56 Носовский - Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на АЭС

подробно проинструктировать водителей автомобилей о мерах безопасности. Во время инструктажа водителю и сопровождающему должен быть назван обязательный, наиболее безопасный и оптимальный маршрут движения, адрес и телефон получателя радиационного груза и организации, куда обращаться в случае возникновения аварийной ситуации.

При перевозке радиационного груза стоянка автомобилей в местах постоянного пребывания людей, а также заправка автомобилей на автозаправочных станциях общего пользования совместно с другими автомобилями запрещаются.

Воздушным транспортом перевозится приблизительно 40% общего числа радиационных упаковок, перевозимых всеми видами транспорта. Радиационные

сочетании можно перевозить на пассажирских, грузовых самолетах и

специально выделенных самолетах.

На судах морского флота перевозится менее 1% общего числа радиационных упаковок, перевозимых всеми видами транспорта, а на судах речного флота —

общего количества перевозок всеми видами транспорта. Радиационные грузы можно перевозить грузовыми и пассажирскими поездами, кроме пригородных поездов.

В пассажирских поездах (в том числе в скорых и почтовобагажных) упаковки отправляются либо багажом, либо ручной кладью. В багажных

грузовых вагонах без тормозных площадок. Погрузку и выгрузку

На АЭС дезактивируют внутренние и внешние поверхности оборудования, спецодежду, помещения и т. п.

Дезактивация оборудования, т.е. удаление с помощью различных средств из теплоносителя и особенно из отложений на поверхностях оборудования активных продуктов коррозии и продуктов деления,

— один из основных путей улучшения радиационной обстановки на АЭС.

Радиоактивное загрязнение наружных поверхностей оборудования, инструмента, лабораторной посуды, аппаратуры, поверхностей рабочих помещений, где проводятся работы с применением радиоактивных веществ в открытом виде не должно

превышатьзначенийДЗА.

Основные источники загрязнения поверхностей в помещениях

АЭС — это радиоактивные продукты коррозии 51Cr. 54Mn, 58Co, 60Co, 59Fe, 110mAg и небольшая доля продуктов деления 103Ru, 134Cs, 140La,

144Ce и др. В условиях АЭС практическую значимость с точки зрения

радиационной безопасности имеют также радионуклиды 137Cs, 90Sr, 238-

241Pu, 241Am, 244Cm.

Необходимо иметь в виду, что во время проведения ремонтных работ и перегрузки ядерного топлива в местах их проведения загрязненность возрастает в десятки раз.

Оборудование, инструмент и другие предметы, выносимые из радиационно-опасных зон в другие помещения, должны предварительно подвергаться дезактивации на месте для снижения загрязнения до значений контрольных уровней, установленных для этих помещений, или помещаться в контейнеры, упаковываться в пленочную или другую герметичную тару.

Во всех помещениях постоянного пребывания персонала, в которых ведутся работы с применением радиоактивных веществ в открытом виде, должна проводиться ежедневная уборка влажным способом. Периодически, не реже одного раза в месяц, должна проводиться полная уборка с мытьем стен, полов, дверей и наружных поверхностей оборудования. Сухая уборка помещений, за исключением вакуумной, запрещается. Уборочный инвентарь закрепляется за помещением для работ каждого класса и хранится в специально отведенных местах.

Впомещениях постоянного пребывания персонала должен быть предусмотрен неснижаемый запас дезактивирующих средств и моющих растворов, подбираемых с учетом свойств радионуклида и его соединения, с которым проводится работа, а также характера поверхностей, подлежащих дезактивации. По окончании работ каждый работающий должен убрать свое рабочее место и при необходимости дезактивировать рабочее место и инструмент. Эти операции могут проводиться специально выделенным персоналом.

Необходимо контролировать эффективность дезактивации. Оборудование, инструменты, покрытия, являющиеся источником дополнительного облучения персонала, неподдающиеся очистке до допустимого уровня и не пригодные по этой причине для дальнейшего использования, подлежат замене и рассматриваются как радиоактивные отходы.

Вслучае разлива радиоактивного раствора необходимо собрать его и удалить, а при рассыпании радиоактивного порошка необходимо выключить вентиляционные установки, способные привести к распространению радиоактивных веществ, и затем принять меры к сбору и удалению его.

При работе с открытыми источниками должны быть предусмотрены средства ликвидации аварийных загрязнений (специальные растворы, инвентарь для уборки помещений, дополнительные индивидуальные средства зашиты и т.д.). Набор таких средств должен быть определен заблаговременно.

Вслучае загрязнения радиоактивными веществами личной одежды

иобуви они подлежат дезактивации под контролем службы радиационной безопасности, а в случае невозможности дезактивации

— захоронению как радиоактивные отходы.

