Обеспечивающие СБ предназначены для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий их функционирования.

2.1.4 Принцип единичного отказа

Принцип единичного отказа– принцип, в соответствии с которым система безопасности должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного из активных элементов или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

Данный принцип является важнейшим среди основных принципов безопасности. Он предполагает, что система безопасности АЭС должна выполнять свои функции при любом исходном событии, требующем ее срабатывания, и при независимом от исходного события отказе любого элемента этой системы

Принцип единичного отказа реализуется путемрезервирования. Так, каждая система безопасности АЭС несколько раз дублируется (резервируется) за счет применения двух — трех (иногда четырех) независимых систем или каналов одной системы, идентичных по своей структуре и способных полностью выполнить соответствующую данной системе функцию безопасности.

Только резервирование систем безопасности не гарантирует защиты от множественных отказов в подобных случаях, ибо при таких событиях одновременно могут быть выведены из строя несколько систем или каналов, которые резервируют друг друга.

По этой причине дополнительно к резервированию на АЭС применяются:

–физическое разделение оборудования;

–использование разнотипного по принципу действия оборудования.

2.1.4.1 Физическое разделение

Физическое разделение означает, что однотипные компоненты оборудования или каналы системы разделяются физическими барьерами или просто расстоянием для исключения отказа по общей причине.

2.1.4.2 Разнотипность оборудования

Разнотипность оборудования подразумевает применение различных по принципу действия систем и компонентов, выполняющих одни и те же функции.

Например, для обеспечения функции электроснабжения такими компонентами могут

быть:

–дизель-генератор;

–аккумуляторные батареи;

–рабочий и резервный трансформаторы.

2.1.5 Соблюдение требований технической, ядерной, радиационной и экологической безопасности

2.1.5.1 Техническая безопасность

предотвращать развитие опасных состояний и отказов элементов систем, грозящих нарушением

20

2.1.5.2 Ядерная безопасность

В«Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ—2008) определено, что ядерная безопасность — это соблюдение норм, правил, стандартов и условий использования ядерных материалов, обеспечивающих радиационную безопасность. Ядерная безопасность достигается за счет исключения возможностей возникновения тяжелых ядерных аварий (например, исключением разгонов реактора на мгновенных нейтронах).

Для поддержания безопасной работы на АЭС имеютсяспециальные устройства, основными из которых являются системы регулирования цепной реакции, охлаждения активной зоны и радиационной защиты. Регулирование цепной реакции осуществляется путем погружения в активную зону стержней из материалов, способных сильно поглощать нейтроны. Обычно для этой цели используют бор или кадмий.

Вреакторе устанавливается обычно много поглощающих стержней, которые по своему назначению подразделяются на две основные группы:

1. Регулирующие стержни (РС), предназначенные для управления работой реактора— его разгона, остановами, переходами с одного уровня мощности на другой. Регулирующие стержни перемещаются вверх—вниз электромоторами, работа которых задается либо вручную оператором с пульта управления, либо с помощью специальных автоматических устройств.

2. Стержни аварийной защиты (АЗ). Эти стержни, способные сильно поглощать нейтроны, при нормальной работе реактора находятся вне активной зоны во взведенном состоянии. В случае, если хотя бы один параметр реактора— мощность, температура, давление пара, скорость разгона и тому подобное— превысят предельно допустимое значение, стержни АЗ быстро вводятся (сбрасываются) в активную зону, что приводит к немедленному прекращению цепной реакции.

Охлаждение реактора.

Вядерном реакторе огромное количество производимого тепла должно постоян

распада накопившихся в нем продуктов деления. Однако при этом количество остаточного тепла существенно меньше, чем при реакции деления (не более 50%).

Прекращение подачи теплоносителя в активную зону может привести к значительному повышению температуры и расплавлению топлива. Авария с потерей теплоносителя является одной самых «тяжелых» аварий, которая может произойти с ядерным реактором. Поэтому при разработке проекта реактора принимаются такие конструкционные ,решениякоторые позволяют исключить нарушения в подаче теплоносителя. При этом реактор снабжается аварийным запасом воды и системой аварийного охлаждения.

2.1.5.3 Радиационная безопасность

Одной из главных особенностей эксплуатации АЭС является наличие ионизирующих излучений и необходимость обеспечения радиационной безопасности.

«Нормы радиационной безопасности Украины (НРБУ–97)» определяют, что радиационная безопасность (РБ) — это состояние радиационно-ядерных объектов и окружающей среды, которое обеспечивает непревышение основных дозовых пределов, исключение любого необоснованного облучения и уменьшение доз облучения персонала и населения н установленных дозовых пределов настолько, насколько это может быть достигнуто и экономически обосновано.

21

РБ обеспечивается, в первую очередь, поддержанием режимов нормальной эксплуатации АЭС (когда надежно функционируют все барьеры безопасности) и осуществлением комплекса технических и организационных мер, регламентированных действующими гигиеническими

безопасности Украины» и Нормам радиационной безопасности Украины, утвержденных приказом Министерства охраны здоровья Украины.

