60. Системы безопасности ас.

Под системами безопасности АС в общем случае понимают, системы, предназначенные для предупреждения аварий и ограничений их последствий. Различают защитные, локализирующие, управляющие и обеспечивающие системы безопасности.

Защитные системы безопасности предназначены для предотвращения (ограничения) повреждений ядерного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, контура теплоносителя и аварий, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора, а также нарушений теплоотвода из реактора. К защитным относятся системы аварийной защиты реактора (система бариевых стержней – поглотителей нейтронов. Опускаемых в активную зону для управления ходом цепной реакции и остановки реактора) и аварийного охлаждения.

Локализирующие системы безопасности предназначены для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ внутри станций и выхода их в окружающую среду. Для этого контур теплоносителя размещается в герметичных помещениях либо целиком, либо таким образом, чтобы в случае проектной аварии обеспечивалась локализация выделяющихся радиоактивных веществ в границах герметичных помещений.

Управляющие системы безопасности предназначены для автоматического включения защитных и локализирующих систем безопасности, контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.

Обеспечивающие системы служат для снабжения всех систем безопасности энергией и создания необходимых условий для их функционирования. Важнейшими представителями систем безопасности являются дизель-генераторы, которые автоматически запускаются при обесточивании АС в аварийной ситуации.

Безопасность населения и окружающей среды обеспечивается включением в проект АС ряда независимых друг от друга препятствий на пути ионизирующих излучений от топлива до окружающей среды – барьеров безопасности. Например на атомных станциях с водно-водяным энергетическим реактором имеется 5 таких барьеров: 1) оболочка таблетки ядерного топлива, удерживающая большую часть образующейся активности; 2) герметичные оболочки твэлов, способные противостоять давлению накапливающихся продуктов деления; 3) корпус реактора, изготовленный из стали толщиной несколько десятков миллиметров; 4) бетонная шахта гермопомещения реактора с прослойками из поглощающих материалов; 5) защитный корпус станции. На некоторых атомных станциях дополнительными барьерами служат страховочный и внешний защитный корпус.

В результате ослабления ионизирующих излучений барьерами безопасности облучение населения, проживающего вблизи от АЭС типа ВВЭР при ее безаварийной работе, не превышает 2мЗв (0,2 бэра) в год – не выше нормального фона.

61. Безопасность населения и окружающей среды обеспечивается включением в проект атомных станций ряда независимых друг от друга препятствий на пути ионизирующих излучений от топлива до окружающей среды – барьеров безопасности. Например на атомных станциях с водно-водяным энергетическим реактором имеется 5 таких барьеров: 1) оболочка таблетки ядерного топлива, удерживающая большую часть образующейся активности; 2) герметичные оболочки твэлов, способные противостоять давлению накапливающихся продуктов деления; 3) корпус реактора, изготовленный из стали толщиной несколько десятков миллиметров; 4) бетонная шахта гермопомещения реактора с прослойками из поглощающих материалов; 5) защитный корпус станции. На некоторых атомных станциях дополнительными барьерами служат страховочный и внешний защитный корпус.

В результате ослабления ионизирующих излучений барьерами безопасности облучение населения, проживающего вблизи от АЭС типа ВВЭР при ее безаварийной работе, не превышает 2мЗв (0,2 бэра) в год – не выше нормального фона.

62. Главным элементом атомной станции (АС) является ядерная энергетическая установка – реактор. Его работа основана на получении тепловой энергии за свет реакции деления ядерного топлива, в качестве которого в большинстве реакторов используется уран. Однако цепная реакция деления в природном уране невозможна из-за низкого содержания в нем основного делящегося изотопа урана-235, доля которого всего 0,7%. Создать цепную реакцию можно либо путем повышения в природном уране содержания урана-235 (не менее 25%), либо путем замедления основной массы образующихся в реакторе нейтронов, используя способность урана-235 к более активному захвату медленных (тепловых) нейтронов.

Ядерный реактор или атомный реактор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.

Биореактор — прибор, осуществляющий перемешивание культуральной среды в процессе микробиологического синтеза.

