Обеспечение радиационной безопасности

Размещено на http://www.allbest.ru/

1

Введение

Атомная станция, как известно, считается безопасной, если в процессе эксплуатации ее радиационное воздействие на персонал, население, проживающее в районе размещения атомной электростанции, и на окружающую среду не превышает установленных норм.

Опасность, возникающая из-за невозможности исключить полностью попадание радиоактивных отходов в окружающую среду и далее в организм человека и связанная с накоплением долгоживущих радиоактивных веществ, привела к тому, что проблеме обращения с радиоактивными отходами и их захоронения уделяется очень большое внимание как на международном, так и на государственном уровнях. Эту проблему признают одной из важнейших, определяющих дальнейшее развитие атомной энергетики. Поэтому требования по ограничению распространения отходов включены в законы и нормативные документы разных уровней (как российских, так и МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии), меры по ограничению учитываются в проектах всех станций, а способы реализации этих требований продолжают разрабатываться и совершенствоваться.

Проблема обращения с радиоактивными отходами - это часть комплекса вопросов, относящихся к радиационной безопасности атомной электростанции.



1. Обеспечение радиационной безопасности

Радиационная опасность, которую представляют атомные электростанции (далее АЭС) для персонала, работающего на станции, и населения, проживающего вблизи нее, имеют разные причины и, соответственно, преодолевается отличающимися, хотя и взаимосвязанными средствами.

Персонал АЭС в своей повседневной работе постоянно имеет контакт с проникающим ионизирующим излучением, с системами, в которых циркулирует радиоактивный теплоноситель, с возможным загрязнением поверхностей оборудования и атмосферы рабочих помещений и, как частный случай, с радиоактивными отходами. Цель его действий при работе с радиоактивными отходами(далее РАО) - локализовать их и подготовить к дальнейшему хранению или захоронению.

Если же локализация или захоронение по тем или иным причинам невозможны, то персонал с помощью предусмотренных в проекте средств обеспечивает максимально возможную очистку (дезактивацию) изделий или сред, выходящих за пределы площадки АЭС.

При этом за радиационной обстановкой в производственных помещениях станции и на ее территории и за дозами облучения, полученными каждым работником, ведутся тщательный контроль и учет. Допуск к работам, вызывающим повышенное облучение, требует специального оформления.

В необходимых случаях работник может быть временно отстранен от опасных работ.

Положение с радиационным воздействием на население принципиально отлично.

Во-первых, оно связано только с РАО, выходящими за пределы площадки станции. Это в первую очередь газоаэрозольные радиоактивные отходы (далее ГРО), затем - жидкие (далее ЖРО) и в значительно меньшей мере - твердые (далее ТРО).

Во-вторых, при рассмотрении вопроса о населении, необходимо учитывать, что:

полностью исключить попадание радиоактивных отходов в окружающую среду и далее в организм человека даже при нормальной работе станции невозможно;

опасность, возникающая из-за этого, усугубляется из-за накопления в природе долгоживущих радиоактивных веществ;

за населением, проживающим вокруг АЭС, не осуществляется дозиметрического контроля.

Из анализа этих особенностей вытекает однозначный вывод:

чтобы обеспечить безопасность населения величины газоаэрозольных выбросов в атмосферу и сбросов со станции радиоактивных жидкостей должны жестко нормироваться и контролироваться.

Следует отметить, что внешняя среда инерционна по отношению к радионуклидам, содержащимся в РАО.

Процессы накопления и миграции радионуклидов в объектах внешней среды протекают достаточно медленно, количества их в этих объектах невелики и иногда трудноизмеримы.

Именно поэтому, чтобы исключить недопустимое поступление радиоактивных отходов во внешнюю среду, необходимо еще на стадии проекта АЭС предусматривать меры, минимизирующие их образование, предусматривать соответствующие защитные барьеры и системы очистки (дезактивации) ЖРО и ГРО, а в процессе эксплуатации станции постоянно поддерживать эти системы и барьеры в работоспособном состоянии, контролировать содержание радионуклидов в сбросах жидкостей и выбросах газов (непосредственно в вентиляционных трубах), наконец, принимать меры к немедленному устранению нарушений норм, если они происходят.

Для выполнения требований санитарных норм и ограничения попадания радиоактивных веществ во внешнюю среду, включая неизбежные при эксплуатации выбросы и сбросы их за пределы станции, в проектах АЭС предусматриваются технические и организационные меры, которые необходимо выполнять, а также постоянно совершенствовать.



