Головна умова існування і подальшого розвитку атомної енергетики: безпека здоров'я персоналу і населення, що проживає в прилеглих районах.
7.2.1 Джерела радіаційної небезпеки на АЕС
Основні джерела іонізуючого випромінювання на АЕС:
1. нейтронні і g-випромінювання активної зони реактора;
2. радіоактивні гази та аерозолі, що утворюються в процесі розпаду
3. радіоактивного палива;
4. продукти корозії матеріалів устаткування і трубопроводів першого контуру, а також матеріалів активної зони, що активуються, беручи участь в циркуляції теплоносія через активну зону;
5. власна активність теплоносія;
6. радіоактивні гази та аерозолі в повітрі технологічних приміщень.
Основне радіаційно-небезпечне устаткування: реактор, внутрішньокорпусні пристрої, активний теплоносій, басейн витримки і перевантаження, відпрацьоване паливо, трубопроводи та устаткування 1-го контуру (ГЦН, ПГ, КТ, СВО), системи доспалювання водню та
спецгазоочистки, фільтри вентиляційних систем реакторного відділення, сховища рідких і твердих радіоактивних відходів, системи спецводоочистки спецкорпуса.
Джерелом нейтронів є працюючий реактор. Під дією нейтронів в реакторі відбувається активація теплоносія, конструкційних матеріалів, а також продуктів корозії устаткування і трубопроводів. При розпаді урану в реакторі утворюються осколкові продукти розпаду. При цьому утворюються радіоактивні ізотопи, що є джерелами g-, b – та нейтронного випромінювання.
Джерела газо-аерозольної активності, забруднення приміщень та устаткування – теплоносій 1-го контуру, при протічках якого, у випадку порушення герметичності устаткування та трубопроводів або при здійсненні ремонтних робіт, в повітрі приміщень з'являються радіоактивні гази, йод, аерозолі, а поверхні приміщень та устаткування забруднюються радіоактивними речовинами.
Внесок у дозу a-випромінювачів при нормальній експлуатації ЯППУ малий, тому що вплив таких випромінювачів на персонал практично виключається конструкцією тепловиділяючих елементів, реактора і біологічного захисту.
7.2.2 Біологічний захист
Захистом від іонізуючих випромінювань (ІВ) активної зони є біологічний захист реактора. Він забезпечує зниження щільності потоку нейтронного і g-випромінювань до значень, що забезпечують в приміщеннях АЕС потужність дози, регламентовану санітарними правилами проектування і експлуатації АЕС – СП-АЕС-79. Параметри захисту такі, що гранично допустима доза (ГДД) опромінення персоналу (осіб категорії А) не перевищує 2 бер в рік [2]. Захист від випромінювань також знижує щільність потоку випромінювань на конструкційні матеріали, зменшує радіаційне тепловиділення в конструкційних матеріалах і матеріалах захисту до припустимих значень.
Основними матеріалами для захисту обрані бетон, залізобетон, спеціальний бетон, чавунний дріб, сталь, вода.
Устаткування реакторної установки ВВЕР-1000 розміщаємо в захисній оболонці. Захисна оболонка являє собою циліндр з плоским днищем та сферичним куполом з монолітного попередньо напруженого залізобетону з внутрішнім геометичним облицюванням сталевими листами товщиною 8 мм.
В центрі захисної оболонки розташована циліндрична шахта реактора, що складається з шару спеціального бетону товщиною 65 см (внутрішній шар шахти), і шару звичайного бетону товщиною 3 м (зовнішній шар). Шахта реактора з'єднується з корпусом реактора на рівні верхнього фланця бетонною консоллю товщиною 1 м, а в районі нижніх патрубків у просторі між корпусом і шахтою розміщені спеціальні захисні блоки із засипкою з чавунного дробу, піску, карбіду бора.
Між біологічним захистом і корпусом реактора нижче зони патрубків розташовуємо теплову ізоляцію (тепловий екран), набрану зі сталевих листів загальною товщиною 120 мм. Зверху шахта реактора перекрита захисним ковпаком зі сталі товщиною 2,5 см і бетону 12,5 см.
До шахти реактора примикають бокси ПГ і ГЦН. Трубопроводи і кабелі, що зв'язують розташоване всередині оболонки устаткування реакторної оболонки з зовнішнім устаткуванням, проходять через спеціальні герметичні проходки. Для проходу персоналу передбачені основний і аварійний шлюзи. Вантажі транспортуються через люк, що герметично ущільнюється. Зовнішній діаметр оболонки 45 м, висота 76 м.
Захисна оболонка служить біологічним захистом реакторного контуру.
7.2.3 Захист від радіоактивних газів та аерозолей
Радіоактивні гази та аерозолі утворюються в процесі розпаду радіоактивного палива. Їх вихід у зовнішнє середовище можливий внаслідок порушення герметичності ТВЕЛ.
Герметичність ТВЕЛ забезпечується наступними конструкційними рішеннями:
оболонка ТВЕЛ, що являє собою трубку з цирконієвого сплаву зовнішнім діаметром 9,1 мм, герметизируется з торців спеціальними сталевими наконечниками.
