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

Требования к дозиметрическому контролю, производственным помещениям, вентиляции и удалению отходов - 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

ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОМУ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОМУ КОНТРОЛЮ

Радиационный дозиметрический контроль является неотъемлемой частью системы радиационной безопасности АЭС, и он должен обеспечивать получение всей информации, характеризующей радиационное состояние АЭС, окружающей среды и облучаемость персонала. Радиационный дозиметрический контроль (ДК) обычно осуществляется Отделом охраны труда и техники безопасности (ООТ и ТБ) АЭС. Виды и объем ДК, применяемые для этого приборы и оборудование, а также места установки детекторов излучений и пробоотборных устройств определяются проектом АЭС. Однако в процессе эксплуатации АЭС объем ДК может уточняться по мере накопления опыта и с учетом реального радиационного состояния АЭС.
Получаемая в результате ДК информация анализируется ООТ и ТБ и направляется тем службам АЭС, которые несут ответственность за поддержание условий ее безопасной эксплуатации.
СП-АЭС-79 устанавливают перечень контролируемых величин и сред на АЭС и в окружающей среде, указывают, что контроль может осуществляться стационарными и переносными приборами, а в тех местах, где радиационная обстановка может изменяться резко,—приборами со световой и звуковой сигнализацией. Для определения индивидуальных доз персонала необходимо применять индивидуальные дозиметры, а при выполнении аварийно-опасных работ — индивидуальные аварийные дозиметры.
Дозиметрический контроль должен предусматривать учет коллективных и индивидуальных доз внешнего облучения всего персонала АЭС, т. е. учет ДЗ персонала в целом, а также ДЗ отдельных служб и цехов АЭС, Результаты ДК должны периодически подвергаться анализу с целью разработки мероприятий по уменьшению облучаемости персонала и загрязнения внешней среды.

ТРЕБОВАНИЯ К ПРОИЗВОДСТВЕННЫМ ПОМЕЩЕНИЯМ И ОРГАНИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА

Объемно-планировочные и конструктивные решения зданий и помещений АЭС, применяемые для их отделки материалы должны способствовать максимально возможному предотвращению воздействия излучения и загрязнения радиоактивными веществами воздуха, рабочих поверхностей, строительных конструкций, одежды и тела персонала. Поэтому в основу планировки помещений должен быть положен гигиенический принцип—деление помещений на зоны в зависимости от характера технологических процессов, участия в них персонала, размещаемого оборудования, характера и возможной степени загрязнения их радиоактивными веществами.
Обычно все здания и сооружения АЭС разделяют на две зоны: зону строгого режима, т. е. зону, в которой возможно воздействие излучений на персонал, и зону свободного режима, где воздействие излучений практически исключено. В зоне строгого режима выделяют необслуживаемые помещения (боксы, в которых размещают наиболее радиационно-опасное оборудование), периодически обслуживаемые помещения и помещения, предназначенные для постоянного пребывания персонала. Изоляция этих помещений одного от другого должна обеспечиваться строительными конструкциями, биологической защитой, вентиляционными и санитарно-бытовыми устройствами. Эти же меры и конструкции должны обеспечивать изоляцию зоны строгого режима от зоны свободного режима, например проход в зону строгого режима должен проходить через санитарный пропускник.
СП-АЭС-79 устанавливают перечень помещений, которые должны располагаться в зонах строгого и свободного режимов, и указывают, что для доставки чистого оборудования из зоны свободного режима в зону строгого режима и наоборот, для удаления загрязненного оборудования из зоны строгого режима должны быть организованы специаль ные хозяйственные входы и транспортные въезды. Такие входы и въезды необходимо оборудовать устройствами, исключающими возможность радиоактивного загрязнения помещений зоны свободного режима и бесконтрольный вынос (вывоз) загрязненного радиоактивными веществами оборудования, инструмента и т. п.
Помещения зоны строгого режима должны отделываться с применением таких материалов, чтобы имелась возможность легко удалять возможные радиоактивные загрязнения стен, полов и потолков, т. е. для окраски стен, покрытия полов следует применять малосорбирующие радиоактивные вещества и материалы, легко поддающиеся дезактивации. СП-АЭС-79 дают перечень таких материалов — это коррозионностойкие стали, пластикат, лакокрасочныематериалы на основе эпоксидных и кремний органических смол, масляные краски. В зоне строгого режима должна применяться мебель, также легко поддающаяся дезактивации.
Согласно СП-АЭС-79 все процессы, связанные с управлением реактором, оборудованием с радиоактивным теплоносителем и другие радиационно-опасные процессы должны производиться так, чтобы ДЗ на них были минимальными. Для этого радиационно-опасные процессы и операции должны быть максимально механизированы и автоматизированы, а наблюдения за ними должны проводиться через специальные защитные смотровые окна, перископы; управление такими процессами должно проводиться с защищенных пультов. Реактор и контуры с радиоактивными веществами должны быть герметичными, организованные и случайные протечки радиоактивных сред должны быть сведены к минимуму.
СП-АЭС-79 требуют, чтобы оборудование с радиоактивным теплоносителем размещалось в отдельных изолированных герметичных помещениях с эффективной биологической защитой, технологическое оборудование с радиоактивными средами — в камерах, боксах, трубных коридорах. Вспомогательное технологическое оборудование следует располагать в отдельных помещениях, защищенных от воздействия излучений из боксов и камер.
Все оборудование должно быть размещено так, чтобы его обслуживание и ремонт были связаны с минимальным облучением персонала, т. е. должно быть компактно, удобно и доступно для обслуживания, ремонта и замены. Само оборудование должно допускать легкую дезактивацию его наружных поверхностей.
Для своевременного обнаружения вышедших из строя твэлов на АЭС должна предусматриваться система контроля герметичности оболочек (КГО) твэлов. КГО твэлов должен быть автоматизирован и проводиться дистанционно. Очистку теплоносителя от активных и неактивных примесей следует производить на специальных установках, работающих по замкнутому циклу. Слив активного теплоносителя или других активных сред следует производить в специальные емкости и использовать его в оборотном цикле.
СП-АЭС-79 излагают требования к отдельным операциям при эксплуатации АЭС и выполнении ремонтных и аварийных работ. Все эти требования  также направлены на снижение облучаемости персонала, они предусматривают ряд организационных и технических мероприятий, позволяющих снизить продолжительность проведения работ и мощность дозы на рабочем месте. В частности, СП-АЭС-79 требуют тщательной разработки плана или плана-графика планово-предупредительных и капитальных ремонтов на АЭС, разработки специальных приспособлений и инструмента для проведения особо радиационно-опасных работ.    