Основной задачей радиационной безопасности является защита персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия за счет эффективных защитных мер. К их числу относятся:

—постоянный контроль по радиационным факторам за состоянием оборудования и помещений реакторного отделения АЭС;

—локализация радиоактивных отходов и других источников радиации в пределах установленных границ при всех режимах эксплуатации;

—радиационный контроль за состоянием окружающей среды вокруг АЭС в пределах СЗЗ

иЗН, размеры которых обосновываются в проекте АЭС.

Вспомним:

Существует четыре основополагающих принципа защиты от ионизирующего излучения, которые используются персоналом АЭС. Это время, расстояние, экранирование и количество.

Время является важным фактором в радиационной защите. Чем короче время облучения, тем меньше доза облучения накапливается организмом.

Вторым фактором радиационной защиты является расстояние. Согласно этому принципу, чем дальше человек находится от источника излучения, тем меньше доза облучения. Этот принцип известен как закон обратной квадратичной пропорциональности. При увеличении расстояния от источника излучения в два раза доза облучения сокращается четыре раза.

Третьим фактором является защита с помощью различных материалов. Чем более плотным является материал, тем больше его способность задерживать излучение.

Четвертым принципом радиационной защиты является количество. Поскольку доза облучения от данного радиоактивного материала непосредственно зависит от количества, данный принцип основывается на ограничении количества радиоактивног материала на рабочем месте.

Наибольшее радиационное воздействие получает персонал, выполняющий ремонтные работы на оборудовании и трубопроводах первого контура и при перегрузке ядерного топлива. Реальные годовые дозы облучения эксплуатационного персонала составляют10 — 30 % от допустимых значений (0,2—0,6 бэр/ в год).

Для контроля радиационной обстановки на станции и в районе размещения АЭС, а также для выполнения мероприятий по радиационной защите персонала, в организационной структуре каждой станции предусматривается цех (отдел) радиационной безопасности, в состав которого входят структуры (службы) внутренней (станционной) и внешней дозиметрии. Задача службы внутренней дозиметрии— обеспечить контроль за радиационной обстановкой в помещениях АЭС, правильностью обращения с радиоактивными отходами, контроль за соблюдением установленных нормативов по жидким сбросам и газоаэрозольным выбросам с АЭС, учет доз облучения персонала станции и всех лиц, которые посещали станцию.

Задачей службы внешнего контроля и дозиметрии является контроль за радиационной обстановкой на территории, окружающей станцию в пределах зоны наблюдения (30 км).

Для радиационной защиты на АЭС предусматривается система радиационного контроля, включающая:

– радиационный контроль состояния защитных барьеров;

22

–радиационный технологический контроль;

–радиационный дозиметрический контроль;

–радиационный контроль окружающей среды;

–контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений;

–радиационный контроль при условиях, отличных от режима нормальной эксплуатации;

–радиационный контроль греющих и нагреваемых сред при отпуске тепла с АЭС.

На АЭС ведется строгий учет доз облучения персонала. Для этого каждый работник АЭС, в том числе персонал подрядных организаций, обеспечивается индивидуальным дозиметром, который учитывает дозы внешнего облучения (γ—излучение и воздействие нейтронов).

Контроль за радиационным воздействием на персонал включает в себя:

—измерение доз внешнего облучения;

—проверку загрязненности одежды и кожного покрова персонала;

—измерение содержания радиоактивных веществ в организме и его отдельных органах. Каждая АЭС оснащается автоматизированной системой контроля за радиационным

состоянием территории ,АЭСсанитарно—защитной зоны и зоны наблюд. Работоспособность АСКРО обосновывается как для режимов нормальной эксплуатации, так и для аварий. Контролю подлежат выбросы и сбросы радиоактивных веществ в окружающую среду.

2.1.5.4 Система радиационно-гигиенических регламентов

Нормы радиационной безопасности Украины(НРБУ—97) являются основным государственным документом, устанавливающим систему радиационно-гигиенических регламентов для обеспечения приемлемых уровней облучения, как для отдельного человека, так и общества в целом.

Целью НРБУ—97 является определение основных требований к:

—охране здоровья человека от возможного вреда, связанного с облучением ИИИ;

—безопасной эксплуатации ИИИ;

—охране окружающей среды.

Указанная цель достигается путем введения гигиенических регламентов, обеспечивающих предотвращение возникновения детерминированных эффектов у облученных ли ограничение на приемлемом уровне вероятности возникновения стохастических эффектов.

Справка.

Классификация последствий облучения

Классификацию возможных последствий облучения можно представить , схем представленной в таблице:

23

степень тяжести поражения прямо зависит от дозы облучения и для возникновения которых существует дозовый порог. Стохастическими эффектами считаются такие, для которых от дозы зависит только вероятность возникновения, а не их тяжесть, и отсутствует дозовый порог.

НРБУ—97 устанавливают два принципиально различные подхода к обеспечен противорадиационной защиты:

—при всех видах практической деятельности в условиях нормальной эксплуатации индустриальных и медицинских ИИИ;

—при вмешательстве, связанном с облучением населения в условиях аварийных ситуаций, а также при хроническом облучении за счет техногенно-усиленных источников природного происхождения.

