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

Пути уменьшения дозовых затрат - 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

Широкое строительство АЭС требует поиска путей резкого уменьшения ДЗ. Поскольку ДЗ определяются радиационной обстановкой на АЭС, т. е. мощностью дозы γ-излучения в месте проведения той или иной операции, и продолжительностью (суммарной за год) выполнения операции, то существенного уменьшения ДЗ можно достичь путем улучшения радиационной обстановки и сокращения времени проведения операций.

Правильный выбор материалов для изготовления оборудования технологического контура (например, исключение из состава материалов контура материалов с высоким содержанием кобальта), водно-химического режима теплоносителя, использование технологических приемов, уменьшающих скорость коррозии материалов контура, организация эффективной очистки теплоносителя от ПК и ПД, в частности использование переходных режимов работы АЭС для выведения ПК из теплоносителя, и другие мероприятия позволяют существенно улучшить радиационную обстановку на АЭС. Приведенные ранее примеры убедительно говорят об этом. Роль того или иного фактора улучшения радиационной обстановки, а также эффект от его осуществления зависят от типа АЭС, режима ее работы и других причин и могут быть оценены расчетом (см. п. 4.3.3). К сожалению, возможности некоторых из этих факторов уже исчерпаны или почти исчерпаны, а ДЗ достаточно велики.
Другой путь — сокращение времени облучения — реализуется автоматизацией и механизацией технологических операций на АЭС, повышением надежности и долговечности оборудования, дистанционным выполнением операций, применением различных механизмов и приспособлений при выполнении ремонтных работ, снижением трудоемкости ремонтных работ в результате совершенствования оборудования, привлечением к ремонтным и профилактическим работам высококвалифицированных рабочих, а также путем специальной подготовки ремонтного персонала, например тренировками на макетах оборудования и пр.

6.4.1. Дезактивация оборудования.

Дезактивация оборудования, т. е. удаление из теплоносителя и особенно из отложений на поверхностях оборудования активных ПК и ПД,— один из основных путей улучшения радиационной обстановки на АЭС. Дезактивация — это удаление радиоактивных загрязнений, главным образом с поверхностей оборудования*, с помощью различных средств. Результат дезактивации оценивают эффективностью или коэффициентом дезактивации.


*Вообще говоря, понятие дезактивации шире; например, на АЭС дезактивируют не только внутренние поверхности оборудования, но и внешние, дезактивируют спецодежду, помещения и т. п. Здесь рассмотрено одно направление дезактивации, наиболее существенно влияющее на радиационную обстановку на АЭС.

