Организация радиационной безопасности на АЭС

Радиационная безопасность АЭС

Организация радиационной безопасности на АЭС

Под безопасностью АЭС понимается обеспечение защиты ее персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия.

Проблема обеспечения безопасности при нормальной эксплуатации АЭС практически решена, что подтверждает длительный опыт эксплуатации большого количества АЭС как в России, так и за рубежом.

Опыт разработки и эксплуатации АЭС с реакторами различных типов позволил сформулировать основные направления обеспечения их безопасности.

1 — Высокое качество изготовления и монтажа оборудования как основа эксплуатационной безопасности и снижения вероятности повреждений и нарушений.

2 — Диагностика состояния оборудования на всех этапах его эксплуатации, система профилактических протиаварийных мер.

3 — Разработка и реализация эффективных защитных мер и устройств для предотвращения возникновения или развития аварий

4 — Разработка и реализация мер, направленных на полную локализацию распространения радиоактивных веществ и уменьшения последствий аварий.

Аварийная защита реакторов АЭС обеспечивается выключением реактора в аварийных ситуациях и введением в активную зону поглощающих стержней.

Поскольку даже после прекращения цепной реакции в активной зоне реактора длительное время продолжает сохраняться активное тепловыделение (в момент прекращения цепной реакции мощность источника тепла составляет примерно 5% от полной мощности, и только через несколько часов снижается до уровня 1%), поэтому на каждом реакторе предусматривается аварийное охлаждение активной зоны.

Проведенные расчеты позволяют предположить, что вероятность аварий современного реактора, приводящие к расплавлению твеэов не превышает 1/17 000. Это значит, что при эксплуатации 100 ядерных реакторов подобная авария моет произойти один раз за 170 лет.

Локализация выбросов радиоактивных продуктов деления обеспечивается биологической защитой реактора.

Аварийные выбросы радиоактивных веществ возможны при механическом разрушении ядерных реакторов, бассейнов для выдержки отработанного топлива, хранилищ высокоактивных отходов и т.д. При этом все продукты ядерного деления высвобождаются в виде аэрозолей за исключением редких газов и йода, которые с помощью ветра распространяются на большие территории.

В отличие от ядерного взрыва при авариях на АЭС принято различать три зоны радиоактивного заражения.

1 — Зона экстренных мер защиты — это территория, на которой доза внешнего гамма облучения населения за одни сутки может превысить 75 рад, а доза внутреннего облучения щитовидной железы за счет поступления в организм радиоактивного йода может превысить 250 рад.

2 — Зона профилактических мероприятий — это территория, на которой доза внешнего гамма-облучения населения в течение 7 дней (168часов) может составить от 25 до 75 рад, а доза внутреннего облучения щитовидной железы за счет поступления в организм радиоактивного йода может –от 30 до250 рад.

3 — Зона ограничений — это территория, на которой доза внешнего гамма-облучения населения, находящегося в зоне в течение года составляет от 10 до 25рад, а доза внутреннего облучения щитовидной железы за счет поступления в организм радиоактивного йода не превышает 30 рад.

Критерии для принятия решения о мерах защиты людей являются следующие прогнозируемые дозовые пределы облучения за время пребывания в зоне:

— в первые 10 суток, на ранней фазе аварии на АЭС, при возможном получении внешнего гамма-облучения 0,5-5 бэр, и внутреннего облучения 5-50 бэр, рекомендуется максимальное использование укрытий, средств защиты органов дыхания и кожи, йодная профилактика;

— при дозовых пределах, превышающих 5 бэр внешнего облучения и 50 бэр внутреннего облучения, необходима эвакуация населения.

На средней фазе общей аварии на АЭС (1-й год) при прогнозировании дозового предела внешнего гамма-облучения, не превышающего 0,5-5 бэр, а внутреннего до 50 бэр за время пребывания, мерами защиты являются ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды.

На местности типовые зоны загрязнения отображаются в виде кривых близких к эллипсам, при этом большая его ось совпадает с длиной зоны загрязнения, а по направлению совпадает с направлением ветра в момент аварии. Малая ось эллипса равна ширине зоны заражения

Под устойчивостью работы промышленного объекта в ЧС понимают способность выпускать установленные виды продукции в объемах и номенклатуре, предусмотренных соответствующими пла­нами в этих условиях, а также приспособленность объекта к восста­новлению в случае повреждения. Под устойчивостью технической системы понимается возможность сохранения ею работоспособности при ЧС [1, с. 237].

Для того, чтобы объект сохранил устойчивость в условиях ЧС, проводят комплекс инженерно-технических, организационных и дру­гих мероприятий, направленных на защиту персонала от воздействия опасных и вредных факторов, возникающих при развитии ЧС, а также населения, проживающего вблизи объекта.

Повышение устойчивости технических систем и объектов достигается организационно-техническими мероприятиями, которым всегда предшествует исследование устойчивости конкретного объекта.

На первом этапе исследования анализируют устойчивость и уязвимость элементов объекта в условиях ЧС, а также оценивают опасность выхода из строя или разрушения элементов, или всего объекта в целом. На этом этапе анализируют:

1 надежность установок и технологических комплексов;

2 последствия аварий отдельных систем производства;

3 распространение ударной волны по территории предприятия при взрывах сосудов, коммуникаций, ядерных зарядов и т. п.;

4 распространение огня при пожарах различных видов;

5 рассеивание веществ, высвобождающихся при ЧС;

6 возможность вторичного образования токсичных, пожаро- и взрывоопасных смесей и т. п.

На втором этапеисследования разрабатывают мероприятия по повышению устойчивости и подготовке объекта к восстановлению после ЧС.

Эти мероприятия составляют основу плана-графика повы­шения устойчивости объекта.

В плане указывают объем и стоимость планируемых работ, источники финансирования, основные материалы и их количество, машины и механизмы, рабочую силу, ответственных исполнителей, сроки выполнения и т. д.

Исследования устойчивости функционирования объекта начинаются задолго до ввода его в эксплуатацию, то есть со стадии проектирования. В дальнейшем исследование объекта проводится соответствующими службами на стадии технических, экономических, экологических и иных видов экспертиз.