2. Образование РАО

Радиоактивные нуклиды образуются при работе ядерного реактора и либо являются продуктами деления ядер урана и плутония, либо возникают в результате активации веществ и изделий в нейтронном потоке. Далее образовавшиеся нуклиды и их дочерние продукты ведут себя в соответствии с их физическими и химическими свойствами.

Наибольшее количество их концентрируется в контуре, который отводит тепло от активной зоны реактора. Радионуклиды появляются в нем, во-первых, за счет активации в нейтронном потоке в активной зоне реактора самого теплоносителя, естественных примесей, имеющихся в нем, и продуктов коррозии конструкционных материалов контура и, во-вторых, за счет попадания в контур продуктов деления при разгерметизации оболочек твэлов или, в значительно меньшей мере, из-за их поверхностного загрязнения оболочек ураном в процессе изготовления. Наведенной активностью будет обладать и теплоноситель технологических систем, циркулирующих в нейтронном поле, например, вода контура охлаждения системы управления и защиты (далее СУЗ) реактора большой мощности канальный (далее РБМК), воздух систем охлаждения биологической защиты, использующихся в некоторых быстрых реакторах.

Далее радионуклиды из 1-го контура попадают в теплоноситель второго или вспомогательных систем (при течах в теплообменных аппаратах), в помещения (при протечках, ремонтах, дезактивации оборудования), в атмосферу рабочих помещений (в тех же случаях), на одежду или тело работающих (при обслуживании или ремонте), и т.д.

Радионуклиды, находящиеся в теплоносителе, частично удаляются системами очистки, но могут также откладываться на стенках оборудования и трубопроводов, затрудняя проведение ремонтов и требуя проведения дезактивации перед ними.

Эти же нуклиды ответственны за образование ТРО, образующихся (если исключить внутриреакторные узлы, непосредственно находящиеся в нейтронном потоке) в результате сорбции радионуклидов из теплоносителя или поверхностного загрязнения ими.

Эти же нуклиды ответственны за образование ГРО. Газообразные продукты, растворенные в теплоносителе, и аэрозоли могут удаляться из контура при сдувках и других технологических операциях, а попавшие с протечками в помещения - в виде аэрозолей с воздухом, отсасываемым вентиляцией.

2.1 Продукты деления

При делении ядер и последующем распаде продукты деления (далее ПД) образуется более 200 различных нуклидов. Большая часть ПД и дочерних продуктов радиоактивна (практически только в- и г-активность). Периоды полураспада их находятся в широком диапазоне - от долей секунды до десятков и более лет. Все ПД образуются внутри таблеток топлива и в основном остаются там (98?99 %). Небольшая часть вследствие диффузии попадает в пространство между таблетками и оболочкой тепловыделяющегося элемента (далее твэла).

На практике некоторые твэлы в активной зоне могут иметь те или иные дефекты оболочек, возникающие в процессе работы. Если это микротрещины, через них в теплоноситель выходят только газообразные (изотопы ксенона и криптона) и легколетучие (изотопы иода, цезия и др.) продукты деления; если трещины большие или возникло значительное повреждение оболочки, то в теплоносителе могут появиться и твердые осколки и даже топливо.

ПД, находящиеся в теплоносителе, частично удаляются системами очистки, но они могут также откладываться на стенках оборудования и трубопроводов, затрудняя проведение ремонтов. Газообразные продукты тем или иным путем выходят за пределы контура и после очистки выбрасываются через вентиляционную трубу.

Поскольку от герметичности твэлов в значительной степени зависит безопасность АЭС, допустимая степень негерметичности нормируется в Правилах ядерной безопасности (далее ПБЯ). Для водоохлаждаемых реакторов ВВЭР(Водо - водяной энергетический реактор) и РБМК предел безопасности поэтому параметру составляет 1% твэлов с дефектом типа газовой неплотности от общего количества твэлов в активной зоне и 0,1% твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем. Для реакторов БН соответствующие значения - 0,2 и 0,02%. Работы, направленные на повышение надежности твэлов, позволили добиться значительного уменьшения количества дефектных твэлов. Сейчас за время штатной кампании разгерметизируется не более 0,01% твэлов. Соответственно уменьшился и источник загрязнения теплоносителя, связанный с этим.

2.2 Продукты активации

Активность теплоносителя контура охлаждения реактора зависит от многих факторов:

технологической схемы реакторной установки,

типа теплоносителя,

примененных конструкционных материалов,

расхода теплоносителя на очистку,

надежности твэлов.

