СИСТЕМЫ РАДИАЦИОННОГО контроля на АЭС

В настоящее время система радиационного контроля (СРК) АЭС – сложный информационно-измерительный комплекс, включающий в себя не только переносные и передвижные технические средства (ТС), средства лабораторного анализа, но и стационарную аппаратуру для измерения радиационных параметров в помещениях и во всех технологических средах энергоблока (мощность дозы g-излучения, объемные активности жидких, газовых и аэрозольных сред, поверхностное загрязнение и др.), а также оборудование, обеспечивающее ее функционирование (газодувки, трубопроводы, арматура и др.).

В соответствии с Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) СРК должна обеспечивать получение, обработку и хранение информации о контролируемых параметрах, характеризующих радиационное состояние АЭС и окружающей среды при всех режимах работы АЭС, включая проектные и запроектные аварии, а также состояние АЭС при выводе из эксплуатации.

При нормальной эксплуатации АЭС, ожидаемых отклонениях от эксплуатационных параметров, проектных и запроектных авариях СРК должна обеспечивать получение и обработку информации о радиационной обстановке на АЭС и в окружающей среде, эффективности защитных барьеров, об активности радионуклидов, поступивших за пределы АЭС, а также информации, необходимой для прогнозирования изменений радиационной обстановки со временем и выработки рекомендаций по мерам защиты персонала и населения.

СП АС-03 предусматривают наличие в составе СРК АЭС автоматизированной системы радиационного контроля (АСРК), действующей на АЭС и ее промплощадке, и автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО), действующей вне промплощадки АЭС. При превышении значений измеряемых величин или изменении радиационной обстановки автоматизированные системы радиационного контроля должны автоматически выдавать соответствующую информацию на пульты контроля.

Кроме того, в СРК АЭС используются технические средства

– оперативного контроля на основе носимой, передвижной или подвижной аппаратуры;

– отбора и подготовки проб для лабораторных анализов на основе стационарной аппаратуры;

– индивидуального дозиметрического контроля (ИДК) облучаемости персонала;

– контроля радиоактивного загрязнения спецодежды, тела и т.д.

В соответствии с СП АС-03 технические средства СРК АЭС должны обеспечивать осуществление

– радиационного технологического контроля (РТК);

– радиационного дозиметрического контроля (РДК);

– радиационного контроля помещений и промплощадки АЭС (РКП);

– радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений (РКЗ);

– радиационного контроля окружающей среды (РКОС).

Проведение РТК должно обеспечивать выполнение таких основных задач как

– оценка герметичности оболочек тепловыделяющих элементов;

– оценка герметичности оборудования основного циркуляционного контура и систем, связанных с ним, включая определение наличия и обнаружение течей различных технологических сред;

– определение эффективности работы фильтров систем водоочистки, газоочистки и вентиляции;

– определение активности и радионуклидного состава газоаэрозольных выбросов, жидких сбросов и др.

Часть задач РТК должна выполняться во всех режимах работы АЭС, включая аварии, т.к. радиационный технологический контроль дает информацию об особо важных параметрах, характеризующих состояние основных защитных барьеров.

Основным параметром, определяемым при РТК, является объемная активность отдельных реперных радионуклидов или их смеси в средах (жидкость, пар, газ) различных технологических контуров, систем и помещений. В отдельных случаях РТК проводится с помощью измерений мощности дозы.

РДК осуществляется на АЭС, в основном, путем контроля доз внешнего и внутреннего облучения персонала. Основными параметрами, определяемыми при РДК, являются эффективная и эквивалентная (для отдельных органов) дозы облучения.

В соответствии с ОСПОРБ-99 контроль за облучением персонала в зависимости от характера работ должен включать в себя

– контроль за дозами внешнего облучения с использованием индивидуальных дозиметров (как правило, для персонала группы А) или расчетным путем (как правило, для персонала группы Б; в отдельных случаях, например, при непревышении уровней введения индивидуального контроля, устанавливаемых специальными методическими документами, – для персонала группы А);

– контроль за характером, динамикой и уровнями поступления радиоактивных веществ в организм с использованием методов прямой (например, путем использования СИЧ) и/или косвенной (например, путем определения объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений или зоны дыхания работника) радиометрии.