При дезактивации персонала, как правило, 90% загрязнения удаляются вместе с защитной одеждой, 7% с помощью душа. Неповрежденная кожа является великолепным барьером для радиоактивного загрязнения. Дезактивация, при которой нарушаются защитные свойства кожи, должна избегаться. Поэтому необходимо тщательно мыться слабым мыльным раствором и водой,

по крайней мере, вначале. Дезактивацию следует производить в направлении от чистых мест к более грязным. Необходимо уделять особое внимание загрязненности складкам на теле, ногтям и волосам. Также необходимо следить, чтобы загрязненная вода при мытье не разносила загрязнение дальше.

Дезактивация спецодежды и средств индивидуальной защиты. На АЭС при проведении дезактивации спецодежда, спецобувь идополнительные средства индивидуальнойзащиты (СИЗ), как правило, условно подразделяются на 4 группы по степени загрязненности.

I группа — слабозагрязненные СИЗ, отправляемые на дезактивацию по гигиеническим соображениям. Уровень загрязнения не превышает 50 бета-частиц/(см2 . мин).

II группа - загрязненные СИЗ. Уровень загрязнения в пределах КУ, установленных на АЭС.

III группа - сильнозагрязненные СИЗ. Уровень загрязнения в пределах от 1 до 10 КУ, установленных на АЭС.

IV группа - особо загрязненные СИЗ. Уровень загрязнения более 10 КУ, установленных на АЭС.

На некоторых АЭС СИЗ IV группы сразу направляются на захоронение.

В зависимости от группы спецодежды и средств индивидуальной защиты по загрязненности применяются различнье способы дезактивации. Как правило, двухступенчатые способы дезактивации включают на первой стадии кислую обработку и на второй — щелочную (стирку и три полоскания).

Дезактивацию хлопчатобумажной и лавсановой спецодежды I и ІІ групп можно производить вместе, но отдельно от спецодежды Ш и IV групп.

Пленочные СИЗ обрабатываются отдельно от других видов спецодежды в стиральных машинах, барабан которых разделен на секции, или в барботажных ваннах.

В качестве моющих средств применяются стиральные порошки, щавелевая кислота, лимонная кислота, кальцинированная сода, жидкое мыло, гексаметафосфат (или другая фосфорная соль), трилон Б и другие вещества.

Использование указанных веществ при соответствующих режимах обработки обеспечивает, как правило, снижение радиоактивного загрязнения спецодежды и СИЗ до допустимых уровней и не создает трудностей по очистке образующихся сточных вод.

Эффективность дезактивации и внешний вид спецодежды в значительной степени зависит от правильного полоскания. Полоскание удаляет загрязнения, перешедшие в раствор, а также моющие средства, использованные при стирке. Для предупреждения образования осадков на волокнах тканей необходимо при полоскании постепенно понижать температуру. Последнее полоскание проводят при комнатной температуре.

Контроль остаточной активной загрязненности проводится после сушки. Следует иметь в виду, что показания приборов после сушки могут увеличиться. Вся спецодежда ІІІ и IV групп загрязнения после стирки подвергается тщательному радиометрическому контролю и при наличии остаточной загрязненности выше предельно допустимого уровня возвращается на повторную обработку, а в случае если она не дает эффекта то направляется в радиоактивные отходы.

Моющие составы для дезактивации поверхностей помещений

и оборудования

готовятся с применением щелочных и кислых моющих средств и хранятся в виде порошка. Приготовление моющих растворов проводится на рабочем месте растворением порошка в Воде. Так как вода недостаточно хорошо смачивает некоторые поверхности, то в водные растворы вводятся поверхностно-активные вещества (ПАВ). Смачивание создает необходимые предпосылки для замены воздушной среды на жидкую.

Загрязненные поверхности, неподдающиеся отмывке щелочными составами, обрабатываются кислым, а затем вновь щелочным. Время контакта водного моющего раствора с дезактивируемой поверхностью 5 — 15 минут, после чего он смываетсяи, принеобходимости, наносится другой моющий раствор.

Если загрязненная поверхность не стойка к кислым или щелочным обработкам, то рекомендуется обрабатывать ее либо щелочными составами, либо кислыми составами 1 — 3 раза.

Сильнозагрязненные очаговые участки поверхностей окрашенных стен, оборудования, органических покрытий можно дезактивировать нанесением специальных паст, содержащих соли и кислоты.

Удаление старых лакокрасочных покрытий с поверхностей стен и оборудования можно производить смывками, выпускаемыми промышленностью, представляющими собой смесь растворителей с замедлителями процесса испарения.

При проведении дезактивации деталей и агрегатов наиболее эффективен двухступенчатый процесс с использованием на первой ступени механической обработки растворами щавелевой кислоты и перманганата калия (5 — 10 %) с последующей обработкой дезактивирующим раствором пароэжекционным способом на второй ступени.