Каждая реконструкция или расширение объекта также требует нового исследования устойчивости.

Таким образом, исследование устойчивости – это не одноразовое действие, а длительный, динамичный процесс, требующий постоянного внимания со стороны руководства, технического персонала, служб гражданской обороны.

Любой промышленный объект включает наземные здания и сооружения основного и вспомогательного производства, складские помещения и здания административно-бытового назначения. В зданиях и сооружениях основного и вспомогательного производства раз­мещается технологическое оборудование, сети газо-, тепло-, электро­снабжения.

Между собой здания и сооружения соединены сетью внутреннего транспорта, сетью энергоносителей, системами связи и управления. На территории промышленного объекта могут быть рас­положены сооружения автономных систем электро- и водоснабжения, а также отдельно стоящие технологические установки и т. д.

Здания и сооружения возводятся по типовым проектам из унифицированных материалов. Проекты производств выполняются по единым нормам технологического проектирования, что приводит к среднему уровню плотности застройки (30–60%).

Все это дает основание считать, что для всех промышленных объектов, независимо от профиля производства и назначения, характерны общие факторы, влияющие на устойчивость объекта и подготовку его к работе в условиях ЧС.

На работоспособность промышленного объекта оказывают нега­тивное влияние специфические условия и, прежде всего, район его расположения, который определяет уровень и вероятность воздействия опасных факторов природного происхождения (сейсмическое воздействие, сели, оползни, тайфуны, цунами, число гроз, ливневых дождей и т. д.).

Поэтому большое внимание уделяется исследованию и анализу района расположения объекта. При этом выясняются метрологические особенности: количество осадков, направление господствующих ветров, максимальная и минимальная температура самого жаркого и самого холодного месяца.

Изучается рельеф местности, характер грунта, глубина залегания подпочвенных вод, их химический состав.

На устойчивость объекта влияют: характер застройки территории (структура, тип, плотность застройки), окружающие объект смежные производства, транспортные магистрали, естественные условия прилегающей местности (лесные массивы как источники пожаров, водные объекты как возможные транспортные коммуникации, огнепре­градительные зоны и в то же время источники наводнений и т. п.).

Специфика района расположения может проявиться крайне не­благоприятно в случае выхода из строя штатных путей подачи исходного сырья или энергоносителей.

При изучении устойчивости объекта дают характеристику зданиям основного и вспомогательного производства, а также зданиям, которые не будут участвовать в производстве основной продукции в случае ЧС.

Устанавливают основные особенности их конструкции, указывают технические данные, этажность, длину и высоту, вид каркаса, стеновые заполнения, световые проемы, кровлю, перекрытия, степень износа, огнестойкость здания, число рабочих и служащих, одновременно находящихся в здании (наибольшая рабочая смена), наличие встроенных в здание и вблизи расположенных убежищ, наличие в здании средств эвакуации и их пропускная способность.

Проводится оценка внутренней планировки территории объекта, определяется влияние плотности и типа застройки на возможность возникновения и распространения пожаров. Оценивается возможность образования завалов у входов в убежища и проходов между зданиями.

Особое внимание обращается на участки, где могут возникнуть вторичные факторы поражения.

К таким участкам относятся: емкости с легковоспламеняющимися жидкостями и сильнодействующими ядовитыми веществами, склады вредных веществ и взрывоопасные технологические установки; технологические коммуникации, разрушение которых может вызвать пожары, взрывы и загазованность, склады легковоспламеняющихся материалов, аммиачные установки и др. При этом прогнозируются последствия следующих процессов:

— утечки тяжелых и легких газов или токсичных дымов;

— рассеивания продуктов сгорания во внутренних помещениях;

— пожаров цистерн, колодцев, фонтанов;

— нагрева и испарения жидкостей в бассейнах и емкостях;

— воздействие на человека продуктов горения и иных химических веществ;

— радиационного теплообмена при пожарах;

— взрывов паров ЛВЖ;

— образования ударной волны в результате взрывов паров ЛВЖ, сосудов, находящихся под давлением, взрывов в закрытых и открытых помещениях;

— распространение пламени в зданиях и сооружениях объекта.

Технологический процесс изучается с учетом специфики производства во время ЧС. Рассматриваются вопросы, связанные с возможностью изменения технологии, частичного прекращения производст­ва, переключения на производство новой продукции.

Оценивается возможность замены энергоносителей, автономной работы отдельных установок и цехов объекта. Устанавливаются запасы и места расположения СДЯВ, ЛВЖ и горючих веществ, способы безаварийной остановки производства.

Особое внимание уделяется изучению систем газоснабжения, поскольку их разрушение может привести к появлению вторичных поражающих факторов [16, с. 420–425].

На предприятиях, где в процессе производства используют взрывоопасные, токсичные и радиоактивные вещества, строят убежища для защиты работающих, разрабатывают специальный график работы персонала в условиях заражения вредными веществами. Создается система оповещения персонала и населения, проживающего вблизи объекта. Персонал объекта должен быть обучен и подготовлен к выполнению конкретных работ по ликвидации последствий ЧС в очаге поражения.

Исследуется система управления производством на объекте. Изучается расстановка сил, состояние пунктов управления и надеж­ность узлов связи. Определяются источники пополнения рабочей силы, анализируются возможности взаимозаменяемости руководяще­го состава объекта.

Резюмируя изложенное, следует подчеркнуть, что гражданская оборона является частью общегосударственных оборонных мероприятий. Поэтому вопросы пассивной обороны решаются также на государственном уровне, во всех производственных звеньях народного хозяйства как мирного, так и военного времени.

На каждом объекте экономики заблаговременно проводится огромный объем работ, включая мероприятия:

1 организационные, предусматривающие планирование действий личного состава штаба, служб и формирований ГО объекта в условиях чрезвычайных ситуаций;

2 технологические, осуществляемые для повышения устойчивости функционирования объекта экономики путем введения технологических режимов, исключающих возникновения вторичных поражающих факторов;

3 инженерно-технических, обеспечивающих повышение устойчивости элементов объекта к любым поражающим факторам.

