Эксплуатация атомных энергоблоков

Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Тепловые контуры атомных станций
Реактор ВВЭР
Кипящие реакторы
Реактор РБМК
Реакторная установка МКЭР -1500
Реакторы на естественном уране
Газоохлаждаемые реакторы
Реакторы HTGR
Атомные электростанции с натриевым
теплоносителем
АЭС с реактором БН-350

БРЕСТ: быстрый реактор брест со
свинцовым теплоносителем

Основы ядерной физики
Строение атомного ядра
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
И ДЕФЕКТ МАСС
Ядерная реакция
Закон радиоактивного распада
Цепная ядерная реакция
Термоядерный синтез
Реакторы на быстрых нейтрона
Элементарная частица
Позитрон. Аннигиляция
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Ядерное опреснение
Варианты  плавучего энергоблока и
опреснительных установок
Схема процесса многостадийной
флеш-дистилляции для опреснения воды
Принципиальная гидравлическая схема
энергоопреснительного комплекса
Опыт использования опреснительных установок
в России и регионах мира
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Работы по подготовке технологических решений
объектов атомной энергетики
Состав разделов проектной документации
Разделы проектной документации
Состав проектной документации
Особенности проектирования и конструкций
Проектирование линейных объектов
Техническое обследование зданий
Экспертиза проектной документации
Особенности компоновки АЭС на примере
проектных решений АЭС с ВВЭР-1200
Основным режимом работы АЭС является
работа в базовом режиме на 100 % мощности
Корпус реактора
Привод системы управления и защиты
Компоновка реакторного контура
Паровая турбина
Генеральный план
Здания и сооружения ядерного острова
Концепция безопасности
Радиационная и ядерная безопасность
производства
Социально-экономический аспект
обеспечения безопасности
Радиационная безопасность человека
Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Обеспечение защиты населения

Обеспечение защиты населения.

Радиационное воздействие атомной станции на окружающую среду и на население как при нормальной эксплуатации, так и при авариях, осуществляется преимущественно через газо-аэрозольные выбросы и жидкие сбросы. Радионуклиды, поступившие во внешнюю среду с выбросами и сбросами, оказывают радиационное воздействие на человека как непосредственно, так и через пищевые цепочки (с рыбой, мясом, молоком, растительной пищей -зерном, овощами и т.п.). Доза, получаемая населением, в конечном счете определяется расчетом по модели, учитывающей миграцию нуклидов атмосфере, гидросфере и биосфере в условиях данной местности. Во всех случаях дозовые нагрузки, создаваемые каждой данной атомной станцией, квотируются приводимыми ниже величинами. Квоты на облучение от данной АЭС не зависят ни от её мощности, ни от количества энергоблоков, ни от типа реакторов.

В таблице приводятся квоты на облучение населения от сбросов и выбросов при нормальной эксплуатации АС, мкЗв/год

Радиационный фактор

Атомная станция

Действующая

Сооружаемая или

проектируемая

Газоаэрозольные выбросы

200

50

Жидкие сбросы

50

50

Сумма

250

100

Как видно из таблицы, квотированная дозовая нагрузка на население от одной отдельно взятой атомной станции нового поколения составляет 10-4 Зв, или 0.1 мЗв в год, что в 10 раз меньше установленного в «Законе о радиационной безопасности населения» и в НРБ‑99/2009 годового предела дозы (1 мЗв). Это значение рассматриваются как верхняя граница возможного облучения населения в режиме нормальной эксплуатации и используются для расчета предельно допустимых выбросов и предельно допустимых сбросов радионуклидов АС в окружающую среду (ПДВ и ПДС соответственно).

Превышение величин ПДВ и ПДС в режиме нормальной эксплуатации рассматривается как нарушение санитарных норм и правил и может служить основанием для приостановки эксплуатации АС.

Наряду с предельно допустимыми выбросами и сбросами установлены значения допустимых выбросов и сбросов (ДВ и ДС соответственно). Допустимые выбросы и сбросы – это такие количества поступающей во внешнюю среду активности, при которых формируется доза не более 10 мкЗв в год по каждому из двух факторов (выбросу и сбросу) и не более чем 20 мкЗв в год в сумме.

