Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 175_Основы обеспечения безопасности АЭС
.pdf
211
5.3. Радиационная безопасность персонала
инаселения
После аварии на Чернобыльской АЭС были разработаны и ре-
ализованы широкомасштабные мероприятия по повышению без-
опасности АЭС.
В области обеспечения радиационной безопасности персона-
ла, населения и окружающей среды это было связано в первую
очередь с выходом новой публикации Международной комис-
сии по радиационной защите (МКРЗ) № 60, 1990 г. и основан-
ных на ней Международных Норм безопасности (МАГАТЭ, серия
безопасности № 115, 1997 г.), предложившей новые дозовые пре-
делы облучения персонала и населения, принятые впоследствии
большинством стран мира. В России данные рекомендации были
введены с 01.01.2000 Федеральным законом от 09.01.1996 № 3-ФЗ
«О радиационной безопасности населения».
Упомянутым федеральным законом и Нормами радиационной
безопасности (сейчас это НРБ-99/2009) установлены основные
пределы доз для ограничения техногенного облучения персонала
и лиц из населения в контролируемых условиях. Основные пре-
делы установлены для величины годовой эффективной дозы и го-
довой эквивалентной дозы облучения отдельного органа. Годовая
эффективная доза равна сумме эффективной дозы внешнего облу-
чения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффектив-
ной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением
в организм радионуклидов за этот же год.
Профессиональное облучение персонала ограничено так, что-
бы не превышались следующие пределы:
1) 20 мЗв в год — для годовой эффективной дозы, усредненной
за пять последовательных лет, но не более 50 мЗв в год;
2) 150 мЗв в год — для годовой эквивалентной дозы на хруста-
лик глаза;
3) 500 мЗв в год — для годовой эквивалентной дозы на конеч-
ности (кисти рук и стопы ног);
4) 500 мЗв в год — для годовой эквивалентной дозы на кожу.
Для лиц из населения основные пределы доз установлены
на следующих уровнях:
212
1) 1 мЗв в год в среднем за любые 5 лет, но не более 5 мЗв в год;
2) 15 мЗв, 50 мЗв и 50 мЗв — пределы годовой эквивалент-
ной дозы на хрусталик глаза, конечности и кожу соответ-
ственно.
Результаты деятельности по совершенствованию радиацион-
ной защиты персонала, населения и окружающей среды при экс-
плуатации АЭС России после аварии на Чернобыльской АЭС
следующие:
• облучаемость персонала АЭС снижена в среднем примерно
в 3 раза;
• радиационное воздействие АЭС на население и окружаю-
щую среду снижено в десятки раз;
• созданы и функционируют автоматизированные системы
контроля радиационной обстановки в районах расположе-
ния АЭС (АСКРО) и учета результатов индивидуального
дозиметрического контроля (АСИДК);
• ведется модернизация систем радиационного контро-
ля (СРК) АЭС, что позволит осуществлять радиационный
контроль (РК) до окончания жизненного цикла энергобло-
ков на площадке АЭС;
• разработана и поставляется на АЭС новая аппаратура радиа-
ционного контроля.
5.3.1. Облучаемость персонала
Регламентация уровней радиационного воздействия на пер-
сонал в России (СССР) начала осуществляться более 50 лет на-
зад посредством установления дозовых пределов облучения. Если
первоначально ужесточение нормативов было обусловлено ре-
альными негативными эффектами для здоровья персонала, то
впоследствии, в том числе и в настоящее время, оно инициирова-
но приверженностью рекомендациям Международной комиссии
по радиационной защите.
Еще в 1960-х гг. для персонала АЭС был установлен дозо-
вый предел примерно соответствующий 50 мЗв/год (5 бэр/год)
вместо существовавшего до этого времени предела 15 бэр/год.
Его введение практически исключило негативные медицин-
213
ские последствия профессионального облучения. С 2000 г. но-
вые Нормы радиационной безопасности НРБ-99 существенно
(в 2,5 раза) ужесточили основные дозовые пределы персонала,
что гарантированно обеспечивает безопасные условия труда лиц,
работающих в условиях воздействия источников ионизирующе-
го излучения.
Эксплуатирующая организация АО «Концерн Росэнерго-
атом» за счет реализации организационных (приведение стан-
ционной документации в соответствие с требованиями НРБ,
совершенствование структур отделов радиационной безопасно-
сти АЭС), технических (уменьшение времени пребывания пер-
сонала в полях ионизирующих излучений за счет применения
робототехники), а также НИОКР по совершенствованию водно-хи-
мических режимов и методов дезактивации оборудования, достиг-
ла существенного снижения индивидуальных доз персонала АЭС
(рис. 5.1).