Инженерно-технические мероприятия осуществляются по особому плану-графику и имеют весьма важное значение в обеспечении устойчивости объектов экономики.

Дата добавления: 2019-07-26; просмотров: 194; ЗАКАЗАТЬ НАПИСАНИЕ РАБОТЫ

ПОСМОТРЕТЬ ЁЩЕ:

Источник: https://helpiks.org/9-66805.html

Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Организация радиационной безопасности на АЭС

Подробности Категория: Генерация

Егоров Ю. А.

Основы радиационной безопасности атомных электростанций   / Под общ. ред. Н. А. Доллежаля. — М.: Энергоиздат, 1982.

Изложены основные сведения о радиационной безопасности АЭС рассмотрены источники радиационной опасности на станции, методы расчета защиты реактора и технологического оборудования.

Описаны подходы к решению задач обеспечения радиационной безопасности, используемые для этого системы и устройства. Рассмотрены пути поступления радиоактивных веществ во внешнюю среду, вопросы а способы предотвращения загрязнения внешней среды.

Указаны исходные данные и основные требования к проектированию АЭС.
Учебное пособие входит в серию «Ядерные реакторы и энергетические установки», состоящую из пяти книг, и предназначено для студентов вузов, готовящих инженере» — конструкторов и проектировщиков АЭС.

Может быть полезно эксплуатационному персоналу АЭС, а также специалистам по вопросам радиационной безопасности АЭС.

Нарастающие темпы строительства и ввода в строй действующих мощных АЭС выдвигают на одно из первых мест вопросы обеспечения радиационной безопасности персонала АЭС и населения, проживающего в районах их расположения.

Необходимость дальнейшего совершенствования радиационной безопасности АЭС диктуется, с одной стороны, тем, что для эксплуатации АЭС привлекается все большее и большее количество персонала, а с другой — естественным желанием и потребностью строить АЭС недалеко от крупных городов — основных потребителей электроэнергии, т. е. в районах с высокой плотностью населения.

Наука о радиационной безопасности АЭС к настоящему времени достигла заметных успехов. Разработаны и научно обоснованы «Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС — основной руководящий документ обеспечения радиационной безопасности АЭС.

Б Санитарных правилах нашли отражение результаты последних исследований советских и иностранных специалистов, накопленный опыт проектирования и эксплуатации АЭС.

Разработаны надежные методы расчета защиты реакторов и других источников излучений на АЭС, позволяющие с достаточной для практических целей точностью рассчитывать и проектировать защиту, развиты методы оценки активности технологических сред и выбросов АЭС во внешнюю среду, разработаны и используются эффективные материалы защиты, накоплен определенный фактический материал о радиационной обстановке на АЭС и радиационном климате на близлежащей местности. Все это позволяет строить и эксплуатировать атомные электростанции, отвечающие сегодняшним требованиям безопасности персонала и населения. Однако несмотря на это, вопросы радиационной безопасности АЭС требуют постоянного внимания специалистов, решения еще более серьезных проблем. Среди них можно назвать задачу снижения дозовых затрат персонала, которая уже сегодня из биологической превращается в экономическую и социальную, проблему совместного воздействия сбросов радионуклидов и тепла во внешнюю среду, которая однозначно связана с контролем состояния активной зоны реактора, и др. Решение этих проблем зависит от более качественного прогнозирования радиационной обстановки на АЭС и радиационного климата во внешней среде, с развитием методом оперативного прогнозирования состояния активной зоны и дефектов в оболочках твэлов, с разработкой принципов проектирования АЭС по планируемым дозовым затратам и др. Все вместе это можно назвать задачей управления радиационным состоянием АЭС. Наука о радиацонной безопасности АЭС включаете себя проблемы для широкого круга специалистов разных профилей. Большая роль в обеспечении радиационной безопасности АЭС принадлежит конструкторам реактора и технологического оборудования, проектировщикам АЭС. От их конструкторских и проектных решений, основанных на достоверных прогнозных расчетах, зависит безопасность персонала АЭС и проживающего вблизи АЭС населения. Учебное пособие написано на основе курса лекций, читаемых автором в течение почти 20 лет в Московском высшем техническом училище им. Н. Э. Баумана. Поскольку успех атомной энергетики во многом зависит от решения задач радиационной безопасности АЭС, в перечень дисциплин, изучаемых студентами, был включен курс «Основы радиационной безопасности АЭС». Задача курса и этого учебного пособия — дать будущему конструктору, а также проектировщику и эксплуатационнику АЭС информацию о подходах и путях решения вопросов обеспечения радиационной безопасности АЭС, познакомить с современным радиационным состоянием АЭС. Учебное пособие состоит из нескольких разделов. В первых разделах приведены основные понятия радиационной безопасности, единицы измерения, рассмотрены взаимодействие излучений с веществом, основные документы и положения обеспечения радиационной безопасности, Далее изложен материал об источниках излучения на АЭС — реакторе и технологических контурах, представлены методы определения выхода излучения из активной зоны реактора, методы расчета активности теплоносителя, обусловленной продуктами коррозии и деления, и отложений на поверхностях оборудования. Последующие разделы посвящены защите источников излучения на АЭС. В них рассмотрены методы расчета защиты, материалы защиты. В разделе «АЭС и окружающая среда» дано описание АЭС как потенциального источника загрязнения окружающей среды, приведены методы расчета поступления и распространения радионуклидов во внешней среде, пути и устройства снижения влияния АЭС на окружающую среду. Последние разделы учебного пособия посвящены вопросам радиационного контроля на АЭС. Приведена также информация о современном радиационном состоянии АЭС и радиационном климате на прилегающих территориях. Поскольку атомная энергетика Советского Союза на современном этапе базируется на АЭС двух типов — с реакторами РБМК и ВВЭР, в учебном пособии основное внимание уделено АЭС с реакторами этих типов. В связи с тем, что с 1980 г. введены единицы измерений СИ, но для полного перехода на эту «новую» систему требуется определенное время, в учебном пособии рассмотрены как «новые», так и «старые» единицы измерений, применяемые в науке о радиационной безопасности АЗС. Изложение основного материала ведется в более привычной «старой» системе единиц измерения. Автор благодарит своих коллег, многолетняя работа с которыми во многом способствовала как подготовке курса лекций, так и этого учебного пособия; особенно признателен заведующему кафедрой акад. Н.         А. Доллежалю, проф. кафедры чл.-кор. АН СССР И. Я. Емельянову за постоянное внимание и поддержку в работе над вопросами радиационной безопасности АЭС, над курсом лекций и учебным пособием. Автор также благодарит своего учителя и рецеизента учебного пособия д-ра техн. наук проф. Н. Г. Гусева, сотрудников кафедры «Радиационная физика» МИФИ за просмотр рукописи и ценные замечания по ее содержанию. Все замечания и пожелания по улучшению качества настоящего учебного пособия будут с благодарностью приняты.

