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

Санитарные правила проектирования и эксплуатации 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

Глава 3
САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС
Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС (СП-АЭС-79) определяют требования по обеспечению радиационной безопасности персонала АЭС и населения, проживающего вблизи АЭС, а также по охране окружающей среды от загрязнения радиоактивными отходами и сбросами избыточного тепла. Они распространяются на АЭС с реакторами всех основных типов — РБМК, ВВЭР и БН. СП-АЭС-79 разработаны в соответствии с требованиями НРБ-76 и ОСП-72, они обязательны для всех министерств, ведомств, организаций и предприятий, занимающихся проектированием, строительством, наладкой и эксплуатацией АЭС. Это основной документ, которым надлежит руководствоваться при обеспечении радиационной безопасности АЭС, ответственность за его выполнение возлагается на администрацию всех организаций, которые участвуют в проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС.
СП-АЭС-79 требуют, чтобы каждая вновь вводимая в строй АЭС до начала ее эксплуатации была принята специальной государственной комиссией, которая должна установить ее соответствие проекту, требованиям действующих норм и правил, в том числе требованиям СП-АЭС-79; расширение и реконструкция АЭС должны проводиться так, чтобы они не снижали надежности и безопасности тех ее блоков» которые продолжают работать.

ТРЕБОВАНИЯ К ВЫБОРУ ПЛОЩАДКИ И ГЕНЕРАЛЬНОМУ ПЛАНУ

Естественно, что место строительства АЭС выбирается в соответствии с требованиями производства электроэнергии в том или ином районе страны.

Однако конкретная площадке для строительства АЭС должна удовлетворять определенным условиям и прежде всего требованиям, предъявляемым к площадкам для промышленных предприятий «Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий (СН-245-71)». Если электрическая мощность АЭС 440 МВт или более, то площадка для нее должна быть выбрана не ближе 25 км от города с населением 300 тыс. человек и не ближе 40 км от города с населением 1 млн. человек или более. Площадку выбирают с учетом санитарных, метеорологических и гидрогеологических условий, отдают предпочтение тем из них, которые находятся в зоне спокойного рельефа местности, с подветренной стороны по отношению к населенному пункту, хорошо проветриваются и с уровнем грунтовых вод не менее чем на 1,5 м ниже дна подземных емкостей или помещений АЭС, где могут быть жидкости, содержащие радионуклиды.
Для каждой АЭС предусматривается организация санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. Их размеры определяются мощностью АЭС и особенностями места расположения АЭС; размеры зон согласовываются органами Госсаннадзора и утверждаются местными органами Советской власти. Санитарно-защитная зона (СЗЗ) — территория (обычно радиусом 3—5 км вокруг промплощадки АЭС), на которой потенциально возможно облучение, превышающее ПД, поэтому в пределах СЗЗ не должно проживать население, не должно быть детских и лечебно-оздоровительных учреждений, промышленных предприятий, пищевых блоков, не относящихся к АЭС.

главный корпус АЭС
размещения АЭС на местности
Рис. 3.1. Примеры размещения АЭС на местности (генеральный план):
а: 1 — главный корпус АЭС с блоком вспомогательных систем; 2 — трансформаторы: 3 — административно-бытовой корпус; 4 — башня ревизии трансформаторов; 5 — полосная станция технического водоснабжения; 6 — подводящий канал; 7 — водозатворные устройства; 8 — сбросной канал; 9 — вспомогательный корпус; 10 — дизель-генераторная станция; 11 — компрессорная; 12 — хранилища жидких и твердых отходов; 13 — азотно-кислородная станция; 14 — строительно-ремонтный цех; 15 — склад химических реактивов; 16 — баллоны с водородом; 17 — склад свежего топлива; 18— ацетиленовая станция; 19 — оклад топлива для котельной; 20 — резервная котельная; о: 1 — реакторное отделение; 2 — машинный зал; 3 — административно-бытовой корпус; 4 — насосная; 5 — подвод охлаждающей воды; 6 — сброс охлаждающей воды; 7 — градирни; 8 — река