В случае дезактивации поверхностей некоторые загрязнения удаляют с применением липкой пленки. Необходимо защищать вновь очищенные поверхности листами пластиковой пленки во избежание повторного загрязнения. Очень полезны при дезактивации пылесосы влажного типа. Для зашиты пылесоса от загрязнения необходимо использовать высокоэффективные фильтры. В таблице 10.4 даны некоторые рекомендации по дезактивации в различных ситуациях.

ГЛΑΒΑ11

АЭС И ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА

Как любое другое промышленное предприятие атомная электростанция взаимодействует с окружающей средой. В процессе своей деятельности предприятие, потребляя определенные природные ресурсы, производит полезную для человека продукцию. Как правило, при этом, в процессе производства, образуются какие-то ненужные, или вредные отходы. Соотношение между тем полезным эффектом, который Производит предприятие, и тем вредом, который оно наносит человеку и окружающей природной среде, и должно являться решающим аргументом внедрения технического новшества в жизнь.

Рассмотрим с этой точки зрения атомную электростанцию. Какие природные ресурсы ей необходимы? Во-первых, все сооружения станции занимают определенную площадь, отчуждая эту территорию из природопользования. Во-вторых, станция для своей работы потребляет большое количество воды, необходимое для охлаждения конденсаторов турбин. Кроме того, АЭС необходимо ядерное топливо, которое производится в процессе длительного и также ресурсо-потребляющего процесса. Этот процесс обычно называется ядерно-топливный цикл. Таким образом, хотя и опосредованно, АЭС использует для своей работы и богатства подземных недр. Использование природных ресурсов — это один путь экологического взаимодействия, пока неизбежный для технического прогресса человека.

Другим следствием технического прогресса, также пока практически повсеместным, является тот факт, что любое производство образует отходы. АЭС, в этом случае, не исключение. Схема взаимодействия АЭС с окружающей средой приведена на рис. 11.1.

Как видно из рисунка, АЭС является источником поступления во внешнюю среду: радиоактивных веществ в виде газоаэрозольных выбросов, жидких сбросов итвердых отходов, источником тепловых сбросов, а также электромагнитного излучения.

Как отмечено ранее, определяющим фактором развития каких-либо технологий является соотношение "польза — вред", то есть выгода, польза для человечества должна быть выше того ущерба, который данное производство может причинить. Прошло 43 года с момента пуска первой АЭС. В 1996 году количество энергоблоков АЭС в мире составило 437, а общая установленная мощность достигла 344 512 МВт, доля АЭС в мировом производстве электроэнергии составила 17% [17]. Не так уж плохо, учитывая, какоеколичествопротивников у ядерной энергетики, большую стоимость энергоблоков и многое другое. Некоторые страны ушли далеко вперед от среднего уровня развития атомной энергетики. Например, по данным компании "Электрисите де Франс" в 1996 году 77% всей электроэнергии Франции вырабатывалось АЭС. В 1997 году был пущен в работу энергоблок Шуз Б-1 мощностью 1455 МВт, после чего общая установленная мощность АЭС Франции составила 59 795 МВт с общим количеством работающих реакторов 57. И хотя после аварии на Чернобыльской АЭС темпы развития ядерной энергетики в мире несколько снизились, ядерная энергетика остается одним из основных источников энергии для человечества.

Рис. 11.1. Схема экологического взаимодействия атомной электростанции с окружающей природной средой

АЭС, КАК ИСТОЧНИК РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ВНЕШНЕЙ СРЕДЫ

Рассмотрим несколько подробнее образование радиоактивных отходов на атомной электростанции. Радиоактивные вещества образуются на АЭС в активной зоне реактора в результате ядерной реакции деления ядер 235U и 239Pu. Это главный источник образования радиоактивных веществ на АЭС. Кроме этого, они могут образовываться и в результате реакций активации потоком нейтронов различных материалов (конструкционных, продуктов коррозии), находящихся в активной зоне реактора при работе его на мощности.

Активность продуктов деления ядерного топлива чрезвычайно велика и становится тем больше, чем дольше работал реактор на мощности. Некоторое представление о количестве радионуклидов, образующихся в реакторе мощностью 1 ГВт (эл.) в течение года, может дать таблица 11.1

Большая часть образующихся радионуклидов имеет короткий период полураспада, поэтому после остановки реактора они достаточно быстро распадаются. Однако многие продукты деления имеют период полураспада от нескольких часов до десятков, сотен и более лет, что и обуславливает радиационную опасность ядерного реактора.