Применяется в биотехнологической промышленности при производстве лекарственных и ветеринарных препаратов, вакцин, метана, продуктов пищевой промышленности (ферменты, пищевые добавки, глюкозные сиропы), а также при биоконверсии крахмала и производстве полисахаридов и нефтедеструкторов.

Различают механические, аэрлифтные и газо-вихревые биореакторы.

БЫСТРЫЙ РЕАКТОР - ядерный реактор, в котором для цепной реакции деления ядерного топлива используются быстрые нейтроны. В быстром реакторе может осуществляться расширенное воспроизводство ядерного топлива.

Водо-водяной энергетический реактор - Ядерный реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит вода. Конструктивно такой реактор представляет собой резервуар, заполненный водой, в которую погружены тепловыделяющие сборки (комплекты тепловыделяющих элементов), составляющие активную зону. Проходящий через эту зону поток воды, создаваемый циркуляционными насосами, отводит выделяющееся тепло. В реакторах малой мощности часто используют естественную циркуляцию.

КАНАЛЬНЫЙ РЕАКТОР - ядерный реактор, активная зона которого - система каналов (обычно цилиндрических полостей) с размещенными в них тепловыделяющими элементами. Межканальное пространство заполнено замедлителем нейтронов (обычно графитом); теплоноситель (обычно вода и пароводяная смесь) подается к каналам по трубопроводам.

ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ РЕАКТОР - условное название ядерного реактора (обычно графито-газового), у которого рабочая температура в активной зоне достигает 700 .С. Высокотемпературный реактор позволяет создать энергетическую установку с прямым циклом, в которой реактор и турбина связаны непосредственно.

Дугогасящий реактор — электрический аппарат, предназначенный для компенсации емкостных токов в электрических сетях с изолированной нейтралью, возникающих при однофазных замыканиях на землю (ОЗЗ).

Сглаживающий реактор — статическое электромагнитное устройство, предназначенное для использования его индуктивности в электрической цепи с целью уменьшения содержания высших гармоник (пульсаций) в выпрямленном токе. Сглаживающий реактор обычно соединяется последовательно с выпрямителем, таким образом, через него протекает весь ток нагрузки.

Термоядерный реактор — устройство, в котором осуществляется управляемая цепная термоядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии.

Токоограни́чивающий реа́ктор — электрический аппарат, предназначенный для ограничения ударного тока короткого замыкания. Включается последовательно в схему и работает как индуктивное дополнительное сопротивление,при К.З. уменьшающее ударный ток, что увеличивает устойчивость генераторов и системы в целом.

Химический реактор — агрегат для проведения химических реакций объёмом от нескольких миллилитров до десятков кубометров. В зависимости от условий протекания реакций и технологических требований реакторы делятся: реакторы для реакций в гомогенных системах и в гетерогенных системах; реакторы низкого, среднего и высокого давления; реакторы низкотемпературные и высокотемпературные; реакторы периодического, полунепрерывного и непрерывного действия.

63.

Наименование события	Уровень события	Содержание события и необходимые меры защиты
Глобальная авария (Чернобыль, СССР, 1986г.)	7	Выброс в окружающую среду большей части продуктов деления активной зоны, приведшей к превышению дозовых пределов для запроектной аварии. Возможны острые лучевые поражения населения; длительное воздействие на окружающую среду. Необходимо проведение различных мер по защите населения, в том числе эвакуация и отселения.
Тяжелая авария (Виндскейл Шеллфилд, Великобрита-ния, 1957 г.)	6	Выброс в окружающую среду значительной части продуктов деления, приведшей к превышению дозовых пределов для проектных аварий. Возможны поражения населения и воздействие на окружающую среду. Необходимы противоаварийные мероприятия и частичная эвакуация.
Авария с риском для окружающей среды (Три-Майл Айленд, США, 1979г.)	5	Выброс в окружающую среду продуктов деления, приведший к незначительному превышению дозовых пределов для проектной аварии. Возможно частичное поражение населения и воздействие на окружающую среду. Необходимы частичные противоаварийные мероприятия по защите персонала АС и населения
Авария в пределах АС (Сант-Ловрент, Франция 1980г.)	4	Выброс в окружающую среду продуктов деления, не превышающий дозовых пределов для проектной аварии. Превышение дозовых пределов внутри АС. Возможны поражения персонала с дозами до 1 Зв (100бэр). Необходимы противоаварийные мероприятия и защита персонала АС. Защиты населения не требуется
Серьезное происшествие (Вонделосс, Испания 1989г.)	3	Выброс в окружающую среду продуктов деления выше допустимого выброса без нарушения пределов безопасной эксплуатации. Превышение дозовых пределов внутри АС. Возможны незначительные поражения персонала. Защита населения не требуется.
Происшествие средней тяжести	2	Неработоспособность отдельных каналов систем безопасности без выброса продуктов деления. Защиты персонала и населения не требуется.
Незначительное происшествие	1	Повреждения различных технологических систем, не приводящие к аварии. Защиты персонала и населения не требуется.