На территории СЗЗ можно размещать предприятия подсобного и обслуживающего АЭС назначения; ее можно использовать для выпаса скота и выращивания сельскохозяйственных продуктов, но эти продукты, а также мясо и молоко скота должны подвергаться радиометрическому контролю. Территория СЗЗ должна быть благоустроена.
Зона наблюдения (ЗН) — территория, на которой возможно обнаружение влияния радиоактивных отходов АЭС и облучение населения может достичь ПД. Каких-либо ограничений на использование зоны наблюдения СП-АЭС-79 не накладывают. Однако на территории ЗН, так же как и на территории СЗЗ, осуществляют радиационный контроль. Влияние АЭС на радиационный климат на территориях СЗЗ и ЗН оценивают путем сравнения с уровнем естественного фона, поэтому до пуска АЭС в эксплуатацию определяют радиационное состояние указанных территорий. ЗН может простираться на расстоянии 20—30 км от АЭС.
Промплощадку АЭС условно разделяют на две зоны — «чистую» и «зону возможного загрязнения», а разные по назначению производственные здания и сооружения размещают в пределах той или иной зоны. Так, административные здания, ремонтные мастерские, столовые и другие подобные здания размещают в чистой зоне, а все здания АЭС, связанные с осуществлением основного технологического процесса,— главный корпус (здание реактора и оборудования технологических контуров), здания спецводоочистки, хранилища жидких отходов и др. — в зоне возможного загрязнения. Те здания и сооружения АЭС, из которых возможно поступление в атмосферу радиоактивных газов и аэрозолей, размещают на промышленной площадке АЭС с подветренной стороны по отношению к другим зданиям. СП-АЭС-79 требуют организовать на территории АЭС транспортные пути с твердым покрытием так, чтобы перевозки чистых и загрязненных радиоактивными веществами грузов производились в пределах соответствующих зон, а при переезде транспорта из одной зоны в другую обеспечивалась возможность дезактивировать его.
На рис. 3.1 показаны примеры размещения зданий и сооружений на территории АЭС.

ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА, НАСЕЛЕНИЯ И ОХРАНЕ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ

Вопрос о защите персонала, населения и охране окружающей среды — центральный в СП-АЭС-79. Отмечается, что при проектировании защиты и очистных сооружений необходимо учитывать все пути облучения как персонала, так и лиц из населения, т. е. доза должна рассчитываться как за счет внешнего облучения от источников излучений и поверхностных загрязнений, так и за счет внутреннего облучения. Защиту от источников излучения необходимо проектировать дифференцированно в зависимости от категории работающих лиц, характера выполняемой работы и назначения помещений, в частности в зависимости от того, как долго лица из персонала находятся в том или ином помещении. Технология проведения различных операций должна быть запроектирована так, чтобы индивидуальные дозы были меньше предусмотренных НРБ-76. Это обеспечивает резерв по дозе на случай проведения непредвиденных работ и изменению радиационной обстановки в процессе эксплуатации АЭС. Сооруженную на АЭС защиту проверяют в процессе вывода ее на номинальную мощность (на мощность не менее 20%) и обнаруженные при этом дефекты устраняют.
Поскольку лица, относящиеся к категории Б, могут облучаться различными источниками излучения, то за счет источников облучения, обусловленных эксплуатацией АЭС, их предел дозы должен быть меньше 0,5 бэр в год. СП-АЗС-79 устанавливают следующие значения ГТД за счет излучения газоаэрозольных и жидких отходов АЭС (мбэр/год): газоаэрозольные отходы—20, 60 и 120 для критических органов I, II и III группы; жидкие отходы—5, 15 и 30 для критических органов тех же групп соответственно, т. е. облучение, например, критических органов I группы или всего тела человека излучением газоаэрозольных и жидких отходов допускается дозой не более 25 мбэр в год. Эти значения ПД относятся к границе СЗЗ или к такому расстоянию от АЭС, на котором доза может быть максимальной. При этом в расчетных значениях дозы должны быть учтены все факторы, формирующие дозу, т. е. прямые и косвенные пути облучения, критические радионуклиды и критические группы населения, географические и метеорологические факторы, перспективы использования территории, водоемов, а также другие особенности местности и условия ее использования.
Установленный СП-АЭС-79 ПД для ограниченной части населения составляет 5% ПД по НРБ-76, т. е. из всех возможных способов облучения ограниченной части населения на долю АЭС выделена доля в 5%. Это связано, в первую очередь, с тем, что планируется значительный рост количества АЭС, строительства их в густонаселенной местности, развиваются другие стадии ядерного топливного цикла, расширяется применение источников ионизирующего излучения в различных сферах человеческой деятельности, т. е. возрастает число людей, подвергающихся облучению, возрастает, следовательно, общественный риск неблагоприятных последствий облучения. Выделение дозовой доли на облучение за счет эксплуатации АЭС должно способствовать снижению общественного риска и отвечает современным тенденциям практически всех стран, эксплуатирующих АЭС. Кроме того, известно, что фактические выбросы и сбросы отечественными и зарубежными АЭС (см. §7.5) настолько низки, что они создают дозовую нагрузку на ограниченную часть населения существенно меньше ПД по НРБ-76 и даже меньше ПД по СП-АЭС-79, т. е. меньше 0,05 ПД по НРБ-76.
Так как дозу ограниченной части населения не измеряют, то для обеспечения установленного СП-АЭС-79 ПД нормируются среднесуточные и среднемесячные допустимые выбросы (ДВ) радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу. ДВ основаны, главным образом, на опыте эксплуатации действующих АЭС. Если выбросы АЭС в сутки и в месяц не превысят ДВ, то доза населения за год не превзойдет ПД. ДВ установлены в расчете на мощность АЭС 1000 МВт (эл).— такие ДВ называют нормализованными, и в расчете на мощность АЭС 6000 МВт (эл.)—это предельно допустимые выбросы. Если мощность АЭС больше 6000 МВт, ее выбросы все равно не должны превышать предельно допустимых (ПДВ). Разрешается однократно превысить ДВ или ПДВ в 5 раз, но в течение короткого промежутка времени и так, чтобы ДВ или ПДВ за квартал не был превышен. Нормируется выброс следующих радионуклидов: радиоактивных благородных газов (РБГ), долгоживущих и короткоживущих нуклидов в аэрозольной форме, 131I, 90Sr, 137Cs, 60Co, 64Mn, 61Cr, кроме того, СП-АЭС-79 рекомендуют периодически выполнять подробный нуклидный анализ выброса.
Следуя второму принципу обеспечения радиационной безопасности (см. гл. 2), СП-АЭС-79 указывают, что администрация АЭС должна принимать меры к тому, чтобы выбросы АЭС были по возможности ниже дв.
Сброс жидких радиоактивных отходов также нормируется. Для этого устанавливают для каждой конкретной АЭС годовые допустимые сбросы (ДС) и рабочие контрольные сбросы (РКС), причем последние ниже ДС и устанавливаются из опыта эксплуатации АЭС. ДС рассчитывают для каждого вида водопользования с учетом всех путей поступления радионуклидов в организм человека так, чтобы доза облучения излучением этих нуклидов не превысила указанного выше значения. На практике для контроля за АЭС как за источником жидких радиоактивных отходов устанавливаются допустимые концентрации отдельных радионуклидов в водоемах, принимающих жидкие отходы АЭС.                                                                                 
СП-АЭС-79 требуют, чтобы при проектировании АЭС предусматривались противоаварийные меры технической безопасности, которые обеспечивали бы защиту населения при авариях на АЭС. Эти меры рассчитывают на максимальную проектную аварию при наихудших погодных условиях. Они должны обеспечивать локализацию радиоактивного выброса в атмосферу до такого уровня, чтобы на границе СЗЗ индивидуальная доза облучения щитовидной железы детей не превысила 30 бэр, доза внешнего облучения всего тела или любого органа — 10 бэр.
Предусмотренные проектом средства и меры по защите персонала АЭС и населения изложены в специальном разделе проекта «Радиационная безопасность АЭС».



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