При нормальной эксплуатации АЭС накопленные в реакторе радиоактивные вещества практически не могут попасть в окружающую среду благодаря ряду защитных барьеров на пути их возможного выхода (см. рис. 11.2).

Рис. 11.2. Схема защитных барьеров на АЭС и пути поступления радионуклидов в окружающую среду.

Таблица 11.1

Продукты деления, образующиеся в реакторе мощностью 1 ГВт (эл.) в течение 1 года работы.

(Активность - ТБк=1012Бк)

Первым защитным барьером является, собственно, сам способ приготовления топлива — спекание диоксида урана в таблетки топливнойкомпозиции. Спеченная топливная композиция представляет собой очень прочный, твердый материал, структура которого хорошо удерживает образующиеся продукты деления. Свыше 99,9% от общей их активности сосредоточено именно в топливных таблетках двуокиси урана работающего реактора.

Вторым защитным барьером на пути выхода радионуклидов является герметическая металлическая оболочка тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ). Оболочка удерживает поступающие газообразные продукты деления, кроме того, при температурах свыше 12000C, структура топливной композиции может изменяться и под оболочку ТВЭЛа могут поступать и другие продукты деления не только с поверхностного слоя топлива, но и из внутренних его слоев. В том случае, когда оболочка ТВЭЛа теряет герметичность, радионуклиды поступают в теплоноситель, циркулирующий через активную зону реактора по системе трубопроводов 1 контура. Процесс потери герметичности оболочки тепловыделяющего элемента можно разделитьнадвестадии. Первая, когдаимеютместомикротрещиныиизподоболочкивыходят только газообразные продукты деления, а величина выхода их зависит от температурных нагрузок. И вторая, когда дефект становится достаточно большим, чтобы обусловить .выход твердых веществ или собственно топливной композиции. На АЭС с реакторами канальной схемы системы контроля целостности этого барьера, так называемые системы КГО (контроль герметичности оболочек), обычно позволяют своевременно обнаружить возникновение микротрещины ТВЭЛа и выгрузить отдельную дефектную TBC (тепловыделяющую сборку). В результате не допускается значительное развитие дефекта и опасное повышение активности теплоносителя. На АЭС с корпусными реакторами (типа ВВЭР-1000) контрольосуществляется по содержанию продуктов деления в теплоносителе.

В соответствии с требованиями Общих положений обеспечения безопасности АЭС (ОПБ-88) допустимое количество ТВЭЛ, имеющих газовую неплотность, составляет 1%. Процент ТВЭЛ, имеющих дефекты, обуславливающие контакт топлива с теплоносителем, когда наблюдается выход твердых продуктов деления, не должен превышать 0,1%. В случае превышения указанных пределов реактор подлежит останову. Наблюдаемое на действующих АЭС содержание продуктов деления в теплоносителе обычно во много раз ниже допустимых значений. Так, например, на АЭС с ВВЭР — 440 удельная активность продуктов деления в воде первого контура в режиме нормальной эксплуатации составляет:

•Инертныерадиоактивные газы— 5.104 — 1.106 (133Xe — 1.106, 135Xe — 2,5.106,

85mКr - 5.104, 88Kr — 5.104) Бк/м3

•Изотопыйода— 1,5.104 — 2.105 (131I — 1,5.104, 133I — 1.105,135I — 2.10+5)Бк/м3

На АЭС с РБМК — 1000 характерные значения некоторых продуктов деления представлены в таблице:

Таблица 11.2.

Характерные значения удельной активности продуктов деления в теплоносителе АЭС с РБМК

Другим источником образования радиоактивных веществ на АЭС, кроме ядерной реакции деления, служит процесс активации. Теплоноситель и переносимые им примеси, в первую очередь продукты коррозии металла трубопроводов контура, попадая в активную зону, подвергаются мощному облучению потоком нейтронов и становятся радиоактивными. Так, если теплоноситель вода, то при захвате нейтрона с испусканием протона ядром атома 16O образуется радиоактивный изотоп 16N. Кроме того, в воде всегда присутствует воздух, а. следовательно, газ аргон, который, активируясь, образует радиоактивный изотоп 41Ar. В воде обычно всегда имеются продукты коррозии конструкционных элементов реактора и

трубопроводов контура. В результате их активации образуются радионуклиды

60Со,

59Fe, 56Mn и др.

Не все радионуклиды имеют одинаковое значение с точки зрения радиационной безопасности и защиты окружающей среды. Например, изотоп 16N имеет очень малый период полураспада (Т1/2 = 7,11 сек), поэтому он просто не успевает выйти за пределы АЭС (являясь, мощным γ-излучателем, он в основном обуславливает необходимость биологической защиты реактора и трубопроводов 1 контура при работе на мощности). Основное значение, с точки зрения радиационной безопасности и охраны окружающей среды, имеют ряд газообразных