Наконечники з'єднуються з цирконієвою оболонкою аргонодуговим зварюванням;
Для контролю герметичності оболонки ТВЕЛа його внутрішня порожнина заповнюється інертним газом з невеликим надлишковим тиском;
Між оболонкою і сердечником ТВЕЛа передбачений зазор товщиною 0,05–0,1 см для компенсації температурних розширень, тому що температура сердечника значно вище температури оболонки;
Для скупчення газоподібних продуктів розпаду залишає вільні торцеві об’єми. Центральний отвір і простір під оболонкою служить додатковою ємністю для газових продуктів розпаду, які накопичуються.
2.4 Зниження радіоактивності теплоносія реакторного контуру
Радіоактивність теплоносія 1-го контуру обумовлюється проникненням в нього благородних газів та продуктів розпаду радіоактивного палива при порушенні герметичності ТВЕЛів, змивом радіоактивних забруднень з поверхні ТВЕЛів, радіолізом теплоносія і наведеною активністю природних домішок і продуктів корозії конструкційних матеріалів, що містяться в теплоносії.
По ОПБ-88 питома активність водяного теплоносія реакторного контуру не повинна перевищувати 3,7х106 Бк/кг, а активність води парогенераторного контуру – 3,7 Бк/кг. Ріст активності теплоносія в процесі експлуатації АЕС погіршує радіаційну обстановку на станції.
З метою зменшення радіоактивності теплоносія проводимо байпасну очистку і вибираємо раціональний водяний режим.
Байпасна очистка першого контуру призначена для безупинного очищення теплоносія від шкідливих домішок.
Постійну байпасну очистку в реакторному контурі здійснюють на установці спецводоочистки СВО-1. Запобігання виходу продуктів розпаду ядерного палива в теплоносії забезпечується герметичністю ТВЕЛів. ТВЕЛи піддаються багаторазовій перевірці на герметичність як на заводі
виробнику, так і при їх експлуатації на АЕС.
Раціональний водяний режим, що знижує радіоактивність теплоносія реакторного контуру – це режим, що припиняє або істотно зменшує інтенсивність фізико-хімічних процесів, що приводять до активації теплоносія. До останніх насамперед відносяться корозія матеріалів реакторного контуру та активація різних домішок в теплоносії.
7.2.5 Зонування приміщень, вентиляція, знешкодження радіоактивних аерозолей
Відповідно до ОСП-72/87 і СП АС-88 приміщення АЕС поділяємо на дві зони:
1-зона вільного режиму, де можливий радіаційний вплив на працюючих, не перевищує припустимих рівнів непрофесійного опромінення (0,5 бер/рік) (адміністративно-службові приміщення, їдальні, майстерні по ремонту не забрудненого радіонуклідами устаткування та ін.);
2-зона строго режиму, де можливий вплив на працюючих зовнішнього випромінювання, наявність радіоактивних газо-аерозолей в повітрі і забруднення устаткування та приміщень радіоактивними речовинами. В зоні строго режиму виділяються три групи приміщень:
I – ті, що необслуговуються – бокси, камери та інші герметичні приміщення реакторного контуру. В них, при роботі реактора, перебування персоналу не допускається;
II – ті, що напівобслуговуються – приміщення обслуговування устаткування при його розробці, тимчасового збереження відходів та ін. В них, при працюючому устаткуванні, допускається короткочасне перебування персоналу;
III – ті, що обслуговуються – щитові, операторські, центральний зал. У них допускається постійне перебування персоналу.
Між приміщеннями II і III груп розміщені саншлюзи, а між приміщеннями зони строго і вільного режимів – санпропускники.
Знижуємо активність аерозолей, радіонуклідів йоду, інертних радіоактивних газів (ІРГ) до припустимих значень за допомогою очищення газо-аерозольних викидів АЕС. Оскільки радіоактивні ізотопи йоду в повітрі, що очищається, присутні в різних агрегатних і хімічних формах (аерозолі, молекули, органічні сполуки), то для уловлювання йоду застосовуємо наступні фільтри:
1. аерозольні фільтри для йоду в аерозольній формі;
2. вугільні не імпрегніровані фільтри для молекулярного йоду;
3. вугільні імпрегніровані фільтри для органічних сполук йоду.
До газоподібних радіоактивних відходів відносяться інертні радіоактивні гази (ІРГ), аэрозоли, що утворяться в результаті розпаду палива, які виходять в теплоносій 1-го контуру через нещільності в ТВЕЛах та в повітря приміщень через негерметичне устаткування. Під терміном ІРГ приймається будь-яка суміш інертних радіоактивних газів-ізотопів: аргону, криптону, ксенону.
7.2.6 Системи локалізації аварій
Локалізація та обмеження наслідків аварій, імовірність яких цілком реальна, досягається як за рахунок віддалення АЕС від населених пунктів, так і технічних засобів.
Системи локалізації розраховуються на максимальну проектну аварію (МПА). Для реакторів ВВЕР МПА є раптовий розрив трубопроводу максимального діаметра в головному циркуляційному контурі (ГЦК). МПА супроводжується різким погіршенням теплообміну, витіканням теплоносія в реакторне приміщення і підвищенням тиску в ньому. При цьому, якщо не забезпечити надійне розхолодження активної зони, відбувається розгерметизація ТВЕЛів і вихід радіоактивних продуктів поділу в теплоносій. Підвищення тиску під захисною оболонкою може привести до її руйнування і виходу радіоактивних продуктів (вода, пара, гази) в навколишнє середовище.