ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА АЭС

Вне зависимости от типа реактора, установленного на АЭС, и ее технологической схемы основными источниками излучения на АЭС являются активная зона реактора, трубопроводы и оборудование технологического контура, бассейны выдержки с отработанным ядерным топливом, системы спецводоочистки и их оборудование, сама защита реактора.

Таблица 6.1.

работающем на полной мощности, ежесекундно происходит 10¹⁸—10¹⁹ делений ядер ²³⁵U. При каждом акте деления освобождается два-три нейтрона, из которых по крайней мере один не испытывает взаимодействия с ядрами атомов топлива и выходит за пределы активной зоны реактора. Кроме того, при делении испускается несколько γ-квантов. В результате вблизи реактора (в отсутствие защиты) мощность эквивалентной дозы облучения может составить несколько зиверт (сотни бэр) в секунду. (Смертельная доза облучения для человека равна 6 Зв — 600 бэр).

Плотность потока нейтронов в активной зоне при работе реактора достигает 10¹³—10¹⁴нейтр/(см²·с). Наиболее вероятное значение энергии нейтронов деления составляет 0,75 МэВ, а средняя энергия около 2,0 МэВ. При делении ²³⁵U образуется также мгновенное γ-излучение с энергией фотонов в диапазоне 0,2 — 7,0 МэВ и средней энергией около 1,0 МэВ. Продукты деления содержат очень большое количество радионуклидов, являющихся β- и γ-излучателями, активность которых зависит как от времени облучения, так и от времени выдержки после облучения в реакторе.

Работа ядерного реактора характеризуется постоянным образованием и накоплением долгоживущих высокоактивных продуктов деления по мере выгорания ядерного топлива. Так, например, в активной зоне водо-водяных реакторов типа ВВЭР-440 ежесуточно образуются такие радиотоксичные нуклиды, как I и Sr в количестве 1,1·10⁶и 1,8·10² Ки (4,1· 10¹⁶ и 6,5·10¹²Бк) соответственно. К концу трехлетней кампании этого реактора полная активность продуктов деления составляет около 6·10⁹ Ки (2,2·10²⁰ Бк), или 1,4·10⁸ Ки (5,2·10¹⁸ Бк) на 1 т топлива, при этом более 50% активности приходится на долю газообразных продуктов деления.

Рис. 6.1. Относительное изменение активности продуктов деления, образованных в реакторе на тепловых нейтронах, от времени выдержки t для различной кампании реактора T. На рис. 6.1 показана зависимость изменения активности продуктов деления, образованных в реакторе на тепловых нейтронах от времени выдержки после останова реактора для различной кампании T. Очевидно, что с увеличением кампании возрастает доля долгоживущих радионуклидов в смеси продуктов деления. В результате, как видно из рис. 6.1, спад активности после останова реактора идет медленнее. Наряду с продуктами деления в реакторе происходит накопление активированных под воздействием нейтронов радионуклидов, входящих в состав металлических конструкций корпуса реактора и I контура (преимущественно ⁵⁹Fe, ⁵⁴Mn, ⁶⁶Zn, ⁶⁰Co).

При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и γ-излучения. Другие виды излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за его пределы, их можно не рассматривать. Активная зона остановленного реактора является в основном источником γ-излучения.

Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора можно подразделить на четыре группы:

· мгновенные нейтроны, т.е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер горючего;

· запаздывающие нейтроны — испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления;

· нейтроны активации — испускаются при радиоактивном распаде продуктов некоторых ядерных реакций;

· фотонейтроны — образуются в результате (γ, n)-реакций на некоторых ядрах.

Наибольший вклад в дозу облучения, при работе реактора на мощности, вносят мгновенные нейтроны.

Источники γ-излучения работающего реактора более многочисленны и подразделяются на следующие группы:

· мгновенное излучение, то есть γ-излучение, сопровождающее процесс деления;

· излучение короткоживущих продуктов деления, большая часть излучения этой группы испускается в первые 10 минут после деления;

· излучение долгоживущих продуктов деления — испускаются за время, большее 10 минут после деления;

· захватное излучение, то есть γ-излучение, сопровождающее (n, γ)-реакции;

· излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов;

· излучение, сопровождающее (n, р) и (n, α)-реакции;

· излучение продуктов активации;

· излучение, сопровождающее аннигиляцию позитронов;

· тормозное излучение, т.е. излучение, образующееся при торможении β-частиц в активной зоне.