Эффективность дезактивации
(6.1)
Коэффициент дезактивации
(6.2)
где A д0 и А После — удельная активность объекта дезактивации до и после дезактивации соответственно. Применительно к поверхностям оборудования, омываемого теплоносителем, Aдо и Aпосле — удельная активность окисной пленки на поверхности оборудования. Иногда результат дезактивации оценивают по изменению мощности дозы
Y-излучения у дезактивируемого оборудования. Получить такую информацию проще, но она недостаточно корректно отражает суть проведенного процесса.
Различают частичную и полную дезактивацию контурного оборудования. Частичная дезактивация проводится с целью улучшения радиационной обстановки у каких-либо отдельных единиц оборудования. Такую дезактивацию можно проводить с демонтажем и без демонтажа оборудования. Полная дезактивация — это дезактивация всего технологического контура в сборе. Обычно полная дезактивация проводится вместе с дезактивацией активной зоны. Поскольку большая доля активности отложений находится на поверхностях активной зоны реактора (см §4.3), то полная дезактивация контура без активной зоны малоэффективна: через непродолжительное время после начала работы АЭС отложения с поверхностей активной зоны (если ТВС не заменены свежими) будут вынесены за ее пределы и из теплоносителя высадятся на дезактивированные поверхности. То же можно сказать и о частичной дезактивации.
Для частичной дезактивации пригодны различные методы — электрохимический (наложение постоянного тока на дезактивируемые поверхности, находящиеся в контакте с электролитом, обычно с какой- либо кислотой), химико-механический (струйная обработка поверхностей растворами, водой или паром с помощью пароэжекторов или гидрантов; ручная обработка поверхностей моющими растворами), механический (например, пескоструйная обработка поверхностей, с помощью пленок и паст), а также химический. Полную дезактивацию проводят химическим методом, т. е. движущимся по контуру дезактивирующим раствором.
Полная дезактивация наиболее эффективна и выполняется с меньшими дозовыми затратами, чем частичная. Правда, такая дезактивация требует определенных капитальных затрат на сооружение дополнительного оборудования и предъявляет определенные требования к конструкции оборудования технологического контура. Химическая дезактивация технологического контура осуществляется путем заполнения его одним или последовательно несколькими растворами с неоднократным их дренированием и очисткой на фильтрах, так как она предполагает растворение радиоактивных отложений и последующее удаление их из контура либо с помощью фильтров, либо при дренировании моющего раствора. В результате воздействия химических растворов достигаются также разрыхление пленки отложений, отслоение ее и удаление с раствором крупных частиц пленки.
Эффективность дезактивации зависит от правильности выбора реагента, его температуры, скорости движения относительно дезактивируемой поверхности, а также от соотношений между объемом моющей жидкости и количеством отложений, которые необходимо смыть; кроме того, на отдельных этапах дезактивации ее эффективность зависит от скорости дренирования моющего раствора или эффективности работы фильтров.
Для полной дезактивации применяют окислительно-восстановительный процесс при постоянной очистке кислотного раствора на кати-
онитовых фильтрах, т. е. 2—3 раза моют контур поочередно раствором кислота (обычно щавелевой) и щелочки (КОН + КМп04) при температуре 90° С (с уменьшением температуры дезактивирующих растворов на 10° С снижается коэффициент дезактивации в 1,5—2 раза). Завершают дезактивацию кислотно-пер екисной промывкой и промывкой водой, постепенно доводя содержание в ней контролируемых элементов до нормы.
Эффект периодических дезактиваций на АЭС
Рис. 6.7. Эффект периодических дезактиваций на АЭС:
1 — изменение мощности дозы y-излучения у оборудования со временем в отсутствие дезактивации: 2 — то же при дезактивации 1 раз в 7 лет (среднее значение мощности дозы равно 0,6 значения при отсутствии дезактивации); 3 — то же при частичной дезактивации 1 раз в 1,5 года (среднее значение мощности дозы равно 0.3 значения при отсутствии дезактивации)

Коэффициент дезактивации в течение процесса несколько меняется, но растет со временем, и процесс прекращают тогда, когда k перестает увеличиваться.
Впервые полную дезактивацию технологического контура вместе с активной зоной реактора проводили на Белоярской АЭС. Процесс был щелочно-кислотным с промывкой контура водой после каждого этапа дезактивации. Всего проведено три этапа. Коэффициенты дезактивации для разного оборудования контура различны и лежат в пределах 10—30, хотя для барабанов-сепараторов k меньше и равен около — 5. За время дезактивации из контура удалили более 2000 Ки *°Со, 275 Ки 51Сг и примерно по 50 Ки других радионуклидов. Примерно такие же или несколько меньшие значения k получены на других АЭС. Рис. 6.7 иллюстрирует возможности так называемых периодических дезактиваций, применяемых на АЭС Канады.
Необходимость проведения дезактиваций технологического контура сейчас признана и разработаны требования к проектированию АЭС с учетом этой необходимости. Требования сводятся к следующему:

  1. Оборудование АЭС (везде, где это возможно) не должно иметь застойных зон и тупиковых участков. Если этого сделать не удается, то необходимо предусматривать вспомогательные приспособления, обеспечивающие циркуляцию моющего раствора, а также возможность дренирования и промывки.
  2. Конструкционные материалы контура должны быть устойчивыми по отношению к дезактивирующим растворам.
  3. На. АЭС должны быть предусмотрены специальная технологическая схема и оборудование, обеспечивающие проведение дезактивации как всего технологического контура, так и его отдельных участков. Схема и оборудование должны обеспечить циркуляцию моющего раствора со скоростью не менее I м/с и заданную температуру раствора. Схема дезактивации должна допускать быстрое заполнение контура раствором, быстрое его дренирование; Возможность дозировки Химикатов во время процесса, а также контроль за ходом процесса.
  4. Должна быть предусмотрена возможность использования штатных фильтров очистки теплоносителя во время дезактивации для эффективной очистки моющих растворов. Если этого недостаточно, должны быть предусмотрены специальные фильтры очистки моющего раствора. Поскольку во время дезактивации фильтры быстро исчерпывают свою емкость по отношению к смываемым активным и неактивным ПК, должны быть предусмотрены устройства контроля заполнения фильтров. Это исключит вымывание задержанных фильтрами продуктов обратно в дезактивируемый контур.