Активации подвергаются:

сам теплоноситель;

примеси, поступающие в контур с теплоносителем;

продукты коррозии и эрозии, поступающие с поверхностей, омываемых теплоносителем.

Собственная активность водного теплоносителя достигает 0,1 Ки/кг, натрия - 6-10 Ки/кг. Активность примесей в воде составляет до Ки/кг, а продуктов коррозии - до Ки/кг.

Теплоноситель

На АЭС с реакторами, охлаждаемыми водой, активируются изотопы кислорода. Дочерними продуктами являются нуклиды разных газов, наиболее значимый из которых - нуклид, образующийся по реакции (n,p). Он излучает г-кванты с энергией 6,13 МэВ и имеет период полураспада - 7,11 с. Вследствие малого периода полураспада представляет опасность только при работе реактора на мощности.

В реакторах на быстрых нейтронах (далее реактор БН) активируется натрий по реакции (n,г).

является источником жесткого г-излучения (2,75 МэВ) и имеет период полураспада около 15 ч. Другими продуктами активации натрия являются (ТЅ = 2,6 года) и короткоживущий газообразный неон .

Естественные примеси

К естественным примесям в воде относятся нуклиды Са, Mg, Si, Na и некоторых других элементов, большинство из которых образуют практически не растворимые соединения. В контуре они образуют плотный слой накипи на стенках оборудования. Почти все эти нуклиды, кроме натрия, являются в-излучателями, а присутствует в малом количестве, поскольку хорошо задерживается ионообменными фильтрами. Современная технология и системы водоподготовки позволяют получить воду высокой степени чистоты с весьма малым содержанием примесей. Тем не менее эти примеси попадают в контур (особенно при нарушениях ВХР), и поэтому в теплоносителе содержатся такие радионуклиды, как , , , и .

Активность естественных примесей в воде составляет обычно ~Бк/кг (~ Ки/кг).

Продукты коррозии

Продукты коррозии (далее ПК), поступающие в контур со стенок оборудования и трубопроводов, представляют весь набор компонентов сталей или других конструкционных материалов .

Скорость общей коррозии обычно невелика и для нержавеющей стали в воде составляет около 1 г/(·год), но при нарушениях водно-химического раствора(далее ВХР) она усиливается.

Активность ПК ??Бк/кг (~ Ки/кг).

ПК могут откладываться на стенках оборудования или трубопроводов и снова смываться. С учетом работы системы очистки в теплоносителе со временем устанавливается некое равновесное содержание каждого продукта. В водяном теплоносителе ПК существуют в виде окислов металла как в растворимой, так и нерастворимой (более 85 %) формах. В последнем случае они образуют мелкодисперсные частицы.

При протечках теплоносителя или вскрытии контура для ремонта либо перегрузки эти частицы попадают в воздух рабочих помещений в виде аэрозолей.

Теплоносители и среды других систем

Во-первых, достаточно высокую радиоактивность имеют вспомогательные системы, обменивающиеся теплоносителем с основным контуром (например, системы подпитки-продувки или организованных протечек ВВЭР, система продувки и расхолаживания РБМК и т.п.). Второй контур ВВЭР может стать активным при протечках в парогенераторах. Но поскольку протечки обычно невелики, то и активность второго контура мала.

Во-вторых, кроме теплоносителя основного контура охлаждения реактора, активации подвергаются среды и теплоносители вспомогательных технологических систем, если они попадают в области, где существует нейтронный поток. Так в реакторах РБМК активируется теплоноситель контура охлаждения СУЗ (далее КОСУЗ) и газ, прокачиваемый через графитовую кладку реактора, в реакторах БН - аргон, находящийся в реакторе над уровнем натрия для защиты последнего от окисления.

Источником активных газов или аэрозолей могут стать и другие контуры или вспомогательные системы, в частности системы очистки теплоносителя, бассейны выдержки отработавших ТВС, хранилища жидких радиоактивных отходов.



3. Пути распространения радионуклидов в природной среде

Поскольку полностью исключить попадание радиоактивных отходов в окружающую среду и далее в организм человека даже при нормальной работе станции невозможно, необходимо знать пути радиационного воздействия на человека жидких (ЖРО) и газообразных (ГРО) отходов.

3.1 Газоаэрозольные отходы

ГРО при работе станции образуются в количествах до сотен тысяч кубометров в час. Поэтому на них практически нельзя распространить требования по хранению; станции вынуждены выбрасывать их в вентиляционную трубу. Естественно, это делается с соблюдением мер по снижению активности и под постоянным контролем. Пути воздействия газоаэрозольных выбросов на человека следующие:

1) Первый путь - внешнее облучение.

