 2 m/s z deszczem 4 mm/godz.
Efektywny równowaŜnik
dawki
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 2,56E-
04 2,45E-
04 1,92E-
04 1,54E-
04 1,31E-
04 1,11E-
04 9,18E-
05 7,10E-
05 5,86E-
05 4,84E-
05
RównowaŜ. dawki na
tarczycę
0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 5,03E-
04 4,83E-
04 3,81E-
04 3,13E-
04 2,78E-
04 2,48E-
04 2,14E-
04 1,69E-
04 1,39E-
04 1,11E-
04
23

3. ZagroŜenia związane z uŜyciem broni masowego raŜenia
W ostatnich latach coraz częściej, w róŜnych państwach, mają miejsce ataki terrorystyczne.
Do ich przeprowadzania wykorzystywana jest broń, materiały wybuchowe, bomby oraz
materiały i środki biologiczne i chemiczne. UwaŜa się, Ŝe w zasadzie większość ataków
terrorystycznych poprzedzona jest stawianiem przez terrorystów określonych Ŝądań. W
przypadku gdy nie są one spełniane, dokonywany jest bezpośredni atak na wcześniej
zaplanowane obiekty lub porywani są zakładnicy, których Ŝycie uzaleŜnione jest od
spełnienia oczekiwań stawianych przez terrorystów.
Trudność w przeciwdziałaniu temu zagroŜeniu polega na tym, Ŝe to terroryści dokonują
wyboru czasu, miejsca i sposobu ataku. Stąd teŜ uwaŜa się, Ŝe jednym z waŜnych elementów
przeciwdziałania temu zagroŜeniu jest właściwy przepływ informacji od społeczeństwa do
słuŜb zajmujących się zwalczaniem terroryzmu.
ZagroŜenia radiacyjne związane z militarnym lub pozamilitarnym (głównie atakiem
terrorystycznym) uŜyciem substancji promieniotwórczych lub ładunku jądrowego mogą
powstać podczas:
− wykorzystania w zamachu terrorystycznym „brudnej bomby” (inaczej bomby
radiacyjnej, bomby radiobiologicznej). Jest to konwencjonalny materiał wybuchowy
z substancją promieniotwórczą np. cezem 137, strontem 90 lub kobaltem 60.
Eksplozja takiej bomby spowodowałaby rozproszenie substancji promieniotwórczej i
skaŜenie terenu. Obszar i poziom skaŜenia zaleŜałby od mocy materiału
wybuchowego i sposobu jego detonacji, całkowitej aktywności substancji
promieniotwórczej, miejsca dokonania eksplozji oraz warunków meteorologicznych.
W takich sytuacjach oddzielnie oprócz skaŜenia wewnętrznego i zewnętrznego
ludności naleŜy rozpatrywać efekt psychologiczny (strach, panika) potęgujący
zagroŜenie,
− ataku terrorystycznego na elektrownię jądrową lub zakład przemysłu atomowego (w
przypadku zagroŜenia m. st. Warszawy dotyczy to obiektów przemysłu jądrowego w
państwach ościennych),
− wybuchu bomby atomowej.
Miejscami naraŜonymi na atak terrorystyczny z wykorzystaniem „brudnych bomb” są przede
wszystkim miejsca i obiekty, w których w określonej chwili czasu przebywa duŜa ilość osób.
W Warszawie do takich miejsc naleŜą głównie:
− wszystkie centra handlowe, zwłaszcza w godzinach popołudniowych oraz w
weekendy,
− metro warszawskie, głównie w godzinach szczytu,
− miejsca głównych przesiadek autobusowych, tramwajowych, itp.,
− dworce autobusowe oraz kolejowe,
− szkoły, szpitale oraz wszystkie miejsca uŜyteczności publicznej,
− siedziby władz miasta, gmin, wojewody, itp.,
− stadiony i inne obiekty sportowe.
Istnieje kilka rodzajów bomb, które mogą zostać uŜyte przez terrorystów zwłaszcza na
obszarach miejskich. Najczęściej wykorzystywane w atakach terrorystycznych w duŜych
aglomeracjach są tzw. bomby „walizkowe” oraz „plecakowe” o róŜnej wielkości. PoniŜej
przedstawiono krótką charakterystykę takich bomb.

3.1 Bomby jądrowe o małej wydajności
Bomba „walizkowa” jest bronią niewielkich rozmiarów (moŜe mieć nawet 60 x 40 x 20 cm) i
jest łatwą w przenoszeniu. Małe rozmiary tego urządzenia są wyznaczone poprzez masę
krytyczna plutonu (lub U-233) dla maksymalnej gęstości w warunkach normalnych.
Przykładowo dla Pu-239 masa wynosi 10,5 kg a charakterystyczny rozmiar 10,1cm. To nie
jest więcej niŜ krytyczna masa potrzebna do spowodowaniu znaczącej eksplozji o wielkości
10-20 ton. Tego typu ładunki mogą być takŜe rozmiarów dwóch pudełek po butach. Głowica
bojowa składa się z rury i dwóch części materiału rozszczepialnego, które połączone
powodują wybuch. Ładunki tego typu mogą być takŜe zaopatrzone urządzenia do odpalania
które naleŜy rozkodować zdetonowaniem.
Bomba typu „plecak” (backpack) zawiera trzy puszki aluminiowe wielkości opakowań do
kawy. Wszystkie trzy obiekty muszą być połączone w jeden aby doszło do eksplozji.
Detonator ma rozmiary ok. 15 cm. To wszystko dodaje 3-5 kiloton w zaleŜności od
wydajności wybuchu. Całość urządzenia jest zasilane poprzez baterie dołączone do puszek.
Skutki uŜycia bomb o małej wydajności
⇒ Podstawowe fakty
NaraŜenie na zewnętrzne promieniowanie – pojawia się kiedy części całego ciała są
nieosłonięte przed zewnętrznym źródłem promieniowania; wtedy gdy osoba stoi blisko
umiejscowienia detonacji urządzenia radioaktywnego i on lub ona jest nieosłonięta na
promieniowanie, które moŜe być przez ciało zaabsorbowane lub całkowicie przejść.
SkaŜenie ma miejsce gdy radioaktywne materiały w postaci stałej, ciekłej lub gazowej są
uwolnione do powietrza powodując zewnętrzne, wewnętrzne lub oba skaŜenia ludności.
Zdarza się to wtedy gdy części ciała jak skóra zostaje skaŜona i/lub szkodliwe materiały
gazowe dostają się do wnętrza ciała przez płuca, układ trawienia lub rany.
Wchłonięcie materiałów radioaktywnych – ma miejsce wtedy gdy komórki ciała, tkanki i
organy takie jak kości, wątroba, tarczyca czy nerki są skaŜone.
W pierwszej godzinie po eksplozji dochodzi do uwolnienia 90% promieniowania, które spada
do 1% początkowego poziomu przez następne dwa dni. Promieniowanie do poziomu
śladowego spada po 300 godzinach.
Obszar dotknięty skutkami
Obszar dotknięty skutkami zaleŜy od wydajności urządzenia jądrowego, topografii w miejscu
eksplozji (budynki i struktura geologiczna), wzniesienia eksplozji i warunków
atmosferycznych. Ogólny model szkód, pokazany na rysunku poniŜej.
25

Rysunek 3.1. Ogólny model szkód w wyniku eksplozji bomby jądrowej 10 KT.
Opad radioaktywny rozprzestrzenia się w sposób eliptyczny nieregularny zgodnie z
kierunkiem wiatru. Najbardziej niebezpieczny pył radioaktywny występuje blisko miejsca
eksplozji, w czasie kilku minut po eksplozji, ale pył radioaktywny transportujący śmiertelne
dawki promieniowania moŜe być osadzony kilka km od miejsca eksplozji.
Następujące fakty dotyczą detonacji dowolnego ładunku.
1) Skutki natychmiastowe eksplozji nuklearnej – fala uderzeniowa, energia cieplna
(ciepło), i promieniowanie początkowe - pokrywają w przybliŜeniu obszar zniszczenia
w kształcie koła. Skutki zmniejszają się wraz z odległością od punktu zerowego. Dla
urządzeń jądrowych z wyŜszą wydajnością , szkody termiczne stają się głównym
skutkiem natychmiastowym, przesłaniając zarówno szkody początkowe od fali
uderzeniowej jak i promieniowania.
2) Intensywne ciepło eksplozji nuklearnej wytwarza poŜary w bezpośredniej strefie
wybuchu. Uszkodzone budynki, zwalone linie elektroenergetyczne i telefoniczne,
przeciekające rurociągi transportujące gaz, popękane magistrale wodociągowe i
uszkodzone drogi, mosty i tunele, to niektóre z niebezpiecznych okoliczności , które
mogłyby zaistnieć. Wybuch moŜe teŜ wytwarzać puls elektromagnetyczny (BMP),
który zakłóca działanie sprzętu elektronicznego.
3) Wielkość skutków ładunków jądrowych o określonej wydajności zaleŜy od
efektywnego podziału energii – przy małej wydajności dominują natychmiastowe
skutki radiacyjne. Przy zwiększaniu wydajności w krótkim okresie czasu zaczynają
dominować skutki związane z wybuchem. Przy coraz większej wydajności zaczyna
dominować naraŜenie termiczne.
4) Podczas pierwszej godziny po eksplozji nuklearnej, poziomy radioaktywności spadają
gwałtownie. Poziomy radioaktywności zmniejszają się następnie około 90% po 7
godzinach i około 99% po 2 dniach. Pył radioaktywny moŜe przenosić się nawet setki
26

km, ale jego koncentracja i dawka promieniowania zmniejszają się w miarę odległości i
upływu czasu.
5) Wczesny opad normalnie składa się z pierwiastków o wysokich temperaturach
kondensacji – pierwiastki lekkie i refrakcyjne. Łańcuchy rozpadu kryptonu i ksenonu w
wyniku wysokiej lotności występujących tam pierwiastków znikają szybko ze składu
chmury. W miarę ochładzania się chmury cez, stront oraz jod kondensują się i osadzają
w odległościach proporcjonalnych do czasu opadania z podstawy chmury.
6) Znacząca cześć energii pojawia się jako miękkie promieniowanie X. Promienie X
powodują zmiany zdolności powietrza do transmisji światła, to pozwala na wzrost
temperatury wewnętrznej do niezwykle wysokich wartości. Obszar dla którego
temperatura zwiększa się gwałtownie nosi nazwę kuli ognistej.
7) W chwili detonacji olbrzymie ilości neutronów są uwalniane w ułamkach sekundy.
Neutrony zamieniają tlen i azot w atmosferze w produkty z wysokimi energiami
gamma i krótkimi okresami Ŝycia. Gwałtownie rozpręŜająca się kula ognista napiera na
wysoko spręŜone powietrze z jej przodu, zwane falą uderzeniową. JeŜeli wybuch ma
miejsce odpowiednio wysoko, to wtedy fala uderzeniowa uderzy w powierzchnie ziemi
i odbije się. Taka odbita fala ma tendencje łączenia się z frontem fali uderzeniowej, co
zwiększa nadciśnienie i promień obszaru zniszczeń wywołany przez front fali
uderzeniowej.
8) Wybuch występujący na bardzo duŜych wysokościach ma dwa wyraźne impulsy
termiczne. Najwięcej szkód powoduje drugi z takich impulsów. Przy małej wydajności
ładunków, w związku z krótkim okresem między impulsami, nie ma to znaczenia
praktycznego dla podjęcia działań ochronnych. Przy duŜej wydajności ładunków
zjawisko to moŜna wykorzystać do przeprowadzenia manewrów uchyleniowych.
9) Ładunki są detonowane przez sprowadzenie masy rozszczepialnego materiału do
natychmiastowej nadkrytyczności dwóch lub więcej mas podkrytycznych (ma to
miejsce w przypadku ładunków walizkowych) lub przez zwiększenie gęstości w celu
zmniejszenia powierzchni dla zredukowania ucieczki neutronów.
10) Podczas nieoczekiwanego terrorystycznego wybuchu nuklearnego wiele ofiar moŜe
być spowodowane przez napromieniowanie, szczególnie z radioaktywnych chmur
przenoszonych przez wiatr na taczające obszary.
⇒ Skutki detonacji bomb o małej wydajności
PoniŜej przedstawione są bardziej szczegółowo skutki detonacji bomb o wydajności 1KT,
10KT i 26 KT
1) Bomba 1 KT
Efektywny zasięg skutków fali uderzeniowej (odległość, skutek, prędkość fali)
• 350m, LD50, 11m/sec
• 550m, ED50, 4.3m/sec
• 750m, rany drąŜące, 55m/sec
27

Nadciśnienie statyczne(odległość, skutek, ciśnienie)
• 150m, LD50, 344738 Pa
• 300m, ED50, 137895 Pa
• 700m, pękniecie błony bębenkowej, 34474 Pa
Urazy oczu
ZałoŜenia
• Wysokość detonacji -300 m
• Personel na wysokości poziomu morza
• Widzialność dzienna - 46 km
Skutki
• Oparzenia siatkówki- 16.7 km
• Ślepota olśnieniowa - 5.9 km
Efektywny zasięgi poziomów energii cieplnej w podczerwieni
• 700m - 29 J/cm 2
• 800m - 17 J/cm 2
• 1200m - 8 J/cm 2
2) Bomba 10 KT
Detonacja 10 KT (10 kiloton energii) walizkowego ładunku jądrowego spowoduje skutki
związane z opadem radioaktywnym. Poziomy dawek przedstawia tablica poniŜej. ZałoŜono
wybuch na poziomie gruntu a prędkość wiatru 16 km/h.
Tabela 3.1. Poziomy dawek dla bomby 10 kT.
Poziom dawki
Odległość wzdłuŜ kierunku
wiatru
3000 R/h 3,94 km 0,08 km
1000 R/h 7,48 km 0,32 km
300 R/h 18,71 km 0,87 km
100 R/h 37,00 km 2,24 km
30 R/h 66,53 km 4,07 km
10 R/h 99,78 km 2,57 km
3 R/h 124,74 km 3,38 km
1 R/h 166,30 km 5,68 km
28
Szerokość obszaru dla
wybranego poziomu
dawki
Kula ognista ma promień 98,45m, a po przejściu fali uderzeniowej wynosi 95,1 m. Zaraz po
fali uderzeniowej zaczyna się fala cieplna. Odległość 6895 Pa nadciśnienia (słabnące
strukturalne uszkodzenia) to 7,35km. Odległość dla drugiego stopnia oparzenia dla
nieosłoniętej skóry to 2,33km.
Góra chmury ustabilizuje się na wysokości na 7620m a spód chmury na ok. 4270m. Chmura
będzie mieć promień 4,30km i na 1,6km prędkość chmury będzie wynosić około 230km/h.
Pierwsze uderzenie spowoduje powstanie krateru o szerokości 65m i głębokości 14 m
zakładając Ŝe podłoŜe było z granitu. Wielkości te podwajają się w przypadku wilgotnej
gleby. Ofiary w przestrzeni otwartej mogą wystąpić do odległości 3,30km.
MoŜna oczekiwać, Ŝe dawki większe niŜ 5000 R/h nie wystąpią na znacznych obszarach a

ich występowanie będzie ograniczone do pojedynczych punktów związanych z
osobliwościami lokalnej topografii i lokalnych parametrów meteorologicznych.
3) Bomba 25 KT
Detonacja 25 KT (walizkowego ładunku jądrowego spowoduje skutki związane z opadem
radioaktywnym, przedstawione w tablicy poniŜej. ZałoŜono wybuch na poziomie gruntu a
prędkość wiatru 16 km/h.
Tabela 3.2. Poziomy dawek dla bomby 25 kT.
Poziom dawki Odległość wzdłuŜ kierunku
wiatru
3000 R/h 5,97km 0,18km
1000 R/h 11,30km 0,61km
300 R/h 28,26km 1,61km
100 R/h 55,89km 3,86km
30 R/h 100,47km 6,81km
10 R/h 150,71km 11,38km
3 R/h 188,38km 16,22km
1 R/h 251,18km 22,82km
29
Szerokość obszaru dla
wybranego poziomu
dawki
Utworzona kula ognista ma promień 133,8m, a po przejściu fali uderzeniowej jej promień
zmniejszy się do 129m. Zaraz po przejściu fali uderzeniowej pojawia się drugi impuls fali
cieplnej. Odległość do poziomu nadciśnienia 6895 Pa (umiarkowane uszkodzenia struktur) to
11,78 km. Odległość dla drugiego stopnia oparzenia dla nieosłoniętej skóry to 3,33 km.
Góra chmury ustabilizuje się na wysokości na 8990 m a spód chmury na ok. 5330m. Chmura
będzie mieć promień 6km i na 1,6km prędkość chmury będzie wynosić 351km/h. Pierwsze
uderzenie spowoduje powstanie krateru o szerokości 89 m i głębokości 19,5m zakładając Ŝe
podłoŜe było z granitu. Wielkości te podwajają się dla mokrej ziemi. Do odległości 4,8km
moŜna oczekiwać ofiar śmiertelnych .
3.2 Radiologiczne urządzenia rozpraszające, znane teŜ jako brudne bomby (RDD)
"Brudne bomby" to jeden z typów RDD, które wykorzystują konwencjonalne eksplozje do
rozproszenia radioaktywnego materiału nad docelowym obszarem. Określenia brudna bomba
i RDD są często uŜywane w literaturze technicznej. Jednak RDD mogą takŜe obejmować inne
sposoby rozpraszania, takie jak umieszczanie pojemników z radioaktywnym materiałem w
publicznym miejscu, albo uŜywanie samolotu do rozproszenia sproszkowanych lub
aerozolowych postaci materiału radioaktywnego.
Chmura utworzona w wyniku wybuchu jądrowego zawiera drobne cząstki pyłu
radioaktywnego i innych szczątków, które mogą pokryć duŜe obszary (od dziesiątek do setek
km 2 ). Dla porównania, najwięcej radioaktywnych cząstek rozproszonych przez brudną bombę
mogłoby prawdopodobnie opaść na grunt w granicach kilku przecznic miejskich lub w
granicach kilku km od miejsca eksplozji.
W jaki sposób mogą być wykorzystywane RDD?

Jest bardzo trudno zaprojektować RDD, które dostarczałyby dawki promieniowania w
wysokim stopniu, powodującym natychmiastowe skutki zdrowotne lub ofiary śmiertelne w
duŜej liczbie ludzi. Dlatego, eksperci ogólnie zgodni są, Ŝe RDD mogą być
najprawdopodobniej uŜywane do:
• skaŜenia zakładów lub miejsc, gdzie ludzie Ŝyją i pracują;
• spowodowania niepokoju u tych, którzy myślą, Ŝe są, lub zostali naraŜeni.
Obszar dotknięty skutkami
Najbardziej brudne bomby i inne RDD mogą bardzo róŜnie lokalizować skutki, sięgające od
obszaru pomiędzy dwoma przecznicami w mieście do kilku km 2 . Obszar, nad którym
materiały radioaktywne mogą być rozproszone zaleŜy od następujących czynników:
• ilości i rodzaju rozproszonego materiału radioaktywnego;
• środków rozproszenia (na przykład eksplozja, rozpylanie, poŜar);
• fizycznej i chemicznej postaci radioaktywnego materiału (na przykład, jeŜeli
rozproszony materiał jest w postaci drobnych cząstek, to mogą być one przeniesione
przez wiatr nad stosunkowo duŜy obszar;
• miejscowej topografii, lokalizacji budynków, i innej charakterystyki krajobrazu;
• miejscowe warunki atmosferycznych.
Rozproszenie radioaktywnej chmury
JeŜeli radioaktywny materiał zostaje uwolniony w postaci drobnych cząsteczek, chmura moŜe
rozprzestrzeniać się w przybliŜeniu z szybkością i kierunkiem wiatru. W przypadku, gdy
radioaktywna chmura pokrywa większy obszar, radioaktywność staje się mniej
skoncentrowana. Atmosferyczne modele dyspersji skaŜeń mogą być uŜywane do oceny
lokalizacji i przemieszcza się chmury radioaktywnej.
Syndrom wysokiego promieniowania (ARS)
Nie jest prawdopodobne, aby ARS wynikał z uŜycia brudnej bomby. Jest to krótkoczasowy
skutek zdrowotny, który zaczyna pojawiać się, kiedy osoby są naraŜone na wysokoradioaktywny
materiał w stosunkowo krótkim okresie czasu. Oszacowane 10% populacji
moŜe okazywać oznaki ARS w przypadku, gdy osoby te zostały naraŜone na duŜe dawki
promieniowania 100 remów lub większe. Głównymi oznakami i symptomami ARS są
nudności, wymioty, biegunka i zmniejszenie się liczby krwinek.
Działanie psychologiczne
Psychologiczne skutki począwszy od lęku osób naraŜonych, mogą być jednymi z waŜnych
skutków brudnej bomby. JeŜeli informacja o potencjalnym naraŜeniu nie została udostępniona
z wiarygodnego źródła, ludzie niepewni swojego naraŜenia mogą szukać porady w ośrodkach
medycznych, komplikując pracę ośrodków w przypadku ostrych obraŜeń.
30

4. Metody monitorowania stanu zagroŜenia radiologicznego
Monitorowanie sytuacji radiacyjnej polega na systematycznym prowadzeniu pomiarów mocy
dawki promieniowania gamma w określonych punktach na terenie kraju oraz na
wykonywaniu pomiarów zawartości izotopów promieniotwórczych w głównych
komponentach środowiska i w Ŝywności. ZaleŜnie od zakresu wykonywanych zadań
wyróŜnia się:
− monitoring krajowy, pozwalający na uzyskanie danych niezbędnych dla oceny
sytuacji radiacyjnej na obszarze całego kraju w warunkach normalnych i sytuacjach
zagroŜenia radiacyjnego,
− monitoring lokalny, pozwalający na uzyskanie danych z terenów, na których są (lub
były) prowadzone działalności mogące powodować lokalne zwiększenie naraŜenia
radiacyjnego ludności (dotyczy to ośrodka jądrowego w Świerku, składowiska
odpadów promieniotwórczych w RóŜanie oraz terenów byłych zakładów
wydobywczych i przeróbczych rud uranu).
Pomiary wykonywane w ramach monitoringu krajowego oraz monitoringu lokalnego
umoŜliwiają:
− ocenę sytuacji radiologicznej w kraju i ocenę zagroŜenia radiacyjnego ludności w
sytuacji zdarzeń radiacyjnych i w warunkach normalnych, a takŜe badanie
długookresowych zmian radioaktywności środowiska i Ŝywności;
− prognozowanie skutków powodowanych zanieczyszczeniem środowiska substancjami
promieniotwórczymi oraz podejmowanie ewentualnych działań prewencyjnych;
− szybkie wykrycie i alarmowanie o wzrostach poziomów mocy dawek i skaŜeń
promieniotwórczych w środowisku, słuŜące m.in. wypełnieniu postanowień konwencji
i umów dwustronnych o wczesnym powiadamianiu o awariach jądrowych.
Wspomniane pomiary prowadzone są przez:
− stacje pomiarowe tworzące system wczesnego wykrywania skaŜeń
promieniotwórczych,
− placówki pomiarowe prowadzące pomiary skaŜeń promieniotwórczych materiałów
środowiskowych i Ŝywności,
− placówki jednostek badawczo-rozwojowych wyŜszych uczeni oraz innych instytucji
wykonujące specjalistyczne pomiary na potrzeby monitoringu radiacyjnego.
Zgodnie z art. 74 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe, która weszła w Ŝycie z
dniem 1 stycznia 2002 r., Prezes Państwowej Agencji Atomistyki koordynuje działania stacji i
placówek pomiarowych. Z dniem 1 stycznia 2003 r. weszło w Ŝycie rozporządzenie RM w
sprawie stacji wczesnego wykrywania skaŜeń promieniotwórczych i placówek prowadzących
pomiary skaŜeń promieniotwórczych, które wprowadza nowy system organizacji w
przedmiotowym zakresie. Korzystając z upowaŜnienia zawartego w art. 78 ustawy Prezes
PAA powierzył w 2003 r. wykonywanie tych zadań Centralnemu Laboratorium Ochrony
Radiologicznej w ramach zawartej z tą instytucją umowy „Wykonywanie pomiarów mocy
dawki promieniowania jonizującego i skaŜeń promieniotwórczych kraju”.
4.1 Monitoring krajowy
Ogólny schemat struktury systemu monitoringu radiacyjnego kraju przedstawiono na rys. 4.1.
31

STACJE WCZESNEGO
WYKRYWANIA SKAśEŃ
PROMIENIOTWÓRCZYCH
STACJE
PODSTAWOWE
PAŃSTWOWA AGENCJA ATOMISTYKI
CENTRUM DO SPRAW ZDARZEŃ RADIACYJNYCH
STACJE
WSPOMAGAJĄCE
PLACÓWKI POMIARÓW
SKAśEŃ
PROMIENIOTWÓRCZYCH
PLACÓWKI
PODSTAWOWE
32
CENTRALNE LABORATORIUM
OCHRONY RADIOLOGICZNEJ
PLACÓWKI
SPECJALISTYCZNE
JEDNOSTKI BADAWCZO-
ROZWOJOWE
Rysunek 4.1. Struktura systemu monitoringu radiacyjnego kraju. Źródło: Państwowa Agencja Atomistyki.
4.1.1 Stacje wczesnego wykrywania skaŜeń promieniotwórczych
Są to stacje wykonujące w sposób ciągły pomiary umoŜliwiające bieŜącą ocenę sytuacji
radiacyjnej kraju. Ich lokalizację przedstawiono na rys. 3.2, a zalicza się do nich:
• trzynaście stacji automatycznych PMS (Permanent Monitoring Station) naleŜących do
PAA i działających w systemie międzynarodowym państw bałtyckich, które wykonują
ciągłe pomiary:
− mocy dawki promieniowania gamma z rejestracją danych pomiarowych co 1 godz.
(w warunkach normalnych) oraz co 10 min. w sytuacjach awaryjnych,
− widma promieniowania gamma powodowanego skaŜeniem powietrza i
powierzchni ziemi - z rejestracją wyników pomiarów (co 1 godz. w sytuacji
normalnej i co 10 min. w sytuacji awaryjnej),
− intensywności opadów atmosferycznych oraz temperatury otoczenia.
• trzynaście stacji typu ASS-500, naleŜących do CLOR, które wykonują:
− ciągłe zbieranie aerozoli atmosferycznych na filtrze i spektrometryczne
oznaczanie zawartości poszczególnych izotopów w próbie tygodniowej (w
sytuacji awaryjnej częstotliwość pomiarów moŜe być odpowiednio zwiększona
nawet do 1 godz.),
− ciągły pomiar aktywności zbieranych na filtrze aerozoli atmosferycznych
umoŜliwiający wykrycie w ciągu 1 godz. stęŜenia izotopów Cs-137 i J-131 w
powietrzu odpowiednio powyŜej 2 i 1 Bq/m 3 (z wyjątkiem stacji w Świdrze,
Toruniu i Łodzi).
Wymienione stacje PMS oraz ASS-500 zlokalizowane są, z wyjątkiem stacji pracującej w
Sanoku, w placówkach naukowo-badawczych oraz w szkołach wyŜszych.