0,69
0,73
0,64
0,63
0,59
0,55
0,53
0,52
0,53
0,51
0,58
0,56
0,59
0,48
3,53
3,31
3,34 3,34
3,32
3,13
3,16
3,19
3,08
2,94
2,89
2,87
2,77
2,6
0,57
0,59
0,6
0,57
0,52
0,49
0,47
0,48
0,51
0,54
0,52
0,53
0,5
0,44
1,56
1,51
1,47
1,45
1,38
1,31
1,3
1,29
1,26
1,23
1,21
1,19
1,12
1,0
0
1
2
3
4
ВВЭР РБМК Несерийные (ЭГП, АМБ, БН, ПЭБ) Все АЭС
Периоды измерений, годы
Усредненные дозы, чел.·Зв/блок
5
Рис. 5.1. Усредненные годовые коллективные дозы персонала и командирован-
ных на АЭС лиц по типам реакторных установок, чел.·Зв/блок, 2008–2021 гг.
214
5.3.2. Снижение радиационного воздействия АЭС
нанаселение иокружающую среду засчет
уменьшения газоаэрозольных выбросов
ижидких сбросов
За последние 25 лет в результате повышения качества изго-
товления и надежности оборудования, топливных элементов
(снижения числа негерметичных твэлов в активной зоне реакто-
ра), внедрения современных технологий очистки газоаэрозоль-
ных технологических сред и повышения культуры безопасности
персонала произошло значительное снижение (на 1–2 порядка)
поступления радиоактивных веществ с АЭС АО «Концерн Рос-
энергоатом» в окружающую среду. Так, например, содержание
биологически значимых радионуклидов (
60
Co,
90
Sr,
134
Cs и
137
Cs)
в жидких стоках АЭС на несколько порядков ниже допустимых
уровней при их поступлении с питьевой водой, установленных
в НРБ-99. Это означает, что если принимать во внимание толь-
ко радиационный фактор, то АЭС производит сброс чистой воды,
пригодной для любых видов водопользования. В ряде случаев АЭС
производит забор значительно более загрязненной воды, чем сбра-
сывает в поверхностные воды, т.е. благодаря эффективной системе
очистки на станции обеспечивается очистка природных вод.
Приведенные выше факты позволили сформулировать и ре-
ализовать на практике подход к нормированию поступления ра-
дионуклидов с АЭС в окружающую среду, согласно которому
годовые индивидуальные дозы облучения лиц из населения в рай-
онах размещения АЭС гарантированно не должны превышать 10
мкЗв — минимально значимую дозу, установленную в НРБ-99,
ниже которой любые мероприятия, направленные на дальнейшее
снижение облучения, являются необоснованными.
В связи с вводом в действие с 2000 г. новых Норм радиационной
безопасности, в разработанных на их основе Санитарных прави-
лах проектирования и эксплуатации АЭС, существенным образом
были пересмотрены и закреплены новые подходы к ограничению
радиационного воздействия АЭС на население и окружающую
среду, которые основаны на принципе оптимизации и концепции
безусловно приемлемого риска.
215
С учетом достигнутого уровня безопасности АЭС в режи-
ме нормальной эксплуатации энергоблоков было принято реше-
ние об установлении для АЭС нормативов допустимых выбросов
(ДВ) и допустимых сбросов (ДС) радиоактивных веществ в окру-
жающую среду на таком уровне, при котором доза облучения лиц
из критической группы населения, проживающих в районе рас-
положения атомной станции за счет радиоактивных выбросов
и сбросов АЭС, была бы пренебрежимо мала, т.е. ниже установ-
ленной нормативными документами по радиационной безопас-
ности минимально значимой дозы, равной 10 мкЗв в год (что
примерно в 250 раз меньше дозы облучения, получаемой челове-
ком в год от природных источников излучения). Реально достигну-
тый уровень выбросов и сбросов АЭС оптимален, его дальнейшее
снижение не оправдано ни с точки зрения безопасности людей,
ни экономически.
5.3.3. Осистемах радиационного контроля
На современном этапе активного строительства АЭС важной
научно-технической задачей является обеспечение радиацион-
ной безопасности персонала АЭС и населения в районах их рас-
положения, а также предотвращение радиоактивного загрязнения
окружающей среды сверх допустимых уровней, регламентируе-
мых Нормами радиационной безопасности.