Источники нейтронов. Мгновенные нейтроны образуются практически одновременно с делением ядра. Среднее число мгновенных нейтронов при делении ²³⁵U, ²³³U, ²³⁹Pu равно 2,5 ±0,03, 2,47 ± 0,03 и 2,9 ± 0,04 соответственно. Запаздывающие нейтроны образуются в количестве, существенно меньшем (0,002 — 0,007 нейтр./деление), и испускаются некоторыми продуктами деления с периодами полураспада 0,18 — 54,5 с.

Энергетическое распределение мгновенных и запаздывающих нейтронов описывается различными эмпирическими формулами, но чаще формулой:

(6.1)

где S(E_n) — количество нейтронов.

E_n — энергия нейтронов, МэВ.

В области энергий от 4 до 12 МэВ — наиболее важной с точки зрения радиационной зашиты—спектр нейтронов деления можно описать простой экспонентой:

S(E_n) = 1,75 ехр (— 0,776 E_n), (6.2)

погрешность этого соотношения не более 15%.

Для целей радиационной защиты необходимо иметь интегральный спектр нейтронов
деления, то есть количество нейтронов в спектре нейтронов деления (6.1) с энергией,
превышающей E_n:

(6.3)

Для профилактической работы спектр нейтронов деления (рис. 6.2) и интегральный спектр нейтронов деления (рис. 6.3) представляют в виде таблиц, в которых S(E_n) и χ(Ε_n) нормированы на единицу. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления 0,6 — 0,8 МэВ, а средняя — 2 МэВ, максимальная принимается равной 12 МэВ.

В результате взаимодействия нейтронов, образовавшихся при делении с ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (упругое и неупругое рассеяние, поглощение, деление), спектр нейтронов деления (рис. 6.2) деформируется и приобретает вид, показанный на рис. 6.4. В области энергий, соответствующих группе быстрых нейтронов, он практически не отличается от спектра нейтронов деления, в промежуточной области энергий — это спектр замедляющихся нейтронов, то есть 1/E_n — спектр, а в тепловой и надтепловой областях энергии — спектр Максвелла. Естественно, что на рис. 6.4 показан принципиальный вид спектра, реальный зависит от состава активной зоны, и информацию о нем, так же как и о спектре нейтронов утечки из активной зоны и их количестве (плотности потока нейтронов на поверхности активной зоны), можно получить из результатов расчета физических характеристик активной зоны. Источники γ-излучения. Мгновенное γ-излучение постоянно сопровождает процесс деления. Из полного количества энергии, выделяющейся при одном делении, на его долю приходится 7,2 — 7,5 МэВ. Испускается эта энергия как несколькими, так и одним γ-квантом.

Рис. 6.4. Спектр нейтронов в активной зоне ядерного реактора.

Энергетическое распределение мгновенного γ-излучения описывается соотношением:

S(E_γ) = 8,0exp(-l,lE_γ), (6.4)

где E_γ — энергия γ-квантов, МэВ.

γ-Излучение короткоживущих продуктов деления (на одно деление) образуется в количестве, близком к количеству мгновенных γ-квантов, и имеет одинаковое с ним энергетическое распределение:

S(Е_γ) = 6,0ехр(-1,1Е_γ). (6.5)

Следовательно, суммарное энергетическое распределение первых двух источников
γ-излучения:

S(E_γ)= 14exp(-1,1E_γ). (6.6)

Захватное γ-излучение образуется в результате захвата нейтронов, главным образом тепловых, ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (топливо, замедлитель, теплоноситель, конструкционные материалы). Спектр захватного γ-излучения для ядра одного элемента линейчатый, поэтому энергетическое распределение захватного γ-излучения в активной зоне реактора зависит от ее состава. Максимальная энергия γ-квантов захватного излучения составляет примерно 10 МэВ.

Активационное γ-излучение — это γ-излучение радиоактивного распада ядер, образовавшихся в результате захвата нейтронов стабильными ядрами материалов активной зоны. При работе реактора на мощности обычно в качестве источника γ-излучения рассматривают нуклид ¹⁶N, образующийся по реакции ¹⁶O(n,p)¹⁶N и испускающий γ-кванты с энергией 8,87 МэВ (~1%), 7,11 МэВ (5%) и 6,13 МэВ (69%). Период полураспада ¹⁶N равен 7,11 с.

Удельная мощность как двух первых источников γ-излучения, так и источников активационного и захватного γ-излучения приводится в специальной литературе, наиболее подробные сведения такого рода сконцентрированы в специальных атласах.