Wyniki pomiarów ze stacji PMS są automatycznie przesyłane do serwera w CLOR,
a następnie do bazy danych w Centrum ds. Zdarzeń Radiacyjnych (Centrum) PAA. Wyniki
pomiarów ze stacji ASS-500 są przekazywane PAA w miesięcznych raportach CLOR.
• dziewięć stacji zlokalizowanych w stacjach Instytutu Meteorologii i Gospodarki
Wodnej (IMiGW), które wykonują:
− ciągły pomiar mocy dawki promieniowania gamma,
− ciągły pomiar aktywności całkowitej alfa i beta aerozoli atmosferycznych
(pomiary te wykonuje 7 placówek),
− pomiar aktywności całkowitej beta w próbach tygodniowych opadu
całkowitego oraz oznaczanie zawartości cezu Cs-137 w próbach miesięcznych
opadu.
Wyniki pomiarów mocy dawki oraz całkowitej aktywności alfa i beta przesyłane są w
codziennych komunikatach do Centrum PAA.
• trzynaście stacji pomiarowych Ministerstwa Obrony Narodowej (stacje MON)
zlokalizowanych na terenach jednostek wojskowych, które wykonują ciągłe pomiary
mocy dawki promieniowania gamma rejestrowane automatycznie w Centralnym Ośrodku
Analizy SkaŜeń (COAS). Wyniki pomiarów z poszczególnych placówek przesyłane są do
Centrum PAA w cyklu tygodniowym. Stacje MON są tzw. stacjami wspomagającymi.
Wyniki uzyskane z ww. stacji i placówek wykorzystywane są w komunikatach Prezesa PAA
publikowanych co kwartał w Monitorze Polskim.
Rysunek 4.2. Lokalizacja stacji i placówek wczesnego wykrywania skaŜeń
promieniotwórczych. Źródło: Państwowa Agencja Atomistyki.
Ponadto w strukturach Obrony Cywilnej Kraju (Wojewódzkie Inspektoraty OC) działa
dwadzieścia pięć placówek pomiarowych, które wykonują ciągłe pomiary mocy dawki
promieniowania gamma. Wyniki przesyłane są do Sztabu Obrony Cywilnej Kraju (OCK) w
Warszawie. W sytuacji zagroŜenia radiacyjnego kraju pomiary te stanowić będą uzupełnienie
33

pomiarów wykonywanych przez stacje PAA, CLOR, IMiGW oraz MON.
4.1.2 Placówki prowadzące pomiary skaŜeń promieniotwórczych środowiska i artykułów
rolno-spoŜywczych
Są to placówki (podstawowe oraz specjalistyczne) wykonujące metodami laboratoryjnymi
pomiary zawartości skaŜeń promieniotwórczych w próbkach materiałów środowiskowych
oraz w Ŝywności.
Do placówek podstawowych, działających w Stacjach Sanitarno-Epidemiologicznych,
(rozmieszczenie przedstawiono na rys. 3.3), zalicza się:
• czterdzieści osiem placówek, które wykonują:
− pomiary całkowitej aktywności beta mleka (raz w miesiącu) i produktów
spoŜywczych (raz na kwartał),
− oznaczanie zawartości określonych radionuklidów (Cs-137, Sr-90) w wybranych
produktach rolno-spoŜywczych (średnio dwa razy w roku).
Wyniki pomiarów z placówek SSE są przesyłane do CLOR, które przygotowuje kwartalne
raporty i przesyła je do PAA (w ramach upowaŜnienia Prezesa PAA).
Rysunek 4.3. Lokalizacja placówek pomiarów skaŜeń promieniotwórczych materiałów
środowiskowych i artykułów spoŜywczych. Źródło: Państwowa Agencja Atomistyki.
Placówki specjalistyczne są zlokalizowane w następujących instytucjach:
− Centralnym Laboratorium Ochrony Radiologicznej w Warszawie,
− Państwowym Zakładzie Higieny w Warszawie,
34

− Instytucie Energii Atomowej w ośrodku jądrowym w Świerku,
− Instytucie Fizyki Jądrowej w Krakowie,
− Głównym Instytucie Górnictwa w Katowicach,
− Państwowej Agencji Atomistyki,
− Akademii Górniczo-Hutniczej w Krakowie,
− Instytucie Meteorologii i Gospodarki Wodnej w Warszawie,
− Wojskowym Instytucie Higieny i Epidemiologii w Warszawie,
− Wojskowym Instytucie Chemii i Radiometrii w Warszawie.
Nadzór nad systemem monitoringu radiacyjnego kraju w 2003 roku sprawowało Centrum ds.
Zdarzeń Radiacyjnych PAA, które równieŜ przygotowywało okresowe raporty oceniające
sytuację radiacyjną w kraju.
4.2 Monitoring lokalny
Ośrodek jądrowy w Świerku i Krajowe Składowisko Odpadów Promieniotwórczych
(KSOP) w RóŜanie
Monitoring radiacyjny na terenie ośrodka w Świerku i składowiska w RóŜanie prowadzony
jest przez SłuŜbę Ochrony Radiologicznej (SOR) Instytutu Energii Atomowej (IEA), a w
otoczeniu ośrodka i składowiska - przez Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej na
zlecenie Prezesa PAA. W ramach kontroli pobierane są próby materiałów środowiskowych i
prowadzone są pomiary promieniowania gamma.
Wieloletnie wyniki pomiarów oraz dane obrazujące sytuację radiacyjną w 2005 r. na terenie i
w otoczeniu ośrodka w Świerku i KSOP w RóŜanie pozwalają stwierdzić, Ŝe nie obserwuje
się wpływu ich pracy na środowisko przyrodnicze, a radioaktywność usuwanych z terenu
ośrodka w Świerku ścieków i wód drenaŜowo-opadowych jest znacznie niŜsza od
obowiązujących limitów.
4.3 Aparatura dozymetryczna wykorzystywana przy kontrolach w m. st. Warszawa
Przyrządy dozymetryczne stanowią podstawowe narzędzie dla oceny zagroŜenia
wynikającego z pracy w obecności pól promieniowania jonizującego. Bezpieczne warunki
pracy moŜe nam zapewnić tylko wyszkolony pracownik Centrum Zarządzania Kryzysowego
zaopatrzony w sprawny sprzęt pomiarowy.
Dozymetryczne przyrządy pomiarowe przedstawiają wartość jedynie wtedy, gdy są
uŜytkowane zgodnie z instrukcją obsługi, odpowiednio dobrane do potrzeb oraz w
prawidłowy sposób wzorcowane i konserwowane. UŜytkownicy winni dobrze znać zasady
ich działania oraz dostosować je do właściwych warunków eksploatacji. Równie waŜna jest
umiejętność interpretacji wskazań.
Detekcja promieniowania jonizującego
Detekcja (wykrywanie) polega na przetworzeniu pewnej ilości promieniowania jonizującego
na wielkość (zwykle sygnał elektryczny), która moŜe być łatwo rejestrowana.
Występuje kilka rodzajów promieniowania jonizującego. KaŜdy z nich charakteryzuje się
duŜym zakresem energii cząstek lub kwantów (od ułamków eV do GeV), co powoduje, Ŝe nie
35

moŜna stworzyć jednego uniwersalnego detektora, który byłby zdolny wykrywać wszystkie
rodzaje promieniowania. Dlatego w praktyce stosuje się I wiele typów detektorów - kaŜdy z
nich wykrywa promieniowanie o określonym rodzaj i zakresie energii.
Detektory promieniowania w przyrządach pomiarowych uŜytkowanych w procesie kontroli
granicznej wykorzystują zjawiska jonizacji, wzbudzenia atomów lub cząstek oraz zmianę
przewodnictwa elektrycznego w półprzewodnikach.
Jonizacja moŜe być bezpośrednia, gdy cząstka naładowana jonizuje atomy gazu lub
pośrednia, gdy cząstka naładowana zostanie wybita przez kwant promieniowania z obudowy
detektora.
Zjawiska jonizacji stanowią podstawę działania takich detektorów jak: komora jonizacyjna,
licznik GM i licznik proporcjonalny.
Wzbudzenie atomu powoduje, Ŝe atom wzbudzony, czyli posiadający nadmiar energii,
wypromieniowuje ją w postaci kwantu światła widzialnego (błysk świetlny), który jest
przetwarzany na sygnał elektryczny w elemencie elektronicznym zwanym fotopowielaczem
lub w specjalnej fotodiodzie. Na tej zasadzie działają wszystkie detektory scyntylacyjne np.
dla promieniowania gamma i X - NaI(TI) i CsI(TI), dla promieniowania alfa ZnS, dla beta -
specjalny rodzaj plastiku, zaś dla promieniowania neutronowego - LiF(Ag).
Detektory półprzewodnikowe są zbudowane z pierwiastków o wysokiej czystości, takich jak
german (Ge) i krzem (Si). Zasada ich działania polega na zmianie przewodności
spolaryzowanego złącza półprzewodnikowego pod wpływem oddziaływania cząstek lub
kwantów promieniowania.
Zadaniem detektora w tych urządzeniach jest przetworzenie kwantu energii, jaką niesie ze
sobą promieniowanie, na sygnał elektryczny, który łatwo jest zarejestrować, a następnie
analizować ilościowo i jakościowo.
Detektor to podstawowy element kaŜdego przyrządu dozymetrycznego. Sygnał elektryczny
wytworzony w detektorze lub sondzie detekcyjnej moŜe być ciągłym przepływem prądu bądź
impulsem - i stąd detektory prądowe i impulsowe. Obecnie dla celów dozymetrii stosowane
są głównie detektory impulsowe. Typowe detektory tego typu to: liczniki proporcjonalne i
liczniki Geigera-Millera, scyntylatory oraz detektory półprzewodnikowe.
Licznik Geigera - Millera
Licznik ten budową przypomina licznik proporcjonalny. Cechą wyraźnie go odróŜniającą jest
to, Ŝe natęŜenie pola elektrycznego w jego wnętrzu ma znacznie większą wartość. W efekcie
jony powstałe w wyniku jonizacji pierwotnej mają tak duŜą energię, Ŝe jonizują lawinowo
pozostałą objętość gazu wypełniającego licznik. Dlatego odpowiedź licznika G-M jest zawsze
taka sama niezaleŜnie od energii kwantu inicjującego impuls.
Detektory scyntylacyjne
Działanie detektorów scyntylacyjnych polega na wykorzystaniu zjawiska luminescencji, jakie
występuje w niektórych substancjach pod wpływem promieniowania jonizującego. Rozbłyski
(scyntylacje) świetlne w przezroczystym materiale detektora, wywołane przez
promieniowanie, są rejestrowane za pomocą fotopowielaczy o bardzo duŜej światłoczułości, a
następnie zamieniane w impulsy elektryczne. DuŜa gęstość scyntylatorów w porównaniu do
detektorów gazowych powoduje, Ŝe absorbują one więcej kwantów promieniowania, co
wprost przekłada się na ich znacznie większą wydajność. Przyrządy wykorzystujące detektory
36

scyntylacyjne mają duŜą czułość.
MoŜliwości detektorów scyntylacyjnych są bardzo duŜe. MoŜna za ich pomocą zmierzyć
wszystkie rodzaje promieniowania. Do znanych i najczęściej stosowanych scyntylatorów
przeznaczonych do detekcji promieniowania gamma naleŜą monokryształy jodku sodu i cezu
aktywowane talem [NaI(TI) i CsI(TI)]. Cechą charakterystyczną jest to, Ŝe za ich pomocą
moŜna badać takŜe widmo energetyczne promieniowania.
Detektory półprzewodnikowe
Detektor półprzewodnikowy to spolaryzowana zaporowo dioda. Materiałami stosowanymi na
detektory są głównie: german, krzem oraz arsenek galu. Cechuje je prosta konstrukcja, duŜa
stabilność pracy, proporcjonalność amplitudy impulsów do energii cząstek (podobnie jak w
przypadku scyntylatorów) oraz duŜa czułość i wysoka zdolność rozdzielcza przy pomiarach
energii promieniowania. Stosowane są raczej do identyfikacji izotopów promieniotwórczych
w pomiarach laboratoryjnych niŜ polowych.
4.4 Aparatura stosowana przez słuŜby Centrum Zarządzania Kryzysowego
Większość miast europejskich stosuje dla potrzeb monitoringu promieniowania dwojakiego
rodzaju urządzenia:
1. przenośne urządzenia pomiarowe,
2. sygnalizatory promieniowania,
3. przyrządy do pomiaru mocy dawki oraz skaŜeń promieniotwórczych,
4. przyrządy umoŜliwiające pomiar mocy dawki z jednoczesną identyfikacją izotopu,
stacjonarne monitory promieniowania do kontroli pojazdów i osób.
Zgodnie z naszą wiedzą najlepszym dostawcą urządzeń do kontroli radiologicznej jest f-ma
Canberra Packard działająca na naszym rynku, z której sprzętu korzystamy. Firma ta posiada
światową renomę, nie tylko ze względu na jakość dostarczanych urządzeń, ale równieŜ zakres
ich moŜliwości pomiarowych.
Punkt kontroli radiologicznej w miejscach wjazdu do miasta powinien składać się z
odpowiednio zainstalowanej bramki dozymetrycznej z moŜliwością prowadzenia zapisów
wykonywanych pomiarów i przekazywania informacji o wykrytych anomaliach
radiologicznych. NaleŜy zauwaŜyć, Ŝe aby bramka działała zgodnie z projektem, pojazdy
muszą poruszać się z prędkością ograniczoną do około 20 km/godz. Od jakości sprzętu zaleŜy
granica wykrywalności, co związane jest z ceną zainstalowanego sprzętu. Według naszego
rozeznania orientacyjny koszt bramki dla jednego punktu kontrolnego będzie się kształtował
w granicach od około 17.000,00 EUR do 143.000,00 EUR. Do tej kwoty naleŜy doliczyć
koszt instalacji, stworzenia systemu łączności i zakupu urządzeń peryferyjnych. Sumy te przy
obecnych cenach rynkowych nie powinny być zbyt wygórowane.
System powinien umoŜliwić, Ŝe środki transportu zakwestionowane w punkcie kontroli
radiologicznej będą zidentyfikowane i zatrzymane do dalszych badań specjalistycznych w
Centrum Diagnostyczno-Materiałowym, działającym przy Laboratorium Badań
Materiałowych Instytutu Energii Atomowej.
Dla bramki Canberowskiej opracowano następujące wyliczenia:
− MOA (minimalna mierzalna aktywność) dla Cs-137 i prędkości pojazdu 8 km/godz.
(2m/s) wynosi 0,12 MBq.
37

− Dla prędkości 40 km/godz (10 m/s) takŜe dla Cs-137 czułość systemu spada do około
0,5MBq.
− Dla 60 km/godz (15 m/s) czułość spadnie do około 0,8 MBq.
− Prędkość 80 km/godz jest graniczną ze względu na czas pomiaru (100 ms) i przy tej
prędkości pomiar jest juŜ znacznie utrudniony, a czułość teoretyczna spada do około
1,2MBq.
Podsumowując, moŜna zaproponować system na drogę z ograniczeniem prędkości
bezpiecznie do 60km/godz. Pomiar bramkami przy większych prędkościach napotyka na silne
ograniczenia z dwóch względów:
− bardzo krótki czas przebywania pojazdu w zasięgu bramki. NaleŜy jednak pamiętać,
Ŝe pomiar właściwy polega na zarejestrowaniu w określonym przedziale czasu
(zwykle czas minimalny to 100 ms) zmiany w częstości zliczeń rejestrowanych przez
detektory w stosunku do tła (a tło dla tak duŜych detektorów to rząd 2000 zliczeń/sek),
− pomiar jest inicjowany przez uaktywnienie czujników róŜnego typu (pętle
magnetyczne, bariery świetlne, IR) obecności pojazdu w zasięgu bramki (czujnik
startu, czujnik stopu, komputer przelicza prędkość i koryguje wskazanie) przy duŜych
prędkościach (ponad 70-80 km/godz) ww. dwa parametry stają się krytyczne i dalsze
ich zmniejszanie uniemoŜliwia juŜ pomiar, a nie tylko osłabia dalej MOA.
− przy duŜych prędkościach (ponad 70-80 km/godz) ww. dwa parametry stają się
krytyczne i dalsze ich zmniejszanie uniemoŜliwia juŜ pomiar, a nie tylko osłabia dalej
MOA.
System przewoźny Thermo (FHT 1376) wykrył podczas misji sił ONZ w Kosowie z
odległości około 30 m w złomowisku źródło Eu-152 (około 5 GBq). System był zamocowany
w samochodzie poruszającym się z prędkością około 70 km/godz.
Co do doniesień o systemach pomiarowych mierzących ładunki w pojazdach poruszających
się z duŜymi prędkościami np. 80 km/godz, to w braku doniesień o istniejących handlowych
produktach trudno uznać, Ŝe jest to niemoŜliwe do osiągnięcia. JednakŜe zawsze większa
szybkość pojazdu oznacza mniejszą czułość bramki. W efekcie, tylko silne, lub bardzo silne,
źródła mogą być wykrywane.
Zastosowanie osłon na przemycanych źródłach dodatkowo komplikuje moŜliwość ich
wykrycia. Stąd "walka" i dąŜenie do maksymalnej czułości systemu, co oznacza duŜe
detektory, rozsądnie małą odległość między nimi, moŜliwie małą prędkość pojazdów i
efektywne algorytmy analizy.
Producenci bramek radiometrycznych specyfikują ich parametry zgodnie z
międzynarodowymi standardami dla bramek w zaleŜności od przeznaczenia: na tory, dla tras
samochodowych, dla pieszych, itp. Tam teŜ występują pewne zalecenia, na przykład
dotyczące wysokości bramki, odległości między detektorami, maksymalnych prędkości
pojazdów i inne przy zachowaniu, których bramki powinny wykrywać źródła o określonych
aktywnościach. Te standardy zostały stworzone po to, aby móc porównywać poszczególne
produkty („jabłko z jabłkiem”), i aby nie podawać np. rewelacyjnej czułości (z dopiskiem
małymi literami na dole broszury, Ŝe to jest waŜne dla pojazdu poruszającego się z prędkością
poniŜej 2 km/godz).
Producenci systemów (Canberra, Thermo Electron) do wykrywania źródeł w złomie na
samochodach lub w wagonach często takŜe podają aktywności (zwykle krytycznego dla
metalurgów nuklidu - Co-60) jakie są wykrywane w realnych sytuacjach na przykład źródła
przykrytego stertą złomu stalowego.
38

Oczywiście, te wartości są większe niŜ w przypadku źródeł nieosłoniętych, ale pozwalają
producentom stali przeliczyć na przykład o ile wzrosłoby skaŜenie wytopu, gdyby źródło o
aktywności poniŜej granicy czułości systemu zostało stopione. Taki sposób pozwala na
efektywne projektowanie systemu bramek (dobór ilości modułów - czyli wielkości i
rozmieszczenia detektorów).
Na terenie Polski przedstawicielem handlowym obydwu wytwórców jest ta sama spółka.
Dlatego naleŜy załoŜyć, Ŝe najbardziej istotne przy wytypowaniu do zakupu odpowiednich
bramek będzie ona kierowała się spełnieniem warunków stawianych przez zamawiającego, a
nie tylko cenami urządzeń lub innymi względami komercyjnymi.
39

5. Prognozowanie zagroŜeń radiologicznych
5.1 Organizacja systemu zarządzania zagroŜeniami radiologicznymi
ZagroŜenia nuklearne ze swojej natury dość często nie mają charakteru wyłącznie lokalnego i
dotyczą większego obszaru. W przypadku powaŜnej awarii reaktorów jądrowych
ulokowanych za granicami kraju zagroŜenie moŜe dotyczyć wielu krajów. Fakt ten wpływa
istotnie na sposób organizacji zarządzania kryzysowego, gdyŜ naleŜy uwzględnić sposób
wymiany informacji z krajami sąsiednimi, agendami Unii Europejskiej oraz
Międzynarodowej Agencji Atomistyki. W efekcie sposób zarządzania jest bardziej
scentralizowany. Schematycznie przedstawiono to na poniŜszym rysunku 5.1.
Zgodnie z ustawą „Prawo atomowe” Prezes PAA pełni rolę głównego doradcy w sprawach
powaŜnych zagroŜeń nuklearnych do Komitetu Zarządzania Kryzysowego Rady Ministrów.
Na jego potrzeby zostało powołane i pracuje w trybie ciągłym Centrum ds. Zdarzeń
Radiacyjnych Państwowej Agencji Atomistyki – CEZAR. Centrum to – jako jedyne w Polsce
– posiada szereg narzędzi komputerowych wspomagających analizowanie sytuacji
radiologicznej. W szczególności zainstalowany jest tam system wspomagania decyzji po
wypadku jądrowym w Europie – RODOS, opracowany w wyniku szeregu programów Unii
Europejskiej, wspólnie przez wiele instytutów z niemal wszystkich krajów Europy (równieŜ
nie naleŜących do UE). System ten jest zresztą wciąŜ rozwijany i aktualizowany w ramach
kolejnych programów UE.
Rys. 5.1. Struktura krajowego awaryjnego centrum radiologicznego. Źródło: Państwowa
Agencja Atomistyki.
RównieŜ krajowy system monitoringu radiologicznego jest scentralizowany i podlega
prezesowi Państwowej Agencji Atomistyki. W przypadku incydentów lokalnych istnieją
schematy zbierania oraz źródła informacji na szczeblu powiatu (m. st. Warszawa) i
województwa (mazowieckie).
Na szczeblu województwa monitoring zagroŜeń prowadzą słuŜby dyŜurne centrów, straŜy,
inspekcji, w tym słuŜby odpowiedzialne za monitoring radiologiczny. Centralnym punktem
40

monitorującym sytuacje w województwie jest Centrum Zarządzania Kryzysowego Urzędu
Wojewódzkiego pracujące całodobowo.
5.1.1 Wstęp
System RODOS („Real Time On-line Decision Support System for Nuclear Emergiencies in
Europe") jest podstawowym narzędziem wspomagania w podejmowaniu decyzji
ratowniczych w przypadku awarii jądrowej w Europie. Prace nad tym systemem są
prowadzone od ponad 20 lat w ramach szeroko zakrojonej współpracy z Komisją Unii
Europejskiej. W ich rezultacie utworzono w Państwowej Agencji Atomistyki Centrum d/s
Zdarzeń Radiacyjnych CEZAR, które jest operacyjnym centrum awaryjny w zakresie
zagroŜeń radiacyjnych w kraju. W niniejszej części zostanie zaprezentowany system RODOS,
jego moŜliwości oraz moŜliwość uzyskania rezultatów symulacji przeprowadzonych za jego
pomocą.
Jeśli przyjrzymy się bliŜej stosowanym na świecie zaawansowanym ogólnokrajowym
systemom monitoringu radiologicznego, to moŜemy wyodrębnić w nich następujące
składowe:
− sieć zautomatyzowanych stacji monitoringu radiologicznego,
− sieć laboratoriów pomiarowych,
− połączenie z bazą danych meteorologicznych,
− bazy róŜnego rodzaju danych (stałych w czasie lub wolnozmiennych) w układzie
przestrzennym (topografia, gęstość zaludnienia, struktura pokrycia terenu, struktura
upraw itd.),
− moduły do oceny i prognozowania dawek (modele radioekologiczne),
− zarządzanie systemem, w tym moduł interfejsu uŜytkownika, uŜywany głównie do
wprowadzania zapytań do systemu i prezentacji wyników obliczeń oraz
przygotowania raportów z wykorzystaniem wizualizacji aktualnej lub przewidywanej
sytuacji awaryjnej na mapach (bądź w innych formach, takich jak wykresy czy tabele).
Od kilku lat notuje się tendencje do budowania bardziej złoŜonych systemów, które w istotny
sposób uzupełniałyby systemy monitoringu i diagnozowania sytuacji radiologicznej o analizy
predykcyjne, oceny skuteczności rozwaŜanych działań zaradczych i dokonywanie rankingu
takich działań w zaleŜności od istniejących środków technicznych i preferencji decydentów.
Przykładem tego jest program badawczy Unii Europejskiej RODOS, którego realizację
rozpoczęto na przełomie lat 1990/91. Jego celem jest opracowanie ujednoliconego w skali
Europy podejścia do analiz zagroŜenia radiacyjnego oraz planowania akcji zapobiegawczej i
jej realizowania po wypadkach jądrowych. RODOS ma uwzględniać zarówno specyfikę
zagadnień, charakterystycznych dla obszarów bliskich miejsca wypadku i w krótkim okresie
czasu, jak równieŜ umoŜliwiać prowadzenie ocen i prognozowanie dla regionów odległych i
w długim horyzoncie czasowym. Obecnie w projekcie tym uczestniczy ok. 50 instytucji
naukowych z kilkunastu krajów europejskich (w tym równieŜ z Rosji i Ukrainy).
5.1.2 Struktura i funkcje systemu wspomagania decyzji po wypadku jądrowym RODOS
Zintegrowany system monitoringu radiologicznego i wspomagania decyzji po wypadku
jądrowym składa się z trzech podstawowych warstw. Poszczególne warstwy róŜnią się
sposobem działania oraz zakresem obowiązków i moŜliwościami uczestniczących w nich
poszczególnych słuŜb.
Funkcje warstw dotyczą zasadniczo trzech podstawowych grup zagadnień:
41

