Радиационная безопасность при эксплуатации и ремонте оборудования Курской АЭС

а) увеличения времени облучения (облучение происходит круглосуточно);

б) уменьшения геометрического ослабления потока энергии (источник излучения расположен вплотную);

в) невозможности применения защиты;

г) избирательного отложения радиоактивных элементов в некоторых тканях организма (например: стронций, барий, плутоний откладываются, в основном, в скелете; церий, лантан - в печени; рубидий, цезий - в мышцах; йод - в щитовидной железе).

Наиболее опасны радиоизотопы, имеющие большой период полураспада и отлагающиеся в костях, вблизи костного мозга (стронций и плутоний).

На степень радиационной опасности при внутреннем облучении влияет также период полувыведения - время, в течение которого количество радиоизотопов, находящихся в организме, уменьшается наполовину.

Биологический период полувыведения изменяется в широких пределах (от нескольких часов до бесконечности) и зависит как от физико-химических свойств радиоизотопов, так и от состояния организма. Правильно организованный режим дня и лечебно-профилактическое питание способствуют уменьшению периода полувыведения радиоизотопов.

Проникновение радиоактивных веществ внутрь организма возможно при проведении работ в помещениях, где имеются радиоактивные загрязнения пола, стен, оборудования и воздуха. При этом заранее очень трудно определить степень воздействия радиации на организм, так как в процессе проведения работ изменяются уровни радиоактивных загрязнений поверхностей, концентрации радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочих помещений и эффективность применяемых защитных средств.

Пути поступления радиоактивных веществ в организм и накопление их в критических органах наглядно иллюстрируется представленной ниже схемой переноса радиоактивных веществ.

Радиоактивные вещества с загрязненных поверхностей переходят в воздух, на спецодежду и кожу работников, попадают в легкие, желудочно-кишечный тракт (ЖКТ), в кровь и отлагаются в критических органах.

При высокой концентрации радиоактивных аэрозолей в воздухе возможно загрязнение поверхностей.

Проникновение радиоактивных веществ внутрь организма происходит в результате неправильного применения индивидуальных защитных средств или их отсутствия при работах в условиях аэрозольного загрязнения воздуха.

Аэрозольные загрязнения воздуха могут происходить в результате испарения жидких радиоактивных веществ и их конденсации на неактивных частицах, в результате загрязнения неактивной пыли радиоактивными растворами (водой активных контуров), при активации нерадиоактивных частиц нейтронами, в процессе радиоактивного распада короткоживущих газообразных продуктов деления.

Все эти факторы предъявляют высокие требования к чистоте помещений, в которых проводятся работы с радиоактивными веществами.

Радиационная опасность от присутствия в воздухе радиоактивных благородных газов (аргона, криптона, ксенона) и короткоживущих изотопов углерода, азота и кислорода определяется не внутренним (как у аэрозолей), а внешним облучением.

Приложение В. Основные требования норм радиационной безопасности НРБ-99

1.1 Нормы радиационной безопасности НРБ-99 (далее - Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации.

1.2 Настоящие Нормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования Федерального закона "О радиационной безопасности населения" в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. Никакие другие нормативные и методические документы не должны противоречить требованиям Норм.

1.3 Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

-   в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

-   в результате радиационной аварии;

-   от природных источников излучения;

-   при медицинском облучении.

Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.

1.4 Требования Норм и Правил не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

-   индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

-   индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;

-   коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.

Требования Норм и Правил не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

Перечень и порядок освобождения источников ионизирующего излучения от радиационного контроля устанавливается санитарными правилами.

2 Общие положения

2.1 Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

2.2 Основу системы радиационной безопасности, сформулированной в данных Нормах, составляют современные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение Международных основных норм безопасности, которые легли в основу Норм, надежно гарантирует безопасность работающих с источниками излучения и всего населения.

2.3 Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

2.4 Нормы радиационной безопасности относятся только к ионизирующему излучению. В Нормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.

2.5 Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

2.6 Ответственность за соблюдение настоящих норм устанавливается в соответствии со статьей 55 Закона Российской Федерации "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения".

2.7 Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни населения устанавливается методическими указаниями федерального органа Госсанэпиднадзора в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

2.11 Предел индивидуального пожизненного риска в условиях нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года персонала принимается округленно 1,0 ´ 10-3, а для населения - 5,0 ´ 10-5.

Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации риска и область безусловно приемлемого риска и составляет 10-6.

3 Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях

3.1 Нормальные условия эксплуатации источников излучения

3.1.1 Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

-   персонал (группы А и Б);

-   все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

3.1.2 Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

-   основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице В.1;

-   допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

-   контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица В.1 - Основные пределы доз

*     Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

**     Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

***    Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

****  Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2 . На ладонях толщина покровного слоя — 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

3.1.3 Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

3.1.4 Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) — 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) — 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

3.1.5 При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл. В.1.