Выбрасываемый через вентиляционную трубу воздух с радиоактивными газами и (или) аэрозолями образует факел, который распространяется над землей, постепенно увеличиваясь в размерах. Излучением находящихся в факеле нуклидов облучаются все объекты, расположенные на земле, в том числе и человек. Мощность дозы излучения факела зависит от многих причин:

концентрации радионуклидов,

расстоянии от трубы,

условий распространения факела и т.п.

Некоторые из радионуклидов, находящихся в факеле, особенно в аэрозольной форме, оседают на местности вокруг АЭС, накапливаются в почве, растительности, в других объектах, попадают в воду и также воздействуют своим излучением на человека путем внешнего облучения.

2) Второй путь воздействия - внутреннее облучение в результате ингаляционного (со вдыхаемым воздухом) поступления радионуклидов в организм. Факел, распространяясь над землей и постоянно расширяясь, создает в приземном воздухе определенные концентрации газообразных радионуклидов. При дыхании они с воздухом попадают внутрь организма. Приземная концентрация радионуклидов зависит от тех же факторов, которые указаны выше, а максимального своего значения она достигает на расстоянии от трубы, равном примерно ее двадцати высотам.

3) Третий путь - это внутреннее облучение человека в результате поступления радионуклидов в организм с водой и по пищевым цепочкам. Осевшие на землю из облака выбросов радионуклиды через корневую систему усваиваются растениями, растения попадают либо непосредственно в пищу человека (овощи, фрукты, грибы), либо съедаются скотом, усваиваются их организмами и попадают в организм человека с молоком или мясом. Нуклиды, осевшие в воду, далее могут оказаться в водорослях, затем в рыбе и с ней также попасть в организм человека.

При нормальной работе АЭС радиоактивные газы и аэрозоли возникают как результат предусмотренного проектом технологического процесса производства энергии и должны удаляться из помещений и оборудования непрерывно или периодически в виде ГРО.

3.2 Жидкие радиоактивные отходы

ЖРО являются тем видом отходов, которым уделяется, пожалуй, наибольшее внимание при эксплуатации. Количество радиоактивных вод, их химический состав и активность зависят от организации водно-химического режима, надежности работы основного оборудования первого контура, культуры эксплуатации и ряда других причин.

На станциях предусматриваются меры по хранению и переработке ЖРО, в частности по сокращению объема хранимых ЖРО и переводу их в более удобные для хранения твердые формы, но часть их с соблюдением санитарных норм и под постоянным контролем может сбрасываться в водоемы.

ЖРО, попавшие в воду (в открытые водоемы или грунтовые воды), а также аэрозольные отходы, осевшие из газового факела в воду водоема-охладителя АЭС или какого-либо другого водоема, могут попасть в организм человека с водой, если водоем используется для питьевого водоснабжения, или по упоминавшейся пищевой цепочке «вода - водоросли - рыба - человек».

3.3 Твердые радиоактивные отходы

Нельзя полностью исключить при эксплуатации АЭС и попадание в окружающую среду твердых РАО. Как правило, это связано с нарушением установленных норм радиационной безопасности и правил обращения с РАО. Примеры этого есть, к сожалению, и в отечественной, и в зарубежной практике.

Но в значительно большей мере твердые РАО определяют радиационную опасность при снятии энергоблоков с эксплуатации. На этой стадии жизненного цикла АЭС проводятся мероприятия, которые включают в себя дезактивацию, демонтаж и удаление радиоактивных материалов, оборудования, элементов строительных конструкций. При этом за короткие промежутки времени образуются большие объемы отходов, которые могут сильно различаться по типу и активности и включать крупногабаритные объекты.



4. Проблема обращения с радиоактивными отходами на предприятиях России

В 1998 г. радиационная обстановка на территории Российской Федерации, как и в предыдущие годы, определялась главным образом:

естественным радиационным фоном, формируемым космическим излучением и природными радионуклидами как естественно распределенными, так и привнесенными в окружающую среду деятельностью человека;

глобальным радиоактивным загрязнением, связанным с проведенными ранее ядерными взрывами и крупными радиационными авариями в прошлом;

радиоактивным загрязнением территорий, оказавшихся в зонах распространения радиоактивных облаков выбросов при радиационной аварии на Чернобыльской АЭС.

На территории России вклад природных источников в коллективную дозу облучения населения составляет приблизительно 70-80%.