− zbieranie danych pochodzących z sieci pomiarowych oraz takich, które wynikają z
przeprowadzonych analiz laboratoryjnych, dotyczących pogłębionego i bardziej
szczegółowego opisu sytuacji radiologicznej kosztem pewnego opóźnienia w czasie,
− analiza stanu aktualnego i prognozowanie rozwoju sytuacji awaryjnej, przede
wszystkim w zakresie oceny dawek i ryzyka naraŜenia ludności,
− zarządzanie działaniami w czasie awarii radiologicznej poprzez zastosowanie
odpowiednich środków zaradczych, ewentualne wprowadzenie przewidzianych przez
ustawy regulacji prawnych dla zapewnienia efektywności takich działań oraz
informowanie społeczeństwa w oparciu o otrzymywane dane, pochodzące z analizy i
prognozy sytuacji awaryjnej, przy uŜyciu współczesnych środków komunikacji.
Wszystkie trzy warstwy systemu muszą być ze sobą ściśle powiązane - informacje,
począwszy od zebrania danych, poprzez ocenę zagroŜenia, winny szybko trafiać do centrum
operacyjnego.
Rodzaje informacji przetwarzane przez system obejmują następujące grupy:
(a) wolnozmienne procesy ewidencyjne (dane topograficzne, demograficzne, struktury
upraw i pokrycia terenu, wykaz dostępnych środków technicznych w zakresie
zapobiegania i zwalczania skutków skaŜenia radiologicznego itp.),
(b) średniozmienne procesy decydujące o ogólnej ocenie stanu radiologicznego
środowiska (wyniki okresowych analiz poziomu aktywności promieniotwórczej
próbek pobranych za środowiska naturalnego człowieka, produktów Ŝywnościowych i
pasz),
(c) szybkozmienne procesy automatycznego monitorowania w kraju, wsparte
pogłębionymi analizami laboratoryjnymi, obliczeniami symulacyjnymi transportu
skaŜeń w środowisku i wielkości dawek oraz informacje uzyskane z innych źródeł
krajowych i zagranicznych w sytuacji zaistnienia wypadku jądrowego w Europie.
System RODOS zasadniczo jest systemem łączącym poziom drugi i trzeci, zaś systemy
monitoringowe są na poziomie pierwszym. Podstawowe moduły funkcjonalne systemu
RODOS to (Rys. 5.2):
I. Podsystem Operacyjny (OSY), obejmujący
• Sterowanie i zarządzanie:
Moduł ten zapewnia odpowiedni przepływ informacji między wszystkimi elementami
systemu, a w szczególności między modułami analizującymi a bazami danych
(lokalnymi oraz zdalnymi). Spełnia kluczową rolę dla efektywnego i spójnego
współdziałania róŜnych modułów systemu w celu wykonania określonych zadań.
• Pozyskiwanie danych poprzez:
− automatyczną rejestrację i obróbkę wyników pomiarów,
− kodowanie danych na podstawie zestawień tabelarycznych,
− digitalizację dokumentów graficznych (map, wykresów),
− przekazywanie danych przez inne systemy informatyczne z odpowiednim
wykorzystaniem sieci komputerowo-telekomunikacyjnej.
• Gromadzenie danych w centralnych bazach danych systemu:
Odpowiednie systemy zarządzania bazami danych powinny pozwolić na prowadzenie
wszechstronnych operacji na danych, przy jednoczesnym spełnieniu odpowiednich
kryteriów wiarygodności informacji i zasad ich dostępności.
42

Wymaga to utworzenia następujących baz tematycznych:
− baza danych topograficznych i elewacyjnych,
− baza danych o pokryciu terenu,
− baza danych meteorologicznych,
− baza danych o uprawach oraz o produkcji roślinnej i hodowli zwierząt,
− baza danych o produkcji Ŝywności, Ŝywieniu zwierząt hodowlanych i "nawykach"
konsumpcyjnych,
− baza danych demograficznych,
− bazy danych poziomów skaŜeń promieniotwórczych, uzyskanych z:
• systemów pomiarowych on-line,
• badań laboratoryjnych próbek środowiska, w tym płodów rolnych, paszy i
Ŝywności,
− baza danych o typie zabudowy i rodzaju zastosowanych materiałach budowlanych,
− baza danych o szlakach komunikacyjnych, w aspekcie moŜliwości
przeprowadzania ewakuacji ludności,
− baza danych o słuŜbach ratowniczych i dostępnych środkach technicznych
zapobiegania i zwalczania skutków skaŜeń radiologicznych,
− baza danych o charakterystykach moŜliwych źródeł znacznych uwolnień
promieniotwórczych w Polsce oraz w innych krajach europejskich.
• Prezentację danych:
W module tym generuje się właściwe formy przedstawienia informacji dostosowanej
do wymagań i do moŜliwości odbioru przez róŜnych uŜytkowników. W odniesieniu do
danych przestrzennych najczęstszą formą prezentacji są mapy tematyczne. Innymi
formami prezentacji są wykresy, diagramy, zestawienia. Komunikaty i raporty
powinny być tworzone przez system w sposób zautomatyzowany na zlecenie
określonych grup odbiorców informacji.
II. Podsystem Analizujący (ASY), obejmujący
• Analizę, oceny i prognozowanie stanu radiologicznego:
Moduł ten w oparciu o dane dostępne w centralnych bazach danych powinien
zapewnić ocenę stanu radiologicznego kraju. W czasie rutynowej pracy systemu, gdy
dane pomiarowe nie przekraczają wartości alarmowych, analizy stanu radiologicznego
kraju mogą opierać się wyłącznie na danych z monitoringu i innych danych
pomiarowych. W stanie alertu radiologicznego dane pomiarowe powinny być
wykorzystane w programach obliczeniowych do szczegółowego diagnozowania
aktualnej sytuacji radiologicznej kraju i do prognozowania rozwoju tej sytuacji.
Podstawowymi informacjami określającymi naraŜenie ludności są: wielkości dawek
gamma, stęŜenie radionuklidów w powietrzu, aktywność podstawowych produktów
Ŝywnościowych i paszy zwierząt. NaleŜy zapewnić odpowiednią rozdzielczość
przestrzenną i czasową takich danych dla zapewnienia wiarygodnych ocen dawek w
czasie i przestrzeni (teren całego kraju oraz obszarów przyległych).
Stosowane modele radioekologiczne muszą pokrywać wszystkie występujące
szczegółowe drogi naraŜenia. Sposób wykorzystania modeli obliczeniowych powinien
uwzględniać specyficzne cechy określonej sytuacji, wynikające zarówno z rodzaju
skaŜenia jak równieŜ z pory roku, stanu wegetacji, nawyków konsumpcyjnych
ludności, itp.
Poza modelami radioekologicznymi istotnym wsparciem przy podejmowaniu decyzji
43

muszą być wyniki obliczeń transportu uwolnień radiacyjnych w atmosferze i w
akwenach wodnych. Wyniki takich obliczeń praktycznie mogą być uŜyte na dwa
sposoby:
− poprzez przewidywanie obszarów potencjalnych skaŜeń radiologicznych w
skali lokalnej, w mezoskali lub w skali kontynentu, w sytuacji gdy skaŜenia
radiologiczne związane z awarią nie są jeszcze rejestrowane przez sieć
monitoringu krajowego;
− poprzez szczegółowe diagnozowanie poziomu skaŜeń przy wykorzystaniu
danych pomiarowych jako warunków początkowo-brzegowych dla modeli
obliczeń transportu skaŜeń w skali lokalnej lub regionu.
III. Podsystem Przeciwdziałań (CSY), obejmujący
• Obliczenia symulacyjne przy załoŜeniu podjęcia działań interwencyjnych
Na tym etapie są wykonywane powtórnie obliczenia symulacyjnych – w szczególności
wyznacza się prawdopodobne dawki – przy załoŜeniu, Ŝe podjęte będą działania
interwencyjne. Takimi przykładowymi działaniami są: w pierwszej fazie awarii
jądrowej – ewakuacja, schronienie lub dystrybucja tabletek jodowych, zaś w fazie
późniejszej zachodzi moŜliwość stosowania róŜnych technik dekontaminacyjnych na
skaŜonym obszarze, wprowadzenia zakazu spoŜywania produktów skaŜonych i
zastosowania róŜnych wariantów postępowania z nimi, itd.
IV. Podsystem Ewaluacji (ESY), obejmujący
• Ocenę skuteczności działań interwencyjnych i podejmowania decyzji:
Uzyskane wyniki analiz, ocen i prognozowania stanu radiologicznego kraju lub
regionu mogą być wykorzystane bezpośrednio przez zespoły ekspertów do
podejmowania decyzji w zakresie działań zaradczych lub mogą być przedmiotem
dalszej obróbki przez odpowiednie moduły funkcjonalne systemu, wykorzystujące
sformalizowane techniki wspomagania decyzji systemu RODOS.
Rys. 5.2. Modularna struktura systemu RODOS.
44

5.2 Podstawowe moduły systemu RODOS
Transport skaŜeń w atmosferze
Obliczenia transportu i osadzania się radionuklidów wymagają modeli do symulacji dyspersji
radionuklidów w atmosferze w skali lokalnej, w mezoskali a takŜe na dalekie odległości.
Wszystkie te modele powinny umiejętnie odzwierciedlać specyfikę kaŜdego z tych dystansów
w kontekście wymagań odnośnie działań zaradczych.
Zadaniem modeli krótkozasięgowych jest dostarczenie szybkich ocen dla obszarów bliskich
miejsca wypadku przy relatywnie prostych załoŜeniach o warunkach meteorologicznych i
topografii terenu. Jest równieŜ konieczne dokonanie szybkiej oceny parametrów tych modeli
obliczeniowych w oparciu o kilka prostych danych wejściowych.
Obliczenia w mezoskali, 100-200 km od źródła uwolnień, powinny brać juŜ pod uwagę takie
czynniki jak: złoŜoność rzeźby terenu, istnienie obszarów miejskich, brzegów morza i innych
duŜych akwenów wodnych oraz zmienność czasowo-przestrzenną warunków
meteorologicznych.
Głównym zadaniem modeli symulacji długozasięgowej jest określenie prawdopodobnych
obszarów i skali skaŜeń. Dla takich modeli waŜna jest zmienność pól meteorologicznych, w
mniejszym stopniu szczegóły zmienności rzeźby i szorstkości powierzchni terenu. Niezbędne
informacje o przewidywanych wartościach parametrów meteorologicznych mogą być
dostarczane przez słuŜby synoptyczne i meteorologiczne lub systemy prognozy numerycznej
o wysokiej rozdzielczości.
System RODOS zawiera zarówno Gaussowskie modele krótkozasięgowe (ATSTEP – typu
smugi, RIMPUFF – typu kłąb) jak i dalekozsięgowy Eulerowski model MATCH. Wyniki
obliczeń przekazywane są do pozostałych modułów systemu.
Modele transportu skaŜeń w atmosferze wymagają prognoz meteorologicznych. Prognozy te
zasadniczo mogą pochodzić z narodowych centrów meteorologicznych (jak Instytut
Meteorologii i Gospodarki Wodnej). Innym rozwiązaniem, stosowanym w USA, jest
dysponowanie dedykowanym modelem obliczeniowym prognozowania pogody,
uwzględniającym wszystkie uwarunkowania wynikające z potrzeb systemów wspomagania
decyzji związanych z:
− dynamiką rozwoju sytuacji awaryjnej;
− dynamiką procesów meteorologicznych w obszarach potencjalnie zagroŜonych
skaŜeniem na „drodze przemieszczania się” chmury radiologicznej;
− specyfiką obszarów zagroŜonych, gdzie poziom szczegółowości obliczeń
symulacyjnych powinien z załoŜenia być większy.
Z uwagi na typową dla prognoz meteorologicznych niepewność wykorzystuje się równieŜ
podejście oparte na technikach „ensemble”, które umoŜliwiają równieŜ ją ocenić. Techniki te
są stosowane równieŜ w modelowaniu transportu skaŜeń w atmosferze umoŜliwiając
oszacować niepewność wyników.
Transport skaŜeń w środowisku wodnym
Uwolnienie substancji radiologicznych do środowiska moŜe spowodować skaŜenie wód
powierzchniowych (jezior, rzek). Następuje to w wyniku bezpośredniego przeniknięcia
45

substancji do zbiorników wodnych i rzek lub opadu radiologicznego substancji uwolnionych
do atmosfery na powierzchnię wody lub ujęć rzek i jezior. Obliczenia transportu
radionuklidów w środowisku wodnym wymagają stosowania zestawu programów
komputerowych do modelowania róŜnych komponentów tego środowiska i zjawisk
zachodzących w róŜnych skalach przestrzennych i czasowych.
Proces przedostania się substancji do wód powierzchniowych i dalszego ich transportu w
środowisku wodnym jest modelowany przez specjalny pakiet hydrologiczny w systemie
RODOS. Prace nad tym pakietem są w duŜej mierze zaawansowane i zostaną zakończone w
ramach projektu EURANOS. Opracowane są następujące modele:
− RIVTOX – jednowymiarowy model transportu skaŜeń w systemach rzecznych,
− THREETOX – trójwymiarowy, zaawansowany model transportu skaŜeń w wodzie,
− LAKECO – prosty, zerowymiarowy model dla jezior.
Głównym modelem wykorzystanym w systemie RODOS będzie RIVTOX. Obecne prace
dotyczą powiązania modeli transportu skaŜeń z narodowymi systemami prognoz
hydrologicznych.
Moduły oceny i prognozowania rozwoju zagroŜenia radiologicznego w kraju
WaŜnym elementem systemu wspomagania decyzji w przypadku awarii jądrowej jest moduł
obliczający wielkość dawki, powstałej w wyniku napromienienia zewnętrznego oraz
napromienienia, powstałego na skutek spoŜycia skaŜonych produktów. Obliczenia te muszą
być wykonywane w oparciu o aktualne i wiarogodne dane liczbowe dotyczące ekosystemu
człowieka. Dane te są zmienne przestrzennie i czasowo, zaleŜą od środowiska człowieka,
warunków klimatycznych, sytuacji orograficznej i zwyczajów Ŝywieniowych oraz stylu Ŝycia
grup społecznych. Obliczenia te powinny uwzględniać: cykle rozwoju roślin, zasady Ŝywienia
zwierząt oraz styl Ŝycia i dietę człowieka. Z tego względu podzielono obszar kraju na regiony
radioekologiczne i ustalono dla tych regionów podstawowe dane potrzebne dla modeli
obliczeń dawek. Dane te - tak zróŜnicowane - utworzyły bazę danych, wpisaną w wektorową
mapę numeryczną kraju.
Program komputerowy realizujący takie obliczenia określa dawki pochodzące z głównych
dróg naraŜenia tzn.:
(a) napromienienia zewnętrznego: od chmury radioaktywnej oraz od skaŜenia
powierzchni ziemi i wody,
(b) napromienienia wewnętrznego: od wdychania skaŜonego powietrza, picia skaŜonej
wody i od spoŜywania skaŜonych pokarmów.
Środowisko lądowe
Drogi przejść radionuklidów w środowisku człowieka mogą być bardzo róŜne. Drogi
naraŜenia pokarmowego moŜna pogrupować następująco: depozycja ⇒ pasza ⇒ mleko ⇒
człowiek; depozycja ⇒ pasza ⇒ zwierzę ⇒ człowiek; depozycja ⇒ roślina ⇒ człowiek.
Na podstawie danych o stęŜeniu radionuklidów w przyziemnej warstwie powietrza i danych o
warunkach atmosferycznych oblicza się wielkość depozycji radionuklidów na powierzchni
ziemi, a następnie przebiegi czasowe stęŜeń radionuklidów w poszczególnych przedziałach
ekosystemu lądowego człowieka tzn. w glebie, roślinach uprawnych i pastewnych, tkankach
zwierząt hodowlanych i produktach zwierzęcych, jak mleko i mięso, zarówno przy
krótkotrwałym jak i ciągłym typie skaŜenia. Uwzględnia się przy tym większość istotnych
procesów dynamicznych, zachodzących w ekosystemie, takich jak wychwyt skaŜeń przez
powierzchnię liści oraz usuwanie skaŜeń w wyniku działania czynników atmosferycznych,
46

dynamikę wzrostu róŜnych gatunków roślin, przechodzenie skaŜeń z gleby do rośliny przez
system korzeniowy, wymywanie skaŜeń z gleby i rozpad radioaktywny (Rys. 5.3). Bierze się
równieŜ pod uwagę zmienność niektórych parametrów w zaleŜności od pory roku, w której
nastąpiło skaŜenie, np. zmiany biomasy roślin czy karmy zwierząt hodowlanych oraz róŜne
okresy zbiorów warzyw, Ŝniw oraz sposoby uprawy gleby. W ten sposób moŜna uzyskać
ocenę dawek w wybranym przedziale czasowym od: ekspozycji zewnętrznej (na podstawie
obliczonych przez program wartości opadu całkowitego danego izotopu na powierzchnię
ziemi), inhalacji (na podstawie danych o stęŜeniu danego radionuklidu w powietrzu) oraz
ocenę równowaŜników dawek efektywnych od skaŜeń pokarmowych.
Podstawowym narzędziem przewidzianym w RODOS do obliczeń podstawowych łańcuchów
pokarmowych i dawek, zgodnie przedstawionym schematem (Rys. 5.4.) są programy FDMT
(moduł obliczeń dawek dla środowiska lądowego) i FDMA (moduł obliczeń dawek dla
środowiska wodnego) opracowane przez niemiecki Instytut GSF, głównie w oparciu o
załoŜenia i bazy danych przygotowane dla Niemiec. Na potrzeby modułu FDMT opracowano
podział Polski na regiony radioekologiczne (Rys. 5.5.) związane z warunkami
klimatologicznymi, okresami wegetacji oraz klasyfikacją opartą na indeksie bonitacyjnym.
Środowisko wodne
SkaŜona woda prowadzi do naraŜenia radiologicznego ludności w wyniku: picia
wody, karmienia zwierząt, dostarczających mleko i mięso, nawadniania pól, spoŜywania ryb.
Dawki związane z tymi czterema drogami naraŜania są obliczane przez specjalny moduł
FDMA w RODOS. Analogicznie do FDMT modele FDMA są w trakcie opracowania w
ramach dalszych prac nad rozwojem programu RODOS.
Środowisko leśne
Ze względu na całkowitą odmienność dynamiki procesów transportu skaŜeń w elementach
środowiska leśnego w porównaniu z procesami w innych elementach środowiska lądowego,
mających znaczenie dla łańcuchów Ŝywieniowych człowieka w systemie RODOS został
wydzielony specjalny moduł FDMF, obliczający naraŜenie ludności w wyniku spoŜywania
produktów leśnych. Analogiczny program jest opracowywany w ramach programu RODOS,
przez ekspertów z ośrodków w Finlandii i Francji. Będzie uwzględniał równieŜ wyniki prac
prowadzonych w ramach innych programów międzynarodowych, w szczególności tych
koordynowanych przez MAEA. Wyniki wszystkich tych prac będą uwzględnione w FDMF.
47

Rys. 5.3. Drogi przejść radionuklidów w środowisku lądowym człowieka rozwaŜane przez
moduł obliczający wielkości dawek.
48

Rys. 5.4 Przepływ informacji pomiędzy modułami transportu skaŜeń, obliczeń dawek oraz
ocen działań interwencyjnych.
Moduł do oceny działań interwencyjnych
Celem modułu oceny działań interwencyjnych jest dostarczenie informacji o skutkach dla
ludności wynikających z obecnej i przyszłej sytuacji radiologicznej oraz skuteczności i
kosztów róŜnych wariantów moŜliwych działań interwencyjnych. Następujące czynniki
warunkują podjęcie decyzji o zastosowaniu środków zaradczych:
− potencjalna redukcja dawki indywidualnej oraz potencjalna redukcja dawki
kolektywnej,
− naraŜenie personelu uczestniczącego w akcjach,
− wielkość obszaru skaŜonego, jego charakterystyki ekologiczne, agrotechniczne i
ekonomiczne,
− liczba osób objętych ewakuacją oraz dostępność miejsc dla ich przemieszczenia,
− koszty ekonomiczne i skutki dla zdrowia przedsięwziętych działań,
− dostępność środków technicznych i moŜliwość wsparcia przez administracje lokalne
oraz dostępny czas dla przeprowadzenia całej akcji,
− ilość produktów Ŝywnościowych objętych zakazem spoŜycia, dostępność
odpowiednich magazynów, miejsc składowania, moŜliwość zastąpienia utraconych
obiektów i produktów spoŜywczych, okres zakazu,
− wpływ podjętych działań na środowisko naturalne,
− akceptacja społeczeństwa, implikacje społeczno-polityczne oraz reakcje międzynarodowe.
Obliczenia skuteczności krótkoczasowych działań interwencyjnych są realizowane przy
pomocy następujących programów z modułu CSY: EMERSIM, HEALTH i ECONOM.
Skuteczność i koszty długoczasowych środków interwencyjnych jest obliczana przez
specjalny moduł LCM, opracowany głównie przez zespół z National Radiological
49

Protection Board z Wielkiej Brytanii. Rozpatrywane działania długoczasowe dotyczą
Ŝywności (ograniczenie na spoŜywanie Ŝywności, magazynowanie, przetwarzanie
produktów Ŝywnościowych), przesiedleń, dekontaminacji (obszarów zamieszkałych i
rolniczych), produkcji rolnej (zmiany upraw i zasad Ŝywienia zwierząt, zastosowanie
odpowiednich dawek nawozów sztucznych lub dodanie innych środków chemicznych do
gleby). LCM jest ściśle powiązany z innymi modułami RODOS, w szczególności z FCM
(obliczającym łańcuchy Ŝywieniowe) i DM (obliczającym dawki), które dostarczają
informacje o stęŜeniu skaŜeń w Ŝywności i paszy zwierząt w zaleŜności od połoŜenia,
czasu i radionuklidu. Dodatkowymi informacjami wejściowymi są kryteria dotyczące
środków zaradczych i bazy danych o ich efektywności redukowania stęŜenia skaŜeń w
Ŝywności i wielkości dawek, a takŜe informacje w układzie przestrzennym o produkcji
rolnej i nawykach Ŝywieniowych ludności.
Rys. 5.5. Regiony radioekologiczne w Polsce.
Przepływ informacji między modułami systemu przedstawiono schematycznie na Rys. 5.6.
W podsumowaniu naleŜy zaznaczyć, iŜ obecnie RODOS jest najbardziej zaawansowanym
systemem w swojej dziedzinie na świecie. Z załoŜenia tworzy on otwartą bazę do budowania
wersji narodowych tego systemu, uwzględniających specyfikę poszczególnych krajów jak:
orografia, demografia, mikroregiony klimatyczne, regiony radioekologiczne, produkcja
roślinna, zwierzęca, nawyki Ŝywieniowe, monitoring meteorologiczny i radiologiczny, sieci
komunikacyjne oraz rozwiązania organizacyjno-prawne w zakresie gotowości i reagowania w
odniesieniu do wypadków jądrowych.
50

Rys.5.4. Schemat pakietu oceny działań interwencyjnych w okresie awarii.
Tabela 5.1. Wykaz modułów systemu RODOS.
Typ modułu Nazwa
Moduły dyspersji
atmosferycznej i
transportu radionuklidów
Moduły transportu skaŜeń
w środowisku wodnym
Moduły oceny i
prognozowania zagroŜeń
modułu
51
Opis
ATSTEP krótkozasięgowy Gausowski model
atmosferyczny typu smugi
RIMPUFF krótkozasięgowy Gausowski model
dyspersji atmosferycznej typu kłąb
LSMC Moduł transportu i opadu radionuklidów.
Wykorzystuje wyniki z ATSTEP lub
RIMPUFF
MATCH Eulerowski dalekozasięgowy model
transportu radionuklidów
RIVTOX jednowymiarowy model transportu
skaŜeń w systemach rzecznych
THREETOX Trójwymiarowy, zaawansowany model
transportu skaŜeń w wodzie
LAKECO prosty model transportu skaŜeń dla jezior
FDMT obliczeń dawek dla środowiska lądowego
FDMA moduł obliczeń dawek dla środowiska
wodnego
FDMF Moduł obliczeń dawek dla środowiska
leśnego

Moduły symulacyjne
przeciwdziałań
5.3 Sposób uŜycia systemu RODOS
EMERSIM Moduł symulacyjny przeciwdziałań dla
fazy wczesnej
LCMT Moduł symulacyjny przeciwdziałań dla
fazy późnej
EVSIM Moduł symulacyjny ewakuacji
ECONOM Moduł kosztów
Niniejsza instrukcja przeznaczona jest dla dyŜurnego operatora komputerowego systemu
wspomagania decyzji RODOS-PC.
1. Uruchomienie systemu RODOS:
Wprowadzić z klawiatury polecenie runrodosL.
Pojawia się okno wyboru:
NaleŜy wybrać opcję RODOS Lite.
Wygląd głównego okna dialogowego po uruchomieniu systemu pokazuje rysunek poniŜej:
52

