Стартовая >> Архив >> Генерация >> Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Другие технологические контуры АЭС как источники излучения - Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Оглавление
Основы радиационной безопасности атомных электростанций
Основные дозовые пределы
Облучение персонала
Санитарные правила работы с радиоактивными веществами
Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС
Требования к дозиметрическому контролю, производственным помещениям, вентиляции и удалению отходов
Типы атомных электростанций
Реактор как источник излучений
Технологический контур АЭС как источник излучения
Другие технологические контуры АЭС как источники излучения
Защита от излучений
Закономерности распространения нейтронов
Защита от нейтронов
Материалы защиты АЭС
Материалы из элементов со средним значением атомной массы А
Подход к расчету и проектированию защиты на АЭС
Защита канальных реакторов
Защита корпусных реакторов
АЭС с реактором в ПНЖБ-корпусе
Защита от y-излучения оборудования и технологических сред
Радиационная обстановка и дозовые затраты персонала на АЭС
Радиационная обстановка
Облучаемость персонала
Пути уменьшения дозовых затрат
АЭС и внешняя среда
Образование и обработка отходов на АЭС
Распространение радиоактивных выбросов АЭС во внешней среде
Радиоактивные выбросы и сбросы действующих АЭС
Радиационная обстановка в районах размещения действующих АЭС
Предотвращение поступления радиоактивных веществ в окружающую среду при авариях на АЭС
Контроль радиационной безопасности АЭС
Технологический радиационный контроль радиационной безопасности
Дозиметрический радиационный контроль
Контроль активности жидких и газоаэрозольных отходов
Радиационный контроль в окружающей АЭС среде

Кроме основного технологического контура — КМПЦ на АЭС с РБМК, первый на АЭС с ВВЭР — на АЭС существуют другие технологические контуры, которые являются или могут быть источниками излучения. На АЭС с ВВЭР — это, например, второй контур, на АЭС с РБМК — газовый контур, контур охлаждения системы управления и защиты (СУЗ) и др. На АЭС с любой реакторной установкой существуют различного рода вспомогательные контуры.
Газовый контур предназначен для охлаждения графитовой кладки реактора, поэтому при прохождении через активную зону реактора как сам охлаждающий газ, так и примеси в нем активируются. Наведенную активность можно рассчитать по формулам, рассмотренным в п. 4.3.1 и 4.3.2, т. е. так же, как собственную активность или активность неосаждающихся примесей в теплоносителе — воде. Для охлаждения кладки обычно применяют гелий или его смесь с С02, основная примесь охлаждащего газа — аргон. 40Аг активируется по реакции 41 Аг (/г, у) 40Ar. 41Аг распадается с периодом полураспада 1,83 ч с испусканием v-квантов с Еу = 1,3 МэВ.
Контур охлаждения СУЗ по методике расчета активности теплоносителя и отложений не отличается от основного технологического контура. Активность теплоносителя обусловливают собственная активность (п. 4.3.1), активность неосаждающихся примесей (п. 4.3.2) и активированные ПК (п. 4.3.3). Обычно активность теплоносителя
и отложений в этом контуре на несколько (102—103) порядков ниже, чем в основном технологическом контуре.
Второй контур на АЭС с ВВЭР и различные вспомогательные контуры становятся источниками излучения при перетечках в них теплоносителя основного технологического контура. Поскольку перетечки, если они есть, невелики, то активность теплоносителя этих контуров мала. Расчет активности можно сделать по формулам и моделям, предназначенным для основного технологического контура, с заменой источников образования активности за счет облучения нейтронами на источники-перетечки.

ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЙ В ВОЗДУХЕ РАБОЧИХ ПОМЕЩЕНИЙ АЭС

В результате протечек технологических сред АЭС или при вскрытии оборудования технологических контуров для ремонта в воздух рабочих помещений могут попасть радиоактивные газы или аэрозоли. Радиоактивные газы — это прежде всего РБГ, т. е. радионуклиды Кг и Хе, а также радионуклиды йода. Радиоактивные аэрозоли — продукты коррозии и деления. Поскольку почти все эти нуклиды при распаде испускают у-кванты, то в воздухе рабочего помещения появляется источник внешнего у- и (5-излучения. Поступление газов и аэрозолей внутрь организма с вдыхаемым воздухом создает опасность внутреннего облучения.
Подход к оценке дозы внутреннего облучения рассмотрен выше (п. 1.4.4). Внешнее облучение в данном случае обусловлено излучением объемного источника без самопоглощения с точкой наблюдения внутри источника. Подход к решению таких задач рассмотрен в предыдущем параграфе.
Опыт эксплуатации АЭС в СССР и за рубежом показывает, что обычно наблюдаюшиеся концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в помещениях АЭС таковы, что они не вносят заметного вклада в дозу как внешнего, так и внутреннего облучения. Действительно, в литературе отмечается, что наблюдаемые концентрации газов и аэрозолей в рабочих помещениях настолько малы, что годовое поступление их внутрь организма не превышает 1/300—1/15 допустимого.

ПОВЕРХНОСТНОЕ ЗАГРЯЗНЕНИЕ КАК ИСТОЧНИК ИЗЛУЧЕНИЯ

Поверхностное загрязнение рабочих помещений АЭС радиоактивными веществами, т. е. загрязнение полов, стен, оборудования и т. п., возможно при попадании в помещения активных технологических сред вследствие их протечек или при вскрытии оборудования для ремонта и ревизии. Формируется поверхностное загрязнение продуктами коррозии и осколками деления, т. е. в основном γ-излучающими нуклидами. Принципиально поверхностное загрязнение — дополнительный источник внешнего облучения. Подход к расчету мощности дозы такого источника излучения рассмотрен в п. 4.5.1. Однако, как правило, вклад излучения поверхностного загрязнения в дозу внешнего облучения пренебрежимо мал. Исключение могут составлять различного рода каньоны или помещения, загрязненные в результате аварий оборудования технологических контуров.
Поверхностное загрязнение радиоактивными веществами — потенциальный источник внутреннего облучения. Через руки с пищей или при курении радиоактивные вещества поверхностного загрязнения могут попасть внутрь организма. При соблюдении правил радиационной гигиены опасность внутреннего облучения за счет поступления в организм радионуклидов поверхностного загрязнения сводится к минимуму.



 
« Основные технические характеристики турбогенераторов мощностью 50 МВт и более   Особенности металла центробежнолитых труб из стали 15Х1М1Ф »
электрические сети