64.

65. Приборы, системы и средства радиационного контроля предназначены для измерения степени ионизации окружающей среды и дозиметрического контроля населения в условиях как мирного, так и военного времени. В основе работы приборов и системы радиационного контроля используются различные методы обнаружения ионизирующего излучения, основным из которых являются:

• ионизационный

• фотографический

• сцинтилляционный

• химический

• люминесцентный

66. Эвакуация – комплекс мероприятий по организованному вывозу или выводу населения из районов чрезвычайной ситуации или вероятной чрезвычайной ситуации природного и техногенного характера и его кратковременному размещению в заблаговременно подготовленных по условиям первоочередного жизнеобеспечения безопасных районах.

Региональная эвакуация осуществляется при воздействии поражающих факторов на значительные площади, охватывающие территории одного или нескольких регионов, включая крупные города.

67. В зависимости от измеряемых характеристик источников ионизирующих излучений и их полей измерения делятся на три класс:

• радиометрические – измерения величин, характеризующих активность радионуклидов – источников ионизации (радиометрия);

• дозиметрические – измерения поглощенной энергии ионизирующего излучения объектами и субъектами окружающей среды (дозиметрия);

• спектрометрические – измерения энергии частиц (спектрометрия).

В соответствии с данной классификацией характера измерений ионизирующих излучений, определяющей основное название приборов и систем радиационного контроля, а также с учетом специфики их конструкции и сферы применения, приборы, системы и средства радиационного контроля можно условно разделить на приборы, системы и средства, применяемые для контроля радиационной обстановки, и приборы, используемые для дозиметрического контроля облучения населения.

Приборы, системы и средства контроля радиационной обстановки подразделяются на рациометрические, дозиметрические, спектрометрические приборы и системы для непосредственного измерения ионизирующих излучений и вспомогательные средства, включающие пробоотборники различного назначения, а также оборудование радиометрических лабораторий.

Приборы дозиметрического контроля населения включают приборы контроля внешнего облучения и приборы контроля внутреннего облучения. Приборы, системы и средства радиационного контроля могут быть переносными, стационарными и передвижными (бортовыми), базирующимися на различных видах транспорта.

68. Радиометры – измерители радиоактивности. Приборы применяются для обнаружения и определения степени радиоактивного загрязнения поверхностей объектов, оборудования, транспорта, одежды, кожных покровов путем определения величины плотности потока частиц или квантов и объемной активности жидких и сыпучих материалов. К таким приборам относятся радиометры - РУБ-01П (01П6), РКС-08П, РПА-01 и др.

Радиометры-дозиметры – приборы, решающие задачи, как радиометрии, так и дозиметрии, причем основной задачей этих приборов считается измерения степени загрязнения объектов, т.е. радиометрия: МКС-01Р1, МКС-04Н, ИРД-02 и др.

Сигнальные установки – предназначены для контроля и сигнализации о загрязнении различных поверхностей (рук, обуви, спецодежды) – РЭБ-05, СЗБ-03 и др.

Датчиками радиометрических приборов являются, как правило, газоразрядные и сцинтилляционные счетчики, индикация цифровая.

69. Возможные аварии на АС и их характеристики.