Защитными барьерами на пути распространения радионукли-
дов в окружающую среду являются материал топливной матрицы,
оболочки тепловыделяющих элементов, оборудование техноло-
гических контуров, защитная герметичная оболочка реакторного
отделения и биологическая защита. К защитным барьерам следует
также отнести и организуемое в зданиях, сооружениях и на терри-
тории АЭС разделение на зоны (выделение зоны контролируемого
доступа), организацию санитарных пропускников, принудитель-
ный контроль в санпропускниках, на выходе и выезде с АЭС.
Для обеспечения радиационного контроля на АЭС и в районах
их расположения, в том числе для эффективного и непрерывного
контроля целостности защитных барьеров, проектом АЭС предус-
матривается система радиационного контроля (СРК).
216
В соответствии с требованиями нормативных документов
по радиационной безопасности (Санитарные правила проектиро-
вания и эксплуатации атомных станций — СП АС-03), СРК АС
вводится в эксплуатацию перед физическим пуском энергоблока
и находится в эксплуатации в течение всего срока эксплуатации
энергоблока, а также в период вывода его из эксплуатации, т.е.
должна быть работоспособной в течение 70 и более лет.
СРК атомной станции включает автоматизированные ин-
формационно-измерительные аппаратурные комплексы и обо-
рудование, обеспечивающее их функционирование (газодувки,
трубопроводы, арматура, кабели и другое). СРК обеспечивает по-
лучение и обработку информации о контролируемых параметрах,
характеризующих радиационное состояние в зоне контролируе-
мого доступа АЭС, на промплощадке, в санитарно-защитной зоне
и зоне наблюдения при всех режимах работы АЭС, включая про-
ектные и запроектные аварии, а также состояние АЭС при выводе
энергоблоков из эксплуатации.
Проектная (установленная в период строительства действую-
щих энергоблоков) СРК АЭС включает:
• АСРК — автоматизированную систему радиационного кон-
троля (более 300 измерительных каналов на один энер-
гоблок типа ВВЭР или РБМК), которая действует на самом
энергоблоке и на промплощадке АЭС;
• АСКРО — автоматизированную систему контроля радиаци-
онной обстановки, осуществляющую измерения в районе
размещения АЭС (от 10 до 30 постов контроля, располо-
женных в санитарно-защитной зоне АЭС и в населенных
пунктах 30-километровой зоны вокруг АЭС);
• АСИДК — автоматизированную систему индивидуального
дозиметрического контроля персонала АЭС, а также лиц,
пребывающих на АЭС для проведения работ;
• оборудование оперативного радиационного контроля (но-
симые, подвижные и передвижные технические средства
радиационного контроля) и лабораторного анализа.
Технические средства СРК АЭС обеспечивают:
• радиационный технологический контроль (РТК): измере-
ние мощности дозы γ-излучения и объемной активности
217
реперных радионуклидов
1
с целью контроля герметичности
оболочек твэлов и оборудования основного циркуляцион-
ного контура, технологических сред (в том числе до и после
фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки), аэрозолей
и инертных радиоактивных газов в необслуживаемых поме-
щениях, вентиляционных и локализующих системах, а так-
же реперных радионуклидов или их групп, поступающих
за пределы АЭС, характеризующей герметичность послед-
него барьера;
• радиационный контроль помещений и промышленной
площадки АЭС (РКП): измерение мощности дозы γ-излу-
чения и объемной активности радионуклидов в воздухе по-
мещений;
• радиационный дозиметрический контроль (РДК): контроль
доз внешнего и внутреннего облучения персонала. Инди-
видуальный дозиметрический контроль (ИДК) на АЭС ох-
ватывает персонал, работающий в зоне контролируемого
доступа, а также лиц, привлекаемых для работ в ней. Учет
результатов индивидуального дозиметрического контро-
ля обеспечивает получение информации о дозах облучения
при работе АЭС на мощности, при ремонтах и при выпол-
нении наиболее дозоемких работ и операций;
• радиационный контроль за нераспространением радио-
активных загрязнений (РКЗ): стационарные и перенос-
ные приборы контроля загрязнения персонала, одежды
и транспорта, расположенные в местах, предусмотренных
проектом, а также переносные приборы, позволяющие
брать мазки с различных поверхностей;
• радиационный контроль окружающей среды (РКОС) в ав-
томатизированном режиме осуществляется автоматизи-
рованной системой контроля радиационной обстановки
(АСКРО). Лабораторными методами контролируется со-
держание радионуклидов в почве, воде, выпадениях, расти-
тельности, продуктах питания местного производства.
1
Реперный радионуклид — радионуклид, используемый в качестве образцово-
го, по выходу которого из тепловыделяющего элемента судят о герметичности
оболочки твэла.