Автор

Глава 1
ВВЕДЕНИЕ

Радиационная безопасность

Радиационная безопасность в современных условиях развития науки и техники сложилась в самостоятельную отрасль науки, призванную обеспечить безопасное для человека и окружающей среды широкое использование источников излучения для удовлетворения растущих потребностей человека в энергии, новых видах материалов, в других продуктах производства. Радиационная безопасность атомных электростанций — одно из основных направлений этой науки, задача которого обеспечить безопасное для человека и окружающей среды производство электроэнергии на АЭС. Реактор и технологические контуры АЭС являются мощными источниками ионизирующих излучений, облучение излучением которых во много раз превышает допустимое. Поэтому для обеспечения нормальных условий работы персонала АЭС эти источники излучения окружают защитой. Следовательно, радиационная безопасность как отрасль знаний изучает источники излучения на АЭС, проблемы снижения плотности потока их излучений, т. е. защиту от излучений. Однако только защита не обеспечивает безопасности персонала, ибо оборудование АЭС требует периодических осмотров, обслуживания и ремонта. Для выполнения этих работ защиту демонтируют или обеспечивают доступ к оборудованию другими способами. Поэтому разумное размещение оборудования АЭС, его конструктивное оформление, долговечность и надежность, правильная организация работ по ремонту и обслуживанию оборудования — меры по обеспечению безопасности персонала АЭС. Мерилом качества АЭС и качества ее эксплуатации являются дозовые затраты персонала, поэтому радиационная безопасность определяет требования и вырабатывает рекомендации по компоновке оборудования и защиты на АЭС, по организации работ на АЭС.

АЭС является потенциальным источником загрязнения окружающей среды. Это обусловлено особенностями технологического процесса на АЭС, связанного с образованием радиоактивных отходов, которые могут поступать во внешнюю среду и накапливаться в ее объектах.

Задача радиационной безопасности как науки — изучить источники образования радиоактивных отходов и пути их поступления во внешнюю среду и найти способы приблизить АЭС к безотходному производству, т. е.

обеспечить нормальное существование земной биомы и человека в ней.

 
НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Для регламентации условий облучения человека в СССР разработаны и действуют «Нормы радиационной безопасности, НРБ-76», обязательные для учреждений и предприятий всех министерств и ведомств, производящих, применяющих, обрабатывающих, хранящих и транспортирующих естественные и искусственные радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений. В НРБ-76 подчеркнуто, что они являются основным документом, определяющим уровни воздействия ионизирующих излучений на человека и никакие ведомственные правила и инструкции не могут им противоречить. Ответственность за выполнение НРБ-76 возлагается на руководство и должностных лиц министерств, предприятий, лабораторий. Очевидно, что обеспечение радиационной безопасности АЭС осуществляется в соответствии с требованиями НРБ-76. Действующие ныне «Нормы радиационной безопасности, НРБ-76» являются логическим и научно обоснованным развитием действовавших ранее Норм НРБ-69, которые отменены с введением НРБ-76. В НРБ-76 учтены последний опыт по обеспечению условий радиационной безопасности в СССР и за рубежом, результаты исследований советских и зарубежных ученых, рекомендации Международной комиссии по радиологической защите. Нормы радиационной безопасности НРБ-76 разработаны Национальной комиссией по радиационной защите СССР и утверждены главным государственным санитарным врачом СССР П. Н. Бургасовым. НРБ-76 предусматривают следующие основные принципы радиационной безопасности: непревышение установленного основного дозового предела; исключение всякого необоснованного облучения; снижение дозы облучения до возможно низкого уровня. Дозовые пределы, установленные НРБ-76, не включают дозу, обусловленную естественным фоном и получаемую пациентом при медицинском обследовании и лечении. Люди могут облучаться по разным причинам. Одни потому, что работают с источниками ионизирующих излучений, другие потому, что работают в смежных помещениях с первыми или живут вблизи мощных источников излучения, а третьи — в основном случайно. Поэтому НРБ-76 разделяют население на три категории облучаемых лиц, для которых устанавливают свои дозовые пределы: категория А — персонал, т. е. лица, работающие с источниками ионизирующих излучений; категория Б — ограниченная часть населения, т. е. лица, которые непосредственно с источниками ионизирующих излучений не работают, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию излучения;

категория В — население области, края, республики, страны. Условия облучения человека могут быть различными, т. е.

облучению может быть подвергнуто все тело человека, или какие-либо его отдельные части (руки, ноги), или даже отдельные внутренние органы, если источники излучения тем или иным путем попали внутрь организма человека. Естественно, что роль различных органов или частей тела в жизнеобеспечении человека различна, т. е.

различна радиочувствительность тех или иных органов. Поэтому и дозовые пределы для разных органов могут быть разными. В порядке убывания радиочувствительности НРБ-76 устанавливают три группы критических органов:

  1. группа — гонады и красный костный мозг;
  2. группа — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы, кроме тех, которые отнесены к I и III группам;
  3. группа — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Если облучению подвергается все тело человека, то «все тело» рассматривают, как «орган» I группы.

