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

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

Егоров Ю. А.

Основы радиационной безопасности атомных электростанций   / Под общ. ред. Н. А. Доллежаля. — М.: Энергоиздат, 1982.

атомных электростанция

Изложены основные сведения о радиационной безопасности АЭС рассмотрены источники радиационной опасности на станции, методы расчета защиты реактора и технологического оборудования. Описаны подходы к решению задач обеспечения радиационной безопасности, используемые для этого системы и устройства. Рассмотрены пути поступления радиоактивных веществ во внешнюю среду, вопросы а способы предотвращения загрязнения внешней среды. Указаны исходные данные и основные требования к проектированию АЭС.
Учебное пособие входит в серию «Ядерные реакторы и энергетические установки», состоящую из пяти книг, и предназначено для студентов вузов, готовящих инженере» — конструкторов и проектировщиков АЭС. Может быть полезно эксплуатационному персоналу АЭС, а также специалистам по вопросам радиационной безопасности АЭС.

Нарастающие темпы строительства и ввода в строй действующих мощных АЭС выдвигают на одно из первых мест вопросы обеспечения радиационной безопасности персонала АЭС и населения, проживающего в районах их расположения. Необходимость дальнейшего совершенствования радиационной безопасности АЭС диктуется, с одной стороны, тем, что для эксплуатации АЭС привлекается все большее и большее количество персонала, а с другой — естественным желанием и потребностью строить АЭС недалеко от крупных городов — основных потребителей электроэнергии, т. е. в районах с высокой плотностью населения.
Наука о радиационной безопасности АЭС к настоящему времени достигла заметных успехов. Разработаны и научно обоснованы «Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС — основной руководящий документ обеспечения радиационной безопасности АЭС. Б Санитарных правилах нашли отражение результаты последних исследований советских и иностранных специалистов, накопленный опыт проектирования и эксплуатации АЭС. Разработаны надежные методы расчета защиты реакторов и других источников излучений на АЭС, позволяющие с достаточной для практических целей точностью рассчитывать и проектировать защиту, развиты методы оценки активности технологических сред и выбросов АЭС во внешнюю среду, разработаны и используются эффективные материалы защиты, накоплен определенный фактический материал о радиационной обстановке на АЭС и радиационном климате на близлежащей местности. Все это позволяет строить и эксплуатировать атомные электростанции, отвечающие сегодняшним требованиям безопасности персонала и населения.
Однако несмотря на это, вопросы радиационной безопасности АЭС требуют постоянного внимания специалистов, решения еще более серьезных проблем. Среди них можно назвать задачу снижения дозовых затрат персонала, которая уже сегодня из биологической превращается в экономическую и социальную, проблему совместного воздействия сбросов радионуклидов и тепла во внешнюю среду, которая однозначно связана с контролем состояния активной зоны реактора, и др. Решение этих проблем зависит от более качественного прогнозирования радиационной обстановки на АЭС и радиационного климата во внешней среде, с развитием методом оперативного прогнозирования состояния активной зоны и дефектов в оболочках твэлов, с разработкой принципов проектирования АЭС по планируемым дозовым затратам и др. Все вместе это можно назвать задачей управления радиационным состоянием АЭС.
Наука о радиацонной безопасности АЭС включаете себя проблемы для широкого круга специалистов разных профилей. Большая роль в обеспечении радиационной безопасности АЭС принадлежит конструкторам реактора и технологического оборудования, проектировщикам АЭС. От их конструкторских и проектных решений, основанных на достоверных прогнозных расчетах, зависит безопасность персонала АЭС и проживающего вблизи АЭС населения.
Учебное пособие написано на основе курса лекций, читаемых автором в течение почти 20 лет в Московском высшем техническом училище им. Н. Э. Баумана. Поскольку успех атомной энергетики во многом зависит от решения задач радиационной безопасности АЭС, в перечень дисциплин, изучаемых студентами, был включен курс «Основы радиационной безопасности АЭС». Задача курса и этого учебного пособия — дать будущему конструктору, а также проектировщику и эксплуатационнику АЭС информацию о подходах и путях решения вопросов обеспечения радиационной безопасности АЭС, познакомить с современным радиационным состоянием АЭС.
Учебное пособие состоит из нескольких разделов. В первых разделах приведены основные понятия радиационной безопасности, единицы измерения, рассмотрены взаимодействие излучений с веществом, основные документы и положения обеспечения радиационной безопасности, Далее изложен материал об источниках излучения на АЭС — реакторе и технологических контурах, представлены методы определения выхода излучения из активной зоны реактора, методы расчета активности теплоносителя, обусловленной продуктами коррозии и деления, и отложений на поверхностях оборудования. Последующие разделы посвящены защите источников излучения на АЭС. В них рассмотрены методы расчета защиты, материалы защиты. В разделе «АЭС и окружающая среда» дано описание АЭС как потенциального источника загрязнения окружающей среды, приведены методы расчета поступления и распространения радионуклидов во внешней среде, пути и устройства снижения влияния АЭС на окружающую среду. Последние разделы учебного пособия посвящены вопросам радиационного контроля на АЭС. Приведена также информация о современном радиационном состоянии АЭС и радиационном климате на прилегающих территориях.
Поскольку атомная энергетика Советского Союза на современном этапе базируется на АЭС двух типов — с реакторами РБМК и ВВЭР, в учебном пособии основное внимание уделено АЭС с реакторами этих типов.
В связи с тем, что с 1980 г. введены единицы измерений СИ, но для полного перехода на эту «новую» систему требуется определенное время, в учебном пособии рассмотрены как «новые», так и «старые» единицы измерений, применяемые в науке о радиационной безопасности АЗС. Изложение основного материала ведется в более привычной «старой» системе единиц измерения.
Автор благодарит своих коллег, многолетняя работа с которыми во многом способствовала как подготовке курса лекций, так и этого учебного пособия; особенно признателен заведующему кафедрой акад. Н.         А. Доллежалю, проф. кафедры чл.-кор. АН СССР И. Я. Емельянову за постоянное внимание и поддержку в работе над вопросами радиационной безопасности АЭС, над курсом лекций и учебным пособием.
Автор также благодарит своего учителя и рецеизента учебного пособия д-ра техн. наук проф. Н. Г. Гусева, сотрудников кафедры «Радиационная физика» МИФИ за просмотр рукописи и ценные замечания по ее содержанию.
Все замечания и пожелания по улучшению качества настоящего учебного пособия будут с благодарностью приняты.
Автор