Rys. 5.7. Główne okno dialogowe RODOS Lite.
2. Uzyskanie od oficera dyŜurnego CEZAR informacji o parametrach uwolnienia:
− Typ uwolnienia.
− Wielkości uwolnień.
− Miejsce uwolnienia.
− Warunki meteorologiczne
3. Wybór miejsca awarii.
W zakładce „site selection” wybrać miejsce oraz rodzaj awarii.
W polu:
Zaznaczyć opcje „Country”, oraz wybrać kraj uwolnienia. Z opcji „Site/Unit” wybrać miejsce
awarii.
53
W polu:
widać mapę z zaznaczonym obiektem oraz informacje o nim jeśli takowe zostały pobrane
przez program z internetowej bazy danych.
Najechać kursorem na przycisk „confirm” i kliknąć go LPM aby przejść do następnej

zakładki.
4. Zakładka „Source term”.
Ustawić początek wystąpienia zdarzenia:
Aby wprowadzić dane źródłowe z pliku naleŜy wybrać opcje „Library source term”,
następnie „fixdata”, i z listy „Name of source term” wybrać nazwę pliku źródłowego.
jeśli nazwa interesującego nas pliku nie znajduje się na liście naleŜy go zaimportować. W tym
celu z paska zadań wybrać opcje „File”, następnie „Import”, dalej „Sourceterm data”.
Z okna:
wybrać miejsce w którym plik się znajduje i kliknąć „Open”.
Wybierając opcje „Show advanced parameters” wywołuje okno wyboru jak na obrazku
poniŜej:
54

MoŜemy takŜe, wybierając opcje „User defined”, wprowadzić ręcznie własne parametry
początkowe.
Pojawia się okno:
Aby przejść do następnej zakładki naleŜy wybrać „confirm”.
5. Wybór danych meteorologicznych – zakładka „Weather”.
55

Po lewej stronie znajdują się opcje wprowadzenia długości prognozy oraz początku i końca
prognozy.
Wybranie opcji „Meterological data from provider” pozwala wybrać dane pogodowe
zapisane w pliku z listy obok.
jeśli nazwa interesującego nas pliku nie znajduje się na liście naleŜy go zaimportować. W tym
celu z paska zadań wybrać opcje „File”, następnie „Import”, dalej „Weather data”.
Z okna:
wybrać miejsce w którym plik się znajduje i kliknąć „Open”.
Wybranie opcje „Onsite meterological data” i kliknięcie „Request realtime data” pozwala
na uzyskanie informacji pogodowych w danym czasie bezpośrednio od dostawcy
prognoz meteorologicznych.
Wybranie opcji „User input” daje dostęp do nowych opcji i pozwala wprowadzić dane
ręcznie:
Aby przejść do następnej zakładki naleŜy wybrać „confirm”.
6. Zakładka „Countermeasures”
56

W zakładce tej moŜna wprowadzić dane na temat podjętych przeciwdziałań.
Klikając kursorem w „Show early intervention levels” pojawia się okno:
Aby przejść do następnej zakładki naleŜy wybrać „confirm”.
57

7. W zakładce „Results” wybiera się dane które ma wyświetlić program w postaci
graficznej.
Aby przejść do następnej zakładki naleŜy wybrać „confirm”.
8. Pojawia się zakładka „Run”:
58

w której naleŜy wybrać opcje „Emergency” lub „Exercise”.
Aby przejść do następnej zakładki naleŜy wybrać „confirm”.
9. Pojawia się zakładka „Summary”:
59

Aby przejść dalej klikamy w przycisk „Submit”.
Nastąpi inicjalizacja obliczeń. Pojawia się podwójne okno stanu jak na rys . poniŜej:
Kliknięcie paska z napisem “Proces Status” pozwala na śledzenie stanu obliczeń
sygnalizowanego róŜnymi kolorami.
60

Okno dialogowe pokazane na rys. poniŜej:
pozwala na wybór obliczonych wielkości do zaprezentowania na mapie (pole w lewym
gornym rogu). Przyciskami “-” i “+” mozemy przyblizac i oddalac obraz.
W lewej części okna dokonać wyboru identyfikatora obliczeń oraz wielkości do wyświetlania
na mapie.
Zmiany rodzaju wyświetlanych wartości dokonuje się w oknie menedŜera grafiki poprzez
zaznaczenie odpowiedniej opcji.
61

W lewej części okna dialogowego menedŜera grafiki dokonuje się takŜe, poprzez zaznaczenie
kursorem i kliknięcie myszą, wyboru radionuklidu (lub grupy radionuklidów) i wyświetlenie
jego wpływu na sytuację radiologiczną.
Prezentacja graficzna wyników ATSTEP.
Prezentacja graficzna wyników MATCH.
62

6. Wywołanie interfejsu do obliczeń - (HPAC/RMP)
Do prognozowania zagroŜeń związanych z uwolnieniem się substancji radioaktywnych
uŜywany będzie tan sam program jak dla zagroŜeń chemicznych. Interfejs jest więc wspólny
dla zagroŜeń chemicznych i nuklearnych.
Program ma za zadanie wyznaczać strefy zagroŜeń dla substancji uwolnionych w atmosferze.
Przedstawiane strefy zagroŜenia dla substancji toksycznych i palnych są to TEEL1, TEEL2 i
TEEL3; dla substancji bojowych strefy w których dochodzi do: 10%, 50%, 90% zgonów.
Natomiast dla substancji radioaktywnych wyznaczane są strefy dla których konieczna jest
ewakuacja lub schronienie.
W przeciwieństwie do modułu zagroŜeń chemicznych programem na którym opiera się
wyznaczanie stref jest tylko pakiet HPAC Hazard Prediction & Assessment Capability (RMP
opisany w części chemicznej dotyczy tylko uwolnień substancji toksycznych).
PoniewaŜ jednak interfejs dla obu typu zagroŜeń (chemicznych i radiologicznych) jest taki
sam, więc nie będzie tu juŜ opisywany (znajduje się w części chemicznej). NaleŜy tylko
dodać iŜ:
- struktura plików wejściowych i wyjściowych jest analogiczna jak dla zagroŜeń
chemicznych,
- istnieje równieŜ moŜliwość wyprodukowania stref zagroŜeń bezpośrednio w formacie
kml tj. do ich wizualizacji za pomocą programu Google Earth (format kml jest
faktycznie wersją ogólnego formatu xml i moŜe być zastosowany równieŜ w innych
aplikacjach).
6.1 Opis pakietu HPAC
HPAC (Hazard Prediction and Assessment Capability) [1] jest pakietem do prognozowania
skutków uwolnień substancji niebezpiecznych do atmosfery. Został on opracowany dla na
potrzeby amerykańskiej agencji Defense Threat Reduction Agency (DTRA) i obecnie jest
jednym z podstawowych narzędzi administracji amerykańskiej.
W niniejszej części przedstawiony będzie krótki opis uŜycia programu HPAC, zaś w
następnym zostaną przedstawione przykładowe symulacje przeprowadzone dla m.st.
Warszawy z uŜyciem róŜnych substancji niebezpiecznych.
Definicja zagroŜenia, prognozowania i oceny
Trzy etapy modelowania uŜywane przez HPAC, a przez które przechodzi uŜytkownik,
pokazane są na rysunku 6.1.
Rys. 6.1 Etapy modelowania programu HPAC
Etap 1. Definicja źródła zagroŜenia.
UŜytkownik opisuje incydenty lub określa wartości dla wszystkich parametrów uwolnienia.
Etap 2. Transport.
UŜytkownik określa które dane środowiskowe będą uŜywane. Następnie HPAC pobiera
63

informacje o zdarzeniu i uwolnieniu, przewidując gdzie materiały NBC (nuklearne,
biologiczne, chemiczne) zostaną przetransportowane przez atmosferę i oblicza depozycję
materiału niebezpiecznego dla danego miejsca geograficznego.
Etap 3. Skutki.
HPAC przedstawia wyniki na mapie dzięki czemu moŜna je przeglądać i analizować. HPAC
bierze pod uwagę takŜe oddziaływanie na ludzi efektów ekspozycji niebezpiecznych
substancji takie jak: obraŜenia czy zgony. HPAC uŜywa róŜnych metod do szacowania
skutków na ludzi róŜnych typów zagroŜeń:
HPAC wykorzystuje wcześniej opracowane i przechowywane rezultaty działania algorytmu
RIPD (Radiation-Included Performance Decrement), który wyznacza skutki oddziaływania na
ludzi dla scenariuszy zagroŜeń nuklearnych włączając promieniowanie radiacyjne.
HPAC wyznacza skutki uwolnień substancji CBR (Chemical, Biologial, Radiological).
Wykorzystuje m.in. model CODA (Operational Degradation Analysis), który określa skutki
oddziaływania na ludzi dla pewnych klas scenariuszy biologicznych i chemicznych. Podczas
gdy HPAC bierze od uwagę wiele czynników, moduł CODA działa tylko dla ograniczonego
podzbioru czynników biologicznych lub chemicznych. Dodatkowe czynniki mogą być
uwzględniane później gdy niezbędne dane lub obliczenia reakcji na ludzi będą dostępne.
Powtórzenie poszczególnych etapów jest konieczne do sprawdzenia wielkości zmian definicji
źródła lub w odpowiedzi na zmiany danych środowiskowych. Ocena zmian dzięki roŜnym
rodzajom ochrony ludzi lub poziomów aktywności moŜe być wykonane bez ponownego
uruchomienia projektu HPAC.
Incydenty, uwolnienia i scenariusze
Incydenty
Jako incydent opisywane jest wydarzenie uwolnienia materiału NBC do środowiska.
Przykładem takiego zdarzenia moŜe być wypadek w reaktorze nuklearnym. UŜytkownik musi
zdefiniować czas, miejsce zdarzenia i co zostało uwolnione dla kaŜdego incydentu. Typowo
program wprowadza standardowe dane na wejście.
HPAC pozwala uŜytkownikowi definiować incydent i obliczać powiązane uwolnienia
uŜywając zintegrowanego modelu zdarzeń. Oznacza to, Ŝe uŜytkownik nie musi znać
dokładnych charakterystyk uwolnionego materiału w zleceniu oszacowania efektów.
UŜytkownik typowo wybiera incydenty i pozwala programowi określić uwolnienia związane
z tymi incydentami.
Uwolnienia
Uwolnieniem w HPAC jest szczegółowy fizyczny opis materiału NBC uwolnionego do
środowiska. Ten opis zawiera fizyczne własności materiału, ilość materiału w chmurze,
wielkość i połoŜenie chmury, i czas w którym wydarzyło się uwolnienie. Uwolnienie moŜe
być natychmiastowe lub ciągłe, stacjonarne bądź ruchome. Dane te moŜna wprowadzić
bezpośrednio do HPAC lub do odpowiedniego pliku wejściowego.
UŜytkownik moŜe, posługując się pewnymi narzędziami, analitycznie określić uwolnienie.
Uwolnienie nie związane z incydentem nosi nazwę analitycznego uwolnienia.
Scenariusze
Scenariusz to grupa incydentów i/lub uwolnień które uŜytkownik łączy razem z
obowiązującymi danymi środowiskowymi. Scenariusz HPAC moŜe zawierać incydenty tych
samych lub róŜnych typów.
64

Obszar zagroŜenia i prawdopodobieństwo skutków
KaŜde prognozowanie transportu i dyspersji w atmosferze jest niepewne z wielu powodów.
Dodatkowo oprócz przypadkowej natury turbulentnych procesów dyfuzji jest wiele innych
źródeł niepewności w obliczaniu dyspersji. Jednym z głównych źródeł są dane
meteorologiczne, które mogą opierać się na interpolacji lub ekstrapolacji obserwacji, lub
mogą być numerycznym polem pogody (np. z modelu MM5). Inne przypadki niepewności
zawierają niekompletną wiedzę o źródle, nieadekwatne modelowanie fizyki (dyspersji,
depozycji, itp.), oraz numeryczne nieścisłości.
Ocena niedokładności w przewidywaniu jest główną częścią kaŜdej odpowiedzi aplikacji
odkąd jest uznawana za deterministyczną, bezbłędny wynik jest niemoŜliwy dla realnej
sytuacji. Niedokładność jest silnie uzaleŜniona od dostępnych informacji, jak równieŜ od typu
wymaganych danych wyjściowych, oraz jest waŜna do oszacowania niepewności wyników.
Obliczanie i wyświetlanie powierzchni ryzyka jest w HPAC opcją która daje proste
oszacowanie wielko-skalowych niepewności w polu wiatru. Niedokładności mogą pochodzić
z danych obserwacyjnych lub danych numerycznych przewidywania pogody. W obu
przypadkach mogą one zaleŜeć od interpolacji, ekstrapolacji, błędów dynamiki prognozy
pogody lub przestrzennego lub czasowego oddzielenia od połoŜenia obserwacji lub
pomiarów. Do dopasowywania do struktury HPAC niepewności pogody są traktowane
podobnie do wielko-skalowych turbulencji. Oddzielenie modelów o rosnącym błędzie jest
uŜywane jest w obserwacji lub danych numerycznych prognoz pogody. Generalnie, dalsze
oddalanie w czasie i przestrzeni od obserwacji lub punktu siatki, zwiększa niepewność lub
powstawanie niezgodności z asymptotyczną granicą będącą klimatologiczną zmiennością.
Kiedy kontury powierzchni zagroŜenia są definiowane w pliku materiału, rysunek
powierzchni zagroŜenia moŜe być wyświetlany po zakończeniu obliczeń. Łatwiej jest
interpretować wpływ niepewności zagroŜenia od smugi zanieczyszczeń jeśli pod uwagę
weźmie się powierzchnię zagroŜenia w rozpatrywanym przypadku za pomocą rysunku.
Powierzchnia zagroŜenia i prawdopodobieństwo skutków oraz podsumowujący rysunek dając
kontur graniczny poza którym szansa Ŝe będzie się wystawionym na określone ryzyko jest
bardzo mała. MoŜna zobrazować powierzchnię ryzyka jako linię konturu dookoła (np.
najlepszego dopasowania) połoŜenia smugi. Standardowo kontur powierzchni zagroŜenia
wyraŜa prawdopodobieństwo przekroczenia wskazywanego poziomu ryzyka. Przykładowo
1% LD-50 oznacza 1% prawdopodobieństwo przekroczenia poziomu zagroŜenia LD-50.
Oznacza to takŜe Ŝe z 99% prawdopodobieństwem poziom zagroŜenia (LD-50 w tym
przypadku) nie wystąpi poza konturem powierzchni zagroŜonej.
Transport atmosferyczny
Model transportu atmosferycznego nosi w HPAC-u nazwę SCIPUFF. Jest to zaawansowany
lagranŜowsko-gaussowski model obłoku który uŜywa techniki turbulencji z domknięciem
drugiego rzędu, do opisu szybkości zmian dyspersji dla mierzenia statystycznej prędkości
turbulencji. Domknięcie modelu umoŜliwia wykonanie przewidywań statystycznej
zmienności pola koncentracji, które moŜe być uŜyte do oszacowania niepewności
przewidywania rezultatów dyspersji pochodzących z niedokładności pól wiatru.
SCIPUFF posiada algorytm który rozdziela obłok na dwa mniejsze jeśli zostaną przekroczone
wyznaczone kryteria. Kryteria są określane na podstawie rozdzielczości pola prędkości, zaś
algorytm moŜe stosować róŜne kryteria oddzielnie.
Wielozadaniowy algorytm moŜe w prosty sposób dawać eksponencjalny wzrost liczby
obłoków jeśli nakładające obłoki nie połączą się. SCIPUFF posiada wydajny algorytm
opierający się na adaptacyjnym schemacie wielo-siatkowym.
Jako dalsze udoskonalenie efektywności, SCIPUFF uŜywa schematu adaptacyjnego kroku
czasowego, w którym kaŜdy obłok determinuje własny krok czasowy. Długość kroku jest
65

określana za pomocą skali czasowej turbulencji, prędkości adwekcji i innych procesów
fizycznych, dlatego długość kroku zwiększa się tak długo jak obłoki powiększają się i skala
czasowa rośnie. Model ten dostosowuje krótkie kroki dla obłoków bliskich miejsca
uwolnienia i uŜywa długich kroków dla późniejszych obłoków.
6.2 Symulacje zagroŜeń terrorystycznych związanych z uŜyciem substancji
promieniotwórczej
W symulacjach rozróŜniano przypadki najgorsze i alternatywne. RóŜnica pomiędzy tymi
przypadkami polega początkowo na załoŜeniu róŜnych warunków atmosferycznych, tzn.
najgorszy przypadek był liczony dla stałej podczas trwania symulacji prędkości wiatru 4 m/s
(średniej prędkości wiatru w Warszawie), a alternatywny 3 m/s. Nie mniej waŜną róŜnicą są
warunki fizyczne uwolnień oraz wielkości uwolnionych substancji. Podsumowując,
symulując przypadek najgorszy kierowano się kryterium uzyskania jak największych
zasięgów stref zagroŜenia, przy warunkach atmosferycznych i fizycznych które mogą
rzeczywiście się zdarzyć. Zaś w przypadku alternatywnym starano się uzyskać średnie
wielkości tych stref. Do wykonania symulacji zastosowano opisany uprzednio pakiet HPAC.
Rys 6.2 Symulacja skutków uwolnienia 5g cezu-137.
66

Rys 6.3 Symulacja skutków uwolnienia 5g plutonu-238.
Rys 6.4 Symulacja skutków uwolnienia ok. 1 kg PuO2.
67

Rys 6.5 Symulacja uwolnienia 10 g Cs-137 w najgorszym przypadku, przy skrzyŜowaniu ulic
Kruczej i Alej Jerozolimskich.
Rys 6.6 Symulacja uwolnienia 10 g Sr-90 w najgorszym przypadku, przy skrzyŜowaniu ulic
Kruczej i Alej Jerozolimskich.
68

Rys 6.7 Symulacja uwolnienia 10 g Co-60 w najgorszym przypadku, przy skrzyŜowaniu ulic
Kruczej i Alej Jerozolimskich.
Rys 6.8 Symulacja uwolnienia 10 g Pu-238 w najgorszym przypadku, przy skrzyŜowaniu ulic
Kruczej i Alej Jerozolimskich.
69

Rys 6.9 Symulacja uwolnienia 10 kg PuO2 w najgorszym przypadku, przy skrzyŜowaniu ulic
Kruczej i Alej Jerozolimskich.
W tabelach 6.1 i 6.2 poniŜej zamieszczono podsumowanie wyników wykonanych symulacji
dla przypadku substancji promieniotwórczych.
Tabela 6.1 Uwolnienie substancji promieniotwórczych dla przypadku najgorszego
Substancja Ilość
Zasięg wzdłuŜ wiatru Zasięg w poprzek wiatru
Ewakuacja Schronienie Ewakuacja Schronienie
Cs-137 10 g 20 m 50 m 10 m 20 m
Cs-137 5 g 20 m 40 m 5 m 10 m
Sr-90 10 g 30 m 60 m 10 m 20 m
Sr-90 5 g 20 m 50 m 10 m 20 m
Co-60 10 g 60 m 100 m 20 m 30 m
C0-60 5 g 40 m 80 m 20 m 30 m
Pu-238 10 g 270 m 1,01 km 40 m 70 m
Pu-238 5 g 180 m 510 m 30 m 60 m
PuO2 10 kg 35,89 km 76,7 km 50 m 60 m
PuO2 5 kg 19,78 km 68,8 km 50 m 60 m
Tabela 6.2 Uwolnienie substancji promieniotwórczych dla przypadku alternatywnego
Substancja Ilość
Zasięg wzdłuŜ wiatru Zasięg w poprzek wiatru
Ewakuacja Schronienie Ewakuacja Schronienie
Cs-137 10 g 10 m 40 m 5 m 10 m
Cs-137 5 g 10 m 30 m 5 m 10 m
Sr-90 10 g 20 m 40 m 5 m 10 m
Sr-90 5 g 10 m 30 m 5 m 10 m
Co-60 10 g 40 m 80 m 20 m 30 m
C0-60 5 g 20 m 70 m 20 m 30 m
Pu-238 10 g 190 m 0,81 km 10 m 50 m
Pu-238 5 g 110 m 380 m 10 m 40 m
PuO2 10 kg 24,3 km 54,1 km 30 m 40 m
70

PuO2 5 kg 12,1 km 39,5 km 10 m 30 m
HPAC umoŜliwia takŜe przeprowadzenie obliczeń skutków wybuchów małych przenośnych
ładunków nuklearnych. Dwa takie przykłady przedstawiono poniŜej.
Rys 6.10 Symulacja skutków detonacji ładunku 10t na skrzyŜowaniu ulic Alej Solidarności i
Jana Pawła II.
Rys 6.11 Symulacja skutków detonacji ładunku 20t przy skrzyŜowaniu ulic Chełmskiej z
71

Puławską.
Jak widać na rysunkach pomimo dwukrotnie większego ładunku liczba bomba 20t powoduje
mniejsze straty w ludności, jest to spowodowane róŜną gęstością zaludnienia miasta.
Rys 6.12 Symulacja stref ewakuacji i schronienia przy detonacji ładunku o mocy
porównywalnej do mocy 20 t trotylu, dla przypadku najgorszego z poziomu ziemi;
skrzyŜowania Chełmskiej z Puławską.
Rys 6.13 Symulacja stref ewakuacji i schronienia przy detonacji ładunku o mocy
72

porównywalnej do mocy 10 t trotylu, dla przypadku najgorszego z poziomu ziemi;
skrzyŜowania Alej Solidarności z Jana Pawła II.
Tabela 6.3 Przenośne ładunki dla przypadku najgorszego
Moc broni w
tonach trotylu
Wysokość
odpalenia
ładunku
Zasięg wzdłuŜ wiatru Zasięg w poprzek wiatru
Ewakuacja Schronienie Ewakuacja Schronienie
10 0 m 3,8 km 6 km 50 m 60 m
20 0 m 5,48 km 9,61 km 80 m 120 m
10 5 m 3,49 km 4,81 km 40 m 50 m
20 10 m 2,02 km 3,36 km 40 m 50 m
Tabela 6.4 Przenośne ładunki dla przypadku alternatywnego
Moc broni w
tonach trotylu
Wysokość
odpalenia
ładunku
Zasięg wzdłuŜ wiatru Zasięg w poprzek wiatru
Ewakuacja Schronienie Ewakuacja Schronienie
10 0 m 2,42 km 4,9 km 40 m 50 m
20 0 m 4,02 km 7,53 km 70 m 100 m
10 5 m 2,46 km 4,12 km 40 m 50 m
20 10 m 1,47 km 2,68 km 30 m 40 m
Przedstawione powyŜej wyniki symulacji wykonane za pomocą programu HPAC są ilustracją
moŜliwości jego zastosowania do scenariuszy alternatywnych, opisanych w rozdziałach
poprzednich. Symulacje dla tych scenariuszy mogą wykonywane przy uŜyciu róŜnych modeli
w zaleŜności od konkretnej sytuacji. Uwzględnione teŜ mogą być przy tym uwarunkowania
wynikające z charakterystycznego dla miasta terenu, które znajdą odzwierciedlenie we
właściwym doborze parametrów modelowania.
Zasadniczo implementacja programu do wyznaczania stref zagroŜeń po uwolnieniu
materiałów promieniotwórczych jest taka sama jak dla zagroŜeń chemicznych. W związku z
tym w tej części zamieścimy tylko dodatkowe komentarze oraz omówimy jak postępować w
sytuacji gdy sytuacja kryzysowa powstała w wyniku powaŜnej awarii jednej z elektrowni
atomowych otaczających Polskę bądź obiektów jądrowych znajdujących się w Świerku.
Sam opis implementacyjny programu do wyznaczania stref jest umieszczony w raporcie
dotyczącym zagroŜeń chemicznych.
Generalnie następujące zdarzenia radiologiczne mogą spowodować uwolnienie substancji
promieniotwórczych:
- awaria elektrowni atomowej poza granicami kraju,
- awaria reaktora w Instytucie Energii Atomowej w Świerku lub innego obiektu
gdzie przechowywane są materiały promieniotwórcze i znajdującego się na
tym samym terenie,
- akt terrorystyczny z uŜyciem tzw. brudnych bomb (tzn. spowodowania
klasycznej eksplozji do rozproszenia materiału promieniotwórczego),
- akt terrorystyczny z uŜyciem innej broni masowego raŜenia (małe bomby
jądrowe tzw. walizkowe),
- wypadek transportowy ze źródłem promieniotwórczym,
- zdarzenie z małym źródłem promieniotwórczym,
- uŜycie małego źródła promieniotwórczego przez terrorystę,
- próba przemytu substancji radioaktywnej.
Pierwsze dwa z wymienionych powyŜej zdarzeń – z uwagi na skalę - zasadniczo powinny być
obsługiwane, jak juŜ wcześniej było wzmiankowane, przez Centrum ds. Zdarzeń
73