Источник: https://leg.co.ua/arhiv/generaciya/osnovy-radiacionnoy-bezopasnosti-atomnyh-elektrostanciy.html

Эксплуатация АЭС — Обеспечение радиационной безопасности

Организация радиационной безопасности на АЭС

Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС Одной из главных особенностей эксплуатации АЭС является наличие ионизирующих излучений и необходимость обеспечения радиационной безопасности.

Радиационная безопасность обеспечивается, в первую очередь, поддержанием режимов нормальной эксплуатации АЭС, когда надежно функционируют все барьеры безопасности.

АЭС считается радиационно безопасной, если обеспечивается непревышение установленных нормативами доз внутреннего и внешнего облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации и проектных авариях.            

Основной задачей радиационной безопасности является защита персонала АЭС, населения и окружающей среды от радиологического воздействия за счет эффективных защитных мер. К их числу относятся:

  1. постоянный контроль по радиационным факторам за состоянием оборудования и помещений реакторного отделения АЭС;
  2. локализация РО и других источников излучения в пределах установленных границ сооружений АЭС и во всех режимах эксплуатации;
  3. автоматизированный радиометрический контроль за состоянием окружающей среды вокруг АЭС.

Требования к радиационной безопасности атомных станций РФ и к защите эксплуатационного персонала и населения, а также окружающей среды вокруг АЭС сформулированы в ряде нормативных документов: «Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС» (СПАС-88);   «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-76/87); «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» (ОСП- 72/87) На их основе и с учетом рекомендаций МАГАТЭ «Радиационная защита при эксплуатации AC» (50-SG-05) разработаны и действуют ведомственные «Правила радиационной безопасности при эксплуатации АЭС» (ПРБ АЭС), в которых изложены основные меры по обеспечению радиационной безопасности при работе АЭС в нормальных и аварийных режимах. Основным источником излучения на АЭС является процесс деления ядерного топлива в активной зоне ядерного реактора, в результате которого образуются новые радиоактивные нуклиды — продукты деления и нейтроны. Рождающиеся в активной зоне нейтроны активируют ядра теплоносителя, продукты коррозии в нем и конструкционные материалы ядерных реакторов. Активность теплоносителя обусловлена активацией кислорода, входящего в состав молекул воды. Образующийся в результате активации воды азот-16 вносит большой вклад в у -излучения при работе ядерного реактора. При остановке ЯР мощность излучения быстро снижается в 100-1000 раз. Излучение от оборудования во время остановок ЯР определяется главным образом излучением активированных продуктов коррозии и примесей, которые отлагаются на внутренних поверхностях оборудования, арматуры и трубопроводов. Это приводит к значительным мощностям излучения в непосредственной близости от оборудования ( 104 —105 мР/ч). В отдельных участках первого контура (в застойных зонах) мощность излучения может быть значительно выше. Таким образом, радиационная обстановка в помещениях и радиационное воздействие на персонал АЭС определяется излучением: его вклад в дозу внешнего облучения составляет 95%. Для снижения дозовых нагрузок на персонал перед выполнением ремонтных и других работ на АЭС проводится дезактивация оборудования и трубопроводов первого контура путем очистки внутренних поверхностей от накопившихся радиоактивных отложений. Помимо этого в воздухе обслуживаемых и необслуживаемых помещений могут содержаться радиоактивные газы и аэрозоли, обусловленные наличием загрязнения поверхностей активными веществами. Вдыхание такого воздуха приводит к внутреннему облучению организма. При нормальной работе ядерного реактора на мощности радиоактивное загрязнение помещений существенно ниже допустимых значений и возрастает (в десятки раз) в период ремонтных и перегрузочных работ. Поэтому на АЭС во всех обслуживаемых и полуобслуживаемых помещениях ведется контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей и измерение поверхностного загрязнения помещений, оборудования, спецодежды и персонала. Следует учитывать, что радиоактивные вещества могут быть прочно сорбированы (фиксированная часть загрязнения) или слабо связаны с поверхностью (нефиксированная часть, или «снимаемое» загрязнение).

На АЭС ведется строгий учет доз облучения персонала. Для этого каждый работник АЭС, в том числе и персонал подрядных организаций, обеспечивается индивидуальным дозиметром, который учитывает дозы внешнего воздействия (излучения и нейтронов).

Контроль за радиационным воздействием на персонал включает в себя:

  1. измерение доз внешнего облучения;
  2. проверку загрязнения одежды и кожного покрова персонала;
  3. измерение содержания радиоактивных веществ в организме и его отдельных органах.

В соответствии с НРБ-76/87 в качестве дозового предела внутреннего и внешнего облучения всего тела установлена предельно допустимая годовая доза (ПДД) 5 бэр/год. Для условий нормальной эксплуатации АЭС эта доза равна 2 бэр/год.

Реально годовые дозы облучения эксплуатационного персонала составляют 10-30% допустимых значений (0,2-0,6 бэр/год). Наибольшее воздействие получает персонал, выполняющий ремонтные работы на оборудовании и трубопроводах первого контура и при перегрузке ЯТ.

Суммарная доза облучения (годовая коллективная доза), характеризующая качество радиационной защиты персонала АЭС, составляет на АЭС РФ 200-500 бэр.

Радиационный технологический контроль.

Радиационной защитой на АЭС предусмотрена система радиационного технологического контроля, предназначенная для контроля за утечками через защитные барьеры путем измерения:

  1. объемной активности реперных радионуклидов в теплоносителе основного циркуляционного контура, характеризующей герметичность оболочек твэлов;
  2. объемной активности реперных радионуклидов в технологических средах или воздухе производственных помещений, характеризующей герметичность оборудования и трубопроводов;
  3. объемной активности реперных радионуклидов в воздушной среде за пределами АЭС, характеризующей герметичность защитной оболочки.

В частности, нормами допускается эксплуатация энергоблока АЭС при количестве разуплотненных твэлов не более 0,1% общего количества.

При этом предельно допустимое значение активности продуктов деления в теплоносителе первого контура для АЭС с ВВЭР-440 составляет 3,7 • 109 Бк/кг и для энергоблоков с ВВЭР-1000 и РБМК-1000 — 1,0-108 Бк/кг. В табл. 25.