Энергетический спектр γ-излучения формируется в результате процессов рассеяния, распространения и потери энергии γ-квантов в материалах активной зоны. Типичный спектр γ-излучения, вылетающего из активной зоны водо-водяного реактора в радиальном направлении, приведен на рис. 6.5.

Рис. 6.5. Спектр γ-излучения, вылетающего из активной зоны водо-водяного реактора.

На фоне непрерывного распределения хорошо видны пики захватного γ-излучения, возникающего при взаимодействии нейтронов с ядрами ⁵⁷Fe, ⁵⁸Fe, ⁵⁴Cr, ⁵⁹Ni и водорода. В общем случае спектр γ-излучения зависит от состава активной зоны, конструкционных материалов, удельной энерговыработки топлива, мощности реактора, пространственной координаты и других параметров. Характерная плотность потока γ-квантов на поверхности активной зоны реакторов ВВЭР и РБМК равна 10¹⁴ см^-2 · с^-1.

Плотность потока γ-квантов на поверхности активной зоны вычисляют как выход γ-квантов из источника излучения с самопоглощением, то есть с учетом того, что на пути от места образования до поверхности активной зоны γ-квант может взаимодействовать с материалами активной зоны.

Остальные, перечисленные ранее, источники γ-квантов, в активной зоне играют существенно меньшую роль в формировании поля γ-излучения как в самой активной зоне, так и за ее пределами, и при рассмотрении работающего реактора их можно не учитывать.

Излучение остановленного реактора. Поскольку состав продуктов деления в активной зоне остановленного реактора зависит только от времени работы реактора на мощности t и времени, происшедшего после останова реактора τ, а их содержание — от мощности реактора, то мощность источников γ-излучения (долгоживущих продуктов деления) может быть вычислена заранее для различных t и τ при условной, например единичной, мощности реактора. Такие расчеты проделаны, и результаты оформлены в виде таблиц или графиков (рис. 6. 6), на которых приведены значения мощности источников γ-излучения (МэВ/с) γ-квантов нескольких (обычно семи) энергетических групп в зависимости от τ при разных t. Приняты следующие значения границ энергетических групп: I) 0,1 — 0,4 МэВ; II) 0,4 — 0,9 МэВ; III) 0,9 — 1,35 МэВ; IV) 1,35 — 1,8 МэВ; V) 1,8 — 2,2 МэВ; VI) 2,2 — 2,6 МэВ и VII) более 2,6 МэВ. Этих данных вполне достаточно, чтобы, например, определить плотность потока γ-излучения той или иной энергетической группы на поверхности активной зоны.

Рис 6.6. Плотность потока энергии γ-излучения из активной зоны остановленного реактора.

Другие источники γ-излучения, существующие в активной зоне остановленного реактора, обычно не рассматриваются, так как их вклад в плотность потока γ-излучения на поверхности активной зоны невелик.

Технологические контуры АЭС как источники излучения.

Теплоноситель и присутствующие или поступающие в него при работе АЭС примеси, попадая в процессе циркуляции в зону облучения нейтронами, становятся радиоактивными, так как на ядрах вещества теплоносителя и примесей могут происходить (n, γ)-, (n, p)- и (n, α)-реакции, в связи с которыми теплоноситель становится источником γ-излучения (β-частицы, образующиеся при распаде активных ядер, не выходят за пределы оборудования, по которому циркулирует теплоноситель). При нарушении герметичности оболочек ТВЭЛов в теплоноситель могут поступать топливо и продукты деления, что является дополнительным источником γ-излучения теплоносителя. Трубопроводы и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объема и т.д.) являются источниками ионизирующего излучения, так как внутри них находится радиоактивный теплоноситель. Активность теплоносителя обусловлена "собственной", осколочной и наведенной активностями.