20 мкЗв в год – это величина дозы, характеризующая достигнутый уровень обеспечения радиационной безопасности населения.

Эта величина составляет:

0.4% от установленного НРБ-99 предела дозы от естественного фона (5мЗв);

1% от среднего по земному шару значения дозы от естественного фона (~2 мЗв);

2% от предела дозы, получаемой от всех техногенных источников (1 мЗв);

20% от дозы, создаваемой предельно допустимыми выбросами и сбросами (0.1 мЗв).

Величины сбросов и выбросов, признанные допустимыми, создают пятикратный запас по годовой квоте и пятидесятикратный – по годовому пределу дозы от техногенных источников.

По величине квоты на годичную дозу от газо-аэрозольного выброса рассчитаны значения допустимых выбросов (в единицах активности).

Таблица. Годовые допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей АС в атмосферу

Радионуклид

АС

с РБМК

АС

с ВВЭР и БН

АС

с ЭГП-6

ИРГ [ТБк]

3700

690

2000

131I(газовая+аэрозольная формы) [ГБк]

93

18

18

60Со [ГБк]

2,5

7,4

7,4

134Cs [ГБк]

1,4

0,9

0,9

137Cs [ГБк]

4,0

2,0

2,0

ВСЕГО

~3,7·1015 Бк

~6,9·1014 Бк

~2,0·1015 Бк

Для текущего контроля объемов газо-аэрозольных выбросов установлены контрольные уровни выбросов за сутки и за месяц.

Контрольный уровень выброса за месяц составляет порядка 1/12 от годового выброса. В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий контрольный уровень до 3 раз, при условии, что не будет превышен годовой ДВ.

Контрольный уровень выброса за сутки составляет порядка 1/30 от контрольного уровня за месяц. В отдельные дни или в несколько дней допускается выброс радионуклидов, превышающий контрольный уровень в 10 раз, при условии, что не будет превышен контрольный уровень за квартал.

Таблица. Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов и аэрозолей АС в атмосферу за месяц

Радионуклид

АС

с РБМК

АС

с ВВЭР и БН

с ЭГП-6

ИРГ [ТБк]*(1)

310

57

160

131I(газовая+аэрозольная формы) [ГБк]

7,8

1,5

1,5

60Со [МБк]

210

620

620

134Cs [МБк]

120

75

75

137Cs [МБк]

330

170

170

Таблица. Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов и аэрозолей АС в атмосферу за сутки

Радионуклид

АС

с РБМК

АС

с ВВЭР и БН

АС

с ЭГП-6

ИРГ [ТБк]

10

1,9

5,5

131I(газовая+ аэрозольная формы) [МБк]

260

50

50

24Na [ГБк]

-

15

-

Допустимые сбросы радионуклидов в открытые водоемы рассчитываются и утверждаются для каждой АС в соответствии со специальными методическими указаниями и их соблюдение гарантирует непревышение дозы облучения населения 10 мкЗв в год.

Обеспечение радиационной безопасности персонала.

Радиационная безопасность персонала, как и населения, обеспечивается реализацией трех принципов – нормирования, обоснования и оптимизации.

Реализация принципа нормирования состоит в том, что для персонала устанавливаются нормированные значения дозовых нагрузок, разрабатываются технические и организационные меры, предотвращающие их превышение, организуется контроль фактически получаемых дозовых нагрузок и радиационной обстановки в целом.

Нормирование дозовых нагрузок.

Как уже отмечалось, для персонала группы А установлен предел эффективной дозы 20 мЗв в среднем за 5 любых последующих лет (т.е. 100 мЗв за 5 лет) и не более 50 мЗв за год.

При этом, как и для населения, наряду с пределами доз, устанавливаются контрольные уровни радиационных факторов. Контрольные уровни устанавливаются для каждой конкретной АЭС – с учетом особенностей технологии и достигнутого уровня безопасности.

По определению, контрольный уровень (КУ) – значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.п., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности.