1 приведены активности и характеристики полей излучения (соотношение между единицами СИ и внесистемными единицами), используемыми в настоящее время.

На энергоблока с РБМК-1000 осуществляется непрерывный контроль активности теплоносителя путем отбора пара после БС.

Кроме того, имеется система контроля целостности технологических каналов (КЦТК), предназначенная для обнаружения разгерметизированных каналов и предотвращения распространения влаги в смежную с каналом графитовую кладку.

На АЭС с ВВЭР помимо измерения активности теплоносителя первого контура измеряется также активность продувочной воды ПГ, трубопроводов острого пара и на выхлопе эжекторов турбины, а также активность на вспомогательном оборудовании, в герметичных помещениях и герметичной оболочке, в вентсистеме, в зонах строгого и свободного режимов. Радиационный технологический контроль позволяет обнаруживать повреждения оборудования и предупреждать возникновение радиационных аварийных ситуаций.

Таблица 25.3
Эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации энергоблока АЭС по радиационным параметрам.

Пределами нормальной эксплуатации энергоблока АЭС по радиационным параметрам (эксплуатационные пределы) являются: а)  по газоаэрозольным выбросам: пятикратное значение суточного допустимого выброса (ДВ) радионуклидов или их групп (ИРГ, ДЖН, 1311) при условии, что суммарный выброс за один квартал или последних 3 месяца не превысит соответствующего значения (табл. 25.2, 25.3); б)      по жидким сбросам: часть значения допустимого сброса (ДС) по любому нормируемому радионуклиду или их сумме, пропорциональная прошедшему с начала календарного года времени; значения допустимой концентрации (ДК) по отдельным нормируемым радионуклидам (если в сбросе присутствует один радионуклид) или их суммы, определенной в соответствии с НРБ-76/87; в)  по облучаемости персонала: значение контрольного уровня облучения персонала, установленное эксплуатирующей организацией; г)   по показателям радиационной обстановки: значения, установленные проектом АЭС для нормальной эксплуатации. Пределами безопасной эксплуатации энергоблока АЭС по радиационным параметрам являются: а)  по газоаэрозольным выбросам: значение ДВ радионуклидов или их групп (ИРГ, ДЖН, 1311) за год; б)  по жидким сбросам: значение ДС по любому контролируемому радионуклиду или их сумме; в)  по облучаемости персонала: значение ПДД для персонала категории А и предела дозы — для персонала категории Б; г)   по показателям радиационной обстановки: значения, установленные НРБ-76/87 для обслуживаемых и периодически обслуживаемых помещений зоны строгого режима АЭС, для помещений АЭС, территории промплощадки и санитарно-защитной зоны АЭС.

Перечисленные эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации содержатся в Технологических регламентах эксплуатации энергоблока АЭС.

Организация обеспечения радиационной безопасности на АЭС.

Лицом, ответственным за состояние радиационной безопасности на АЭС, является директор АЭС, ответственность за организацию работ по обеспечению радиационной безопасности на АЭС возлагается на ГИС. Руководители структурных подразделений АЭС обязаны обеспечить соблюдение требований СП АЭС-88 и ПРБ АЭС в своих подразделениях и на закрепленном оборудовании.

Осуществление радиационного контроля на АЭС, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения АЭС, методическое руководство работами по обеспечению радиационной безопасности и контроль за выполнением правил радиационной безопасности всеми работающими на АЭС возлагается на Отдел (цех) радиационной безопасности (ОРБ) АЭС.

Организационно в состав ОРБ АЭС входят службы внутренней (стационарной) и внешней дозиметрии.

Задача службы внутренней дозиметрии состоит в обеспечении контроля за радиационной обстановкой в помещениях АЭС, правильностью обращения с РО, за соблюдением установленных нормативов по жидким сбросам и газоаэрозольным выбросам с АЭС, за учетом доз облучения персонала АЭС и всех лиц, которые посещали АЭС.

Дозиметрический контроль на АЭС осуществляемся с помощью стационарных систем контроля (аппаратуры контроля радиационной безопасности — АКРБ), которые автоматически (или по выбору оператора дистанционно) измеряют уровни ионизирующих излучений и концентрацию радиоактивных газов и аэрозолей в производственных помещениях АЭС, а также автоматически выдают предупредительные сигналы радиационной опасности для обслуживающего персонала.

Задачей службы внешнего контроля и дозиметрии является контроль за радиационной обстановкой на территории, окружающей АЭС в пределах наблюдаемой зоны. Для контроля за возможным влиянием АЭС на окружающую среду предусмотрены специальные технические средства.

Вокруг АЭС в радиусе 12-20 км предусматриваются контрольные пункты, оснащенные радиометрической аппаратурой и регистрирующими приборами, позволяющими отбирать и анализировать пробы атмосферного воздуха, почвы, воды и снега.

Радиационный контроль окружающей среды осуществляется путем измерений:

  1. активности и радионуклидного состава выброса в атмосферу аэрозолей, изотопов иода и ИРГ;
  2. объемной активности и радионуклидного состава сбросов жидких и твердых РО;
  3. мощности дозы у -излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения;
  4. объемной активности приземного воздуха, активности проб объектов окружающей среды;
  5. метеорологических условий в районе расположения АЭС. Для ограниченной части населения, проживающей вблизи АЭС, доза облучения не должна превышать 0,1 бэр/год (т.е. значения мощности дозы, создаваемой естественным фоном у -излучения на территории России и равной 0,04-0,15 бэр/год). Нормами РБ регламентируются допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, а также ограничены пределы доз облучения, обусловленные РО АЭС. Так, предел дозы для населения, проживающего вблизи АЭС, за счет газообразных выбросов не должен превышать 20 мбэр/год, а за счет жидких сбросов — 5 мбэр/год.

Наличие и накопление на АЭС РО представляет собой потенциальную опасность радиоактивного загрязнения окружающей среды. По этой причине на АЭС организуется строгий учет количества РО, составляется ежегодный баланс по количеству и активности, а также ведется контроль за их перемещением и накоплением в специальных хранилищах ЖРО и ТРО.