Глава 1
ВВЕДЕНИЕ

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Радиационная безопасность в современных условиях развития науки и техники сложилась в самостоятельную отрасль науки, призванную обеспечить безопасное для человека и окружающей среды широкое использование источников излучения для удовлетворения растущих потребностей человека в энергии, новых видах материалов, в других продуктах производства. Радиационная безопасность атомных электростанций — одно из основных направлений этой науки, задача которого обеспечить безопасное для человека и окружающей среды производство электроэнергии на АЭС.
Реактор и технологические контуры АЭС являются мощными источниками ионизирующих излучений, облучение излучением которых во много раз превышает допустимое. Поэтому для обеспечения нормальных условий работы персонала АЭС эти источники излучения окружают защитой. Следовательно, радиационная безопасность как отрасль знаний изучает источники излучения на АЭС, проблемы снижения плотности потока их излучений, т. е. защиту от излучений. Однако только защита не обеспечивает безопасности персонала, ибо оборудование АЭС требует периодических осмотров, обслуживания и ремонта. Для выполнения этих работ защиту демонтируют или обеспечивают доступ к оборудованию другими способами. Поэтому разумное размещение оборудования АЭС, его конструктивное оформление, долговечность и надежность, правильная организация работ по ремонту и обслуживанию оборудования — меры по обеспечению безопасности персонала АЭС. Мерилом качества АЭС и качества ее эксплуатации являются дозовые затраты персонала, поэтому радиационная безопасность определяет требования и вырабатывает рекомендации по компоновке оборудования и защиты на АЭС, по организации работ на АЭС.
АЭС является потенциальным источником загрязнения окружающей среды. Это обусловлено особенностями технологического процесса на АЭС, связанного с образованием радиоактивных отходов, которые могут поступать во внешнюю среду и накапливаться в ее объектах. Задача радиационной безопасности как науки — изучить источники образования радиоактивных отходов и пути их поступления во внешнюю среду и найти способы приблизить АЭС к безотходному производству, т. е. обеспечить нормальное существование земной биомы и человека в ней.

 
НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Для регламентации условий облучения человека в СССР разработаны и действуют «Нормы радиационной безопасности, НРБ-76», обязательные для учреждений и предприятий всех министерств и ведомств, производящих, применяющих, обрабатывающих, хранящих и транспортирующих естественные и искусственные радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений. В НРБ-76 подчеркнуто, что они являются основным документом, определяющим уровни воздействия ионизирующих излучений на человека и никакие ведомственные правила и инструкции не могут им противоречить. Ответственность за выполнение НРБ-76 возлагается на руководство и должностных лиц министерств, предприятий, лабораторий. Очевидно, что обеспечение радиационной безопасности АЭС осуществляется в соответствии с требованиями НРБ-76.
Действующие ныне «Нормы радиационной безопасности, НРБ-76» являются логическим и научно обоснованным развитием действовавших ранее Норм НРБ-69, которые отменены с введением НРБ-76. В НРБ-76 учтены последний опыт по обеспечению условий радиационной безопасности в СССР и за рубежом, результаты исследований советских и зарубежных ученых, рекомендации Международной комиссии по радиологической защите. Нормы радиационной безопасности НРБ-76 разработаны Национальной комиссией по радиационной защите СССР и утверждены главным государственным санитарным врачом СССР П. Н. Бургасовым.
НРБ-76 предусматривают следующие основные принципы радиационной безопасности:
непревышение установленного основного дозового предела; исключение всякого необоснованного облучения; снижение дозы облучения до возможно низкого уровня.
Дозовые пределы, установленные НРБ-76, не включают дозу, обусловленную естественным фоном и получаемую пациентом при медицинском обследовании и лечении.
Люди могут облучаться по разным причинам. Одни потому, что работают с источниками ионизирующих излучений, другие потому, что работают в смежных помещениях с первыми или живут вблизи мощных источников излучения, а третьи — в основном случайно. Поэтому НРБ-76 разделяют население на три категории облучаемых лиц, для которых устанавливают свои дозовые пределы:
категория А — персонал, т. е. лица, работающие с источниками ионизирующих излучений;
категория Б — ограниченная часть населения, т. е. лица, которые непосредственно с источниками ионизирующих излучений не работают, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию излучения;
категория В — население области, края, республики, страны. Условия облучения человека могут быть различными, т. е. облучению может быть подвергнуто все тело человека, или какие-либо его отдельные части (руки, ноги), или даже отдельные внутренние органы, если источники излучения тем или иным путем попали внутрь организма человека. Естественно, что роль различных органов или частей тела в жизнеобеспечении человека различна, т. е. различна радиочувствительность тех или иных органов. Поэтому и дозовые пределы для разных органов могут быть разными. В порядке убывания радиочувствительности НРБ-76 устанавливают три группы критических органов:

  1. группа — гонады и красный костный мозг;
  2. группа — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы, кроме тех, которые отнесены к I и III группам;
  3. группа — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Если облучению подвергается все тело человека, то «все тело» рассматривают, как «орган» I группы.



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