Содержание материала

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.