Подобно тому, как для населения установлены две градации дозовых нагрузок - соответствующие допустимому и предельно допустимому выбросу и сбросу, так и для персонала установлены две градации контрольных уровней доз:

УИ – уровень исследования, такое приращение (скорость изменения) дозы, при превышении которого проводится исследование причин повышения темпа приращения дозы и при необходимости проводятся мероприятия по улучшению радиационной остановки. Контроль величины темпа приращения дозы основан на том соображении, при неизменных условиях деятельности человека, в частности, при неизменном режиме работы оборудования, темп приращения накопленной эффективной дозы должен быть практически постоянным. Если без видимых причин происходит скорость приращения накопленной дозы, это говорит об ухудшении режима радиационной защиты, например, о негерметичности, необнаруженной средствами диагностики, и требует выяснения причин.

УД – уровень действия, - такое значение достигнутой дозы, при превышении которого проводятся мероприятия по улучшению радиационной обстановки.

Уровни исследования и уровни действия устанавливаются не только для каждой данной АС, но могут устанавливаться раздельно для видов работ (работа на мощности, ремонт, перегрузка топлива) и раздельно для внутреннего и внешнего облучения.

Меры по ограничению дозовых нагрузок. Ограничение дозовых нагрузок на персонал атомной станции обеспечивается установлением и выполнением требований:

к производственным помещениям, зданиям и сооружениям

к технологическому оборудованию и организации технологического процесса

к организации и выполнению ремонтных работ и технического обслуживания.

 

Требования к помещениям, зданиям и сооружениям. Зонирование и категорирование территории и помещений.

В основу проектирования и эксплуатации производственных помещений, зданий и сооружений атомных станций положен гигиенический принцип деления их на зоны в зависимости от характера технологических процессов, размещенного оборудования, характера и возможной степени загрязнения.

Соблюдение персоналом АС режима зон является основным организационно-техническим принципом обеспечения радиационной безопасности человека (персонала) на атомной станции.

Территория, здания и сооружения атомной станции разделяются на две зоны:

- зону контролируемого доступа (ЗКД) - производственные помещения, где осуществляется обращение с источниками излучения и где возможно радиационное воздействие на персонал группы А.

- зону свободного доступа (ЗСД) - помещения, где при нормальной эксплуатации атомной станции не осуществляется обращение с источниками излучения и где практически исключается воздействие на персонал радиационных факторов.

В проекте атомной станции должно быть четко определено, к какой категории помещений относится каждое конкретное помещение. Помещения зон свободного и контролируемого доступа должны быть окрашены в различные цвета.

Входные двери в ЗКД должны иметь маркировку - знак радиационной опасности.

Файл:Radioactive.svgПомещения ЗКД с оборудованием, обслуживаемым оперативным персоналом, должны быть обеспечены надежной двухсторонней связью (телефонной и/или громкоговорящей) со щитами контроля и управления.

Поверхности помещений и оборудования ЗКД должны быть защищены материалами, слабо сорбирующими радиоактивные вещества и легко поддающимися дезактивации.

На стенах коридоров и лестничных клеток ЗКД наносятся указатели направления эвакуации при аварии.

Все помещения ЗКД в зависимости от степени возможного радиационного воздействия на персонал разделяются на три категории:

I категория - необслуживаемые помещения, где размещается технологическое оборудование и коммуникации, условия эксплуатации которых и радиационная обстановка при работе на мощности не допускают пребывания в них персонала;

II категория - периодически обслуживаемые помещения, в которых условия эксплуатации и радиационная обстановка при работе на мощности допускают ограниченное во времени пребывание в них персонала;

III категория - помещения постоянного пребывания персонала, где радиационная обстановка допускает возможность постоянного пребывания персонала в течение всего рабочего времени.

Все помещения ЗКД должны иметь на двери обозначение категории, а на дверях помещений I категории – дополнительно знак радиационной опасности.

Для предотвращения распространения радиоактивных веществ из помещений с высокими уровнями радиоактивного загрязнения в соседние помещения, а также при проведении работ со вскрытием радиоактивного оборудования используются стационарные или временные санитарные шлюзы. Стационарный саншлюз – помещение в пределах ЗКД, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты. Стационарные саншлюзы оборудуются подводом горячей и холодной воды и дезактивирующих растворов и трапами спецканализации. Временный саншлюз – защищенная и огороженная площадка. Во временном саншлюзе осуществляется радиационный контроль загрязнения спецодежды и при необходимости - её замена.