ТРЕБОВАНИЯ К ВЕНТИЛЯЦИИ, ГАЗООЧИСТКЕ И УДАЛЕНИЮ ОТХОДОВ

Системы вентиляции и газоочистки АЭС должны обеспечивать нормальные метеорологические условия работы персонала, предотвращать загрязнение воздушной среды помещения и атмосферного воздуха радиоактивными веществами и поддерживать оптимальные условия работы технологического оборудования. На АЭС предусматривают приточно-вытяжные общеобменные и местные вытяжки, вентиляционные системы, соблюдают принцип раздельного вентилирования помещений зон строгого и свободного режимов без объединения воздуховодами вентиляционных систем необслуживаемых, полуобслуживаемых и обслуживаемых помещений. Направление воздушных потоков организуют со стороны более чистых помещений в сторону более грязных. При необходимости воздуховоды удаляют от мест постоянного пребывания персонала или оборудуют защитой. Удаляемый из помещений АЭС воздух выбрасывают в атмосферу через высотную трубу, подвергая его предварительно очистке. СП-АЭС-79 излагают конкретные требования к организации вентиляции тех или иных помещений, к используемому в вентиляционных системах оборудованию и контролю за его работой.
Жидкие отходы на АЭС в соответствии с ОСП-72 считают радиоактивными, если концентрация радиоактивных веществ в них превышает ДКВ по НРБ-76. Такие отходы сбрасывать в водоемы запрещается. Слабоактивные отходы (а 10-5 Ки/л) подлежат дезактивации, очищенная вода направляется в оборотный цикл АЭС.аСредне- и высокоактивные отходы либо перерабатывают, либо удаляют в специальные хранилища. СП-АЭС-79 устанавливают требования к организации систем перекачки отходов и устройств для их хранения.
Твердые отходы считают радиоактивными, если мощность дозы у- излучения на расстоянии 10 см от поверхности отходов превышает 0,03 мбэр/ч, или концентрация Р-активных продуктов в них 2*10-6 Ки/кг, или a-активных продуктов — 2*10-7 Ки/кг. В зависимости от этих показателей твердые отходы разделяют на три группы: I, И, III. Наиболее активные твердые отходы относят к III группе (удельная активность {3-активных продуктов больше 10-1 Ки/кг или а-активных продуктов больше 10-а Ки/кг). Требования к захоронению твердых радиоактивных отходов зависят от того, к какой группе они относятся. СП-АЭС-79 излагают эти требования.
Кроме рассмотренных аспектов обеспечения радиационной безопасности АЭС СП — АЭС-79 определяют требования к водоснабжению и канализации на АЭС, к организации и оборудованию бытовых помещений, медицинскому обслуживанию персонала, личной гигиене персонала. Эти и другие вопросы подробно рассмотрены в официальном издании СП-АЭС-79, которым и надлежит руководствоваться в практической работе. Здесь изложены основные положения, некоторые сведения из СП-АЭС-79 приведены ниже при рассмотрении тех или иных проблем радиационной безопасности АЭС.



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