73. Дозы облучения

Экспозиционная доза характеризует радиационную обстановку на местности и характеризуется количеством энергии гамма-излучения, затраченной на ионизацию одного килограмма воздуха и измеряется в кулонах на килограмм (кулон — единица измерения количества электричества). Другая старая единица измерения экспозиционной дозы — это всем известный рентген (Р). При этом 1 Ки/кг = 3876 Р.

Поглощенная доза — это энергия ионизирующего излучения, переданная единице массы вещества. При привязке к человеческому организму — это энергия ионизирующего излучения, переданная единице массы человеческого тела. Единица измерения поглощенной дозы — грей (Гр). Один грей соответствует поглощению одного джоуля (Дж) энергии в килограмме облученного вещества. Старая единица поглощенной дозы — рад. 1 Гр = 100 рад.

С учетом пересчета всех видов излучений на гамма-излучение и на различное восприятие различных органов человека для поглощённой дозы (эффективная экивалентная доза) вводится единица измерения, называемая Зиверт — 1 Зиверт (Зв) = 100 бэр. Один бэр — это биологический экивалент рентгена (упрощённо — один рентген в человеческом организме). Коллективная доза — это доза облучения, воспринимаемая коллективом людей, подвергнутых облучению. Ожидаемая доза — это доза, которая воспринимается по истечению определённого времени. Мощность дозы — это доза облучения, воспринимаемая в единицу времени, например, Р/час (рентген в час).

74. Принципы обеспечения радиационной безопасности

Основные принципы:

Принцип нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;

Принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением;

Принцип оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

При радиационной аварии:

Предполагаемые мероприятия по ликвидации последствий радиационной аварии должны приносить больше пользы, чем вреда;

Виды и масштаб деятельности по ликвидации последствий радиационной аварии должны быть реализованы таким образом, чтобы польза от снижения дозы ионизирующего излучения, за исключением вреда, причиненного указанной деятельностью, была максимальной.

75. Типы реакторов. Белорусская аэс

Реактор – это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов.

Реакторы с водой под давлением:

Реакторы водо-водяного типа с обычной («легкой») водой под давлением нашли широкое развитие в России (ВВЭР). Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR.

Преимущества: дешевизна теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана.

Кипящий ядерный реактор:

Вода (теплоноситель) доводится до кипения в активной зоне, а образующийся пар направляется непосредственно на турбину (одноконтурная схема). Топливо - UO2, обогащенный до 2.6% 235U.

Реакторы на быстрых нейтронах:

Теплоноситель - расплавы металлов или солей.

Наибольшее распространение – натрий, свинец, свинец/висмут.

В быстрых реакторах замедлитель отсутствует.

Преимущества:

Возможность вовлечения в энергетику делящегося урана-238 – основного изотопа в природном уране.

Высокопоточный реактор на быстрых нейтронах позволяет нарабатывать Pu-239 – ценное топливо для реакторов.

Большая степень выгорания топлива (т.е.больший срок кампании).

Недостатки:

Невозможность использования простейшего теплоносителя – воды.

Конструкционная сложность.

Высокие капитальные затраты.

Реакторы на тяжелой воде:

39. реакторов данного типа в 7 странах мира.

Канадский реактор CANDU, топливо - природный уран, охлаждение - за счет тяжелой воды. Недостаток - в активной зоне присутствует слишком много урана, что приводит к нестабильности активной зоны.

После 20-тилетней эксплуатации необходимо производить дорогостоящие ремонтные работы. В конце 90-х годов ХХ века эксплуатация 9 реакторов CANDU была либо приостановлена, либо заморожена.

Белорусская АЭС

АЭС-2006 — типовой проект российской атомной станции нового поколения «3+» с улучшенными технико-экономическими показателями

Реактор — ВВЭР-1200 с электрической мощностью не менее 1150—1200 МВт.

Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) — 92 %.

Длительность периода между перегрузками топлива — до 24 месяцев.

Река Вилия будет главным источником обеспечения электростанции водой.

Использование дополнительных пассивных систем безопасности в сочетании с активными традиционными системами.

Защита от землетрясения, цунами, урагана, падения самолета.

Двойная защитная оболочка реакторного зала.

«Ловушка» расплава активной зоны, расположенная под корпусом реактора.

Пассивная система отвода остаточного тепла.

Увеличение срока службы энергоблока до 60 лет.

Увеличение срока службы ядерного реактора за счёт ужесточения требований к химическому составу стали с целью понижения критической температуры охрупчивания.

Увеличен диаметра корпуса реактора и количество комплектов образцов-свидетелей, отслеживающих текущее состояние и определяющих прогнозную оценку изменений свойств металла корпуса.