Проход персонала в ЗКД и выход из неё обратно осуществляется только через санпропускники в соответствии со специальным порядком, называемым санитарно-пропускным режимом. Санпропускник – это комплекс помещений, предназначенных для смены одежды и обуви (личной на специальную и обратно), санитарной обработки, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды.

Вывоз (вынос) из ЗКД оборудования, материалов, инструмента осуществляется через установленные выходы с разрешения службы радиационной безопасности.

Выход персонала с территории АС осуществляется через установки радиационного контроля загрязнения личной одежды и обуви. В случае обнаружения радиоактивного загрязнения личной одежды и обуви проводится расследование причин происшествия и принимаются меры по его предотвращению в дальнейшем.

Выезд транспорта с территории атомной станции осуществляется через ворота, оборудованные автоматическими установками радиационного контроля загрязнения.

Требования к технологическому оборудованию и к организации технологического процесса.

Технологические процессы, связанные с управлением работой реактора и оборудования радиоактивных контуров и систем, процессы загрузки, выгрузки и транспортирования тепловыделяющих элементов, другие транспортно-технологические операции с радиоактивным оборудованием должны быть максимально автоматизированы, механизированы и осуществляться дистанционно.

Управление процессами осуществляется с защищенных пультов, оборудованных средствами связи и наблюдения.

При проектировании и эксплуатации оборудования основных технологических систем АС должны быть обеспечены:

эффективная биологическая защита источников ионизирующих излучений;

минимальное время работы персонала в условиях радиационного воздействия и другие меры снижения доз облучения персонала.

Для снижения дозовых нагрузок на персонал в проектах и при эксплуатации АС необходимо предусматривать:

использование конструкционных материалов, содержащих минимальное количество химических элементов с большим сечением активации,

очистку теплоносителя от продуктов деления и коррозии

контроль водно-химического режима;

минимизацию протяженности трубопроводов и минимизацию количества арматуры и разъемных соединений;

контроль герметичности работающего оборудования;

предотвращение неорганизованных протечек радиоактивных сред через уплотнения насосов, арматуры и другого оборудования;

проведение дезактивации поверхностей оборудования, контактирующих с радиоактивными средами;

компоновку оборудования с учетом минимизации времени по его обслуживанию в процессе эксплуатации;

наличие специальных мест хранения демонтированных частей оборудования;

отработку персоналом ремонтных операций и другие возможные меры снижения доз облучения персонала при выполнении радиационно-опасных работ.

Конструкция и материалы трубопроводов и оборудования контуров с радиоактивными средами должны быть такими, чтобы они не способствовали накоплению радиоактивных загрязнений на внутренних поверхностях и в застойных зонах, не способствовали ухудшению радиационной обстановки при ремонтах и допускали периодическую дезактивацию. В проекте должно быть предусмотрено оборудование (насосы, баки, емкости), позволяющее проводить дезактивацию I контура.

Требования к выполнению ремонтных работ и техническому обслуживанию оборудования

Основную долю дозовой нагрузки персонал атомной станции получает не при работе на мощности, а при выполнении технического обслуживания и ремонта оборудования в помещениях I категории. Именно эти виды работ расцениваются как радиационно-опасные и требуют особо тщательной подготовки.

Выполнение ремонтных работ, работ по техническому обслуживанию и замене оборудования должно производиться в соответствии с проектом АС. В специальном разделе проекта АС должны быть изложены требования к проведению ремонтных работ.

В частности, в проекте АС должно быть предусмотрено:

наличие специальной оснастки и приспособлений для комплексной механизации работ;

свободный доступ к оборудованию, возможность его демонтажа и транспортирования с использованием защитных кабин и экранов;

возможность поузлового и поагрегатного ремонта оборудования;

дистанционное извлечение и перемещение внутриреакторных устройств;

размещение выгружаемых из активной зоны реактора предметов в специальных боксах, шахтах, бассейнах;

использование защитных кабин для осмотра и ремонта корпусов реакторов типа ВВЭР;

использование переносных защитных экранов;

наличие специальных цехов и участков для дезактивации оборудования;

наличие максимально возможного количества стационарных площадок обслуживания и переходных лестниц;

наличие легкосъемных элементов теплоизоляции.