Radiacyjnych (CEZAR) Państwowej Agencji Atomistyki. W CEZARze stosuje się dwa
systemy wspomagania decyzji: RODOS opracowany w ramach programów Unii Europejskiej
oraz duński ARGOS. RODOS ma generalnie większe moŜliwości w tym sensie, iŜ zawiera
więcej modeli obliczeniowych, ARGOS natomiast jest powiązany z bazą danych
monitoringowych sieci wczesnego ostrzegania o zagroŜeniu radiacyjnym. W szczególności za
pomocą systemu RODOS moŜna wykonać symulacje awarii dowolnego obiektu jądrowego
leŜącego poza granicami kraju w czasie rzeczywistym, gdyŜ na bieŜąco są dostarczane
prognozy meteorologiczne z Instytutu Meteorologii i Gospodarki Wodnej obejmujące swym
zasięgiem niemal całą Europę. Oba systemy produkują wynika na mapach cyfrowych, które
są w formacie systemy informacji przestrzennej ARCINFO – tj. plików typu shape. Format
ten jest de facto standardem wymiany danych między róŜnymi systemami typu GIS. W
obecnie stosowanych wersjach obu systemu nie ma co prawda jeszcze moŜliwości
wyeksportowania wyników symulacji w postaci plików shape, ale w ramach obecnie
realizowanego programu Unii Europejskiej EURANOS przewidywane jest dodanie takiej
funkcji. NaleŜy równieŜ podkreślić, iŜ zarówno zgodnie z obowiązującymi w Polsce
przepisami jak i faktem, iŜ wykonywanie symulacji za pomocą systemów RODOS czy
ARGOS wymaga odpowiedniej wiedzy specjalistycznej, jedynym logicznym rozwiązaniem
jest przekazywanie wyników obliczeń symulacyjnych z centrum CEZAR do lokalnych
centrów kryzysowych. Trzeba równieŜ dodać, iŜ w przypadku awarii o większym zasięgu –
tak jak moŜe być to w przypadku awarii elektrowni atomowych wyniki otrzymane z
systemów wspomagania decyzji wykraczają znacznie poza określenie jedynie tref zagroŜeń
(wykaz modułów systemu RODOS zawarty jest w załączniku 1). Generalnie następujące
elementy są w nich uwzględnione:
• Analiza, ocena i prognozowanie stanu radiologicznego:
Moduł analizy w oparciu o dane dostępne w centralnych bazach danych zapewnia
ocenę stanu radiologicznego kraju. W czasie rutynowej pracy systemu, gdy dane
pomiarowe nie przekraczają wartości alarmowych, analizy stanu radiologicznego
kraju opierają się wyłącznie na danych z monitoringu i innych danych pomiarowych.
W stanie alertu radiologicznego dane pomiarowe są wykorzystane w programach
obliczeniowych do szczegółowego diagnozowania aktualnej sytuacji radiologicznej
kraju i do prognozowania rozwoju tej sytuacji. Podstawowymi informacjami
określającymi naraŜenie ludności są:
o wielkości dawek gamma,
o stęŜenie radionuklidów w powietrzu,
o aktywność podstawowych produktów Ŝywnościowych i paszy zwierząt (lista
rozwaŜanych produktów zaleŜy od danej sytuacji, ale moŜe być dość długa i
zawierać kilkadziesiąt pozycji – do szybkich ocen zwykle stosuje się oszacowania
aktywności w mleku i jego produktach).
Zapewniona jest przy tym odpowiednia rozdzielczość przestrzenną i czasowa takich
danych dla zapewnienia wiarygodnych ocen dawek w czasie i przestrzeni (teren
całego kraju oraz obszarów przyległych).
Analiza wykorzystuje szereg modeli radioekologicznych, które pokrywają wszystkie
występujące szczegółowe drogi naraŜenia. Sposób wykorzystania modeli
obliczeniowych uwzględnia specyficzne cechy określonej sytuacji, wynikające
zarówno z rodzaju skaŜenia jak równieŜ z pory roku, stanu wegetacji, nawyków
konsumpcyjnych ludności, itp.
Poza modelami radioekologicznymi istotnym wsparciem przy podejmowaniu decyzji
są wyniki obliczeń transportu uwolnień radiacyjnych w atmosferze i w akwenach
wodnych. Wyniki takich obliczeń praktycznie mogą być uŜyte na dwa sposoby:
− poprzez przewidywanie obszarów potencjalnych skaŜeń radiologicznych w
74

skali lokalnej, w mezoskali lub w skali kontynentu, w sytuacji gdy skaŜenia
radiologiczne związane z awarią nie są jeszcze rejestrowane przez sieć
monitoringu krajowego;
− poprzez szczegółowe diagnozowanie poziomu skaŜeń przy wykorzystaniu
danych pomiarowych jako warunków początkowo-brzegowych dla modeli
obliczeń transportu skaŜeń w skali lokalnej lub regionu.
• Obliczenia symulacyjne przy załoŜeniu podjęcia działań interwencyjnych:
W drugim etapie wykonywane są powtórnie obliczenia symulacyjne – w
szczególności wyznacza się prawdopodobne dawki – przy załoŜeniu, Ŝe podjęte będą
działania interwencyjne. Takimi przykładowymi działaniami są: w pierwszej fazie
awarii jądrowej – ewakuacja, schronienie lub dystrybucja tabletek jodowych, zaś w
fazie późniejszej zachodzi moŜliwość stosowania róŜnych technik
dekontaminacyjnych na skaŜonym obszarze, wprowadzenia zakazu spoŜywania
produktów skaŜonych i zastosowania róŜnych wariantów postępowania z nimi, itd.
• Ocenę skuteczności działań interwencyjnych i podejmowania decyzji:
Uzyskane wyniki analiz, ocen i prognozowania stanu radiologicznego kraju lub
regionu są wykorzystane bezpośrednio przez zespoły ekspertów do podejmowania
decyzji w zakresie działań zaradczych lub mogą być przedmiotem dalszej obróbki
przez odpowiednie moduły funkcjonalne systemu, wykorzystujące sformalizowane
techniki wspomagania decyzji systemu RODOS.
NaleŜy dodać, iŜ podejmowane decyzje mogą być długofalowe i dotyczyć sytuacji po wielu
lat po awarii – dlatego choćby z tego względu mogą nie leŜeć w zakresie lokalnych sztabów
kryzysowych.
Niemniej równieŜ w przypadku reaktora MARIA zawarte zostały w serwisie WWW
podstawowe obliczenia. Są one częściowo oparte na danych z raportu bezpieczeństwa. W
szczególności wyznaczono dla róŜnych warunków pogodowych wartości prawdopodobnych
dawek dla ludności (efektywnych oraz na tarczycę) w funkcji odległości dla tzw. awarii
projektowej oraz awarii nadprojektowej – czyli najgorszych moŜliwych scenariuszy. Awaria
projektowa to maksymalnie moŜliwa technicznie awaria instalacji. Natomiast awaria
nadprojektowa została oparta na załoŜeniu, iŜ budynek reaktora został dodatkowo zniszczony
na przykład w wyniku upadku nań samolotu.
Pozostałe z wymienionych punktów tzn. zagroŜenia wynikające z uŜycia brudnej bomby,
bomb jądrowych o małej wydajności (tzw. walizkowych) czy uwolnienia pochodzące od
małych źródeł promieniotwórczych mogą być analizowane za pomocą opracowanego
programu (jak opisano w części chemicznej substancje radiologiczne, które moŜna
analizować wymienione są w pliku RADIOLOGICZNY.txt – faktycznie to naleŜy
uwzględnić głównie Cs-137, Pu-238 czy PuO2). Oczywiście główny problem leŜy w tym, iŜ
w przypadku aktu terroru nie jest znana ilość substancji – w związku z tym naleŜy załoŜyć
przypadek najgorszy albo racjonalnie moŜliwy.
Największym problemem są bomby walizkowe – gdyŜ o ile w pozostałych sytuacjach
uwolnienie materiału promieniotwórczego moŜna analizować za pomocą modeli dyspersji
skaŜeń (substancja radiologiczna rozprzestrzenia się w atmosferze zasadniczo jak gaz
pasywny) to w tym przypadku zachodzi reakcja łańcuchowa i mamy do czynienia z eksplozją
jądrową. Z tego względu oprócz efektów związanych z samym promieniowaniem
jonizującym naleŜy uwzględnić wystąpienie fali uderzeniowej, nadciśnienia oraz energii
cieplnej. Częstokroć analizy takie są wykonywane przez porównanie z klasycznymi bombami
tzn. wyraŜane przez analogiczne zniszczenia powodowane przez detonację określonej masy
wyraŜonej w kilotonach. W opracowanym serwisie WWW zawarte zostały właśnie równieŜ
tego typu informacje.
Ostatnie z wymienionych powyŜej zdarzeń mogących spowodować niespodziewane
75

zagroŜenie radiacyjne związane jest z próbą nielegalnego przewozu substancji radioaktywnej.
Generalnie strefy zagroŜeń mogą być uzyskane analogicznie jak dla małych źródeł
promieniotwórczych. Istotny wszakŜe w tym przypadku jest sposób postępowania w takiej
sytuacji.
76

7. Transport i przemyt materiałów promieniotwórczych
7.1 Transport materiałów promieniotwórczych i jądrowych
Zgodnie z doświadczeniami zdobytymi w transporcie międzynarodowym materiały
promieniotwórcze i jądrowe są dzielone na sześć kategorii w kolejności zwiększania
potencjalnego zagroŜenia radiologicznego, a mianowicie:
− materiały nie objęte przepisami transportowymi,
− rudy i koncentraty uranu oraz świeŜe paliwo reaktorów,
− niskoaktywne odpady promieniotwórcze,
− preparaty promieniotwórcze i generatory nuklidów promieniotwórczych,
− wysokoaktywne źródła promieniotwórcze,
− wypalone paliwo jądrowe, wybrane aktynowce oraz wysokoaktywne odpady.
Materiały nie objęte przepisami transportowymi - niewielkie ilości materiału
promieniotwórczego, które nie wymagają tak wysokiego poziomu bezpieczeństwa jak
transport w opakowaniach typu A. Do materiałów tych naleŜą: farmaceutyczne preparaty
promieniotwórcze, zestawy do analizy odporności, hermetycznie opakowane niewielkie
źródła kontrolne, aktywowane próbki materiałowe z reaktorów doświadczalnych. Przy
transporcie winny być spełnione następujące warunki:
− moc przestrzennego równowaŜnika dawki w odległości 0,1m od kaŜdego punktu
powierzchni nieopakowanego urządzenia nie powinna przekroczyć 0,1 mSv/h,
− moc przestrzennego równowaŜnika dawki na powierzchni opakowania nie powinna
przekroczyć 5mSv/h.
Rudy i koncentraty uranu oraz świeŜe paliwo do reaktorów
Rudy zawierające naturalne nuklidy promieniotwórcze uranu i toru oraz koncentraty tych rud
posiadają bardzo niskie poziomy aktywności właściwej i są klasyfikowane do grupy
najmniejszego ryzyka (LSA-I). Pozwala to na przewoŜenie rud i koncentratów w formie nie
opakowanej lub w zwykłych, powszechnie uŜywanych przemysłowych kompletach opakowań.
Istotnym wyjątkiem jest UF″, który jest substancją trującą i silnie korozyjną. Z tych
względów wymagane jest zastosowanie specjalnych środków bezpieczeństwa. Opakowanie
winno spełniać wymogi obejmujące urządzenia, w których w czasie pracy występuje ciśnienie
1,4 MPa (14 atm.)
Kilka elementów pakuje się do specjalnej kasety i dopiero takie zestawy paliwowe są
ładowane do duŜych stalowych lub ołowiowo-stalowych pojemników typu B(U) lub B(M).
Pojemniki te zawierają w środku czynnik chłodzący, który moŜe być cieczą lub gazem i
którego obieg jest wyprowadzony na zewnątrz do wypromieniowujących ciepło radiatorów.
Wysokość tych pojemników moŜe dochodzić do kilku metrów, zaś waga wynosi około 100
ton. Pojemniki mogą być transportowane w pozycji pionowej lub poziomej. Moc
równowaŜnika dawki na powierzchni pojemnika nie powinna przekraczać 2 mSv/h, zaś w
odległości l m 0,lmSv/h.
Odpady wysokoaktywne
Odpady wysokoaktywne powstają najczęściej podczas chemicznego przetwarzania
wypalonego paliwa i zawierają produkty rozszczepienia U-235, a takŜe aktynowce po długim
okresie chłodzenia oraz niekiedy produkty aktywacji materiałów konstrukcyjnych. Będą to
77

óŜnorodne izotopy, np.: Cs-l34, Cs-l37 i Co-60. Zazwyczaj odpady te przed transportem
umieszczane są w matrycach z bizmutu, cementu lub szkła. Istnieje problem wydzielenia
ciepła. Transport odbywa się w opakowaniach typu B.
Aktynowce
Stopień zagroŜenia przez takie pierwiastki jak pluton (Pu), ameryk (Am), kaliforn (Cf), czy
neptun (Np) z punktu widzenia ich toksyczności jest duŜy. I mimo iŜ udział promieniowania
gamma większości radioaktywnych aktynowców jest niewielki, to dla transportu
wykorzystywane są opakowania typu B. Dodatkowo niektóre z tych radionuklidów na
przykład Cf-251, Cf-249 i Cf-245 posiadają masę krytyczną od 10 do kilkudziesięciu gramów
i mogą być wykorzystane do montaŜu pocisków jądrowych. Dlatego wymagana jest
wyjątkowa kontrola przy ich produkcji i transporcie.
7.2 Przemyt materiałów promieniotwórczych i jądrowych
Materiały promieniotwórcze i jądrowe są obecnie bardzo często uŜywane w wielu krajach.
RóŜne radionuklidy znajdują zastosowania w przemyśle, głównie dla defektoskopii,
systemów sterowania i sterylizacji oraz w medycynie (zazwyczaj źródła o niewielkiej
aktywności w medycynie nuklearnej, a takŜe źródła zamknięte o bardzo duŜej aktywności
stosowane w onkologii dla celów terapii). Dla celów naukowo-badawczych stosowane są
źródła zamknięte i otwarte, o szerokiej gamie radionuklidów i o szerokim zakresie ich
aktywności.
W wielu krajach pracują elektrownie jądrowe i reaktory badawcze, co wiąŜe się z produkcją i
transportem świeŜego paliwa jądrowego, a takŜe magazynowaniem i przetwarzaniem
wypalonego paliwa jądrowego oraz bezpiecznym demontaŜem urządzeń jądrowych.
Przy wszystkich zastosowaniach źródeł promieniowania i materiałów jądrowych powstają
odpady promieniotwórcze, które trzeba bezpiecznie gromadzić, przetwarzać, magazynować i
unieszkodliwiać.
W tak szerokim zakresie zastosowań źródeł promieniowania i materiałów jądrowych mogą
być róŜne przyczyny i motywacje dla nielegalnego przemytu, np.:
1. Zaprzestanie kontroli administracyjnej i zanik procedur bezpieczeństwa radiacyjnego np.
w czasie długotrwałego magazynowania tych materiałów w instalacjach, kiedy ma
równieŜ miejsce zanik struktury organizacyjnej przedsiębiorstwa oraz brak
odpowiedzialności uŜytkownika. Wówczas materiały zgromadzone w takich urządzeniach
jak głowice teleterapeutyczne, przekaźniki przemysłowe, głowice defektoskopów itp.
mogą być mimowolnie sprzedawane jako część materiału do złomowania lub mogą być
"znalezione" przez niczego niespodziewające się osoby.
2. Materiały skaŜone w niewielkim stopniu substancjami promieniotwórczymi, które zostały
wyłączone z procedur kontroli i pojawiają się na rynku wewnętrznym lub
międzynarodowym głównie w formie odpadowych materiałów lub przetopionego metalu.
Mogą to być takŜe części całych instalacji np. pompy, rurociągi itp. Takie uwolnienie
moŜe być "w dobrej wierze", a ryzyko jest zwykle niewielkie.
3. Materiały, urządzenia, pieniądze itp. celowo znakowane substancjami
promieniotwórczymi. Są one z reguły łatwe do wykrycia i mogą stworzyć znaczące
zagroŜenie dla osób kontrolujących. Często osoby przewoŜące te materiały nie są
świadome ich skaŜenia.
4. Odpady promieniotwórcze, które są pobrane z kontrolowanego składowiska "dla
szybkiego unieszkodliwienia w rejonach niekontrolowanych" np. po to, by uniknąć wysokich
kosztów. Takie rozmyślne działania mogą spowodować znaczące zagroŜenie dla
78

populacji. Dla zespołu kontroli nie stwarzają one istotnego zagroŜenia.
5. Substancje promieniotwórcze zawarte w materiałach jądrowych, które są przesyłane w
celu otrzymywania broni jądrowej. Bardzo często osoby realizujące takie działania mają
małą wiedzę o technicznych własnościach tych materiałów, stwarzanym
niebezpieczeństwie lub ich rynkowej wartości. Zazwyczaj w tego rodzaju przypadkach
materiały te są pobierane w jednym kraju, a próbuje się dostarczyć je na rynek innego
kraju.
Obawy związane z terroryzmem spowodowały konieczność zwrócenia uwagi na
"zapomniane" poradzieckie urządzenia zawierające duŜe aktywności długoŜyciowych
izotopów promieniotwórczych jak Cs-137, Pu-239 czy Sr-90, które nadal mogą być groźne.
Dotyczy to zwłaszcza projektu znanego pod kryptonimem "Gamma Kolos". W ramach tego
projektu w latach 70-tych ubiegłego stulecia naukowcy opracowali wiele potęŜnych urządzeń
promieniotwórczych z pojemnikiem osłonnym zawierającym pastylki lub drobny proszek
chlorku cezu i rozmieścili je na terytorium byłego Związku Radzieckiego. Celem było
zamierzone napromieniowanie roślin oraz pomiar skutków napromieniowania. Niektóre z
testów miały na celu symulacje warunków dla rolnictwa po wojnie jądrowej. Eksperymentów
tych zaniechano juŜ dawno, lecz zeszłoroczne ataki terrorystyczne na Nowy York i Pentagon
zwróciły ponownie uwagę na projekt "Gamma Kolos", koncentrując się na pytaniu: gdzie ten
cez jest obecnie? Nic nie wiadomo o tym, by któreś z urządzeń zostało skradzione, lecz w
niektórych państwach Azji Środkowej nie ma Ŝadnej dokumentacji dotyczącej liczby
istniejących urządzeń i ich losów. Materiałami tymi zainteresowano się dodatkowo pod
wpływem doniesień wywiadu z jesieni 2001 roku, Ŝe terroryści z organizacji Al-Kaida
rozwaŜali wykorzystanie broni radiologicznej, tzw. "brudnych bomb" oraz po znalezieniu
przez oddziały amerykańskie w Afganistanie szczegółowych instrukcji budowy tej broni.
"Brudne bomby", choć znacznie mniej śmiercionośne od tradycyjnej broni jądrowej, mogą
być atrakcyjne dla terrorystów choćby dlatego, Ŝe stosunkowo małym kosztem mogą
doprowadzić do szkód na duŜą skalę. "Brudna bomba" z konwencjonalnym środkiem
wybuchowym oraz kilkudziesięcioma gramami cezu-137 lub strontu-90 moŜe spowodować
niebezpieczne skaŜenie promieniotwórcze na duŜym obszarze, wywołać panikę i spowodować,
Ŝe duŜe obszary przez dziesięciolecia nie będą nadawały się do zamieszkania.
Jak ograniczyć przemyt materiałów promieniotwórczych i rozszczepialnych
Właściwie odpowiedź na to pytanie jest zawarta w trzech hasłach:
− zapobieganie,
− skuteczne wykrycie,
− efektywnie prowadzona interwencja.
Zapobieganie
Zapobieganie, realizowane na poziomie funkcjonariuszy (czyli bezpośrednich kontrolerów w
terenie), obejmuje:
− całkowitą kontrolę radiometryczną towarów i osób przekraczających granicę państwa,
− dobre wyszkolenie w zakresie podstaw teoretycznych dotyczących źródeł
promieniowania i materiałów rozszczepialnych oraz ich transportu,
− sprawną obsługę aparatury pomiarowej,
− znajomość regulaminów i procedur postępowania w przypadku incydentów,
− przestrzeganie zasad ochrony przed promieniowaniem w czasie wykonywania
kontroli,
79

− umiejętność formułowania zwięzłych informacji dla przełoŜonych i zapytań do
ekspertów.
Skuteczne wykrycie
Pod pojęciem skutecznego wykrycia rozumiane jest zazwyczaj wykrycie źródeł
promieniotwórczych lub materiałów rozszczepialnych, sprawdzenie dokumentów
transportowych i ocena ich prawidłowości oraz w razie wystąpienia niezgodności z
przedłoŜoną przez przewoźnika dokumentacją, po porozumieniu się z przełoŜonym,
zatrzymanie i zabezpieczenie transportu (strefa awaryjna, specjalny nadzór itp.) do czasu
wykonania kontroli przez ekspertów.
Elementem bardzo istotnym dla skutecznego wykrycia jest posiadanie aktualnego
wzorcowania aparatury pomiarowej oraz utrzymywanie jej w pełnej sprawności.
Efektywnie prowadzona interwencja
Interwencja obejmuje zakres działań wynikających z zaistnienia następujących sytuacji:
− wykrycie nieprawidłowości związanej z ruchem materiałów promieniotwórczych i
rozszczepialnych w typowych procedurach handlowych np. uszkodzenie przesyłki,
− przemyt źródeł promieniotwórczych lub materiałów rozszczepialnych,
− utrata moŜliwości wykonywania kontroli źródeł promieniowania i materiałów
rozszczepialnych.
Interwencja powinna uwzględniać warunki środowiskowe, rodzaj źródeł lub materiałów
rozszczepialnych, w tym ich ilość i aktywność oraz posiadane środki własne. Interwencja, z
punktu widzenia ochrony przed promieniowaniem, powinna zawierać następujące działania:
− pomiar występujących pól promieniowania i ewentualnie skaŜeń promieniotwórczych,
w tym określenie strefy awaryjnej,
− wykrycie i lokalizacja źródła promieniowania oraz jego identyfikacja, jeśli nie
spowoduje to zagroŜenia dla personelu,
− zabezpieczenie rejonu przed dostępem osób postronnych,
− informowanie "na bieŜąco" o przebiegu działania bezpośrednich przełoŜonych (w tym
o moŜliwych zagroŜeniach dla osób postronnych i populacji).
80

8. Procedury wspomagania decyzji w przypadku nielegalnego przewozu
substancji promieniotwórczych
8.1 Podstawowe czynności na miejscu zdarzenia
8.1.1 Środki bezpieczeństwa i stabilizacji sytuacji na miejscu zdarzenia
SłuŜba (StraŜ Graniczna, Policja, SłuŜba Celna, Państwowa StraŜ PoŜarna, lub inna
słuŜba), która wykryła lub pierwsza lub uzyskała informację o zdarzeniu, podejmuje
czynności zmierzające do zabezpieczenia miejsca zdarzenia, a zatem:
• przeprowadza wstępną kontrolę dozymetryczną – pomiaru mocy dawki – za pomocą
własnego sprzętu lub z pomocą lokalnej instytucji posiadającej taki sprzęt (np.
Oddział Higieny Radiacyjnej WSSE ),
• wyznacza strefę awaryjną wokół miejsca zdarzenia obejmującą teren, na którym moŜe
występować jakiekolwiek nietrwałe (usuwalne) skaŜenie promieniotwórcze lub moc
dawki promieniowania przekracza 100 mikrosiwertów na godzinę (0,1mSv/h),
• usuwa ze strefy awaryjnej osoby poszkodowane oraz inne nie biorące udziału w
postępowaniu awaryjnym,
• zapewnia pierwszą pomoc osobom poszkodowanym,
• izoluje miejsce lub teren zdarzenia przed dostępem osób postronnych
• zbiera informacje na temat potencjalnych świadków lub sprawców zdarzenia,
• zapobiega czynnościom, które mogłyby prowadzić do utraty lub zatarcia śladów
kryminalistycznych, o ile nie będą to czynności zmierzające do usunięcia
bezpośredniego zagroŜenia dla zdrowia lub Ŝycia ludzi, albo mienia w znacznych
rozmiarach,
• nie otwiera opakowań bez sprawdzenia na obecność materiałów wybuchowych,
• wszelkie działania w strefie awaryjnej prowadzi tak, aby unikać rozprzestrzeniania się
skaŜeń.
W przypadku braku moŜliwości kontroli dozymetrycznej słuŜba zabezpieczająca moŜe
wystąpić do Prezesa PAA poprzez dyŜurnego SłuŜby Awaryjnej Centrum do Spraw Zdarzeń
Radiacyjnych PAA (tel.: +22 9430; fax: +22 6959855) o zapewnienie pomocy w tym
zakresie.
Na załączonym schemacie (rys.1) przedstawiono ogólny plan reagowania słuŜb na zdarzenie
radiacyjne w terenie lub w przypadku włączenia się alarmu stacjonarnego monitora
promieniowania gamma (i/lub neutronowego) czy wskazań indywidualnego sygnalizatora
promieniowania.
81

Rys. 8.1 Plan reagowania na zdarzenie kryzysowe
82

8.1.2 Ryzyko skaŜeń powietrza
JeŜeli istnieje ryzyko, Ŝe wykryty materiał moŜe spowodować skaŜenie powietrza (tzn.
jest w postaci pylącej lub parującej substancji albo jest w pobliŜu eksplodującego lub
palącego się materiału) naleŜy:
• podejmować wszelkie działania od strony zawietrznej (zgodnym z kierunkiem wiatru)
do miejsca zdarzenia,
• osłonić obiekt, aby zminimalizować rozprzestrzenianie się skaŜeń w powietrzu.
8.1.3 Powiadamianie
SłuŜba wymieniona w pkt. 1.1 powinna bezzwłocznie powiadomić o zdarzeniu:
a) Wojewodę właściwego do miejsca zdarzenia (całodobową słuŜbę reagowania
kryzysowego),
b) Prezesa Państwowej Agencji Atomistyki za pośrednictwem całodobowej słuŜby
awaryjnej w Centrum do Spraw Zdarzeń Radiacyjnych PAA (tel.: +22 9430; fax: +22
6959855),
oraz, jeŜeli charakter zdarzenia tego wymaga:
c) Policję,
d) Państwową StraŜ PoŜarną,
e) pogotowie ratunkowe,
f) prokuratora.
W powiadomieniu podać:
• imię i nazwisko, miejsce pracy i stanowisko lub funkcję osoby
powiadamiającej,
• numer telefonu, z którego dzwoni osoba powiadamiająca,
• dokładną lokalizację miejsca zdarzenia,
• krótki opis zdarzenia.
Na kolejnym rysunku pokazano schemat przepływu informacji o zdarzeniu radiacyjnym.
83