В соответствии с Правилами радиационной безопасности атомных станций (ПРБ АС-99) сбор и обработку результатов дозиметрического контроля следует проводить с учетом характерных периодов в работе энергоблока: работа на мощности, ремонт оборудования и перегрузка ядерного топлива, устранение массовых дефектов оборудования, ликвидация последствий аварии. Полученные данные следует учитывать при планировании дозовых нагрузок и разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала. Эти задачи решаются с помощью АСИДК – автоматизированной системы индивидуального дозиметрического контроля (см. раздел 11.3).

Проведение РКП должно обеспечивать выполнение таких основных задач как

– получение информации о состоянии радиационной обстановки в помещениях зоны контролируемого доступа и на территории промплощадки;

– предупреждение (путем применения сигнализирующих приборов) персонала об изменении радиационной обстановки.

Основными параметрами, определяемыми при РКП, являются мощность дозы g-излучения и объемная активность радионуклидов в воздухе.

Проведение РКЗ направлено на предотвращение распространения радиоактивного загрязнения внутри и вне территории АЭС, своевременную его локализацию и ликвидацию, а также выполняет такую задачу как предотвращение несанкционированного выноса и вывоза с территории АЭС радиоактивных материалов.

РКЗ включает в себя контроль загрязнения персонала, специальной и личной одежды, обуви, дополнительных средств индивидуальной защиты, помещений и транспорта.

Основными параметрами, определяемыми при РКЗ, являются мощность дозы g-излучения и плотность потока
b-частиц.

Проведение РКОС должно обеспечивать контроль состояния радиационной обстановки в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения АЭС.

С этой целью вокруг АЭС проектом должна быть предусмотрена сеть специально оборудованных пунктов наблюдения для проведения контроля

– мощности дозы g-излучения и годовой дозы на местности;

– загрязнения атмосферного воздуха, почвы, растительности, воды открытых водоемов;

– загрязнения продуктов питания и кормов местного
производства.

Основными параметрами, определяемыми при РКОС, являются мощность дозы g-излучения, объемная (удельная) активность радионуклидов в объектах окружающей среды и плотность выпадения радионуклидов.

При практическом проведении на АЭС радиационного контроля следует учитывать, что распределение контролируемых параметров, отдельных задач и функций по перечисленным выше группам контроля и внутри них является в достаточной мере условным, т.к. некоторые виды измерений могут быть присущи одновременно разным группам. Так контроль мощности дозы и/или объемной активности радионуклидов в необслуживаемых помещениях, где, как правило, располагается различное технологическое оборудование, при работе реактора на мощности дает информацию, которая характеризует состояние этого оборудования, т.е. относится к РТК. При остановленном реакторе и проведении ремонтных работ на оборудовании тот же самый контроль дает информацию, которая характеризует радиационную обстановку в помещениях и позволяет определить условия работы ремонтного персонала, т.е. относится к РКП. Данные РКП в отдельных случаях, например при утере индивидуального дозиметра, могут использоваться при проведении РДК.

Разнообразие автоматизированных систем радиационного контроля, применяемых в настоящее время на АЭС, отражает все этапы развития электронной техники в атомной энергетике.

Первое поколение АСРК представлено сигнально-измерительными установками УСИТ, разработанными еще в 50-е годы прошлого столетия. Они предназначались для дистанционного контроля и сигнализации о превышении заданного уровня только одного радиационного параметра – мощности экспозиционной дозы g-излучения. В последующем состав УСИТ был расширен за счет включения в него блоков детектирования активности инертных газов и аэрозолей.

Расширение измерительных задач обусловило создание многоканальной информационно-измерительной установки «Система 8004-01» (второе поколение АСРК), в состав которой были включены блоки детектирования активности b- и a-активных аэрозолей, тепловых нейтронов и более совершенные блоки детектирования мощности дозы g-излучения.