Ремонтные работы на АС должны тщательно планироваться. Планирование облучаемости персонала проводится с целью непревышения установленных доз облучения, предотвращения необоснованного облучения и разработки мероприятий по снижению дозовых нагрузок. Основой планирования работ в подразделениях АС должны являться статистические данные по дозам облучения персонала.

Перед началом ремонтных работ, при необходимости, должна быть проведена дезактивация оборудования и помещений. Возможность предремонтной дезактивации должна быть предусмотрена проектом. Если возникла необходимость внутриконтурной дезактивации реакторной установки, программа проведения такой дезактивации должна быть разработана администрацией АС и согласована с Главным конструктором реакторной установки и разработчиком проекта АС.

Особое внимание обращается на выполнение подготовительных работ (снятие теплоизоляции и ее последующую установку, установку лесов, подмостей, дополнительной биологической защиты), т.к. при выполнении этих работах персонал получает значительную долю дозовой нагрузки.

Во время работ на рабочих местах должен находиться только персонал, присутствие которого необходимо.

При производстве работ по ремонту оборудования следует предусматривать максимальное использование средств механизации и сокращение ручного труда.

Инструменты, используемые при ремонтных работах в ЗКД, имеют особую маркировку и размещаются на специальных поддонах или в ящиках, выполненных из легко дезактивируемого материала. Инструменты, загрязненные в ходе ремонта, подлежат дезактивации. Использование этих инструментов при ремонте незагрязненного оборудования должно быть исключено.

При проведении электро- и газосварочных работ принимаются меры по предотвращению ингаляционного поступления радиоактивных аэрозолей. В частности, должны применяться мобильные вентиляционные устройства, обеспечивающие локальное удаление радиоактивных и токсичных газов и аэрозолей. Сварка мелких деталей проводится на специальных стендах, оборудованных местной вытяжной вентиляцией.

Персонал, участвующий в ремонтных работах, должен быть обеспечен оперативным дозиметрическим контролем, по возможности цифровыми дозиметрами.

Для предупреждения распространения радиоактивного загрязнения участок проведения работ со вскрытым оборудованием огораживается видимым барьером и оборудуется временным саншлюзом.

Организационными мероприятиями, обеспечивающими радиационную безопасность ремонтных работ в зоне контролируемого доступа, являются:

- оформление работы нарядом или распоряжением;

- допуск к работе;

- надзор во время работы;

- оформление перерывов в работе;

- оформление окончания работы.

Первым по счету и значимости в перечне организационных мероприятий является оформление работы нарядом или распоряжением. Дозиметрический наряд - это письменное распоряжение на проведение радиационно-опасной работы, определяющее содержание, место, время, условия ее выполнения, необходимые меры радиационной безопасности, состав бригады и лиц, ответственных за безопасность работы.

По нарядам выполняются радиационно-опасные работы, требующие подготовки рабочего места и ограничения их продолжительности, и при выполнении которых индивидуальные эффективные дозы облучения могут превысить 0.2 мЗв.

Радиационно-опасные работы, при выполнении которых ожидаемые коллективные дозы превышают 0,5 чел.-Зв или 10 мЗв по эффективной индивидуальной дозе, относятся к особо радиационно-опасным работам и должны выполняться по специальным программам обеспечения радиационной безопасности, разработанным администрацией АС и согласованным с органами Госсанэпиднадзора. Для работ, при выполнении которых коллективные дозы облучения могут превысить 1,0 чел.-Зв или максимальная индивидуальная эффективная доза может превысить 15 мЗв, программа дополнительно должна быть согласована эксплуатирующей организацией.

По результатам выполнения особо радиационно-опасных работ должен быть подготовлен отчет с анализом дозовых и трудовых затрат.

После окончания ремонтных работ проводится общая дезактивация помещений с последующим радиационным контролем.

Шахта реактора соединяется затворами с бассейном выдержки топлива и с бас­сейном для ВКУ.

Развитие ядерной индустрии в СССР