Rys. 8.2 Schemat przepływu informacji o zdarzeniu radiacyjnym
84

8.2 Badania radiologiczne na miejscu zdarzenia radiacyjnego wykonywane przez
specjalistów wskazanych przez Prezesa PAA
8.2.1 Podstawowe cele badań radiologicznych
Specjaliści, wskazani przez Prezesa PAA, zatrudnieni do wykonywania pomiarów i
oceny sytuacji mają za cel:
• stwierdzenie czy doszło do naraŜenia osób i skaŜeń środowiska lub zapobieŜenie
takiemu naraŜeniu,
• określenie warunków podjęcia działań dochodzeniowo śledczych i pirotechnicznych
przez odpowiednie słuŜby (np. Policję, ABW, StraŜ Graniczną, prokuratora),
• przeprowadzenie wstępnej kategoryzacji w terenie przejętego materiału,
• określenie warunków dalszego postępowania z przejętym obiektem lub materiałem.
8.2.2 Metody pomiarowe i sprzęt
Metody pomiarowe i sprzęt mają być takie, aby wyniki pomiarów przejmowanych
materiałów i skaŜeń środowiska odzwierciedlały realną sytuację, czyli były uzyskane w czasie
rzeczywistym lub bliskim rzeczywistemu.
8.2.3 Podstawowe pomiary i badania
Wykonywane pomiary i badania powinny obejmować:
1. Moc dawki na powierzchni przejmowanego materiału oraz środowiska w miejscu
zdarzenia;
2. Moc dawki w odległości 1 m od przejmowanego materiału;
3. SkaŜenia powierzchniowe (aktywność alfa i beta) przejmowanego materiału;
4. Strumień neutronów, który mógłby świadczyć o obecności materiału jądrowego lub
izotopowego źródła neutronów;
5. Odnalezienie, odczytanie lub sfotografowanie tabliczek znamionowych i innych
oznakowań znajdujących się na opakowaniu materiału.
Wykonując powyŜsze zadania naleŜy wziąć pod uwagę moŜliwość wystąpienia innych niŜ
radiologiczne zagroŜeń np. obecność materiałów wybuchowych, toksycznych, itp.
8.2.4 Kontrola dozymetryczna
Zapewnia się:
• stałą kontrolę naraŜenia personelu wykonującego zadania w strefie awaryjnej biorąc
pod uwagę, aby nie zostały przekroczone zalecane dawki graniczne,
• odpowiednie środki ochrony dla osób pracujących w strefie ograniczonego
bezpieczeństwa,
• kontrolę osób i sprzętu opuszczających strefę awaryjną,
• warunki do przeprowadzenia dekontaminacji osób i sprzętu opuszczających strefę
awaryjną,
• kontrolę poziomu skaŜeń środowiska w otoczeniu strefy awaryjnej tak, aby w porę
wykryć rozprzestrzenianie się skaŜeń np. za pośrednictwem wiatru lub wód
powierzchniowych.
85

8.2.5 Zabezpieczenie dowodów - kryminalistyka klasyczna
• Działania inne niŜ ratowanie Ŝycia i zdrowia ludzi naleŜy uzgadniać ze słuŜbą,
która prowadzić będzie postępowanie przygotowawcze(Policja, ABW, StraŜ
Graniczna, albo prokurator),
• Pobieranie próbek i wymazów powierzchniowych oraz przemieszczanie
materiału naleŜy wykonywać tak, aby nie niszczyć śladów i dowodów
wykorzystywanych w kryminalistyce klasycznej. Generalna zasada to unikanie
dotykania powierzchni przedmiotów przed zebraniem materiału dowodowego
nie wykazującego cech promieniotwórczości, czyli do badań kryminalistyki
klasycznej,
• W przypadku, gdy istnieje podejrzenie obecności materiałów wybuchowych
obiekt powinien być najpierw sprawdzony pod względem pirotechnicznym, a
zatem nie wolno otwierać opakowań bez ich sprawdzenia.
8.2.6 Pierwszy raport o sytuacji radiologicznej
Po przeprowadzeniu pomiarów określonych w punkcie 2.3 naleŜy tak szybko jak to
moŜliwe dostarczyć raport ustny, potwierdzony później informacją pisemną, o sytuacji
radiologicznej na miejscu zdarzenia.
W raporcie słuŜba zabezpieczająca lub specjalista ochrony radiologicznej przedstawi:
1. Sytuację radiologiczną na miejscu zdarzenia (wyniki pomiarów i ich ocenę,
występujące zagroŜenie itp.);
2. Zalecenia o dalszym kierunku podejmowanych działań;
3. Działania podjęte w celu ograniczenia naraŜenia (np. sprzęt ochronny, kontrola
dozymetryczna, kontrola skaŜeń przedmiotów i ludzi przekraczających granicę strefy
ograniczonego bezpieczeństwa);
4. Zalecenia o przemieszczeniu materiału do innej lokalizacji lub dodatkowej osłonie
materiału;
5. Zalecenia o środkach ostroŜności dla transportu materiału;
6. Propozycje dalszych pomiarów na miejscu zdarzenia lub dalszej analizy zebranych
wyników.
8.2.7 Kategoryzacja materiału na miejscu zdarzenia
NaleŜy przeprowadzić wstępną kategoryzację materiału promieniotwórczego
uŜywając dostępnego lokalnie sprzętu ręcznego lub przenośnego. Wstępna kategoryzacja jest
warunkiem koniecznym do podjęcia dalszych decyzji o miejscu składowania i dalszych
badaniach. Przeprowadzenie jej wymaga m.in. analizy spektrometrycznej w celu identyfikacji
zawartych w materiale nuklidów promieniotwórczych i ustalenia czy jest to np. paliwo
jądrowe, uran nisko- lub wysoko-wzbogacony, czy pluton. Przy braku właściwego sprzętu
naleŜy wystąpić do Prezesa PAA, poprzez dyŜurnego słuŜby całodobowej w PAA, o
włączenie do akcji ekipy specjalistów, która ma szersze moŜliwości do kategoryzacji
przejętego materiału np. z Centrum Diagnostyczno-Materiałowego IEA.
8.2.8 Decyzje o dalszych działaniach
• Organy powołane do prowadzenia postępowań przygotowawczych (Policja,
StraŜ Graniczna lub ABW, albo prokurator) podejmują decyzję o dalszych
działaniach uwzględniając dane z raportu 2.6 oraz wyniki kategoryzacji, jeśli
została przeprowadzona,
86

• jeśli stwierdzono obecność materiału jądrowego, informuje się o tym słuŜby
specjalne (ABW, AW, WSI),
• jeśli istnieje podejrzenie skaŜenia środowiska, naleŜy pobrać próbki
środowiskowe do dalszych badań w laboratorium.
8.2.9 Szczegółowy raport
Po ustabilizowaniu sytuacji specjaliści przygotują, tak szybko jak to moŜliwe,
szczegółowy pisemny raport przeznaczony dla kompetentnych władz, który będzie zawierał
co najmniej następujące informacje:
1. Opis przebiegu zdarzenia;
2. Opis zastosowanych metod pomiarowych;
3. Wyniki pomiarów i ich analizę;
4. Wyniki wstępnej kategoryzacji przejętego materiału;
5. Zalecenia wydane po pierwszych pomiarach i analizach na miejscu;
6. Zalecone dalsze działania z punktu widzenia ochrony radiologicznej i
bezpieczeństwa jądrowego (np. dekontaminacja osób, sprzętu i obszaru objętego
skaŜeniami);
7. Zalecenia dotyczące warunków transportu materiału do miejsca składowania w
uprawnionej jednostce.
8.3 Dochodzenie kryminalne na miejscu zdarzenia
8.3.1 Dochodzenie kryminalne (śledztwo)
Po dokonaniu wstępnych oględzin organ prowadzący czynności procesowe (Policja,
StraŜ Graniczna, ABW albo prokurator) podejmuje decyzję co do dalszego przebiegu tych
czynności na miejscu zdarzenia, uwzględniając wnioski wynikające z raportu wskazanego w
pkt. 2.6 oraz wyniki kategoryzacji. Sposób dokonywania czynności winien uwzględniać:
1. pułapki, szczególnie te skonstruowane z uŜyciem materiałów pirotechnicznych i
wybuchowych,
2. ryzyko radiologiczne w pobliŜu przejmowanego materiału.
8.3.2 SkaŜony sprzęt i materiały
• Pomiaru skaŜeń uŜywanego sprzętu dokona lokalna słuŜba radiologiczna a w
przypadku braku takich moŜliwości pomiarowych zadanie naleŜy zlecić innej
specjalistycznej instytucji (np. Centrum Diagnostyczno-Materiałowe).
• W przypadku stwierdzenia skaŜenia promieniotwórczego sprzętu, materiałów i
środków ochronnych, decyzje o konieczności ich dekontaminacji lub
klasyfikacji jako odpady promieniotwórcze zostaną podjęte w porozumieniu ze
słuŜbą/specjalistami ochrony radiologicznej.
• Substancje promieniotwórcze mogą równieŜ skazić materiał dowodowy
zebrany z miejsca zdarzenia. W takim przypadku zabezpieczenie materiału
dowodowego powinno się odbyć z udziałem słuŜby/specjalistów ochrony
radiologicznej, która dokona oceny ryzyka i zaleci działania.
87

8.3.3 Uwolnienie miejsca zdarzenia
• Organ prowadzący czynności procesowe (Policja, StraŜ Graniczna lub ABW,
albo prokurator) podejmie decyzję o uwolnieniu miejsca zdarzenia i
przekazaniu materiału słuŜbie odpowiedzialnej za likwidację zdarzenia na
wniosek specjalistów ochrony radiologicznej, z ewentualnym zaznaczeniem
konieczności przechowywania tego materiału do dalszych badań.
• Przekazanie materiału do miejsca składowania w uprawnionej jednostce
dokonuje się w uzgodnieniu z Prezesem PAA.
8.3.4 Końcowe sprawdzenie skaŜeń
Po zakończeniu czynności dochodzeniowo-śledczych i usunięciu materiału teren strefy
awaryjnej naleŜy poddać kontroli na obecność skaŜeń promieniotwórczych przez słuŜby
dozymetryczne uczestniczące w postępowaniu i w razie potrzeby podjąć decyzję o
dekontaminacji terenu przez uprawnioną jednostkę wskazaną przez Prezesa PAA.
Na rysunku 8.3 przedstawiono schematycznie przepływ informacji w trakcie działań na
miejscu zdarzenia radiacyjnego.
Rys. 8.3 Przepływ informacji w trakcie działań na miejscu zdarzenia radiacyjnego
8.4 Transport i składowanie
8.4.1 Wybór miejsca składowania
Wojewoda i Prezes PAA określają miejsce składowania materiału kierując się
wielkością zagroŜeń i naraŜenia oraz potrzebami dalszych badań. (np. przekazując materiał
aktywny wraz z środkiem transportu do Centrum Diagnostyczno Materiałowego IEA w
Świerku).
88

8.4.2 Przygotowanie transportu
Warunki transportu zostaną określone, przez wskazanego przez Prezesa PAA eksperta
do spraw przewozu materiałów niebezpiecznych, zgodnie z przepisami transportowymi.
Transport przejętych materiałów wewnątrz kraju będzie wykonywany na warunkach
specjalnych, a gdy aktywność materiału jest niŜsza od poziomu tzw. wyłączonych przesyłek
to moŜe być przewoŜony tak jak materiał nie promieniotwórczy.
Transport specjalny, jeśli nie jest wykonywany w celach ratowniczych, wymaga uzyskania
zezwolenia Prezesa PAA. Trasa transportu powinna uwzględniać potencjalne zagroŜenie
spowodowane na skutek katastrofy lub niekontrolowanego uwolnienia materiału do
środowiska.
W przypadku materiałów jądrowych naleŜy zapewnić ochronę fizyczną.
8.4.3 Transport
Pojazd do transportu moŜe zapewnić słuŜba zajmująca się likwidacją skutków
zdarzenia. W przypadku braku moŜliwości własnego transportu, transport moŜe być zlecony
wyspecjalizowanej uprawnionej firmie przewozowej. (ZUOP, OBRI POLATOM).
8.4.4 Przekazywanie informacji nt. materiału
Przy składaniu zamówienia na transport słuŜba zlecająca przewóz powinna przekazać
niezbędne do wykonania transportu informacje o materiale (np. poziom promieniowania i
inne zagroŜenia stwarzane przez materiał) firmie transportowej.
8.4.5 Ochrona fizyczna w czasie transportu
W ramach ochrony fizycznej eskortę w czasie transportu zapewni Policja, jeŜeli będzie
to konieczne.
8.4.6 Sprawowanie pieczy (opieki)
Transportowi będą towarzyszyły dokumenty potwierdzające przekazanie materiału od
nadawcy do przewoźnika i odbiorcy. KaŜde przekazanie materiału musi być potwierdzona
protokołem zdawczo-odbiorczym.
W tabeli nr 8.1 zamieszczono w sposób syntetyczny opis działań i przepływ informacji na
miejscu zdarzenia radiacyjnego.
Tabela 8.1 Opis działań informacji na miejscu zdarzenia radiacyjnego
SłuŜby Działania na miejscu zdarzenia
radiacyjnego
Informowanie Rodzaj informacji
1 2 3 4
SłuŜba, która Zabezpieczenie miejsca zdarzenia: Powiadomienie o W powiadomieniu podać:
wykryła lub -przeprowadza wstępną kontrolę zdarzeniu radiacyjnym - imię i nazwisko, miejsce pracy i
pierwsza dozymetryczną – pomiaru mocy dawki – SłuŜby Reagowania stanowisko lub funkcję osoby
uzyskała za pomocą własnego sprzętu lub z pomocą Kryzysowego
powiadamiającej,
informację o lokalnej instytucji posiadającej taki sprzęt Wojewody oraz - numer telefonu, z którego
zdarzeniu (np. Oddział Higieny Radiacyjnej WSSE Centrum ds. Zdarzeń dzwoni osoba powiadamiająca,
radiacyjnym. ),
Radiacyjnych (CEZAR) -dokładną lokalizację miejsca
(StraŜ
-wyznacza strefę awaryjną wokół miejsca Państwowej Agencji zdarzenia,
graniczna, zdarzenia obejmującą teren, na którym Atomistyki.
-krótki opis zdarzenia.
policja, słuŜba moŜe występować jakiekolwiek nietrwałe
celna, straŜ (usuwalne) skaŜenie promieniotwórcze lub
poŜarna). moc dawki promieniowania przekracza
89

100 mikrosiwertów na godzinę
(0,1mSv/h),
-usuwa ze strefy awaryjnej osoby
poszkodowane oraz inne nie biorące
udziału w postępowaniu awaryjnym,
-zapewnia pierwszą pomoc osobom
poszkodowanym,
-izoluje miejsce lub teren zdarzenia przed
dostępem osób postronnych,
-zbiera informacje na temat potencjalnych
świadków lub sprawców zdarzenia,
-zapobiega czynnościom, które mogłyby
prowadzić do utraty lub zatarcia śladów
kryminalistycznych, o ile nie będą to
czynności zmierzające do usunięcia
bezpośredniego zagroŜenia dla zdrowia
lub Ŝycia ludzi, albo mienia w znacznych
rozmiarach,
1 2 3 4
-nie otwiera opakowań bez sprawdzenia
na obecność materiałów wybuchowych,
-wszelkie działania w strefie awaryjnej
prowadzi tak, aby unikać
rozprzestrzeniania się skaŜeń.
Wojewoda Kieruje poprzez SłuŜbę Reagowania
Kryzysowego akcją na miejscu zdarzenia
radiacyjnego. Zgodnie z wojewódzkim
planem postępowania awaryjnego w
zaleŜności od przebiegu zdarzenia i
rozwoju sytuacji radiacyjnej decyduje o
włączeniu do akcji poszczególnych słuŜb
(straŜ poŜarna, policja, słuŜby sanitarne,
ABW), zawiadamia prokuraturę, prowadzi
bieŜącą analizę sytuacji i utrzymuje
kontakt z Prezesem Państwowej Agencji
Atomistyki w trakcie całego przebiegu
zdarzenia aŜ do odwołania postępowania –
decyzja o uwolnieniu miejsca zdarzenia.
SłuŜba
Reagowania
Kryzysowego
d/s. zdarzeń
radiacyjnych
Wojewody
90
Informowanie Prezesa
PAA o rozwoju sytuacji
i przekazywanie danych
potrzebnych do
prowadzenia ocen i
prognoz zagroŜenia.
Sporządzenie raportu i
przesłanie do Prezesa
PAA, po zakończeniu
działań mających na
celu usunięcie skutków
zdarzenia i po ustaniu
zagroŜenia.
Raport końcowy:
- opis przebiegu zdarzenia, z
określeniem przyczyn oraz oceną
zdarzenia,
- opis sposobu likwidacji
zagroŜenia i usuwania skutków
zdarzenia, wraz z danymi osoby
kierującej akcją,
- lista osób poszkodowanych i
wstępną oceną dawek
pochłoniętych i skaŜeń tych
osób,
- ocena dawek skutecznych osób
uczestniczących w działaniach
ratowniczych, wraz z
określeniem pomiarów
stanowiących podstawę oceny,
- ocena skaŜeń środowiska,
- wykaz stosowanych metod
pomiarowych i przyrządów
dozymetrycznych, sprzętu
ochrony indywidualnej i innego
sprzętu uŜytego do likwidacji
skutków zdarzenia,
- opis procedur stosowanych
przy usuwaniu skaŜeń terenu i
dekontaminacji osób,
- protokoły z kontroli
dozymetrycznych,
przeprowadzonych
1 2 3 4
po zakończeniu działań
podjętych w celu likwidacji
zagroŜenia i usuwania skutków
Przejmuje kontrolę i obejmuje
kierownictwo nad działaniami słuŜb na
miejscu zdarzenia, będąc w stałym
kontakcie z wojewodą i wykonując jego
polecenia. Dokonuje oceny zagroŜeń.
Współpracuje ze SłuŜbą Awaryjną PAA i
Ekipą Centrum Diagnostyczno
Przekazuje
powiadomienie o
zdarzeniu radiacyjnym
wojewodzie.
Przekazuje raport ustny
i pisemny wojewodzie
oraz do Centrum
zdarzenia.
W pierwszym raporcie słuŜba
zabezpieczająca lub specjalista
ochrony radiologicznej
przedstawia:
- Sytuację radiologiczną na
miejscu zdarzenia (wyniki
pomiarów i ich ocenę,

Materiałowego IEA. Zdarzeń Radiacyjnych
PAA.
Przekazuje raport
szczegółowy do
Wojewody oraz do
Prezesa PAA
91
występujące zagroŜenie itp.);
- Zalecenia o dalszym kierunku
podejmowanych działań;
- Działania podjęte w celu
ograniczenia naraŜenia (np.
sprzęt ochronny, kontrola
dozymetryczna, kontrola skaŜeń
przedmiotów i ludzi
przekraczających granicę strefy
ograniczonego bezpieczeństwa);
- Zalecenia o przemieszczeniu
materiału do innej lokalizacji lub
dodatkowej osłonie materiału;
- Zalecenia o środkach
ostroŜności dla transportu
materiału;
- Propozycje dalszych pomiarów
na miejscu zdarzenia lub dalszej
analizy zebranych wyników.
Raport szczegółowy:
- Opis przebiegu zdarzenia;
- Opis zastosowanych metod
pomiarowych;
- Wyniki pomiarów i ich analizę;
1 2 3 4
- Wyniki wstępnej kategoryzacji
przejętego materiału;
- Zalecenia wydane po
pierwszych pomiarach i
analizach na miejscu;
- Zalecone dalsze działania z
punktu widzenia ochrony
radiologicznej i bezpieczeństwa
jądrowego (np. dekontaminacja
osób, sprzętu i obszaru objętego
skaŜeniami);
- Zalecenia dotyczące warunków
transportu materiału do miejsca
składowania w uprawnionej
Policja Zabezpiecza dostęp do miejsca zdarzenia,
powiadamia właściwe władze i słuŜby,
zapewnia porządek, zabezpiecza dowody
przestępstwa, prowadzi czynności
dochodzeniowo-śledcze w zakresie
zbierania dowodów przestępstwa i
wykrycia sprawców. MoŜliwe jest
uzyskanie istotnych informacji do
określenia drogi i źródła pochodzenia
materiału w wyniku czynności operacyjno
rozpoznawczych podejmowanych przez
Policję.
ABW ABW w ramach swoich kompetencji
zbiera dowody przestępstwa w aspekcie
kryminalistycznego zabezpieczenia
śladów oraz przeprowadza badania takich
śladów.
StraŜ poŜarna Wydzielone specjalistyczne jednostki
Państwowej StraŜy PoŜarnej prowadzą
ratownictwo techniczne, chemiczne,
ekologiczne oraz medyczne.
SłuŜby
sanitarne
Sprawozdanie z
przebiegu podjętych
działań dla Wojewody.
Sprawozdanie z
przebiegu podjętych
działań dla Wojewody.
Sprawozdanie z
przebiegu podjętych
działań dla Wojewody.
jednostce.
1 2 3 4
Udzielają pomocy medycznej osobom
rannym, napromienionym i/lub skaŜonym
na miejscu zdarzenia radiacyjnego,
Sprawozdanie z
przebiegu podjętych
działań dla Wojewody.

zapewniają ich transport do szpitala.
Prokuratura Prokuratura, jako organ powołany do
ścigania przestępstw, ponosi
odpowiedzialność za prowadzenie lub
nadzorowanie postępowania
przygotowawczego w celu wykrycia i
ukarania sprawców, gdy wystąpi przejęcie
nielegalnie posiadanego materiału
promieniotwórczego.
Prezes PAA Prezes PAA podejmuje decyzje odnośnie
działań,. w zakresie udzielenia pomocy
słuŜbom w ocenie zagroŜenia lokalnego,
kategoryzacji i identyfikacji materiału
promieniotwórczego w terenie, przy
pomocy Centrum do Spraw Zdarzeń
Radiacyjnych. Wydaje polecenie Centrum
Badawczo Materiałowego IEA o
włączeniu się do działań na miejscu
zdarzenia radiacyjnego. Na podstawie
raportu szczegółowego decyduje o
przekazaniu materiału
promieniotwórczego do badań i
składowania w Centrum Badawczo
Materiałowym IEA, któremu takŜe
Centrum ds.
zdarzeń
radiacyjnych
(CEZAR) PAA
powierza organizację transportu do IEA.
Przyjmuje powiadomienie o zdarzeniu
radiacyjnym, dokonuje oceny zgłoszonego
zdarzenia, wydaje wstępne zalecenia z
zakresu ochrony radiologicznej
zgłaszającemu i powiadamia Prezesa
PAA. Wykonuje polecenia i decyzje
Prezesa PAA, kieruje ekipę SłuŜby
Awaryjnej PAA na miejsce zdarzenia.
Analizuje i przedstawia Prezesowi PAA
informacje i raporty.
92
Sprawozdanie z
przebiegu podjętych
działań dla Wojewody.
Przekazywanie
informacji Prezesowi
PAA na bieŜąco.
1 2 3 4
SłuŜba Prowadzi pomiary dozymetryczne Wyniki pomiarów Patrz Pierwszy Raport
awaryjna PAA zapewniając:
zamieszczone w
-stałą kontrolę naraŜenia personelu pierwszym raporcie
wykonującego zadania w strefie awaryjnej przekazanym do SRK
biorąc pod uwagę, aby nie zostały Wojewody oraz do CZR
przekroczone zalecane dawki graniczne,
-odpowiednie środki ochrony dla osób
PAA.
pracujących w strefie ograniczonego
bezpieczeństwa,
-kontrolę osób i sprzętu opuszczających
strefę awaryjną,
-warunki do przeprowadzenia
dekontaminacji osób i sprzętu
opuszczających strefę awaryjną,
-kontrolę poziomu skaŜeń środowiska w
otoczeniu strefy awaryjnej tak, aby w porę
wykryć rozprzestrzenianie się skaŜeń np.
za pośrednictwem wiatru lub wód
powierzchniowych,
-końcowe sprawdzenie skaŜeń terenu.
Podjęcie decyzji odnośnie klasyfikacji
jako odpadów promieniotwórczych:
skaŜonego sprzętu, materiałów i środków
ochronnych.
W przypadku stwierdzenia skaŜenia ludzi
podczas zdarzenia sporządzenie wniosku o
skierowanie ich na specjalistyczne
badania, np. licznikiem całego ciała, do
IEA w Świerku.