Дальнейшее развитие и совершенствование систем радиационного контроля привело к созданию комплексов АСРК типа АКРБ-03 «Сейвал» и АКРБ-06 «Горбач» (АСРК третьего поколения).

Усовершенствованная система АКРБ-08 (АСРК четвертого поколения), соответствуя требованиям к системам, важным для безопасности, в настоящее время не отвечает ряду современных требований (структура, интерфейс, комплектующие изделия и т.д.) к информационно-измерительным системам.

Современные модификации АКРБ-08 АСРК на основе КТС КРБ-01Р, разработанная в ФГУП НИЦ «СНИИП», и АСРК-2000, разработанная ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ» совместно с ПСЗ «Трехгорный», соответствуют современным требованиям, но вследствие использования устаревших устройств детектирования только условно могут быть отнесены к системам пятого поколения.

АКРБ-03, 06, 08 и ее аналоги построены по трехуровневой схеме:

– первый (нижний) уровень включает в себя блоки и устройства детектирования, отвечающие за первичное преобразование контролируемых физических величин в унифицированный электрический сигнал;

– второй (средний) уровень выполнен на основе устройств накопления и обработки информации (УНО) от 4 – 100 устройств детектирования, обеспечивающих нормализацию сигналов с блоков детектирования и преобразование их в унифицированный информационный (цифровой) сигнал, подготовленный для передачи на технические средства третьего уровня;

– третий (верхний) уровень объединяет все устройства накопления и обработки информации, осуществляет отображение информации по всем измерительным каналам и управление работой системы в целом.

Однако верхний уровень АКРБ-03 и 06 не позволяет осуществить

– вывод и представление данных оператору о контролируемых параметрах и состоянии оборудования системы в полном объеме;

– архивацию, хранение и вывод данных о контролируемых параметрах и состоянии оборудования системы контроля по всем каналам в электронном виде для последующей обработки и анализа;

– вывод данных о контролируемых параметрах и состоянии оборудования системы контроля в информационные сети АЭС.

Требования к АСРК пятого поколения кратко могут быть сформулированы следующим образом:

– устройства детектирования должны быть выполнены на основе микропроцессора или микрокомпьютера, обеспечивающих амплитудно-цифровое преобразование измерительного сигнала и энергонезависимую память; такое исполнение устройств детектирования позволяет существенно упростить конструкцию устройств накопления и обработки информации, а также исключить потерю информации в случае их отказа;

– устройства детектирования активности контролируемых сред должны использовать не радиометрический, а спектрометрический метод контроля;

– устройства накопления и обработки информации за счет исключения из их состава амплитудно-цифровых преобразователей должны стать более компактными микропроцессорными устройствами с функциями распознавания типов устройств детектирования, определения их состояния, хранения коэффициентов чувствительности устройств детектирования, задания значений предупредительных и аварийных уставок сигнализации, управления исполнительными механизмами СРК и др.;

– верхний уровень (ВУ) АСРК должен представлять собой программно-технический комплекс (ПТК), обеспечивающий функциональное объединение технических средств нижнего и среднего уровней, программного и методического обеспечения для достижения целей радиационного контроля; объединять все подсистемы радиационного контроля и адекватно представлять информацию для различных пользователей во всех возможных режимах работы энергоблока АС – при нормальной работе, в случае инцидентов и возможных аварий;

– все подсистемы АСРК (радиационного технологического контроля, радиационного контроля помещений и промплощадки и радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений) должны быть объединены в единую информационно-измерительную систему, позволяющую оператору-дозиметристу с учетом данных автоматизированной системы периодического и эпизодического контроля (АСПЭК) иметь полную информацию о радиационной обстановке на АЭС.

В значительной степени изложенным требованиям отвечает СРК, разработанная ФГУП НИТИ им. А.П.Александрова для Тяньваньской АЭС (Китай) с частичным использованием интеллектуальных устройств детектирования фирмы MGP Instruments (Франция). Близкие к изложенным характеристикам имеет СРК на основе полностью отечественного оборудования, поставленная ФГУП НИЦ «СНИИП» для 3 энергоблока Калининской АЭС, пуск которого состоялся в конце 2004 г.