Анализ имеющихся материалов свидетельствует, что наиболее острый характер приобрела проблема хранения и переработки отработавшего ядерного топлива, образующегося нa объектах Министерства по атомной энергии и Министерства обороны Российской Федерации.

Ни на одной атомной электростанции России не имеется полного комплекса установок для кондиционирования радиоактивных отходов, в связи с чем усугубляется проблема переработки и утилизации отработавшего ядерного топлива.

Существуют многочисленные нарушения порядка обращения с радиоактивными отходами в части превышения предельного двухлетнего срока их хранения в жидком состоянии. Повсеместно инженерно-технические средства защиты и контроля не отвечают элементарным требованиям поддержания безопасного функционирования важнейших производств.

Значительное накопление радиоактивных отходов, отсутствие необходимых технических средств и технологических возможностей для обеспечения безопасного обращения с этими отходами и отработавшим ядерным топливом создают реальную угрозу возникновения радиационных аварий. Так, в Читинской области в г. Болей и г. Краснокаменск в результате освоения уранового месторождения оказались в промышленной зоне предприятий. В данной местности сложилась тяжелая экологическая обстановка, растет заболеваемость населения от загрязнения окружающей среды. Однако до настоящего времени Правительством России, администрацией Читинской области меры к дезактивации так и не приняты.



Заключение

отходы атомный электростанция радионуклид

В заключении хотел бы отметить существующие достоинства и недостатки использования атомных электростанций.

Недостатки:

Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению.

Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах.

С точки зрения статистики и страхования крупные аварии крайне маловероятны, однако последствия такого инцидента крайне тяжёлые.

Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700--800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.

Достоинства:

Небольшой объём используемого топлива.

Высокая мощность: 1000--1600 МВт на энергоблок.

Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.

Возможность размещения в регионах, расположенных вдали от крупных водоэнергетических ресурсов, крупных месторождений угля, в местах, где ограничены возможности для использования солнечной или ветряной электроэнергетики.

При работе АЭС в атмосферу выбрасывается некоторое количество ионизированного газа, однако обычная тепловая электростанция вместе с дымом выводит еще большее количество радиационных выбросов, из-за естественного содержания радиоактивных элементов в каменном угле.

Безопасность - комплексное свойство реакторных установок, которое достигается совокупностью технических средств и организационных мер.

При этом важнейшим условием необходимого уровня безопасности, помимо хорошо сконструированных и изготовленных установок, является понимание специалистами основных физических принципов и условий обеспечения безопасности, а также то, насколько они привержены культуре безопасности.

Надо принимать во внимание также и то, что сама эксплуатация АЭС не есть нечто застывшее, осуществляемое по раз и навсегда установленным правилам. Практика эксплуатации постоянно совершенствуется как с учетом опыта работы станций (в том числе зарубежных), так и в связи с усовершенствованием или изменением конструкций, решением новых задач. Пример этого - развертывание работ по обеспечению маневренности российских энергоблоков, лучшей приспосабливаемости их к условиям работы и требованиям энергосистем.

Решение задач

Условия:

1.Определить число N половинного ослабления, уменьшающих интенсивность I узкого пучка г-излучения в r=100.

2.Определить для бетона толщину слоя половинного ослабления узкого пучка г-излучения с энергией фотонов .

Рис. 1



Решение:

Если через слой половинного ослабления прой дет Ѕ исходной интенсивности, то через N слоев пройдет исход. интенсивности. по усл. Ослабление в 100 раз, т.е

N=

Ответ: число половинного слоя 6.6

=,(1)

Из графика видно, что для бетона при .

Подставим в (1) и получим:

==3.85см

Список литературы

1. Машкович В.П. Основы радиационной безопасности/ В.П. Машкович, А.М. Панченко - М.: Энергоатомиздат,1990 - 176с.

2. Занько Н.Г. Безопасность жизнедеятельности/ Н.Г. Занько, К.Р. Малаян, О.Н. Русак - СПБ.: Лань,2010. - 672с.

3. Баклушин Р.П. Эксплуатация АЭС/ Р.П. Баклушин - М: НИЯУ МИФИ, 2011 - 304с.

4. Выговский С.Б. Безопасность при эксплуатации атомных станций/ С.Б. Выговский [и др.] -М.: МИФИ,2007 - 168с.

5. Зорин В.М. Атомные электростанции/В.М. Зорин - М.: Издательский дом МЭИ,2012 - 672с.

6. Чертов А.Г Задачник по физике/А.Г. Чертов, А.А. Воробьев - М.: Высш.шк.,1988 - 527с.

Размещено на Allbest.ru

...