218
5.4. Распространение радиоактивных продуктов
через физические барьеры безопасности АЭС
при авариях
Принцип глубокоэшелонированной защиты предусматривает
создание физических барьеров на пути распространения радио-
активных продуктов в окружающую среду. Такими физическими
барьерами безопасности являются топливная матрица (таблетка),
оболочка твэлов, граница контура теплоносителя и герметичная
защитная оболочка.
В гипотетической ситуации максимальной проектной аварии
на ВВЭР-1000 при проектной работе систем безопасности, газо-
вой неплотности не более 1% твэлов, разрушении с прямым кон-
тактом топлива с теплоносителем не более 0,1% твэлов и утечке
среды из-под оболочки 0,1–1% внутреннего объема гермообъе ма
в сутки, выход активности в окружающую среду составляет 370–
3700 ТБк или 10
4
–10
5
Ки (т.е. в 10
4
–10
5
раз меньше активности,
аккумулированной в топливе). При тяжелых запроектных авариях
выход активности может возрастать на порядки.
Детерминистические расчеты образования и распростране-
ния при авариях на АЭС радиоактивных продуктов в активной
зоне, контуре теплоносителя, защитной оболочке и выбросов
за пределы защитной оболочки выполняются с применением
сложных программных комплексов (кодов), примером кото-
рых служат франко-немецкая система кодов ASTEC
2
, россий-
ская система кодов Нострадамус (разработчик — ИБРАЭ РАН),
RECASS NT (Научно-производственное объединение «Тайфун»
Федерального информационно-технического центра Росгидро-
мета).
Детерминистические расчеты распространения радиоактив-
ных продуктов в окружающей среде выполняются с применением
сложных программных комплексов (кодов), примером которых
может служить франко-итальянская система кодов MINERVE-
2
The ASTEC Integral Code for Severe Accident Simulation / J.P. Van Dorsselaere,
C. Seropian, P. Chatelard et al. // Nuclear Technology. 2009. V. 165. — № 3. —
P. 293–307.
219
SPRAY
3
. Для расчета потенциальных последствий аварийных
выбросов при авариях на российских АЭС разработан ряд оте-
чественных программных продуктов — RECASS (разработчик —
НПО «Тайфун»), SULTAN (разработчик — АО «ВНИИАЭС»).
Выбросы из защитной оболочки и вытяжных труб переме-
щаются с атмосферным воздухом, их распространение зависит
от метеорологических условий. Облако радиоактивных продуктов
(газообразных и аэрозолей) распространяется по направлению
ветра, при этом происходит диффузионное и турбулентное раз-
мывание облака с вымыванием нуклидов осадками и сухим осаж-
дением на поверхность земли (рис. 5.2).
В результате прохождения радиоактивного облака возможны
три вида радиационного воздействия на человека:
• внешнее облучение от облака;
• поверхностное облучение от загрязненной радионуклидами
поверхности в результате их осаждения;
• облучение за счет попадания в организм радиоактивных ве-
ществ с вдыхаемым воздухом, водой и пищей.
Эффективная индивидуальная доза ИД, Зв внешнего облу-
чения от проходящего облака для i-го нуклида на расстоянии x
от точки выброса определяется по формуле:
ИД
i
(x) = Q
i
D
i
C(x), (5.1)
где Q
i
— величина активности выброса i-го нуклида, Бк; D
i
— до-
зовый коэффициент i-го нуклида, учитывающий биологическое
воздействие на организм человека испускаемого i-м нуклидом из-
лучения, мЗв/Бк; C(x) — коэффициент разбавления радиоактив-
ных изотопов в атмосфере, с/м
3
.
Суммарная эффективная индивидуальная доза от всех нукли-
дов определяется как
ИД(x) =
∑Q
i
D
i
C(x). (5.2)
3
MINERVE 6.0: Note de principe du modèle MINERVE 6.0. Description thèorique
du modèle d’analyse objective MINERVE. Report 2000.092, ARIA Technologies,
2001. SPRAY 3.0: General Description and User’s Guide. Report R2001.11,
ARIANET, 2001.
220
Наивысшие дозовые коэффициенты имеют изотопы йода,
стронция и цезия, по которым ведутся расчеты и замеры и выпол-
няются соответствующие защитные мероприятия.
5.5. RECASS NT — cистема информационной
поддержки принятия решений в случае аварийных
ситуаций на радиационно и химически опасных
объектах
RECASS NT — программно-технический комплекс, разрабо-
танный на базе Федерального информационно-аналитического
центра Росгидромета Федерального государственного бюджетно-
го учреждения «Научно-производственное объединение «Тайфун».
Рис. 5.2. Поведение радиоактивных выбросов в атмосфере
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)