Аварией на ядерно (радиационно) опасном объекте называют непредвиденный случай, вызванный неисправностью оборудования или нарушением нормального хода технологического процесса, который создает повышенную радиационную опасность для людей и окружающей среды.

Основными причинами аварий на АС могут быть:

• потеря теплоносителя в результате разрыва трубопровода соответствующего контура;

• повреждение тепловыделяющих элементов в результате быстрого возрастания мощности реактора;

• механические повреждения (в результате взрыва) систем водоснабжения;

• разрыв трубопровода контура рабочего тела.

Наибольшую опасность, как для обслуживающего персонала, так и для населения, проживающего вблизи АС, представляет авария с разрушением активной зоны, при которой происходит массовой выброс радиоактивных веществ во внешнюю среду.

По техническим причинам возникновения аварии подразделяются на проектные и запроектные. Авария, исходное событие (причина) которой устанавливается действующей нормативно-технической документацией, а обеспечение безопасности при этом предусмотрено проектом АС, называется проектной. Запроектной называют аварию, развитие которой отклоняется т протекания возможных проектных аварий и обеспечение безопасности, при которой не предусмотрено проектом. Таким аварии связаны главным образом с расплавлением топлива в реакторе. Их локализация осуществляется проведением различных организационных и инженерно-технических мероприятий, не связанных с системами безопасности на АС.

70. Спектрометрические приборы.

Спектрометры – приборы, предназначенные для регистрации и измерения энергетического спектра ионизирующих излучений. Они классифицируются по виду излучений ( альфа-, бета-, гамма-, нейтронные спектрометры), по принципу действия и по конструктивным особенностям.

В сфере радиационного контроля окружающей среды с помощью спектрометров решается задача определения наличия в окружающей среде радионуклидов, отсутствующих в составе природного фона, т.е. фиксируется наличие радиоактивного загрязнения техногенного характера, причем учитывается тип изотопов и их активность. Индикация приборов цифровая и графическая.

Наиболее широкое применение имеют гамма-спектрометры различных видов. Использование в современных гамма-смектрометрах полупроводниковых детекторов обеспечивает надежное разделение гамма-линий контролируемых радионуклидов техногенного происхождения и линий гамма-излучения естественных радионуклидов, таких как торий, калий и др.

К приборам такого вида относится, например, гамма-спектрометр «гамма-1С-LT», спектрометр «MS PS-40Ge». 71.

Храктер развития аварии на АС:

1. Незначительное проишествие - повреждение различных технологических систем, не приводящее к оварии. Защита персонала и населения не требуестся.

2. Проишествие средней тяжести - неработоспособность отдельных каналов систем безопасности без выбросов продуктов деления. Защита персонала и населения не требуестся.

3. Серьёзное проишествие - выброс в окружающую среду продуктов делния выше допустимого выброса без нарушений пределов безопасной эксплуатации. Превышение дозовых пределов внутри АС. Возможны незначительные поражения персонала. Защита персонала и населения не требуестся.

4. Авария в пределах АС - выброс в окружающую среду продуктов делния, не превышающий дозовых пределов для проектной аварии. Превышение дозовых пределов внутри АС. Возможны поражения персонала. Защита персонала и населения не требуестся.

5. Авария с риском для окружающей среды - выброс в окружающую среду продуктов делния, прведший к незначительному превышению доозовых пределовдля проектной аварии. Возможно частичное поражение населения и воздействие на на окружающую среду. Необходимы частичные противоаварийные мероприятия по защите персонала АС и населения.

6. Тяжелая авария - выброс в окружающую среду значительной части продуктов делния, приведший к превышению дозовых пределов для проектных аварий. Возможны поражения населения и воздействия на окружающую среду. Необхадимы противоаварийные мероприятия и частичная эвакуация.

7. Глобальная авария - выброс в окружающую среду большей части продуктов делния активной зоны, приведший к перевышению дозовых пределов для запроектной аварии. Возможны острые лучевые поражения населения; длительное воздействие на окружающую среду. Необходимо проведение различных мер по защите населения, в том числе эвакуация и отселение.

72. Средства индивидуальной защиты органов дыхания