Структура современной СРК АЭС представлена на рис. 12.1.

Входящая в состав СРК АЭС автоматизированная система контроля радиационной обстановки (АСКРО) предназначена для осуществления непрерывного контроля радиационной обстановки в районе расположения АЭС и информационно-аналитической поддержки действий руководства АЭС, органов управления и государственной власти различных уровней, направленной на обеспечение радиационной безопасности населения и окружающей среды.

Комплекс технических средств АСКРО АЭС позволяет обеспечить контроль мощности дозы g-излучения, контроль метеоданных, а также расчетное моделирование и анализ радиационной обстановки.

Измерения мощности дозы g-излучения выполняются в местах расположения станций радиационного контроля АСКРО АЭС в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения (см., например, рис. 12.2).

Измерительные устройства станций радиационного контроля позволяют проводить измерения мощности дозы в окружающей среде как в режиме нормальной эксплуатации АЭС, так и в случае возможных аварий.

Рис. 12.2. Пост контроля АСКРО (Волгодонская АЭС, г.Цимлянск)

Результаты измерений мощности дозы поступают на блоки обработки и приема/передачи данных станции радиационного контроля. Передающее с использованием радио или телефонной связи устройство блока направляет накопленные усредненные данные на центральную станцию установки. Центральный блок обработки и приема/передачи центральной станции получает данные и направляет их в сервер данных установки, где происходит расшифровка данных, запись поступивших данных в таблицы текущих и архивных значений базы данных. Группа станций радиационного контроля и их центральная станция, объединенные одним конструктивным решением, образуют многоканальную измерительную установку одного типа (рис. 12.3).

В состав одной АСКРО АЭС могут входить установки нескольких типов, например,

– АТЛАНТ (производство НПП «ДОЗА», Россия);

– SkyLINK(производство Genitron Instruments, Германия);

– Rados (производство Rados Technology, Финляндия) и др.

АСКРО всех АЭС объединены с центральным постом (ЦП) отраслевой АСКРО АЭС в ОАО «Концерн Энергоатом».

Рис. 12.3. Структура АСКРО АЭС

Глава 13

ПРАКТИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ НА АЭСПРИ ПЛАНИРОВАНИИ И ВЫПОЛНЕНИИ РАДИОЦИОННО-ОПАСНЫХ РАБОТ

Базой для настоящего раздела послужили материалы, подготовленные Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) для унификации методов и средств радиационного контроля при планировании и выполнении радиационно-опасных работ[33]^,[34] в случае радиационной аварии. Материал представлен в виде рабочих инструкций, описывающих последовательность основных действий при выполнении работ, относящихся к компетенции оперативного персонала отделов радиационной безопасности АЭС. Важными элементами инструкций, предназначенных для формирования у работников сознательного выполнения тех или иных заданий в духе ALARA, являются сформулированные цели, предостережения и ограничения для выполнения работы, а также разъяснения относительно отдельных действий. Инструкции сгруппированы в шесть тематических разделов:

– определение радиационной обстановки в местах проведения радиационно-опасных работ (инструкции 13.1 – 13.3);

– индивидуальный контроль облучения персонала (инструкции 13.4 – 13.6);

– альфа- и бета-радиометрия (инструкции 13.7, 13.8);

– гамма-спектрометрия (инструкции 13.9, 13.10);

– статистическая оценка результатов радиационного контроля (инструкция 13.11);

– расчетная оценка доз облучения (инструкции 13.12 – 13.17).

Инструкция 13.1.Обследование места планируемого
проведения радиационно-опасных работ

Цель.Определить наличие локальных источников излучения и оценить уровни мощности амбиентного эквивалента дозы вблизи радиоактивного источника для принятия решения об организации и проведении радиационно-опасных работ.

Обсуждение.Проведение радиационно-опасных работ, как правило, сопряжено с присутствием локальных источников внешнего облучения, которыми могут быть загрязненные элементы установок и оборудования. Мощность амбиентного эквивалента дозы вблизи локального источника может достигать 1 Зв/час.