На каждой АЭС разрабатывается «Инструкция (правила) по радиационной безопасности при эксплуатации АЭС», учитывающая положения НД по радиационной безопасности, требования которой должны быть направлены на выполнение основных принципов радиационной безопасности на АЭС: непревышение установленного основного дозового предела; исключение всякого необоснованного облучения; снижение дозы облучения до возможно низкого уровня;

максимально возможное ограничение поступления радиоактивных веществ в окружающую среду.

Каждый работник АЭС должен:

  1. знать и выполнять требования «Инструкции (правил) по радиационной безопасности …» в объемах, определенных должностными инструкциями;
  2. стремиться к выполнению своих должностных обязанностей с наименьшими дозовыми нагрузками, учитывая беспороговое воздействие излучения на организм;
  3. бережно относиться к используемым средствам индивидуального и коллективного радиационного контроля (средства контроля загрязнения рук, тела, одежды и других);
  4. применять предписанные средства индивидуальной защиты, исключающие возможность внутреннего облучения (СИЗ органов дыхания) и снижающие внешнее облучение рентгеновским и излучениями;
  5. выполнять все указания сотрудников ОРБ, касающиеся обеспечения радиационной безопасности, при выполнении работ.

Вся информация о радиационной обстановке на АЭС, в санитарнозащитной зоне и зоне наблюдения АЭС, а также показатели радиационной безопасности атомных станций должны быть открытыми и доступными всему персоналу АЭС, представителям органов надзора, местных органов власти, общественности и средств массовой информации.

Работы в условиях фактической или потенциальной радиационной опасности, при которых индивидуальная доза облучения персонала может превысить 0,02 сЗв (20 мбэр) за смену, должны выполняться по дозиметрическим нарядам.

Радиационно опасные работы, для которых технологическими картами и инструкциями не предусмотрены требования по обеспечению радиационной безопасности, должны проводиться по программам, согласованным ОРБ, местным органом Госсаннадзора РФ и утвержденным ГИС.

Эксплуатирующая организация устанавливает контрольные уровни облучения персонала АЭС, превышение которых в обоснованных случаях допускается с ее письменного разрешения. Планируемое повышенное облучение персонала сверх ППД применяется только в случае ликвидации радиационной аварии в порядке, установленном НРБ, с письменного разрешения эксплуатирующей организации.

Все случаи нарушения правил РБ, которые стали причиной незапланированного повышенного облучения или загрязнения окружающей среды, должны быть расследованы и приняты меры, предотвращающие повторение подобных случаев. Сообщения о таких нарушениях и результаты их расследования должны передаваться в эксплуатирующую организацию и органы надзора.

Ответственность за нарушение требований правил РБ несут административно-технические работники АЭС, которые не обеспечили соблюдение подчиненным персоналом требований правил и не приняли необходимых мер по предупреждению нарушений, а также лица, непосредственно нарушившие эти правила.

При проектных и запроектных авариях на АЭС меры защиты персонала должны осуществляться в соответствии с » Планом мероприятий по защите персонала в случае аварии на АЭС».

Этот план должен вводиться в действие одновременно с объявлением на АЭС состояния «аварийная обстановка» при достижении показателей радиационной обстановки в обслуживаемых помещениях зоны строгого режима АЭС, на территории промплощадки или санитарно-защитной зоны (в любом месте, по любому из нормируемых показателей) до значений, приведенных в «Типовом содержании плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на АЭС». При ухудшении радиационной обстановки в периодически обслуживаемых и необслуживаемых помещениях зоны строгого режима АЭС меры защиты персонала (ограждение аварийной зоны, удаление персонала) должны осуществляться в соответствии со специальными инструкциями, разрабатываемыми на АЭС в соответствии с ОПБ-88 без ввода в действие «Плана мероприятий…». При запроектных авариях на АЭС меры защиты населения должны осуществляться в соответствии с » Планом мероприятий по защите населения в случае аварии на АЭС». Администрация АЭС должна информировать органы местной власти (и другие органы в соответствии с «Положением об объявлении…») об аварии на АЭС и рекомендовать местным органам власти ввод в действие » Плана мероприятий…» при достижении показателей радиационной обстановки в зоне наблюдения АЭС значений, приведенных в «Типовом содержании плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на АЭС».

Нарушения в работе АЭС, связанные с превышением пределов безопасной эксплуатации по радиационным параметрам, должны расследоваться в соответствии с » Положением о порядке расследования и учета нарушений в работе АЭС» комиссией, создаваемой эксплуатирующей организацией.

Источник: https://forca.ru/knigi/arhivy/ekspluataciya-aes-90.html

Организация радиационной безопасности на АЭС (стр. 1 из 4)

Организация радиационной безопасности на АЭС

Севастопольский Национальный Университет Ядерной Энергии и Промышленности

Контрольная работа №2

По дисциплине: Дозиметрия и радиационная безопасность на атомных электрических станциях

На тему: Организация радиационнойбезопасности на АЭС

Севастополь 2006

Введение

Основная задача дозиметрии — определение дозы излучения в различных материалах, средах и особенно в тканях живого организма с целью выявления, оценки и предупреждения возможной радиационной опасности для человека. Иначе, основная задача дозиметрии сводится к обеспечению радиационной безопасности при проведении работ в условиях ионизирующих излучений.

Ядерная энергетическая установка считается безопасной, если ее радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду в процессе нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводит к превышению установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и сбросам радиоактивных веществ в окружающую среду, а также ограничивает это воздействие при запроектных авариях. Это качество реализуется с использованием специальных норм и правил по безопасности при проведении работ с источниками ионизирующих излучений.

Организация радиационной безопасности на АЭС

В соответствии с законом Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности» категории радиационная безопасность и радиационная зашита характеризуются следующими определениями:

— радиационная безопасность — соблюдение допустимых пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую природную среду, установленных нормами, правилами и стандартами по безопасности;

— радиационная защита — совокупность радиационно-гигиенических, проектно-конструкторских, технических и организационных мер, направленных на обеспечение радиационной безопасности.