Радиационная безопасность и противорадиационная защита по отношен практической деятельности строятся с использованием основных принципов, к которым относятся:

принцип оправданности — любая практическая деятельность, сопровождаемая облучением людей, не должна осуществляться, если она не приносит большей пользы облучаемым лицам или обществу в целом по сравнению с вредом, который она причиняет;

принцип непревышения — уровни облучения от всех, подпадающих под регулирование, видов практической деятельности не должны превышать установленные пределы доз;

принцип оптимизации — уровни индивидуальных доз и/или количество облучаемых лиц по отношению к каждому источнику излучения должны быть настолько низкими, насколько это может быть достигнуто с учетом экономических и социальных факторов(принцип ALARA — As Low As Reasonably Achievable economic and social factors being taken into account).

НРБУ—97 определяют основные принципы радиационной защиты по отношению к практической деятельности и в ситуациях вмешательства, устанавливают систему радиационно—гигиенических регламентов для обеспечения приемлемых уровней облучения, как для отдельного человека, так и для общества в целом.

—пределы доз: нормируются предел эффективной дозы для персонала (20 мЗв/год) и для населения (1 мЗв/год);

—пределы эквивалентной дозы внешнего облучения для хрусталика глаза, кожи, кистей

истоп, соответствующие рекомендациям Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ);

—производные уровни — допустимые и контрольные уровни.

–категория А — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с

ИИИ;

–категория Б — лица, которые непосредственно не заняты работой с ИИИ, но в связи с расположением рабочих мест в помещениях и на промышленных площадках

объектов с радиационно-ядерными технологиями могут получать дополнительное облучение;

–категория В — все население.

24

Таблица 2.1 - Пределы дозы суммарного внутреннего и внешнего облучения, мЗв·год-1 (НРБУ – 97)

*Женщины до 45 лет, относящиеся к категории А, за два любых последовательных месяца не должны превышать дозу 1мЗв.

**Для беременных женщин, относящихся к персоналу категории , Би лиц из населения категории В все основные и производные регламенты устанавливаются на уровне2 разав

меньше соответствующих значений.

А – персонал, непосредственно работающий с источниками ионизирующего излучения; Б – лица, не занятые непосредственно работой с источниками излучения, но которые могут

подвергаться дополнительному облучению в связи с размещением рабочих ме радиационно-ядерном объекте в помещениях, смежных с рабочими местами, где используются источники ионизирующего излучения, или находятся в рабочее время в пределах санитарнозащитной зоны радиационно-ядерного объекта; В – все население.

Устанавливается следующий перечень допустимых уровней(ДУ), которые относятся к радиационно—гигиеническим регламентам первой группы.

Для категорий А и Б:

—допустимое поступление радионуклида через органы дыхания;

—допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочей зоны;

—допустимая плотность потока частиц;

—допустимая мощность дозы внешнего облучения;

Четвертая группа — регламенты, определяющие величину предотвращаемой вследствие вмешательства дозы облучения населения от техногенно-усиленных источников природного происхождения. В эту группу входят уровни обязательных действий и уровни действия.

Ограничение облучения населения осуществляется путем регламентации и контроля газоаэрозольных выбросов и водных сбросов в процессе работы радиационно-ядерных объектов и содержания радионуклидов в отдельных объектах окружающей среды(воде, продуктах питания, воздухе и т. д.).

25

Для объектов с радиационно-ядерными технологиямиустанавливается санитарнозащитная зона (СЗЗ), где регламентируется специальный режим использования ее территории и специальные требования к радиационному контролю.

Для радиационно-ядерных объектов устанавливаются квоты предела дозы облучения лиц категории В, используемые для установления уровней допустимого сброса(ДС) и допустимого выброса (ДВ), которые приведены в табл. 2.2.

Таблица 2.2 — Квоты от основного дозового предела для населения, используемые для установления ДС и ДВ

На основании квоты предела дозы для каждого отдельного объекта устанавливаются ДС и

ДВ.

В дополнении к НРБУ—97 «Радиационная защита от источников потенциального облучения» (НРБУ—97/Д—2000) используются современные подходы в области радиационной защиты от потенциального облучения. Вводится ряд новых для отечественной нормативной базы положений, таких как:

—концепция потенциального облучения;

—четыре группы источников потенциального облучения;

—система регламентов, включающая референтные уровни доз и рисков потенциального облучения, а также референтные вероятности критических событий;

—классификация РАО, соответствующая требованиям Закона Украины «Об обращении с радиоактивными отходами».

Данным документом вводятся в практику регулирования вероятностный анализ

нормируются референтные вероятности критических ,событийреферентные риски, референтные уровни потенциального облучения. Данным документом устанавливаются следующие числовые значения референтных рисков потенциального ,облученияне превышающие уровни приемлемости, а также учитывающие гетерогенность распределения индивидуальных доз у работников:

–для персонала: 2 · 10-4 год-1;

–для населения: 5 · 10-5 год-1.

Для практического применения устанавливаются значения референтных вероятностей критических событий, связанных с источниками потенциального облучения первой группы. Эти значения приведены в табл. 2.3 и 2.4.

26