Предостережения.Всегда сознавайте опасность, которой вы можете подвергнуться в радиационно-опасных условиях, и применяйте необходимые меры предосторожности. Никогда не пытайтесь проводить какие-либо действия в радиационно-опасных условиях без соответствующих средств защиты. Всегда знайте, как эти средства использовать. Все действия должны быть проведены таким образом, чтобы облучение персонала поддерживалось на разумно достижимом низком уровне. Члены группы должны быть осведомлены об уровнях доз, получение которых разрешено для проведения оценки радиационной обстановки и зафиксировано в распорядительных документах (дознаряде и т.д.).

Примечание. На основании имеющейся информации о характере планируемых работ следует решить вопрос о необходимости использования защитной одежды, респираторов или других средств и методов защиты.

Действие 1. Получить начальный инструктаж, дозиметрический наряд, а также необходимое оборудование.

Действие 2. Провести контроль качества работы приборов. Завернуть приборы в пластиковую пленку для предотвращения загрязнения. Установить уровень предупредительной уставки на электронных прямопоказывающих дозиметрах в соответствии с величиной разрешенной дозы, зафиксированной в дознаряде. Надеть необходимые средства индивидуальной защиты.

Действие 3.Включить прибор перед входом в зону предполагаемой повышенной мощности дозы.

Примечание. Использовать дозиметры соответствующего диапазона измерения мощности дозы. Рассмотреть возможность использования приборов с телескопическими удлинителями в ситуациях с высокими мощностями дозы либо для оценки физически недосягаемых участков.

Действие 4.Измерить мощность дозы от локального источника. Отметить расстояние от источника. Если при измерении произошел контакт с источником, следует указать этот факт наряду с показаниями мощности дозы.

Примечание. Если показания дозиметра зашкаливают, отходите от источника до тех пор, пока не будут получены результаты в рамках шкалы прибора, и отметьте расстояние, на которое вы удалились от источника. Если невозможно получить показания в пределах шкалы прибора, отметьте «показания зашкаливают» и думайте о собственной безопасности и безопасности окружающих. Немедленно информируйте руководителя работ и руководство отдела РБ.

Действие 5.Если локальный источник излучения невозможно определить визуально, используйте один из нижеследующих методов для определения его местоположения.

5.1. Держите прибор в вытянутой руке и поворачивайтесь вокруг своей оси до тех пор, пока не зарегистрируете минимальное значение мощности дозы (для большинства приборов минимальное значение регистрируется, когда источник находится сзади прибора и за вашей спиной, а ваше тело экранирует излучение от источника). Направление к источнику соответствует линии, проведенной от прибора через центр тела измеряющего (очень приблизительно).

Примечание. Метод «зрительной оси» лучше применять при использовании детектора с коллиматором.

5.2. Альтернативный способ: по точкам измерения одинаковой мощности дозы вычерчивается окружность и предполагается нахождение источника приблизительно в центре окружности.

Примечание. Незагрязненное оборудование или другие помехи вблизи источника могут ослаблять уровни излучения, что может привести к регистрации различных уровней мощности дозы на одинаковых расстояниях от источника.

5.3. Грубое предположение о расстоянии может быть получено на основании измерения мощности любой дозиметрической величины (амбиентного эквивалента дозы, воздушной кермы, экспозиционной дозы) в двух точках по зрительной оси (схема рис. 13.1) с использованием обратно пропорциональной зависимости измеряемых величин от квадратов расстояний:

,

(13.1)

где r₁ – дальнее расстояние от источника [м]; r₂ – ближнее расстояние от источника [м]; Dr – расстояние между двумя точками измерения M₁ и M_2; – мощность дозиметрической величины в точке измерения M₁; – мощность дозиметрической величины в точке измерения M_2.

Рис. 13.1. Схема расчета мощности дозы от точечного источника

Предупреждение.Следует быть осторожным, т.к. наличие локальной защиты может создать очень неоднородное поле и привести к регистрации внезапного увеличения мощности дозы или ненадежной оценке расположения источника.

Действие 6.Зарегистрировать все данные в журнале.