Схема планирования дозовых затрат персонала АЭС
Р и с. 6.8. Схема планирования дозовых затрат персонала АЭС (обозначения а тексте)

Планирование дозовых затрат.

Планирование ДЗ на АЭС надо считать основным способом их снижения. Оно состоит в правильной организации работ на АЭС как в период работы на мощности, так и при ППР и КПР, особенно с учетом радиационной обстановки. К сожалению, пока этот способ снижения ДЗ не нашел широкого применения из-за недостаточности необходимой информации. Здесь он рассматривается как перспективный.
Подход к планированию ДЗ может выглядеть следующим образом (рис. 6.8).
АЭС имеет дозовый резерв ДР = 5 N (N—количество персонала на АЭС), распределяемый на планово-расходуемую часть А и запас Б, причем А = а ДР и соответственно Б = (1 — а) ДР. Планово-расходуемый дозовый резерв А расходуется на эксплуатацию АЭС в соответствии с планом ее работы (работа на мощности, ППР, КПР),
запас Б — только в непредвиденных обстоятельствах. В процессе эксплуатации, таким образом, АЭС может расходовать в год А чел.-бэр, определяемых коэффициентом а — плановым коэффициентом использования дозового резерва — это проектный множитель, устанавливаемый на основании опыта эксплуатации АЭС и решения органов санитарного надзора.
Величина А распределяется на две доли: Ах и А%. Ах — расход дозового планово-расходуемого резерва на эксплуатацию АЭС на мощности; А 2 — то же на проведение ремонтных и других работ в период ППР и КПР. Значения Ах и А 2 задаются с помощью коэффициента р— коэффициента использования планово-расходуемого дозового резерва на мощности, так что

Коэффициенты b, xk, распределение Л2 по ППР и КПР, а также дозовые емкости операций определяются из опыта эксплуатации АЭС и устанавливаются проектом АЭС, т.е. каждая АЭС имеет плановое распределение ДЗ или дозовый регламент.
Как используется дозовый регламент в работе? Очевидно, что в процессе нормальной эксплуатации АЭС Ац1 соблюсти несложно. Для этого необходимо оперативно контролировать радиационную обстановку

Пока такой подход, как отмечалось, не внедрен в практику эксплуатации АЭС. Дело в том, что планирование расхода дозового резерва АЭС опирается на ряд параметров, которые должны быть известны при составлении дозового регламента, а также на корректно прогнозируемые значения мощности дозы γ-излучения в помещениях АЭС. Последнее уже сейчас не вызывает серьезных трудностей: разработаны математические модели, которые с удовлетворительной точностью позволяют предсказать активность отложений на технологическом оборудовании (см. п. 4.3.3.3.), и известны методы определения радиационных полей у оборудования (см. п. 8.4.1). Остальные параметры необходимо определить из опыта эксплуатации АЭС. Плановый коэффициент использования ДР а должен быть настолько мал, насколько это экономически целесообразно. Сегодня можно сказать, что а должен быть равен 0,1, верхний его предел — 0,2, т. е. на АЭС с персоналом 1000 чел. ДЗ не должны превышать 500 чел.-бэр. Это вполне реально. Коэффициент использования дозового резерва на мощности р может составить 0,2 —0,4, это следует из имеющегося опыта эксплуатации АЭС: ДЗ персонала при работе АЭС на мощности не превышают 40% общих ДЗ, а во многих случаях — меньше. Коэффициенты хк, определяющие распределение дозового резерва Alf расходуемого при работе АЭС на мощности, также определяются из опыта эксплуатации АЭС, и пока недостаточно информации, чтобы предложить их значения. Но этой информации достаточно, чтобы сказать, что их значения стабильны. Наибольшие трудности возникнут при определении дозоемкостей отдельных операций.
Усилия специалистов сейчас направлены на получение информации, необходимой для составления дозовых регламентов АЭС. Внедрение их в жизнь будет способствовать улучшению условий труда, повышению качества производства. Это будет стимулировать развитие специализации, разработку и создание прогрессивных образцов оборудования и приспособлений, механизацию и автоматизацию работ, т. е. будет соответствовать современной тенденции совершенствования социалистического производства.



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