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

Основные дозовые пределы - 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

Для оценки опасности или безопасности того или иного радиационного воздействия излучений на человека, которое, как известно, измеряется дозой, дозу облучения необходимо сопоставить с некоторым ее значением, которое являлось бы мерилом опасности, причем это значение в принципе может быть различным для разных категорий облучения. Согласно НРБ-76 такими значениями, т. е. мерилами опасности или безопасности облучения, являются основные дозовые пределы: предельно допустимая доза — категория А; предел дозы — категория Б.
Предельно допустимая доза (ПДЦ) — наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которая при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья профессионального работника неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Предел дозы (ПД) — предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения, ПД < ПДД — это сделано для предотвращения необоснованного облучения людей непосредственно не работающих в условиях воздействия ионизирующих излучений.
Для лиц категорий А и Б в зависимости от группы критических органов установлены следующие значения ПДД и ПД:
категория А: I группа критических органов — 5 бэр; II группа критических органов — 15 бэр и III группа — 30 бэр:
категория Б: I группа критических органов — 0,5 бэр; II группа критических органов — 1,5 бэр и III группа — 3 бэр, т. е. значения ПД для соответствующих групп критических органов в 10 раз меньше ПДД.
Значения ПДД и ПД установлены в предположении беспорогового воздействия ионизирующего излучения на организм человека, т. е. в предположении, что никакая малая доза не является абсолютно безопасной. Поэтому основные дозовые пределы ПДД и ПД должны быть такими, чтобы исключить возможность радиационных поражений человека, а риск появления отдаленных неблагоприятных последствий облучения человека сделать достаточно малым и социально оправданным пользой, которую получает человечество от использования атомной энергии. Кроме того, риск должен быть настолько малым, чтобы дальнейшее его снижение не оправдывало необходимых на это затрат.
Значение ПДД — 5 бэр при облучении всего тела или I группы критических органов  — выбрано таким, что опасность облучения такой дозой за год человека, работающего в условиях воздействия ионизирующего излучения, не превосходит той опасности, которой подвергается человек в других отраслях промышленности, где гарантирована высокая степень безопасности, т. е. риск пострадать на работе мал. Опыт применения названного значения ПДД подтверждает сказанное. Значение ПД — 0,5 бэр в год при облучении всего тела и I группы критических органов — выбрано таким, чтобы опасность облучения и связанный с этим риск не превышали опасность и риска таких природных явлений, как землетрясение, наводнение, падение метеоритов и пр. В связи с этим значение ПД установлено таким, что оно лишь в 4—5 раз превышает дозу, обусловленную естественным фоном, т. е. дозу облучения человека излучением естественных радиоактивных нуклидов, находящихся в земной коре и попадающих в строительные конструкции, а также космическим излучением.
Поскольку в принципе последствием облучения могут быть серьезные заболевания, например лейкемией или раком, то оправданно сравнить риск возникновения этих заболеваний от облучения с риском заболеваний от естественных причин. Расчет показывает, что для персонала численностью 1 млн. человек ожидаемое число заболеваний лейкемией в год при облучении дозой 5 бэр не превысит 20% числа естественного заболевания лейкемией и 1 % естественного появления злокачественных новообразований. Поскольку персонал составляет очень малую долю человечества, то такой риск вполне оправдан выходами использования атомной энергии. Он оправдан еще и тем, что реальные дозы персонала АЭС в подавляющем большинстве случаев в 2—3         раза меньше ПДД (см. п. 6,2).
