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

Облучаемость персонала - 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

6.2. ОБЛУЧАЕМОСТЬ ПЕРСОНАЛА

Несмотря на быстрый рост мощности дозы γ-излучения у оборудования АЭС и ее достаточно высокие значения, индивидуальная доза (ИД) персонала редко превышает допустимые значения. Обычно среднее значение ИД персонала находится на уровне 1,25—2 бэр/год (при усреднении по всем АЭС). На одноконтурных АЭС среднее значение ИД несколько больше, чем на двухконтурных. Количество сотрудников, облученных дозой, равной 5 бэр, т. е. ГЩД, обычно очень невелико; составляет 0,5—0,7% численности персонала. Более того, на АЭС с ВВЭР-440 дозой 2,5 бэр/год и выше облучается не более 10% персонала.
В подтверждение сказанного приведем следующие примеры. Среднегодовая доза персонала Нововоронежской АЭС в семидесятых годах.
Составила 0,6—0,9 бэр, а на серийных блоках с ВВЭР-440 — примерно 20% этих значений. На Кольской АЭС ИД персонала в 1974 г. в среднем была 0,15 бэр, а в 1976 г.— 0,73 бэр, т. е. не более 15%ПДД. На АЭС с канальными реакторами, работающими по одноконтурной схеме, как уже говорилось, средняя ИД выше: 2,3 — 3 бэр. В первые годы работы АЭС с РБМК-1000 ИД не превышает в среднем 1,5 бэр, причем при работе на мощности большинство сотрудников АЭС получают дозу на уровне чувствительности метода индивидуального контроля. ИД сотрудников различных цехов в среднем не отличаются между собой и составляют 0,05—0,08 бэр/мес. При проведении планово-предупредительных ремонтов, т. е. при работе с оборудованием технологического контура, при перегрузках активной зоны на АЭС с ВВЭР ИД возрастает и распределяется по цехам неодинаково: максимальные значения ИД приходятся на цехи, наиболее активно участвующие в ремонтных работах.
Приведенные данные говорят о достаточно благополучном состоянии вопроса об индивидуальном облучении персонала АЭС, т. е. требования и рекомендации Норм радиационной безопасности и СП-АЭС-79 выполняются строго. В литературе, правда, отмечается, что в некоторых случаях это достигается за счет увеличения численности персонала АЭС.

6.3 ДОЗОВЫЕ ЗАТРАТЫ ПЕРСОНАЛА

Дозовые затраты персонала, т. е. сумма всех ИД на АЭС за год, и ДЗ на производство единицы электроэнергии — своеобразные показатели качества АЭС и организации работы на ней. В последнее время вопрос о ДЗ находится в центре внимания специалистов. Быстрое развитие атомной энергетики, привлечение к эксплуатации АЭС все большего контингента людей, рост ДЗ во времени превращают проблему дозовых затрат из чисто биологической в социальную и даже экономическую.
Накопленный в настоящее время опыт эксплуатации АЭС показывает, что ДЗ на большинстве АЭС достаточно велики и неодинаковы. Так, ДЗ на 32 АЭС США с реакторами, охлаждаемыми водой, в среднем составили (в семидесятые годы) примерно 500 чел.-бэр на реактор при колебаниях от 17 до 3200 чел.*бэр. Отмечаются случаи повышения ДЗ до 5000 чел.«бэр в год на АЭС. Также неодинаковы ДЗ на производство единицы электроэнергии. Однако при всех колебаниях и иногда снижениях отмечается устойчивая тенденция роста ДЗ со временем.
На основании уже имеющейся информации можно считать установленным, что ДЗ с возрастом АЭС меняются следующим образом (рис. 6.5): в первые годы эксплуатации АЭС ДЗ быстро растут — это время «притирки» оборудования, устранения дефектов оборудования и монтажа, приобретения опыта персоналом; в последующие несколько лет ДЗ стабилизируются или даже несколько уменьшаются — период нормальной работы оборудования; в дальнейшем, т. е. с износом оборудования, с необходимостью его серьезного или даже капитального ремонта, а также с необходимостью его замены ДЗ растут.
В связи с ростом ДЗ как на всех АЭС, так и со временем эксплуатации каждой АЭС специалисты предполагали, что с ростом единичных мощностей АЭС ДЗ если и не будут уменьшаться, то, по крайней мере, не будут расти быстро. Это казалось вполне логичным. Однако практика не подтвердила такого предположения (рис. 6.6): ДЗ растут с увеличением мощности реактора. Объяснить это можно только тем, что обслуживание или ремонт единицы оборудования более мощной АЭС требует привлечения большего количества работающих. Но это предположение не оказалось справедливым в отношении ДЗ на единицу произведенной АЭС электроэнергии. ДЗ на единицу электроэнергии меньше для более мощных АЭС.