1 2 3 4
Centrum - przeprowadza identyfikację i Wyniki pomiarów i Patrz Raport Szczegółowy.
Diagnostyczno kategoryzację materiałów wnioski zamieszczone
Materiałowe promieniotwórczych metodami w raporcie
IEA
spektrometrycznymi przy uŜyciu szczegółowym dla
przenośnego systemu spektrometrii Prezesa PAA.
gamma ISOCS oraz ręcznego
spektrometru Inspektor – 1000 z sondą
do pomiaru neutronów,
- przeprowadza pomiary dozymetryczne
za pomocą dozymetru RADIAGEM
2000 z sondami SAGB15 i SAB100,
- dokonuje oceny zagroŜenia
wynikającego z przejmowanych
materiałów aktywnych,
- formułuje wnioski odnośnie
zabezpieczania, transportu,
przechowywania i unieszkodliwianie
przejętych materiałów aktywnych,
zabezpieczania i przechowywania
przejętych środków transportu
uŜytych do przewozu
zakwestionowanych
aktywnych,
materiałów
diagnozowania stopnia skaŜenia
środków transportu i ich
dekontaminacji,
diagnozowania stopnia skaŜenia ludzi,
którzy mieli styczność z tymi
materiałami,
- przejęcie materiału aktywnego,
- transport do IEA.
8.5 Dalsze działania
Analizy w wyspecjalizowanym laboratorium wskazanym przez Prezesa PAA
8.5.1 Sprawowanie pieczy (opieki)
• Odbiór i późniejsze przekazanie lub wysyłka materiału jądrowego i/lub
promieniotwórczego zostaną potwierdzone protokołem zdawczo-odbiorczym
przez odbiorcę i nadawcę.
• Prezes PAA będzie właściwym posiadaczem materiału w czasie analiz
przeprowadzanych w wyspecjalizowanym laboratorium. (Centrum
Diagnostyczno-materiałowe w IEA).
8.5.2 Rozpoczęcie kategoryzacji materiału
Po transporcie materiału do wyspecjalizowanego laboratorium (Centrum
Diagnostyczno-Materiałowe) zostanie podjęta niezwłocznie próba wykonania badań (analizy)
metodami nieniszczącymi (NDA) z wykorzystaniem wysokorozdzielczej spektrometrii
promieniowania gamma. JeŜeli kategoryzacja materiału metodami nieniszczącymi będzie
moŜliwa, wyniki badań będą dostarczone władzom prowadzącym dochodzenie (Prokuratura,
Policja) w ciągu 48 godzin.
93

8.5.3 Dalsza kategoryzacja materiału
JeŜeli przejęty materiał jądrowy będzie zawierał duŜe ilości radionuklidów, na
przykład produktów rozszczepienia, moŜe zachodzić konieczność wykonania badań
związanych z kategoryzacją metodami destrukcyjnymi, głównie radiochemicznymi
połączonymi z pomiarami promieniowania alfa, beta i gamma. Wykonanie tych analiz moŜe
trwać nawet do dwóch miesięcy. (CLOR).
8.5.4 Inne analizy
Analiza próbek środowiskowych pobranych z miejsca zdarzenia zostanie
przeprowadzona metodami nieniszczącymi oraz radiochemicznymi. Wyniki badań będą
dostarczone władzom prowadzącym dochodzenie i zabezpieczającym miejsce zdarzenia w
celu podjęcia przez nie decyzji o ewentualnej dekontaminacji zabezpieczonego terenu, przez
wyspecjalizowane słuŜby wskazane przez Prezesa PAA, oraz uwolnieniu miejsca zdarzenia.
8.6 Zawartość Informacji bazy danych
W tabeli nr 8.2 pokazano wzór do bazy danych dotyczący przejętego materiału
promieniotwórczego na przykładzie hipotetycznego zdarzenia radiacyjnego.
Tabela Nr 8.2. Wzór do bazy danych
L.p
.
Data Miejsce
Zdarzeni
a
Kto
wykrył
Gdzie
Materiał promieniotwórczy
Rodz
aj
Klasyfika
cja
94
Kateg
oryzac
ja
Kto
badał
Kto
Transpo
rt.
Miejsce
składowa
nia
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11
01
2009.1
0.27
Warszawa
, ul.
Płowiecka
Stały
punkt
kontrolny
monitorin
gu
radiologic
znego
ruchu
kołowego
Centrum
Diagnost
yczno
Materiało
we IEA
Samoc
hód
cięŜar
owy
Paku
nek
zawi
erał
60
szt.
pasty
lek z
UO 2
Materiał
jądrowy
Dwutl
enek
uranu
UO 2 o
wzbog
aceniu
2%
Centrum
Diagnost
yczno
Materiało
we IEA:
Laborator
ium
Badań
Materiałó
w
Aktywny
ch
Centrum
Diagnost
yczno
Materiało
we IEA:
ZUOP
Centrum
Diagnosty
czno
Materiało
we IEA
Komory
Gorące

9. Analiza zagroŜeń wodnych
9.1 Wstęp
Dla mieszkańców Warszawy rzeka Wisła dostarcza wodę dla celów przemysłowych i jest
źródłem wody pitnej, która musi spełniać określone wymagania aby jej spoŜywanie było
bezpieczne. Biorąc pod uwagę wielkości przepływów, Wisła stanowi nieograniczone źródło
wody dla wszystkich potencjalnych uŜytkowników. JednakŜe woda ta jest obecnie złej jakości
i z tego względu uŜytkownicy korzystają z niej niechętnie. Tym niemniej na odcinku
warszawskim istnieje kilka znaczących ujęć wody z Wisły. Największe znaczenie mają ujęcia
wody dla potrzeb komunalnych Warszawy naleŜące do MPWiK połoŜone po obu stronach
rzeki na odcinku od mostu Łazienkowskiego do Siekierek. Jest to system ujęć filtracyjnych,
pobierających wodę z pod dna rzeki oraz stare ujęcie powierzchniowe typu brzegowego.
Zasady pracy tych ujęć wymagają utrzymywania odpowiednich warunków w korycie rzeki i
szczególnej opieki, tym bardziej Ŝe jest to jedyne źródło wody dla duŜej części miasta.
Oprócz tego na terenie Warszawy funkcjonują ujęcia wody dla celów przemysłowych: EC
Siekierki, EC Powiśle, Huta Lucchini, EC śerań (z Kanału śerańskiego).
Parametry oceny jakości wody do picia są unormowane rozporządzeniami Ministra Zdrowia i
Opieki Społecznej. Rozporządzenie z dnia 16 listopada 1961 r. obowiązujące przez okres 16
lat, określało w zakresie dopuszczalnych ilości substancji chemicznych w wodzie do picia,
maksymalne stęŜenia tylko kilku składników mineralnych: chlorków, fluorków, siarczanów,
Ŝelaza, manganu oraz ołowiu, arsenu, miedzi i cynku. Rozporządzenie zawierało jeszcze
lakoniczny paragraf 20 o następującej treści: "zawartość substancji promieniotwórczych nie
moŜe przekraczać norm określonych w obowiązujących przepisach o ochronie przed
promieniowaniem jonizującym". Nowelizacja tego rozporządzenia w roku 1977 polegała z
jednej strony na podniesieniu dopuszczalnej zawartości niektórych składników, na przykład:
chlorków z 250 do 300 mg/dm 3 , fluorków z 1,0 do 1,5 mg/dm 3 , siarczanów z 150 na 200
mg/dm 3 , Ŝelaza z 0,3 na 0,5 mg/dm 3 , z drugiej strony na obniŜeniu dopuszczalnej zawartości
miedzi z 1,0 na 0,5 mg/dm 3 i wprowadzeniu dodatkowych norm odnoszących się do
mikrozanieczyszczeń organicznych, pestycydów z grupy węglowodorów chlorowanych oraz
detergentów (SPC). Normy jakościowe zostały ponownie zmienione w 1990 r. i w tej wersji
stanowią zestaw aktualnie obowiązujących wymagań sanitarnych dla wody pitnej. Państwowy
Zakład Higieny w Warszawie przygotował ostatnio projekt kolejnej nowelizacji
Rozporządzenia Ministra Zdrowia i Opieki Społecznej w przedmiotowej sprawie.

Zastanawiający jest brak w projekcie normy jakiejkolwiek wzmianki o dopuszczalnym
skaŜeniu wody pitnej substancjami promieniotwórczymi. Niestety zagroŜenie radiologiczne
wody wodociągowej istnieje. W związku z tym proponuje się, zgodnie z zaleceniami
Światowej Organizacji Zdrowia, wprowadzenie kryterium radiologicznego przy ocenie
jakości wody pitnej [tablica 9.1].
Tablica 9.1. Dopuszczalne skaŜenie wody substancjami promieniotwórczymi
globalna aktywność promieniotwórcza typu alfa
oraz globalna aktywność typy beta */
96
0,1 Bq/dm 3
1 Bq/dm 3
albo łączna dawka promieniowania jonizującego **/ 0,1 mSv/rok
*/ przy załoŜeniu stałej konsumpcji 2 litrów wody na dobę
**/ w przypadku przekroczenia w/w kryterium, naleŜy oznaczyć wszystkie radionuklidy występujące w wodzie i
obliczyć dawkę równowaŜną promieniowania jonizującego

Kolejna nowelizacja kryteriów oceny jakości wody do picia nie rozwiązuje problemu
zanieczyszczenia środowiska, paradoksalnie wykazuje permanentną jego degradację. Ilość
nowych parametrów chemicznych, które będzie naleŜało uwzględnić przy ocenie
przydatności wody, świadczy o niedoskonałości dotychczasowych przepisów sanitarnych i
wątpliwych próbach pogodzenia realnego stanu zanieczyszczenia wody na ujęciach
wodociągowych z progiem tolerancji biologicznej tych zanieczyszczeń.
Zdziwienie budzi brak, w projekcie nowelizacji przepisów sanitarnych dla wody pitnej,
kryterium oceny skaŜeń promieniotwórczych. Zgodnie z zaleceniami WHO naleŜy
uwzględniać w ocenie przydatności wody wpływ radionuklidów o aktywności alfa i beta,
stosując procedurę przedstawioną w tablicy 9.1
.
9.2 Analiza moŜliwych zagroŜeń
Przy uŜyciu programu dyspersja.exe przeprowadzono symulację dla aglomeracji
warszawskiej, biorąc pod uwagę scenariusz dotyczący skaŜenia radiologicznego.
ZagroŜenie materiałami radioaktywnymi o większym zasięgu moŜe wystąpić na skutek awarii
reaktora w Świerku. W Instytucie Energii Atomowej w Świerku znajduje się jedyny
eksploatowany w Polsce obiekt jądrowy. Jest nim reaktor "Maria" o projektowanej mocy 30
MW, eksploatowany w chwili obecnej na mocy nominalnej 21 MW. Reaktor "Ewa" o
projektowanej mocy 10 MW został wyłączony i eksploatowany jest jako przechowalnik
wypalonego paliwa jądrowego.
W reaktorze tym nadal pozostają sprawne i funkcjonują układy niezbędne do zapewnienia
jego bezpieczeństwa w stanie wyłączonym. Biorąc pod uwagę obiekty jądrowe reaktor
MARIA stanowi największe potencjalne źródło zagroŜenia dla m. st. Warszawy. W tabeli
poniŜej przedstawiono prawdopodobieństwo dostania się do ośrodka wodnego produktów
rozszczepienia.
Parametry modelu transportu produktów rozszczepień.
Izotop A [2] [7] [7] [7]
Oznaczenia:
2.7E16 1 1 0 0 0
4.9E16 1 1 0 0 0
3.2E15 1 1 0 0 0
2.3E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
3.5E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
4.8E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
6.1E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
4.7E16 0.8 1.2E-2 1 2.5E-4 0.9
4.7E15 0.5 3.0E-2 1 3.6E-5 0.99
1.9E14 0.5 3.0E-2 1 3.6E-5 0.99
3.5E16 0.1 1.0E-4 1 3.6E-5 0.99
97

A - aktywność produktu, nagromadzona w całym rdzeniu reaktora MARIA [Bq],
- współczynnik uwolnienia izotopu z paliwa do wody w przypadku stopienia paliwa,
- prawdopodobieństwo uwolnienia izotopu z wody do powietrza,
- prawdopodobieństwo osadzenia izotopu na filtrze jonitowym,
- stała czasowa osadzania [s -1 ],
- wydajność filtrów Vokes'a.
Odległość z Otwocka do Warszawy przyjęto jako 21km. Obliczenia przeprowadzano dla tego
samego brzegu rzeki , na którym nastąpiło skaŜenie. Szerokość Wisły przyjęto jako 220m.
Norma dla wody pitnej do 1Bq/s dla aktywności beta, oraz 0,1Bq/s dla aktywności alfa.
Strumień uwolnionego
radionuklidu [Bq/s]
Koncentracja
radionuklidu w W-wie
dla Cs-134
98
Koncentracja
radionuklidu w W-wie
dla Cs-137
Koncentracja
radionuklidu w
W-wie dla I-131
1 6,154 Bq/dm3 6,156 Bq/dm3 6, 032 Bq/dm3
5 30,773 Bq/dm3 30,779 Bq/dm3 30,162 Bq/dm3
10 61,547 Bq/dm3 61,559 Bq/dm3 60, 324 Bq/dm3
50 307,73 Bq/dm3 307,79 Bq/dm3 301,62 Bq/dm3
100 615,47 Bq/dm3 615,59 Bq/dm3 603,24 Bq/dm3
Dla oszacowania stęŜenia radionuklidu w Warszawie najwaŜniejsza jest informacja nie o
rodzaju uwolnionego radionuklidu (zwłaszcza, Ŝe moŜe nastąpić uwolnienie mieszaniny
radionuklidów) tylko strumień aktywności Bq/s, który dostaje się do rzeki. SkaŜona woda
powinna dopłynąć do Warszawy w ciągu 3 godzin.

10. Procedury postępowania medycznego
Powinien być oparty na elementach wymienionych w tabeli 10.1. W szczególności w
początkowej fazie akcji ratowniczej moŜe zajść konieczność dokonania wstępnej klasyfikacji
poraŜonych, do czego będą słuŜyć procedury wymienione poniŜej.
Tabela 10.1. Kolejność i zakres postępowania prewencyjno-leczniczego u ofiar zdarzeń
radiacyjnych.
Przed rozpoczęciem akcji ratowniczej (lub) na miejscu zdarzenia:
1. Zebranie informacji o czasie i okolicznościach zdarzenia, rodzaju i aktywności
materiału (źródła) promieniotwórczego, liczby ofiar, wielkości skaŜonego terenu,
warunków klimatycznych, moŜliwości transportowych itp.
2. W przypadku większej liczby poraŜonych - przeprowadzenie wstępnej segregacji.
3. WdroŜenie zabiegów stabilizujących podstawowe funkcje Ŝyciowe organizmu.
4. Usunięcie poraŜonych ze strefy skaŜonej i(lub) opromieniowanej przez źródło
zewnętrzne. (Jeśli nie było to wcześniej moŜliwe ze względu na stan zdrowia
poraŜonych).
5. Zwalczanie objawów prodromalnych ostrych zespołów popromiennych.
6. Określenie stopnia skaŜeń zewnętrznych (takŜe moŜliwości wystąpienia skaŜeń
wewnętrznych), rozpoczęcie dekontaminacji, zbieranie skaŜonej odzieŜy oraz
wydzielin i wydalin do badań.
7. Wypełnienie karty poraŜonego dokumentującej charakter i czas ekspozycji, źródło
promieniowania (rodzaj i forma chemiczna izotopu, wielkość cząsteczek itp.), stan
ogólny, obecne urazy i rany, przeprowadzone zabiegi ratownicze i dekontaminacyjne,
zebraną odzieŜ, wydaliny i wydzieliny, stopień skaŜenia zewnętrznego i
wewnętrznego itp.
8. Transport poraŜonych do specjalistycznych zakładów leczniczych.
W specjalistycznym zakładzie leczniczym:
9. Przyjęcie poraŜonych w wydzielonej (z osobnym podjazdem) i specjalnie
przygotowanej izbie przyjęć.
10. Kontrola stanu ogólnego poraŜonych i ewentualne niezwłoczne przeprowadzenie
koniecznych zabiegów reanimacyjnych i operacyjnych.
11. Zwalczanie objawów prodromalnych ostrych zespołów popromiennych.
12. Pomiar stopnia skaŜenia zewnętrznego (przy uŜyciu radiometrów ręcznych) oraz
wewnętrznego (za pomocą licznika całego ciała lub pomiaru radioaktywności zebranej
odzieŜy, wydzielin i wydalin).
13. Przeprowadzenie gruntownej (tj. potwierdzonej pomiarem radioaktywności
odkaŜonych powierzchni) dekontaminacji ciała, ran i otworów naturalnych.
14. Przewóz poraŜonych na specjalistyczny oddział kliniczny, prowadzenie celowanej
dekontaminacji skaŜeń wewnętrznych, wdroŜenie specjalistycznej diagnostyki (w tym
oceny dawki pochłoniętej na podstawie monitorowania zmian liczby leukocytów i
płytek we krwi oraz metodami dozymetrii biologicznej), prewencji i leczenia zaburzeń
popromiennych.
15. Procedura oceny stanu nieprzytomności.
Procedura ta słuŜy do wstępnej oceny stanu naraŜonego oraz winna być oparta na systemie
punktowym umieszczonym w tabeli 10.2.
Tabela 10.2. Klasyfikacja stanu nieprzytomności (wg Glasgow Coma Scale).
99

Reakcja Liczba
punktów
Otwieranie oczu:
• spontaniczne
• na polecenie głosem
• po bodźcu bólowym
• brak reakcji
Słowna:
• pełna orientacja co do miejsca, czasu i własnej osoby
• dezorientacja co do miejsca i czasu; mowa poprawna
• dezorientacja; mowa chaotyczna
• dźwięki niezrozumiałe, pojękiwania
• brak reakcji
Ruchowa:
• odpowiednia do poleceń słownych
• prawidłowa lokalizacja bodźca bólowego
• odruch „ucieczki" przed bólem
• odruchowa zgięciowa w reakcji na ból
• odruchowa wyprostna w reakcji na ból
• brak reakcji
Razem 3-15
16. Procedura klasyfikacji stanu ogólnego.
Podobnie jak poprzednia słuŜy do wstępnej oceny stanu naraŜonego – powinna być oparta na
systemie punktowym zamieszczonych w tabeli 10.3.
Tabela 10.3. Klasyfikacja stanu ogólnego poraŜonych wg Skali CięŜkości Urazu (SCU).
Oceniany parametr Liczba punktów
I Częstość oddechów (na min):
• 10-24
• 25-35
• >35
• < 10 1
• brak 0
I 0
Skurczowe ciśnienie krwi (w mm Hg)
• > 90
4
• 70-90 3
• 50-70 2
•

• nieoznaczalne
Wysiłek oddechowy:
• prawidłowy
• nadmierny
Czas powtórnego wypełniania naczyń włosowatych (s):
• < 2
2
• >2 1
• brak
Wartość GCS (z tabeli 3.2):
0
• 14-15
5
• 11-13
4
• 8-10 3
• 5-7 2
• 3-4 1
Razem 1 - 16
17. Wstępna klasyfikacja poraŜonych do grup segregacyjnych.
Oparta powinna być na pierwszej kolumnie tabeli 4 (wartości sumaryczne z tabel 10.2 i 10.3)
Tabela 10.4. Wstępna i ostateczna kwalifikacja poraŜonych do grup segregacyjnych zaleŜnie
od oszacowanej dawki pochłoniętej (wg NATO 2001).
Segregacja wstępna Segregacja końcowa
(bez znajomości po oszacowaniu dawki pochłoniętej
dawki pochłoniętej) < 1,5 Gy > 1,5 Gy >10-20 Gy
Tylko napromieniowanie
Grupa „czerwona" (4-12
pkt)
Grupa „Ŝółta" (13-15 pkt)
Grupa „zielona" (>15 pkt)
Grupa „czarna" (< 4 pkt)
Grupa „Ŝółta"
lub „zielona"*
Grupa „czerwona"
Grupa „czerwona"
Grupa „Ŝółta"**
Grupa „czarna"
101
Grupa „Ŝółta"**
Grupa „czerwona"
Grupa „czerwona"
Grupa „Ŝółta" **
Grupa „czarna"
0
1 0
Grupa „czarna"
Grupa „czarna"
Grupa „czarna"
Grupa „czarna"
Grupa „czarna"
* Jeśli dawka pochłonięta nie przekroczyła 0,5 Gy.
** Pobudzanie regeneracji szpiku kostnego powinno być wdroŜone jak najszybciej.
18. Końcowa segregacja poraŜonych.
Wymaga oszacowania dawki pochłoniętej (szczegóły metodyki zawarte były w poprzednim
sprawozdaniu), do czego z kolei konieczne jest zwykle wykonanie specjalistycznych badań.
Badania te mogą być przeprowadzone albo w wydzielonych oddziałach szpitalnych albo z
wykorzystaniem moŜliwości jakie dają wyspecjalizowane laboratoria. Informacja o
moŜliwych procedurach do wykonania w Laboratorium Pomiarów Dozymetrycznych
Instytutu Energii Atomowej oraz Centralnym Laboratorium Ochrony Radiologicznej została

zamieszczona poniŜej.
Laboratorium Pomiarów Dozymetrycznych w Instytucie Energii Atomowej Świerk posiada
moŜliwość wykonywania następujących procedur operacyjnych:
a) procedury podlegające akredytacji:
− Dział Kalibracji Aparatury Dozymetrycznej
Procedura kalibracji mierników dawki i mocy dawki promieniowania gamma.
Procedura kalibracji mierników dawki i mocy dawki promieniowania neutronowego.
Procedura kalibracji mierników skaŜeń powierzchniowych.
− Dział Pomiarów SkaŜeń
Procedura pomiarów skaŜeń wewnętrznych za pomocą licznika promieniowania ciała
człowieka.
Procedura pomiarów skaŜeń tarczycy.
Procedura pomiarów spektrometrycznych gamma moczu.
Procedura pomiaru aktywności trytu (HTO) w moczu.
Procedura pomiaru aktywności izotopu fosforu 32 P w moczu.
Procedura pomiaru aktywności izotopu siarki 35 S w moczu.
Procedura pomiaru aktywności izotopu strontu 90 Sr w moczu.
b) Procedury nie podlegające akredytacji:
− Dział Kalibracji Aparatury Dozymetrycznej
Procedura kalibracji komór rekombinacyjnych przeznaczonych do pomiaru parametrów
dozymetrycznych promieniowania mieszanego.
− Dział Pomiarów SkaŜeń
Procedura oznaczania całkowitej aktywności alfa w moczu.
Procedura oznaczania całkowitej aktywności beta w moczu.
Pobieranie i preparatyka wód, ścieków, opadu całkowitego, mułów, mleka, aerozoli
atmosferycznych, zboŜa, trawy, gleby (na terenie i w otoczeniu Ośrodka Świerk oraz KSOP
RóŜan).
Pomiary całkowitej aktywności beta w wodach, ściekach, opadzie całkowitym.
Pomiary całkowitej aktywności alfa w wodach.
Metoda oznaczania zawartości trytu (HTO) w wodach oraz ściekach.
Metoda oznaczania zawartości strontu ( 90 Sr) w mułach, ściekach oraz drenaŜu.
Metoda pomiarów spektrometrycznych gamma próbek środowiskowych i technologicznych.
Pobieranie wód na terenie i w otoczeniu KSOP RóŜan.
Obsługa pomiarów tła promieniowania gamma za pomocą detektorów TLD (na terenie i w
otoczeniu Ośrodka Świerk oraz KSOP RóŜan).
Kalibracja aparatury do pomiarów aktywności alfa i beta.
Procedura pomiaru aktywności izotopu węgla 14 C w moczu.
− Pracownia Nadzoru Dozymetrycznego
Procedura obsługi Centralnego Systemu Nadzoru Radiologicznego w Ośrodku Świerk.
Procedura pełnienia dyŜuru dozymetrycznego w Centrali Dozymetrycznej Ośrodka.
Procedura postępowania ze ściekami usuwanymi do kanalizacji sanitarnej Ośrodka Świerk.
Procedura pobierania oraz pomiary całkowitej aktywności gamma ścieków z przepompowni
Ośrodka Świerk.
Instrukcja postępowania w przypadku uwolnienia substancji promieniotwórczych do wód
deszczowo-drenaŜowych.
102

Instrukcja postępowania w przypadku nieplanowanego uwolnienia substancji
promieniotwórczych do kanalizacji sanitarnej.
Ocena naraŜenia skóry ciała ludzkiego od powierzchniowego skaŜenia promieniotwórczego
dokonywana na podstawie pomiarów operacyjnych.
Pomiary skaŜeń powietrza nuklidami alfa promieniotwórczymi podczas demontaŜu czujek
dymu w celu oceny naraŜenia wewnętrznego personelu.
Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej w przypadku konieczności wykonania
specjalnych badań medycznych ma moŜliwość wykonania następujących procedur
operacyjnych:
− procedury do badań krwi,
− procedury badania róŜnych wydalin,
− procedury odnośnie badań tarczycy,
− pomiary kontrolne napromienienia tarczycy jodem promieniotwórczym oraz oceny
dawek od wchłonięć jodu promieniotwórczego
− pomiary dawek od promieniowania rentgenowskiego, gamma, beta i neutronów
termicznych w zakresie dawek od 0,1 mSv do 2 Sv.
103

