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

Радиационная обстановка и дозовые затраты персонала на АЭС - 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

Персонал АЭС может облучаться различными видами излучений; нейтронами, y-излучением, β-частицами и др. Причем облучение, как уже известно, может быть внешним и внутренним. Опыт эксплуатации АЭС показал, что доза облучения персонала в основном обусловлена внешним облучением, так как концентрация активных газов и аэрозолей в помещениях АЭС обычно мала (см. § 4.6). Внешнее же облучение в основном обусловлено y-излучением реактора и технологического оборудования. Нейтронами персонал облучается только при выполнении работ в центральном зале (ЦЗ) реактора, но вклад нейтронов в суммарную мощность дозы составляет, как правило, проценты или даже доли процентов. Так, в ЦЗ АЭС с реактором РБМК-1000 мощность дозы нейтронов не превышает 0,05 мкбэр/с, т. е. не более 10% суммарной мощности дозы (см. п. 5.8.1); на АЭС с ВВЭР в отдельных местах мощность дозы нейтронов в ЦЗ несколько выше, но в среднем также составляет 10—15% суммарной. Внешнее облучение излучением радиоактивных газов и аэрозолей также вносит малый вклад в суммарную дозу, поскольку концентрация их в воздухе рабочих помещений мала.
В настоящее время можно считать установленным, что при нормальной эксплуатации АЭС радиационная обстановка и дозовые затраты (ДЗ) персонала определяются γ-излучением.

 


Рис. 6.1. Рост МОЩНОСТИ ДОЗЫ Y-излучения у оборудования АЭС с реакторами PWR (1) и BWR (2) со временем

Наблюдения за радиационной обстановкой в обслуживаемых помещениях всех АЭС мира вне зависимости от типа установленного реактора показывают, что запроектированная и сооруженная защита реактора и технологического оборудования обеспечивает нормальную, т. е. соответствующую санитарным требованиям, радиационную обстановку в период всего времени эксплуатации АЭС. Во время пуска и вывода АЭС на номинальную мощность защита реактора и оборудования подвергается проверке в СССР в соответствии с СП—АЭС—79 и, если обнаруживается, что защита недостаточна или имеет дефекты, ее наращивают, а дефекты устраняют.



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