Собственная активность зависит от свойств ядер самого теплоносителя. Так, например, для водного теплоносителя в результате взаимодействия в активной зоне потоков быстрых нейтронов с ядрами кислорода и водорода теплоносителя возникают следующие реакции: ¹⁶О(n, p)¹⁶Ν, ¹⁷Ο(n, p)¹⁷Ν, ¹⁸Ο(n, γ)¹⁹0, ²H(n, γ)³H. Как ранее отмечалось, основную активность теплоносителя в первом контуре реакторов ВВЭР и РБМК обуславливает высокоэнергетическое излучение короткоживущего нуклида ¹⁶N, образующегося под действием нейтронов с энергией выше 10 МэВ в результате первой реакции. Это объясняется большим сечением взаимодействия быстрых нейтронов с ¹⁶O и тем, что естественное содержание в природе этого изотопа равно 99,8%. Собственная активность теплоносителя при работе реактора достигает 10^-1 Ки/л (3,7·10⁹ Бк/л), а мощность дозы γ-излучения вплотную к трубопроводу первого контура 100 бэр/ч (1 Зв/ч). После остановки реактора активность ¹⁶N быстро снижается. Взаимодействие быстрых нейтронов с другим изотопом кислорода ¹⁷O приводит к образованию ¹⁷N, распадающегося с периодом полураспада 4,2 с. с испусканием нейтронов. Приведенные реакции являются реакциями активации нейтронами ядер теплоносителя, при этом распад образующихся нуклидов обуславливает собственную активность теплоносителя.

Осколочная активность теплоносителя обусловлена продуктами деления, попадающими в первый конур при разгерметизации оболочек ТВЭЛов. Разгерметизация ТВЭЛов происходит вследствие высоких температурных и радиационных нагрузок, а также из-за процессов коррозионно-усталостного типа и начинается с появления микротрещин, через которые будут диффундировать газообразные и летучие продукты деления (изотопы криптона, ксенона, йода, рубидия, цезия). В реакторах действующих АЭС используется в основном ядерное топливо на основе двуокиси урана-238, обогащенного ураном-235. ТВЭЛы активной зоны реактора представляют собой стержни с цилиндрической оболочкой из циркониевого сплава, заполненные таблетками из спеченной двуокиси урана. Между таблетками и оболочкой имеется зазор, а в верхней части ТВЭЛа — свободное пространство, так как в процессе работы реактора происходит распухание таблеток двуокиси урана. В центре таблеток имеется сквозное осевое отверстие. При работе реактора в топливе образуются твердые, летучие и газообразные продукты деления. Газообразные и летучие продукты деления мигрируют вначале в открытые поры в спеченной двуокиси урана, затем поступают в осевые отверстия, зазор под оболочкой и в объем свободного пространства в верхней части ТВЭЛа. При появлении микротрещин они выходят из-под оболочки ТВЭЛа в теплоноситель со скоростью, пропорциональной степени негерметичности ТВЭЛа. В результате воздействия различных факторов (высокая температура, коррозия, радиационное охрупчивание, вибрация, переменные тепловые и гидравлические нагрузки) микротрещины в некоторых случаях развиваются в крупные дефекты оболочек ТВЭЛов. При таких дефектах возможен прямой контакт теплоносителя с топливом и выход в теплоноситель твердых продуктов деления и урана.

На действующих АЭС с ВВЭР, как и на зарубежных с реакторами PWR, число газо-неплотных ТВЭЛов (с микротрещинами) не должно превышать 1%, а число ТВЭЛов с крупными дефектами — 0,1%. Для АЭС с РБМК (для зарубежных с BWR) пределы повреждения оболочек ТВЭЛов такие же, хотя в проектируемых АЭС они снижены соответственно до 0,1 и 0,01 %.

Третьим видом активности теплоносителя является наведенная активность примесей, включающих в себя минеральные соли (особенно соли натрия), растворенные газы (аргон и др.) и продукты коррозии (окислы железа, никеля, кобальта, хрома и др.), попадающие в теплоноситель при их смыве с конструкционных элементов и внутренних поверхностей трубопроводов. Основной вклад в этот вид активности теплоносителя после остановки реактора вносят активированные продукты коррозии. Хотя в качестве конструкционных материалов ядерных реакторов применяют коррозионно-стойкие стали, все же они при температуре воды около 300⁰C корродируют со скоростью до 0,001 мм/год. Вместе с теплоносителем продукты коррозии переносятся по технологическому контуру АЭС, в том числе через активную зону реактора, при этом часть из них осаждается на поверхностях конструкций активной зоны, например на ТВЭЛах, и подвергается облучению нейтронами. Определенная доля образовавшихся радионуклидов в результате растворения пленки отложений поступает с поверхности ТВЭЛов в теплоноситель и вместе с ним выносится за пределы активной зоны. Затем активированные продукты коррозии могут осесть на поверхности оборудования технологического контура вне зоны облучения нейтронами и образовать пленку активных отложений на внутренних поверхностях: парогенераторов, насосов, барабанов-сепараторов, арматуры, трубопроводов и др.