11. Wykaz szpitali
K- oddział opieki krótkoterminowej D- oddział opieki długoterminowej DZ- oddział dzienny
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
Szpital Bielański im ks. Jerzego Popiełuszki
wewnętrzny K
104
Liczba łóŜek
kardiologii z OINK K 64
chirurgii ogólnej K 30
chirurgii naczyniowej
K 30
chirurgiczny dziecięcy K 35
połoŜniczo - ginekologiczny K 75
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki pediatryczny
K 32
Zdrowotnej intensywnej terapii i
K 6
anestezjologii
01-809 Warszawa, ul. Cegłowska 80 diagnostyki endokrynologicznej K 29
tel. (0-22) 569-05-00 fax 834-16-85 laryngologiczny
K 52
neurologiczny K 39
569-05-00 - centrala urazowo-ortopedyczny
K 62
569-03-53 - sekr. 834-16-85 urologiczny K 31
psychiatryczny K 27
neurochirurgiczny K 25
gastroenterologii K 25
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
szpitalny oddział ratunkowy 9
RAZEM: 661
Szpital Wolski im. dr Anny Gostyńskiej
wewnętrzny / 3 oddziały / K
chirurgii ogólnej K 50
kardiologiczny z OIOK K 52
intensywnej terapii i anestezjologii K 9
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki neurologiczny K 46
Zdrowotnej psychiatryczno-psychosomatyczny K 30
01-211 Warszawa, ul. Kasprzaka 17 rehabilitacji neurologicznej D 7
kardiologiczny dzienny Dz 6
tel. dyr. 632-65-97 centrala 632-14-41 psychiatryczny dzienny 32 miejsca Bez łóŜek
chirurgiczny dzienny DZ 2
fax 632-38-93 diabetologiczny K 10
endokrynologiczny K 10
gastroenterologiczny K 10
rehabilitacji kardiologicznej K 6
otolaryngologiczny dzienny Dz 2
urologiczny dzienny Dz 2
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
RAZEM: 378 + 23 miejsca
Szpital Praski p. w. ,,Przemienienia Pańskiego"
90
136

internistyczny / 3 oddziały / K 180
toksykologii – pododdział w oddz. inter. K 12
nefrologii - - pododdział w oddz. inter. I K 12
chirurgiczny ogólny K 55
chirurgii urazowej K 45
PołoŜniczy K 25
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki ginekologiczny K 40
Zdrowotnej intensywnej terapii K 6
03-401 Warszawa, Al. Solidarności 67 urologiczny K 42
tel. dyr. 619-19-93 fax 619-69-43 stacja dializ w pododdz. toksykologii - stanowiska 3
leczenia uzaleŜnień od alkoholu (detoksykacyjny) - D 15
pododdział w oddz. inter.
RAZEM: 432
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
Szpital Czerniakowski
105
Liczba łóŜek
wewnętrzny / 2 oddziały K 89
chirurgii ogólnej K 50
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki intensywnej terapii K 9
Zdrowotnej laryngologiczny K 41
00-739 Warszawa, ul. Stępińska 19/25 neurologiczny K 50
tel. dyr. 841-16-75 fax 841-13-13 okulistyczny K 30
urazowo-
K 28
ortopedyczny
rehabilitacyjny K 23
RAZEM: 320
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
Szpital Grochowski im. dr med. Rafała Masztaka
wewnętrzny o profilu alergologicznym K 80
wewnętrzny III K 34
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki chirurgii ogólnej i onkologii K 75
Zdrowotnej intensywnej terapii K 5
04-073 Warszawa, ul. Grenadierów rehabilitacji neurologicznej D 56
51/59 wewnętrzny o profilu kardiologicznym 111
tel. dyr. 810-42-09, 813-20-87
Razem: 361
fax 810-44-46
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
Śródmiejski Szpital Urazowy
wewnętrzny K 22
chirurgii ogólnej K 44
pododdział proktologiczny w chirurgii K 17
Samodzielny Publiczny połoŜniczo-ginekologiczny K 62
Zespół Zakładów Opieki Zdrowotnej intensywnej terapii K 4
00-382 Warszawa, ul. Solec 93 urazowo-ortopedyczny K 41
tel. dyr. 625-71-51 , fax 625-31-11 pododdział kardiologiczny z sala. .R" w oddz. wew. K 26
szpitalny oddział ratunkowy 4
Razem: 220

Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
00-189 Warszawa, ul. Inflancka 6
Szpital Ginekologiczno-PołoŜniczy ,,Inflancka"
ginekologiczny K 31
patologii ciąŜy K 26
tel. dyr. 831-63-10, centrala 831-12-41-46, połoŜniczy K 33
fax 635-84-39
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
Razem: 90
Szpital „Sióstr ElŜbietanek"
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki
Zdrowotnej wewnętrzny K 35
02-616 Warszawa, ul. Goszczyńskiego 1 gastroenterologii K 60
tel. dyr. 884-23-59 centrala 844-54-71-6 kardiologiczny K 74
fax 844-23-59
Razem: 169
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
Szpital Ginekologiczno-PołoŜniczy im. „Św. Rodziny"
106
Liczba łóŜek
ginekologiczny K 44
02-544 Warszawa, ul. Madalińskiego 25 połoŜniczy i patologii ciąŜy K 66
tel. dyr. 450-22-64, centrala 450-22-64 diagnostyki i terapii chorób piersi K 12
fax 450-22-15
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
Razem: 122
Warszawski Szpital dla Dzieci
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki chirurgii dziecięcej K 40
Zdrowotnej pediatryczny K 38
00-328 Warszawa, ul. Kopernika 43 neurologii dziecięcej K 20
tel. dyr. 826-77-81 fax 826-81-19
Organ załoŜycielski: Miasto Stołeczne Warszawa
Razem: 98
Szpital Specjalistyczny im. ,,Świętej Zofii”
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki połoŜniczy i patologii ciąŜy K 54

Zdrowotnej ginekologiczny K 34
01-004 Warszawa, ul. śelazna 90
tel. dyr. 536-93-01 fax 838-24-52
Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
Razem: 88
Łączna liczba łóŜek w szpitalach miejskich - 2939 w tym w SOR – 13
Wojewódzki Szpital Bródnowski
chirurgii ogólnej i naczyniowej K 86
połoŜniczo-ginekologiczny K 86
OIOM K 8
chorób wewnętrznych i kardiologii/OIOK K 69 + 9 OIOK
otolaryngologiczny K 48
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki neurochirurgiczny K 45
Zdrowotnej neurologiczny K 43
03-242 Warszawa, ul. Kondratowicza 8 chorób wewnętrznych i gastroenterologii K 53
tel. dyr. 326-59-87 centrala 326-58-85 chorób wewnętrznych i diabetologiczny z salą „R K 75
fax 326-58-99 okulistyczny
K 32
urazowo-ortopedyczny i rehabilitacji
107
K 54
patologii noworodka z intensywną terapią K 10
psychiatryczny z pododdziałem detoks K 47
dzienny psychiatryczny - 25 miejsc
Dz
szpitalny oddział ratunkowy 6
Razem: 671
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
Szpital Specjalistyczny Samodzielnego Publicznego Zakładu Opieki Zdrowotnej
Liczba łóŜek
wewnętrzny o profilu nefrologicznym/stacja dializ K 25
wewnętrzny z pododdziałem diabetologii
K 42
kardiologiczny + pododdział intens. terapii K 37 + 9 OIOK
laryngologiczny K 16
04-749 Warszawa-Międzylesie, neurologiczny z pododdziałem reh.neurolog. K 61
ul. Bursztynowa 2 połoŜniczo - ginekologiczny K 34
tel. dyr. 513-53-00, fax 615-77-28 chirurgii ogólnej K 51
urologiczny
K 37
okulistyczny K 25
OIOM K 3
gastroenterologii K 6

Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
Razem: 346
Wojewódzki Szpital Dziecięcy im. prof. dr Jana Bogdanowicza
chirurgii ogólnej z pododdz. oparzeń K 45
chirurgii urazowo-ortopedycznej
K 30
pediatryczny K 48
Samodzielny Zespół Publicznych OIOM K 7
Zakładów Opieki Zdrowotnej patologii noworodka i niemowlęcy
K 36
03-924 Warszawa, ul. Niekłańska 4/24 alergologii K 35
tel. dyr. 672-70-43, centrala 617-60-50 otolaryngologiczny
K 25
fax 672-78-43 neurochirurgiczny
Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
108
K 20
okulistyczny K 30
neurologiczny K 15
szpitalny oddział ratunkowy 5
Razem: 296
Wojewódzki Szpital Zakaźny
obserwacyjno-zakaźny K 36
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki chorób zakaźnych K 96
Zdrowotnej intensywnej terapii K 6
01-201 Warszawa, ul. Wolska 37
klinika chorób odzwierzęcych i tropikalnych K 33
tel. dyr. 335-52-25, centrala 335-33-51
fax 335-52-26
Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
klinika hepatologii i nabytych niedoborów
K 44
immunologicznych
klinika chorób zakaźnych wieku dziecięcego K 48
klinika chorób zakaźnych wieku dorosłego K 32
Razem: 295
Wojewódzki Szpital Chirurgii Urazowej im. Św. Anny
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
Liczba łóŜek
Samodzielny Publiczny Zakład Opieki wewnętrzny i kardiologii / stacja dializ K 47
Zdrowotnej chirurgiczny ogólny i naczyniowej K 41
02-315 Warszawa, ul. Barska 16/20 anestezjologii i intensywnej terapii K 4
tel. dyr. 822-25-35, centrala 822-46-31 urazowo-ortopedyczny K 90
fax 659-78-95
szpitalny oddział ratunkowy 4
Razem: 186

Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
Centrum Leczniczo Rehabilitacyjne i Medycyny Pracy ,,ATTIS"
Samodzielny Publiczny Zespół Zakładów zakład chorób wewnętrznych K 100
Opieki Zdrowotnej zakład chirurgiczny ogólny - jednego dnia K 2
01-401 Warszawa, ul. Górczewska 89 zakład rehabilitacyjny D 30
tel. dyr. 321-14-00, centrala 321-12-10 fax dzienny zakład rehabilitacyjny Dz 25
zakład anestezjologii i opieki medycznej i izba
Dz
fax 321-14-06-7
przyjęć
19 + 1
Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
Razem: 152
Szpital im. Dr Michała Okońskiego
Samodzielny Publiczny Zakład wewnętrzny K 55
Opieki Zdrowotnej chirurgiczny ogólny K 24
03 - 737 Warszawa, ul. Brzeska 12 chirurgii urazowej K 45
tel. dyr. 597-80-66, centrala 597-80-50 Intensywnej terapii K 5
fax: 597-80-90
Razem: 129
Samodzielny Wojewódzki Publiczny Zakład Dermatologicznej Opieki Zdrowotnej im. Św. Łazarza
Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
01-192 Warszawa, ul. Leszno 15
tel. dyr. 632-09-44, centrala 632-00-01 fax 632-06-75
tel. dyr. 632-09-44, centrala 632-00-01
fax 632-06-75
Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
dermatologiczny dziecięcy K 22
Dermatologiczny dla dorosłych K 66
Razem: 88
Samodzielny Zespół Publicznych Zakładów Opieki Zdrowotnej dla Szkół WyŜszych
Oddział Szpitalny
02-452 Warszawa, ul. Mochnackiego 10 wewnętrzny K 44
tel. dyr. 822-57-40, centrala 822-57-40
fax 822-14-53
Razem: 44
Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
Samodzielny Zespół Publicznych Zakładów Psychiatrycznej Opieki Zdrowotnej
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
109
Liczba łóŜek
00-685 Warszawa ogólnopsychiatryczny 220
ul. Nowowiejska 27 detox 40
tel. dyr. 825-15-66, centrala 825-20-31 psychiatryczny rehabilitacyjny 54
fax 825-10-34 terapii uzaleŜnień d alkoholu 30

Organ załoŜycielski: Samorząd Województwa Mazowieckiego
leczenia nerwic i depresji 60
ZOL 24
Razem: 428
Wojewódzka Stacja Pogotowia Ratunkowego
Samodzielny Zespół Publicznych kardiologiczny + OIOK K 28
Zakładów Opieki Zdrowotnej
Oddział Szpitalny
00-685 Warszawa, ul. Poznańska 20/22
tel. dyr. 525-14-00-1, centrala 525-13-00
fax 25-13-80
Organ załoŜycielski: Akademia Medyczna
Razem: 28
Centralny Szpital Kliniczny AM
chorób wewnętrznych i pulmonologii K 68
nadciśnienia tętniczego i angiologii K 70
chorób wewnętrznych i nefrologii/stacja dializ K 76
chorób wewnętrznych i endokrynologii K 64
02-097 Warszawa, ul. Banacha 1a hematologii i onkologii K 81
tel. dyr. 599-15-00; centrala 599-10-00 chorób wątroby K 73
fax 599-15-02 chirurgii klatki piersiowej K 85
gastroenterologii i chorób przemiany materii K 74
chirurgii gastroenerologii K 85
chirurgii naczyń i transplantologii K 89
kardiologii/OIOK/kardiochirurgii K 118
intensywnej terapii K 8
otorynolaryngologii K 83
neurochirurgii K 62
neurologii K 85
Organ załoŜycielski: Akademia Medyczna
Razem: 1121
Szpital Kliniczny AM „Dzieciątka Jezus"
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
110
Liczba łóŜek
chorób wewnętrznych i kardiologii K 40
02-005 Warszawa, ul Lindleya 4 chirurgii ogólnej i transplantacyjnej K 50
tel. dyr. 502-12-00 centrala 502-20-00 chirurgii szczękowo - twarzowej I K 70
fax 502-21-39 intensywnej terapii K 14
medycyny transplantacyjnej i nefrologii /stacja dializ K 49
okulistyczna K 42
ortopedii i traumatologii narządu ruchu K 185
urologiczna K 70
połoŜniczo-ginekologiczny K 100

Organ załoŜycielski: Akademia Medyczna
dermatologii i wenerologii K 56
immunologii, transplantacyjna i chorób wewnętrznych K 30
Szpitalny Oddział Ratunkowy
Razem: 716
Samodzielny Publiczny Szpital Kliniczny AM im. prof. dr M. Michałowicza
00-576 Warszawa, intensywnej terapii i anestezjologii K 8
ul. Marszałkowska 24 otolaryngologii K 20
tel. dyr. 628-97-22 fax 621-41-55 nefrologii i pediatrii K 26
niemowlęco - noworodkowa K 22
kardiochirurgii/OIOW K 15 + 6 OIOM
onkologii K 26
hematologii pediatrii K 24
endokrynologii i pediatrii K 32
kardiologii i pediatrii K 37
psychiatrii D 28
stacja dializ 6 stanowisk
chirurgii ogólnej /OIOM K 20 + 2 OIOM
Organ załoŜycielski: Akademia Medyczna
Razem: 266
Samodzielny Publiczny Szpital Kliniczny AM im. prof. dr W. Orłowskiego
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
111
10
Liczba łóŜek
medycyny rodzinnej i chorób wewnętrznych K 50
00-416 Warszawa, sala R kardiologiczna K 7
ul. Czerniakowska 231 chirurgii ogólnej i gastroenterologii K 40
tel. dyr. 621-62-85; centrala 628-30-11 anestezjologii i intensywnej terapii K 6
fax 622-52-18 chirurgii plastycznej
K 47
neurologii i epileptologii K 30
okulistyczna
K
27
połoŜnicza
K
27
ginekologiczna
K 24
patologii ciąŜy
K 13
urologiczny K 25
Ŝywienia i chirurgii
K 16
Razem: 312

Organ załoŜycielski: Akademia Medyczna
Szpital Kliniczny AM im. KsięŜnej Anny Mazowieckiej
00-315 Warszawa, ul. Karowa 2 ginekologiczna K 31
tel. dyr. 829-89-53; centrala 886-00-51-5 połoŜnicza
K 36
fax 828-66-87 intensywnej terapii dla noworodków
112
K 12
endokrynologii ginekologicznej
K
26
patologii ciąŜy
K
25
obserwacyjna
K
11
onkologii ginekologicznej
K
8
OIOM dla noworodka K 12
Razem: 161
Samodzielny Publiczny Szpital Kliniczny AM im. prof. dr W. Szenajcha
Uwaga: od 2002 r. Szpital działa w jednej strukturze ze Szpitalem Klinicznym przy ul. Marszałkowskiej 24
Organ załoŜycielski: Akademia Medyczna
01-184 Warszawa, ul. Działdowska 1 gastroenterologii i Ŝywienia dzieci i pediatrii K 18
dyr. 452-32-35; centrala 452-32-00 pneumatologii i alergologii i pediatrii K 27
fax 632-23-99 wad wrodzonych i pediatrii K 17
diabetologii i pediatrii K 17
patologii noworodka
K 10
Organ załoŜycielski: Akademia Medyczna
chirurgii ogólnej i kardiochirurgii / IOM
K 30 + 5 OIOM
Razem: 124
Samodzielny Publiczny Szpital Okulistyczny (Klinika AM)
03-709 Warszawa, okulistyczna K 52
ul. Sierakowskiego 13
tel. dyr. 618-63-5; centrala 618-84-85
fax 618-66-33
Organ załoŜycielski: Minister Obrony Narodowej
Razem: 52
Wojskowy Instytut Medyczny - Samodzielny Publiczny Zakład Opieki Zdrowotnej
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
Liczba łóŜek
Klinika kardiologii K 33
Klinika chorób wewnętrznych i kardiologii K 60
Klinika chorób wewnętrznych, pneumonologii i alergologii K 38
Klinika chorób wewnętrznych i reumatologii K 42
Klinika chorób wewnętrznych i hematologii K 38
Klinika gastroenterologii K 33

Klinika nefrologii ze stacja. dializ K 28
Klinika chorób infekcyjnych i alergologii K 40
Klinika kardiologii i chorób metabolicznych K 19
Klinika chirurgii ogólnej, onkologicznej i torakochirurgii K 50
Klinika chirurgii ogólnej, onkologicznej i naczyniowej 50
Klinika chirurgii plastycznej, rekonstrukcyjnej K
i leczenia oparzeń K 16
Klinika urologiczna K 46
Klinika kardiochirurgii K 16
Klinika ortopedii K 50
Klinika traumatologii i ortopedii K 65
Klinika neurochirurgii K 42
00 - 909 Warszawa, ul. Szaserów 128 ZakaŜeń narządu ruchu K 15
tel. (0-22) 681-75-35, fax: 681-66-94 Klinika onkologii K 90
Poziom referencyjny: 3 Ośrodek przeszczepiania szpiku K 8
Klinika neurologiczna K 57
Szybkiej diagnostyki i terapii neurologicznej K 10
Klinika okulistyczna K 34
Klinika otolaryngologii K 38
Klinika chorób kobiecych K 35
Klinika pediatrii i nefrologii dziecięcej K 31
Klinika dermatologiczna K 21
Klinika chirurgii twarzowo-szczękowej K 19
Klinika endokrynologii i terapii izotopowej K 20
Klinika rehabilitacji K 27
Zakład anestezjologii i intensywnej opieki medycznej K 8
Oddział ratownictwa medycznego ( SOR ) K 6
113
RAZEM 1085

Organ załoŜycielski: Minister Obrony Narodowej
Wojskowy Instytut Medycyny Lotniczej
01 -755 Warszawa. Klinika chirurgii ogólnej K 10
ul. Krasińskiego 54 Klinika chorób wewnętrznych K 15
tel. (0-22) 633-41-54; fax: 663-63-40 Klinika otolaryngologii K 10
Klinika okulistyki K 11
Klinika neurologii K 15
Organ załoŜycielski: Minister Spraw Wewnętrznych i Administracji
RAZEM 61
Centralny Szpital Kliniczny MSWiA
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
chorób wewnętrznych i nefrologii
chorób wewnętrznych i
gastroenterologii
chorób wewnętrznych i diabetologii
114
Liczba łóŜek
K 33
K 44
K 40
chorób wewn., hematologii i
K 14
endokrynologii
02-507 Warszawa, ul. Wołoska 137 chirurgii K 54
tel. dyr. 508-10-20, centrala 508-20-00
fax 845-14-68 oddział dziecięcy K 15
połoŜnictwa i ginekologii K 37
anestezjologii i intensywnej terapii K 11
kardiologii zachowawczej K 59
kardiologii inwazyjnej K 65
rehabilitacji kardiologicznej w
D 48
Konstancinie
neurologii K 36
dermatologii K 6
kardiochirurgii K 32
neurochirurgii K 27
urologii /stacja dializ K 34
ortopedii i traumatologii K 35
laryngologii K 21
okulistyki K 22
obserwacyjny K 18
chorób wewnętrznych w Piasecznie D 53
rehabilitacji neurologicznej (Wesoła) D 78
oddział transplantologii K 13
pododz. reumatologii 8
Organ załoŜycielski: Minister Zdrowia
szpitalny oddział
ratunkowy
Razem: 815
Instytut Pomnik - Centrum Zdrowia Dziecka
anestezjologii i intensywnej terapii K 60
nefrologii i transplantacji nerek K 40
12

04-736 Warszawa-Międzylesie, kardiochirurgii K 24
Al. Dzieci Polskich 20 kardiologii K 48
tel. (0-22) 815-70-00 fax 815-39-10 neurochirurgii K 25
neurologii i epileptologii K 24
chirurgii dziecięcej i transplantacji narządów K 40
gastoenterologii, hepatologii i immunologii K 96
okulistyki K 24
onkologii K 57
patologii noworodka K 19
urologii K 26
niemowlęca K 24
pediatrii / oddz.ch. metabolicznych, diabetologii K 130
endokrynologii, pediatrii ogólnej,
Ŝywienia/
rehabilitacji pediatrycznej /
ogólnej i narządu ruchu, neurologicznej / K 140
Organ załoŜycielski: Minister Zdrowia
Razem: 777
Instytut Kardiologii
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
115
Liczba łóŜek
Instytut Kardiologii im. Prymasa klinika wad wrodzonych serca K 28
Tysiąclecia Stefana Kardynała klinika wad nabytych serca K 48
Wyszyńskiego klinika nadciśnienia tętniczego K 48
04-628 Warszawa klinika choroby wieńcowej K 58
ul. Alpejska 42 klinika niewydolności serca K 20
tel. 815-30-11, 815-25-24 klinika kardiochirurgii K 68
fax 815-40-14 anestezjologii i intensywnej terapii /op. pooperacyjnej i KKCH K 28
OIOK K 14
oddział diagnostyki jednodniowej Dz 6
rehabilitacji kardiologicznej D 18
klinika choroby wieńcowej K 64
OIOK K 8
oddz. zaburzeń serca K 10
Filia przy ul. Spartańskiej 1
Organ załoŜycielski: Minister Zdrowia
Razem: 418
Centrum Onkologii – Instytut im. M. Skłodowskiej – Curie
02-781 Warszawa ul. Roentgena 5 nowotworów głowy i szyi K 86
tel. 605-324-646, 644-50-24 nowotworów sutka K 64
fax 644-02-08 nowotworów układu chłonnego K 56
nowotworów jelita grubego K 32
nowotworów górnego odcinka układu pokarmowego K 35
nowotworów płuca i klatki piersiowej K 63
nowotworów układu moczowego K 56
nowotworów narządów płciowych kobiecych K 90
nowotworów tkanek miękkich i kości K 50
gastroenterologii K 34
nowotworów centralnego układu nerwowego K 8
zakład medycyny paliatywnej D 8
zakład brachyterapii K 24
endokrynologia onkologiczna K 7

anestezjologii i intensywnej terapii K 12
oddz. obserwacji diagdn. K 35
samodzielna pracownia profilaktyki K 2
Filia Instytutu Onkologii oddz. chirurgii onkologicznej K 39
przy ul. Wawelskiej oddz. chemioterapii K 30
oddz. radioterapii K 45
Organ załoŜycielski: Minister Zdrowia
Razem: 776
Instytut Gruźlicy i Chorób Płuc
chorób wewnętrznych klatki piersiowej K 32
01-138 Warszawa. ul. Płocka 26 chorób płuc K 157
tel. 431-23-28, 431-21-00 OIOM K 10
fax 431-24-52 Sala „R” K 7
chirurgii K 80
oddz. dzienny K 10
Organ załoŜycielski: Minister Zdrowia
Razem: 296
Instytut Matki i Dziecka
Adres Nazwa oddziału/kliniki Rodzaj
oddziału
116
Liczba łóŜek
chirurgii dzieci i młodzieŜy K 28
01-211 Warszawa, ul. Kasprzaka 17 a połoŜnictwa i ginekologii
K 69
tel. 632-12-81-9, 327-73-05 pediatrii
fax 632-98-51 anestezjologii i intensywnej terapii
Organ załoŜycielski: Minister Zdrowia
K 42
K 7
chirurgii onkologicznej dzieci i młodzieŜy K 28
neonatologii i intensywnej terapii noworodka
K 18
neurologii, epileptologii i zaburzeń snu
K 24
oddział pediatryczny hospitalizacji jednego dnia Dz 9
Razem: 225
Instytut Reumatologii
reumatologii wieku rozwojowego K 55
reumatologii D 42
02-637 Warszawa, ul. Spartańska 1 chorób tkanki łącznej
K 42
tel. (0-22) 844-42-41 fax 844-77-97 chorób reumatycznych
spondylo - neurochirurgii i neurologii
reumoortopedii
reumatologiczno- rehabilitacyjny w Konstancinie
K 20
K
21
K 45
D 48
rehabilitacyjny stacjonarny D 20

Organ załoŜycielski: Minister Zdrowia
oddz. reumatologii jednego dnia Dz 2
zakład opiekuńczo-leczniczy /Konstancie/ D 12
oddz. dla przewlekle chorych D 30
Razem: 337
Instytut Hematologii i Transfuzjologii
chirurgii K 60
00-9571 Warszawa, ul. Chocimska 5 hematologii K 39
tel. 849-63-51, 849-85-07 chorób wewnętrznych i hematologii
K 30
fax 848-89-70 transplantacji
Organ załoŜycielski: Minister Zdrowia
117
K 5
oddz. dziennego leczenia Dz 5
Razem: 139
Instytut Fizjologii i Patologii Słuchu
otolaryngologiczne K 65
foniatrii K 10
01-943 Warszawa ul Pstrowskiego 1 szumów usznych K 10
audiologii K 16
rehabilitacji K 5
Razem: 106
Organ załoŜycielski: Minister Zdrowia
Instytut Psychiatrii i Neurologii
klinika psychiatrii K 255
00-957 Warszawa, ul. Sobieskiego 1/9 zespół profilaktyki i leczenia uzaleŜnień K 56
tel. 642-66-11, 842-68-02, klinika nerwic K 32
fax 651-93-01 klinika dzieci i młodzieŜy K 28
klinika neurologii K 86
oddz. rehabilitacji neurologicznej D 40
Źródło: Biuro Polityki Zdrowotnej Urzędu m.st. Warszawy.
dzienny oddział rehabilitacji Dz 30
dzienna klinika psychiatryczna Dz 54
oddział dzienny kliniki nerwic Dz 14
ośrodek terapii uzaleŜnień Dz 12
Razem: 607