Чтобы лучше представить, сколь невелика доза 5 бэр в год, приведем следующие сведения о дозах, вызывающих лучевые заболевания: незначительные обратимые изменения в организме возникают при однократном или кратковременном (в течение 3—4 сут) обучении всего организма дозой 50—75 бэр, при таких же условиях облучения дозой 100—150 бэр возможна легкая форма лучевой болезни; лучевая болезнь средней тяжести наступает при дозе 200—300 бэр, доза 450 бэр при лечении в 50% случаев облучения вызывает смерть. При сравнении этих данных с ПДД надо иметь в виду, что биологическая опасность облучения, распределенного во времени, в несколько раз (по крайней мере в 3—4) меньше опасности кратковременного облучения той же дозой.
Кроме ПДД и ПД НРБ-76 устанавливают еще два класса нормативов каждой категории облучаемых лиц, а именно: допустимые уровни и контрольные уровни. Эти нормативы — производные от ПДД и ПД. Так, допустимые уровни — это нормативные значения поступления радиоактивных веществ в организм, содержания радиоактивных веществ в организме, воздухе, воде и т. д. К тому же нормативу относятся и такие значения, как мощность дозы и плотность потока. Контрольные уровни устанавливаются с целью ограничения облучения населения и персонала. Значения контрольных уровней учитывают достигнутый предел облучения или факторов, его определяющих. Они устанавливаются, как правило, ниже соответствующего допустимого. Если допустимые уровни определены НРБ-76, то контрольные уровни для лиц категории А устанавливаются администрацией предприятия и согласовываются органами Государственного санитарного надзора, а для лиц категории Б — органами Государственного санитарного надзора по представлению администрации предприятия.
Допустимые уровни, а именно предельно допустимое годовое поступление радионуклида через органы дыхания ПДДд (мкКи/год), допустимое содержание радионуклида в критическом органе ДСд (мкКи), допустимая мощность дозы излучения ДМДА (мкбэр/с), допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочих помещений ДКА (Кн/л), допустимое загрязнение рабочих поверхностей ДЗА [частица/ (см2х X мин)] — для лиц категории А и предел годового поступления радиоактивных веществ через органы дыхания и пищеварения ПГП (мкКи/год), допустимая концентрация радионуклидов в атмосферном воздухе и воде ДКБ (Ки/л) — для лиц категории Б рассчитаны для всех радионуклидов (с учетом химической формы существования радионуклидов) и приведены в НРБ-76 в виде таблиц. Например 140Ва, имеющий период полураспада 13 сут, поступая в организм в нерастворимых химических формах, в критическом органе — легких — может содержаться в количестве ДСд = 0,6 мкКи, при этом доза на легкие за год не превысит 15 бэр. Для того чтобы ДСА не превышало указанное значение ПДП 140Ва равно 1,1* 102 мкКи/год, а это возможно при ДКА = 4,4* 10-11 Ки/л.Содержание 140Ва в легких лиц категории Б должно быть меньше, поэтому ПГП (140Ва) составляет 11 мкКи/год, а ДКб (140Ва в воздухе) — 1,5* 10~12 Ки/л.
Ввиду того, что лица категорий А и Б могут подвергаться одновременно внешнему (от источников излучения вне тела человека) и внутреннему (в результате излучения инкорпорированных радиоактивных веществ) облучению и облучению одновременно различных инкорпорированных нуклидов, НРБ-76 дают рекомендации о расчете эквивалентной дозы и допустимых уровней при таких комбинированных условиях облучения. Естественно, что эти рекомендац ии основаны на том, что эквивалентная доза, полученная индивидуумом от всех видов облучения за год (кроме тех, на которые НРБ-76 не распространяются), не должна превышать ПДД для лиц категории А и ПД для лиц категории Б. Например, при сочетании внешнего и внутреннего облучений и поступлении (содержании) нескольких радионуклидов в организм должно выполняться условие: сумма отношений эквивалентной дозы в данном критическом органе от каждого вида внешнего облучения к соответствующему ПДП и отношений поступлений (содержаний) радионуклидов к их ПДП (ДС) в этом органе не должна превышать единицы, т. е.
(2.2.1)
Для смеси радионуклидов с известным составом численное значение ПДП рассчитывается по формуле
(2.2.2)
или
(2.2.2а)
I
где nj — относительное (по активности) содержание в смеси /-го радионуклида, %.



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