Севастопольский Национальный Университет Ядерной Энергии и Промышленности
Контрольная работа №2
По дисциплине: Дозиметрия и радиационная безопасность на атомных электрических станциях
На тему: Организация радиационной безопасности на АЭС
Севастополь 2006
Введение
Основная задача дозиметрии — определение дозы излучения в различных материалах, средах и особенно в тканях живого организма с целью выявления, оценки и предупреждения возможной радиационной опасности для человека. Иначе, основная задача дозиметрии сводится к обеспечению радиационной безопасности при проведении работ в условиях ионизирующих излучений.
Ядерная энергетическая установка считается безопасной, если ее радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду в процессе нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводит к превышению установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и сбросам радиоактивных веществ в окружающую среду, а также ограничивает это воздействие при запроектных авариях. Это качество реализуется с использованием специальных норм и правил по безопасности при проведении работ с источниками ионизирующих излучений.
Организация радиационной безопасности на АЭС
В соответствии с законом Украины "Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности" категории радиационная безопасность и радиационная зашита характеризуются следующими определениями:
— радиационная безопасность — соблюдение допустимых пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую природную среду, установленных нормами, правилами и стандартами по безопасности;
— радиационная защита — совокупность радиационно-гигиенических, проектно-конструкторских, технических и организационных мер, направленных на обеспечение радиационной безопасности.
Таким образом, радиационная безопасность — это цель, достижение которой является обязательной при эксплуатации АЭС, а радиационная защита — средство достижения этой цели.
Радиационная зашита при проведении работ, связанных с использованием ядерных установок и источников ионизирующих излучений, основывается на следующих основных принципах:
- не может быть разрешена никакая деятельность, если преимущество от такой деятельности меньше, чем возможный причиненный ею ущерб;
- величина индивидуальных доз, количество облучаемых лиц и вероятность облучения от любого конкретного источника ионизирующих излучений должны иметь самые низкие показатели, которых можно практически достичь с учетом экономических и социальных факторов;
- облучение отдельных лиц от всех источников и видов деятельности не должно превышать установленных дозовых пределов по нормам, правилам и стандартам по радиационной безопасности.
Общее руководство по обеспечению радиационной безопасности АЭС возглавляет ее директор, на которого возлагается ответственность за разработку Программы радиационной защиты АЭС и организацию контроля ее выполнения. Главный инженер АЭС персонально отвечает за организацию и техническое обеспечение радиационной безопасности, выполнение Программы радиационной защиты АЭС. Руководители подразделений АЭС несут персональную ответственность за изучение и выполнение подчиненным персоналом правил и инструкций по радиационной безопасности, Программы радиационной защиты АЭС.
Радиационный контроль — это часть организационных и технических мер радиационной защиты АЭС, направленных на контроль за соблюдением норм радиационной безопасности и основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, а также получение, обработку и представление измерительной информации о состоянии радиационной обстановки во всех режимах эксплуатации АЭС.
Радиационный контроль на АЭС выполняется по следующим основным направлениям:
•контроль защитных барьеров на пути распространения радионуклидов;
•технологический контроль сред эксплуатации оборудования;
•дозиметрический контроль;
•контроль окружающей среды;
•контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений.
Радиационный контроль защитных барьеров включает в себя контроль объемной активности реперных радионуклидов или их групп:
•в теплоносителе основного циркуляционного контура, что характеризует герметичность оболочек ТВЭЛов;
•в технологических средах или в воздухе производственных помещений, связанных с оборудованием основного циркуляционного контура, что характеризует его герметичность.
•в выбросах за пределы АЭС, что характеризует герметичность последнего защитного барьера АЭС.
Радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений включает в себя:
- контроль уровня загрязнений радиоактивными веществами поверхностей производственных помещений и оборудования, кожных покровов, обуви, производственной одежды, средств индивидуальной защиты персонала при пересечении ими границы зоны строго режима;
- контроль уровня загрязнения радиоактивными веществами выносимых и вывозимых с АЭС оборудования и материалов, транспортных средств при пересечении ими границы территории АЭС;
- контроль уровня загрязнения радиоактивными веществами личной одежды и обуви персонала при пересечении ими границы территории АЭС.
Радиационный контроль окружающей среды включает в себя:
- контроль активности и радионуклидного состава организованного выброса в атмосферу - аэрозолей, изотопов йода в аэрозольной и молекулярной фракциях и инертных радиоактивных газов;
- контроль активности и радионуклидного состава атмосферных выпадений с помощью планшетов;
- контроль активности и нуклидного состава сбросов во внешнюю среду,
- контроль активности и нуклидного состава жидких и твердых радиоактивных отходов;
- контроль активности и радиоактивного состава утечки радиоактивных веществ из хранилищ твердых отходов (XTO) и хранилищ жидких отходов (ХЖО);
- контроль мощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.
Радиационный технологический контроль включает в себя:
- контроль объемной активности технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки;
- контроль объемной активности аэрозолей, инертных радиоактивных газов в необслуживаемых помещениях, локализующих и вентиляционных системах.
Радиационный дозиметрический контроль включает в себя:
- контроль индивидуальных и коллективных доз внешнего облучения персонала;
- контроль содержания радиоактивных веществ в организме работающих;
- контроль мощности дозы гамма-излучения в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС;
- контроль мощности дозы нейтронов в центральном зале реактора, в смежных с реактором помещениях и на участках обращения со свежим и отработанным топливом;
- контроль объемной активности и нуклидного состава радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе производственных помещений;
- контроль плотности потока бета-излучения в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС.
Кроме перечисленных видов контроля могут быть организованы другие дополнительные и специальные виды радиационного контроля для получения дополнительного и углубленного изучения радиационной обстановки при выполнении нестандартных технологических операций или при работах, связанных с ликвидацией последствий радиационных аварий на АЭС.
Объем радиационного контроля АЭС — это перечень характеристик параметров радиационного контроля, в который включаются, прежде всего, виды контролируемых радиационных параметров и физических величин, число точек контроля, периодичность измерения, методы и средства измерений.
Основным документом, в котором определен плановый объем радиационного контроля АЭС, является регламент радиационного контроля АЭС.
Объем радиационного контроля должен быть первоначально разработан и утвержден в установленном порядке на стадии проектирования АЭС.
Для оптимизации объема контроля на АЭС необходимо четко сгруппировать контролируемые параметры и выработать обобщенные критерии радиационной безопасности эксплуатации АЭС, связывающие параметры радиационной обстановки с объемной активностью теплоносителя первого контура, значением протечек, продолжительностью эксплуатации и другими характеристиками оборудования. Оптимизация объема радиационного контроля может проводиться по мере накопления персоналом опыта эксплуатации АЭС.
Атомная станция может функционировать в следующих режимах и состояниях:
- режим нормальной эксплуатации;
- режим отклонения от нормальной эксплуатации;
- режим проектной аварии;
- режим запроектной аварии;
- состояние ликвидации последствий аварии;
- режим снятия с эксплуатации.
Режим нормальной эксплуатации — основной режим работы АЭС. В то же время безопасность АЭС в любой момент времени определяется следующими факторами:
- готовностью персонала и оборудования к предотвращению проектных аварий;
- готовностью персонала и оборудования к работе при проектных авариях;
- вероятностью возникновения запроектных аварий;