Радионуклидный состав и активность теплоносителя и отложений на оборудовании зависят от типа теплоносителя, материалов контура и активной зоны, герметичности оболочек ТВЭЛов, способности радионуклидов к осаждению на поверхности и поступлению их в теплоноситель.

В водо-охлаждаемых ядерных реакторах оборудование технологического контура изготовляется из коррозионно-стойких сталей, поэтому в состав коррозионных отложений входят радионуклиды кобальта, железа, хрома, марганца и др. (табл.6.2).

Таблица 6.2.

Характеристика радиоактивных продуктов коррозии,
входящих в состав отложений

Радионуклиды отложений образуются из химических элементов, входящих в состав этих сталей, сплавов циркония и других материалов, применяемых в реакторостроении.

Наибольший вклад в мощность дозы вносит Со. Вклад продуктов деления в мощность дозы незначителен и, как правило, не превышает 10%.

С увеличением времени эксплуатации АЭС активность отложений на оборудовании растет и вместе с этим возрастает мощность дозы γ-излучения вблизи трубопроводов первого контура. На остановленном реакторе ВВЭР-440 после 1 года эксплуатации она составляет 10 — 20 мкР/с (0,1 — 0,2 мкЗв/с), через 3 года — 70 — 100 мкР/с (0,7 — 1 мкЗв/с), а в отдельных участках контура до 500 — 1000 мкР/с (до 5 — 10 мкЗв/с).

Кроме ядерного реактора и оборудования первого контура мощным источником ионизирующих излучений являются: бассейны выдержки с отработанным ядерным топливом; системы спецводоочистки и их оборудование; детали и механизмы СУЗ; датчики КИП и радиационного технологического контроля, связанные с измерением параметров первого контура.

Второй контур и различные вспомогательные технологические контуры могут быть источниками излучения, если будет происходить протечка в них теплоносителя из основного технологического контура (например, при разгерметизации коллектора или теплообменных трубок в парогенераторе).

Кроме внешнего нейтронного и γ-излучения радиационную обстановку на АЭС определяют радиоактивные газы и аэрозоли, присутствующие в воздухе рабочих помещений. Они выделяются в воздух в результате протечек технологических сред АЭС или при вскрытии оборудования технологических контуров для ремонта.

Радиоактивные газы — это прежде всего ИРГ, т. е. радионуклиды Kr, Xe и Ar, а также радионуклиды йода и тритий. Наибольшую опасность при протечках теплоносителя представляет йод, так как его в теплоносителе сравнительно много. Попав в воздух, а затем в организм, он облучает в основном щитовидную железу. Для ИРГ, попадающих в воздух, определяющим является не внутреннее, а внешнее β-, γ-излучение из объема воздуха.

Радиоактивные аэрозоли представляют собой взвешенные в воздухе (в виде тумана или дыма) мельчайшие твердые или жидкие частицы радиоактивных веществ — активированных продуктов коррозии или продуктов деления. Поскольку почти все эти нуклиды при распаде испускают γ-кванты, то в воздухе рабочих помещений появляются источники внешнего γ-и β-излучения. Внешнее облучение в данном случае обусловлено излучением объемного источника. Поступление газов и аэрозолей внутрь организма с вдыхаемым воздухом создает опасность внутреннего облучения.

Барьерами, ограничивающими распространение продуктов деления в помещения АЭС, служат топливная матрица, оболочки ТВЭЛов и контур теплоносителя. Однако идеально герметичных оболочек ТВЭЛов не бывает. Что касается контура теплоносителя, то технологические системы, содержащие его, сконструированы таким образом, чтобы обеспечить изоляцию радионуклидов, попавших в теплоноситель через дефекты в оболочках ТВЭЛов. Для этого часть теплоносителя непрерывно направляется на очистку в специальную систему водоочистки. Из барботажного и других баков и емкостей с жидкими радиоактивными средами сдувки газов направляют в специальную систему газоочистки.

Большие концентрации аэрозолей образуются в период планово-предупредительного ремонта (ППР) и перегрузки топлива, когда проводятся такие радиационно-опасные работы как: разуплотнение главного разъема реактора, зачистка гнезд шпилек этого разъема, шлифовка металла корпуса реактора, зачистка, сварка и шлифовка в парогенераторе, дезактивация парогенераторов и главных циркуляционных насосов и т.п. В этот период при выполнении некоторых из перечисленных работ суммарная концентрация аэрозолей в местах проведения работ может кратковременно повышаться до 70 — 3000 Бк/м³.