Рис. 6,6. Зависимость дозовых затрат персонала АЭС от ее мощности [построена по данным до 1977 г. и может быть описана соотношением ДЗ=kWt где W — мощность АЭС, МВт (эл.); к — коэффициент пропорциональности; k= \ чел.-бэр/МВт (эл.)]
Изменение дозовых затрат персонала АЭС
Рве. 6.5. Изменение дозовых затрат персонала АЭС со временем ее эксплуатации

Опыт показывает, что 60—80% ДЗ связано с выполнением ремонтных и профилактических работ на АЭС с. остановленным реактором (табл. 6.1), т. е. обусловлено облучением персонала излучением ПК и в некоторых случаях излучением ПД, находящихся в отложениях на оборудовании и в теплоносителе. Остальные 40—20% ДЗ распределяются между различными видами работ, выполняемых на АЭС при работающем реакторе. Это характерно для АЭС с реактором любого типа, но дозоемкость отдельных операций или работ на АЭС, т. е. ДЗ на отдельную операцию или работу, на разных АЭС различны» но различие небольшое, если это однотипные АЭС.

Таблица 6.1
Распределение ДЗ по видам работ, проводимых при работе и останове АЭС


Вид работы

ДЗ. %

Эксплуатация реактора
надзор

10,8

Текущий ремонт

52,6

Профилактическое обслуживание

3,0

Специальный ремонт

19,0

Обработка радиоактивных отходов

6,9

Замена топлива

7,7

Таблица 6.2
Усредненные ДЗ цехов на АЭС с РБМК-1000 при работе на мощности


Цех

бэр/мес

Вклад а
дз, %
1

Реакторный

0,042

13*15*

Турбинный

0,052

12,15-

Ремонтный

0,048

22,30

Электрический

0,037

5,50

Химический

0,044

17,40

Автоматический

0,038

12,90

ООТ и ТБ

0,039

18,30

Усредненная дозоемкость (%) отдельных видов работ, выполняемых на АЭС с PWR и BWR


Вид работы

PWR

BWR

g, %

n*

g, %

n

Ремонт:
парогенераторов

27

14

 

 

насосов рециркуляции

7,8

  13

ГЦН

2,8

7

арматуры

4,1

5

5,2

8

турбины

2,7

7

циркуляционного контура

5,1

7

приводов СУЗ

Мало

3,2

12

Снятие и установка крышки

6,5

8

1,4

12

Перегрузка топлива

3,6

10

5,2

12

Наладка КИП

1.3

10

3,0

8

Удаление отходов:

 

 

5,6

 

жидких

4,1

8

4

твердых

5,2

10

3,3

6

Система газового выброса

0,4

1

2,7

3

Текущий осмотр

5,6

4

4,9

11

* Количество наблюдений, по которой сделано усреднение.

В первом приближении сейчас можно считать установленным, что как при работе однотипных АЭС на мощности, так и при проведении ремонтных и профилактических работ в стояночном режиме распределение ДЗ по ее цехам достаточно стабильно (табл. 6.2). Та информация, которой в настоящее время располагают специалисты, позволяет считать, что на однотипных АЭС при выполнении однотипных операций по ремонту и обслуживанию оборудования при остановленном реакторе, т. е. во время планово-предупредительных ремонтов (ППР) на АЭС, ДЗ достаточно стабильно распределены по операциям (табл. 6.3), следовательно дозоемкость отдельных операций — величина достаточно постоянная. Такая ситуация позволяет надеяться, что при накоплении информации о дозоемкости различных видов работ на АЭС можно будет перейти от простой регистрации ДЗ к их планированию и даже проектированию АЭС по планируемым ДЗ. Планирование ДЗ — один из путей их уменьшения. Английские специалисты, например, надеются таким путем снизить ДЗ на АЭС до 90 чел.*бэр.



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