Таким образом, радиационная безопасность — это цель, достижение которой является обязательной при эксплуатации АЭС, а радиационная защита — средство достижения этой цели.

Радиационная зашита при проведении работ, связанных с использованием ядерных установок и источников ионизирующих излучений, основывается на следующих основных принципах:

— не может быть разрешена никакая деятельность, если преимущество от такой деятельности меньше, чем возможный причиненный ею ущерб;

— величина индивидуальных доз, количество облучаемых лиц и вероятность облучения от любого конкретного источника ионизирующих излучений должны иметь самые низкие показатели, которых можно практически достичь с учетом экономических и социальных факторов;

— облучение отдельных лиц от всех источников и видов деятельности не должно превышать установленных дозовых пределов по нормам, правилам и стандартам по радиационной безопасности.

Общее руководство по обеспечению радиационной безопасности АЭС возглавляет ее директор, на которого возлагается ответственность за разработку Программы радиационной защиты АЭС и организацию контроля ее выполнения.

Главный инженер АЭС персонально отвечает за организацию и техническое обеспечение радиационной безопасности, выполнение Программы радиационной защиты АЭС.

Руководители подразделений АЭС несут персональную ответственность за изучение и выполнение подчиненным персоналом правил и инструкций по радиационной безопасности, Программы радиационной защиты АЭС.

Радиационный контроль — это часть организационных и технических мер радиационной защиты АЭС, направленных на контроль за соблюдением норм радиационной безопасности и основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, а также получение, обработку и представление измерительной информации о состоянии радиационной обстановки во всех режимах эксплуатации АЭС.

Радиационный контроль на АЭС выполняется по следующим основным направлениям:

•контроль защитных барьеров на пути распространения радионуклидов;

•технологический контроль сред эксплуатации оборудования;

•дозиметрический контроль;

•контроль окружающей среды;

•контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений.

Радиационный контроль защитных барьеров включает в себя контроль объемной активности реперных радионуклидов или их групп:

•в теплоносителе основного циркуляционного контура, что характеризует герметичность оболочек ТВЭЛов;

•в технологических средах или в воздухе производственных помещений, связанных с оборудованием основного циркуляционного контура, что характеризует его герметичность.

•в выбросах за пределы АЭС, что характеризует герметичность последнего защитного барьера АЭС.

Радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений включает в себя:

— контроль уровня загрязнений радиоактивными веществами поверхностей производственных помещений и оборудования, кожных покровов, обуви, производственной одежды, средств индивидуальной защиты персонала при пересечении ими границы зоны строго режима;

— контроль уровня загрязнения радиоактивными веществами выносимых и вывозимых с АЭС оборудования и материалов, транспортных средств при пересечении ими границы территории АЭС;

— контроль уровня загрязнения радиоактивными веществами личной одежды и обуви персонала при пересечении ими границы территории АЭС.

Радиационный контроль окружающей среды включает в себя:

— контроль активности и радионуклидного состава организованного выброса в атмосферу — аэрозолей, изотопов йода в аэрозольной и молекулярной фракциях и инертных радиоактивных газов;

— контроль активности и радионуклидного состава атмосферных выпадений с помощью планшетов;

— контроль активности и нуклидного состава сбросов во внешнюю среду,

— контроль активности и нуклидного состава жидких и твердых радиоактивных отходов;

— контроль активности и радиоактивного состава утечки радиоактивных веществ из хранилищ твердых отходов (XTO) и хранилищ жидких отходов (ХЖО);

— контроль мощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

Радиационный технологический контроль включает в себя:

— контроль объемной активности технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки;

— контроль объемной активности аэрозолей, инертных радиоактивных газов в необслуживаемых помещениях, локализующих и вентиляционных системах.

Радиационный дозиметрический контроль включает в себя:

— контроль индивидуальных и коллективных доз внешнего облучения персонала;

— контроль содержания радиоактивных веществ в организме работающих;

— контроль мощности дозы гамма-излучения в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС;

— контроль мощности дозы нейтронов в центральном зале реактора, в смежных с реактором помещениях и на участках обращения со свежим и отработанным топливом;

— контроль объемной активности и нуклидного состава радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе производственных помещений;

— контроль плотности потока бета-излучения в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС.

Кроме перечисленных видов контроля могут быть организованы другие дополнительные и специальные виды радиационного контроля для получения дополнительного и углубленного изучения радиационной обстановки при выполнении нестандартных технологических операций или при работах, связанных с ликвидацией последствий радиационных аварий на АЭС.

Объем радиационного контроля АЭС — это перечень характеристик параметров радиационного контроля, в который включаются, прежде всего, виды контролируемых радиационных параметров и физических величин, число точек контроля, периодичность измерения, методы и средства измерений.

Основным документом, в котором определен плановый объем радиационного контроля АЭС, является регламент радиационного контроля АЭС.

Объем радиационного контроля должен быть первоначально разработан и утвержден в установленном порядке на стадии проектирования АЭС.

Для оптимизации объема контроля на АЭС необходимо четко сгруппировать контролируемые параметры и выработать обобщенные критерии радиационной безопасности эксплуатации АЭС, связывающие параметры радиационной обстановки с объемной активностью теплоносителя первого контура, значением протечек, продолжительностью эксплуатации и другими характеристиками оборудования. Оптимизация объема радиационного контроля может проводиться по мере накопления персоналом опыта эксплуатации АЭС.

Атомная станция может функционировать в следующих режимах и состояниях:

— режим нормальной эксплуатации;

— режим отклонения от нормальной эксплуатации;

— режим проектной аварии;

— режим запроектной аварии;

— состояние ликвидации последствий аварии;

— режим снятия с эксплуатации.

Режим нормальной эксплуатации — основной режим работы АЭС. В то же время безопасность АЭС в любой момент времени определяется следующими факторами:

— готовностью персонала и оборудования к предотвращению проектных аварий;

— готовностью персонала и оборудования к работе при проектных авариях;

— вероятностью возникновения запроектных аварий;

Источник: https://mirznanii.com/a/299193/organizatsiya-radiatsionnoy-bezopasnosti-na-aes

Refy-free
Добавить комментарий