Опыт эксплуатации АЭС показывает, что обычно наблюдающиеся концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в помещениях АЭС такие, что они не вносят заметного вклада в дозу как внешнего, так и внутреннего облучения. Наблюдаемые концентрации газов и аэрозолей в рабочих помещениях настолько малы, что годовое поступление их внутрь организма не превышает 1/300 — 1/15 допустимого.

ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ 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:

Ø режим нормальной эксплуатации;

Ø режим отклонения от нормальной эксплуатации;

Ø режим проектной аварии;

Ø режим запроектной аварии;

Ø состояние ликвидации последствий аварии;

Ø режим снятия с эксплуатации.

Режим нормальной эксплуатации — основной режим работы АЭС. В то же время безопасность АЭС в любой момент времени определяется следующими факторами:

ü готовностью персонала и оборудования к предотвращению проектных аварий;

ü готовностью персонала и оборудования к работе при проектных авариях;

ü вероятностью возникновения запроектных аварий;

ü готовностью персонала и оборудования к работе в условиях запроектных аварий.

Радиационная безопасность во всех режимах эксплуатации АЭС обеспечивается следующими методами и средствами:

· организационно-управленческие методы, включающие в себя методы организации труда, подготовки персонала, проверки состояния радиационной безопасности, а также весь процесс принятия решений по обеспечению радиационной безопасности, начиная отисполнителя работ и заканчивая руководством эксплуатирующей организации;

· ехнические средства, включающие в себя оборудование, сооружения, конструкции, предназначенные для удержаний радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в заданных границах;

· радиационно-гигиенические средства, включающие в себя оборудование, сооружения, средства индивидуальной зашиты, предназначенные для снижения радиационного воздействия на человека;

· информационно-обеспечивающие средства, включающие в себя все приборы, датчики, системы баз данных, предназначенные для получения, обработки, использования и хранения информации необходимой для качественного обеспечения радиационной безопасности.

До начала эксплуатации АЭС ее объекты должны быть приняты комиссией в составе представителей заинтересованной организации, органов Государственного санитарного надзора, технической инспекции профсоюза, органов внутренних дел. Комиссия устанавливает соответствие принимаемых объектов проекту и требованиям действующих норм и правил, наличие условий радиационной безопасности для персонала и населения, обеспечение условий сохранности радиоактивных веществ и решает вопрос о возможности эксплуатации объекта и получения учреждением источников ионизирующих излучений.

Хранение и проведение работ с источниками ионизирующих излучений разрешается только после оформления санитарного паспорта. Санитарный паспорт на право работы с источниками ионизирующего излучения оформляют местные органы Госсаннадзора на основании акта приемки новых (реконструированных) учреждений или акта санитарного обследования действующих учреждений. Копия санитарного паспорта направляется для регистрации в органы внутренних дел.

Администрация учреждения обязана разработать, согласовать с органами Госсаннадзора и утвердить инструкции по радиационной безопасности в учреждении. В этих инструкциях излагаются порядок проведения работ, учета, хранения и выдачи источников излучения, сбора и удаления радиоактивных отходов, содержания помещений, меры индивидуальной защиты, организации проведения радиационного контроля, меры радиационной безопасности при работах с источниками ионизирующих излучений, меры предупреждения, выявления и ликвидации радиационной аварии.

С целью обеспечения радиационной безопасности АЭС на каждой станции создаются службы радиационной безопасности.

В процессе нормальной эксплуатации АЭС службами радиационной безопасности решаются следующие основные задачи:

§ организация и осуществление всех видов радиационного контроля;

§ установление контрольных уровней внешнего и внутреннего облучения персонала, параметров радиационной обстановки на АЭС;

§ участие в планировании любой деятельности, которая может привести к облучению персонала, превышающему контрольные уровни;

§ разработка и принятие необходимых мер для предотвращения возникновения возможных аварийных ситуаций;

§ организация обеспечения радиационной безопасности и охраны окружающей среды при эксплуатации оборудования, применяемого на АЭС;

§ контроль соблюдения всеми подразделениями, включая подрядчиков, действующих правил и норм по безопасности в зоне действия АЭС;

§ разработка организационных и технических мероприятий по радиационной защите персонала и населения на случай аварии;

§ разработка Программы радиационной защиты и инструкций по радиационной безопасности;

§ участие в экспертизе проектных решений по вопросам радиационной безопасности;

§ организация поверки, калибровка и ремонт технических средств радиационного контроля;

§ проведение анализа причин изменения радиационной обстано