3.1.8 Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Для обеспечения выполнения указанного норматива при одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться требование п. 3.1.5.

Администрация предприятия обязана перевести беременную женщину на работу не связанную с источниками ионизирующего излучения, со дня ее информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка.

3.1.9 Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

3.2      Планируемое повышенное облучение

3.2.1   Планируемое облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. В.1.) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

3.2.2   Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двухкратных значений, приведенных в табл. В.1, допускается с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. В.1 – только с разрешения федерального органа госсанэпиднадзора.

Повышенное облучение не допускается:

- для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. В.1;

- для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

3.2.3   Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

3.2.4   Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Приложение Г. Источники ионизирующих излучений на Курской АЭС

1  Основными источниками радиационной опасности на Курской АЭС являются:

-   реактор;

-   бассейны выдержки;

-   отработавшее топливо;

-   трубопроводы и оборудование КМПЦ (насосы ГЦН, барабан-сепараторы, задвижки и т.д.);

-   аппараты системы спецводоочистки и ее оборудование;

-   хранилище жидких и твердых отходов;

-   воздуховоды и оборудование спецвентсистем;

-   детали и механизмы СУЗ, датчики КИП и РК, связанные с измерением параметров воды КМПЦ;

-   оборудование газового контура и УПАК.

2  Процесс получения электроэнергии на АС основан на использовании ядерного топлива (уран-235, плутоний-239), при делении которого в реакторах более 80% освобождающейся энергии выделяется в виде кинетической энергии осколков деления и 20% - в виде энергии нейтрино и ионизирующих излучений: нейтронов, гамма-квантов, бета-частиц.

Энергия, высвобождающаяся при делении одного ядра урана-235, равна 200 МэВ или 3,2*10-11 Дж, а при делении 1 г - 8,2*1010 Дж, что эквивалентно 2,0*104 кВт*час.

Процесс деления сопровождается образованием новых радиоактивных веществ - осколков деления, а освобождающиеся нейтроны производят активацию ядер теплоносителя, продуктов коррозии, газов и конструкционных материалов.

3  Основными источниками нейтронов являются работающие реакторы, в активной зоне которых достигаются потоки нейтронов 1013-1014 нейтронов/(см2*с).

Замедление быстрых нейтронов до тепловых происходит в основном в замедлителе, а также в отражателе и биологической защите.

При делении одного ядра урана-235 образуется 2 или 3 нейтрона.

Средняя энергия нейтронов деления равна 2 МэВ, максимальная-17 МэВ.

При работе реакторов потоки нейтронов могут наблюдаться в центральных залах и прилежащих к реактору помещениях.

4  При работе реакторов образуются гамма-кванты с энергиями от 0,1 до 10 МэВ в результате следующих процессов:

а) при делении ядер урана-235 и плутония-239 возникает мгновенное гамма-излучение с энергией от 0,2 до 7 МэВ;

б) при радиационном захвате тепловых нейтронов ядрами нуклидов конструкционных материалов происходят ядерные реакции с испусканием гамма-квантов, в результате которых образуются новые радиоактивные ядра. Гамма-кванты, возникающие в результате радиационного захвата, имеют энергию до 10 МэВ. Так, например, энергия захватных гамма-квантов железа достигает 7-10 МэВ, хрома - 9 МэВ, никеля - 9 МэВ, титана - 6,7 МэВ, алюминия - 7,7 МэВ, меди - 7,8 МэВ, цинка - 9 МэВ, натрия - 6,4 МэВ;

в) в активной зоне реактора происходит взаимодействие нейтронов с ядрами теплоносителя, продуктов коррозии, газов и конструкционных материалов по реакциям (n,гамма), (n,р), (n,альфа), (n,2n) и др.

Радиоизотопы, образующиеся при этих реакциях, обладают периодами полураспада от нескольких секунд до нескольких лет. Активность, обусловленная продуктами активации, называется наведенной.

Активность остановленного оборудования определяется гамма-излучением активированных примесей и продуктов коррозии металлов, которые отложились на поверхностях оборудования, арматуры и трубопроводов в процессе эксплуатации. Это обычно кобальт-60, кобальт-58, железо-58, марганец-54, хром-51, цинк-65 и другие. Накопление продуктов коррозии приводит к возрастанию мощностей доз гамма-излучения в рабочих помещениях.

Эффективное снижение уровней гамма-излучения в рабочих помещениях дает внутриконтурная дезактивация оборудования и трубопроводов.

Основные долгоживущие радиоизотопы приведены в таблице Г.1.

Таблица Г.1 – Радиоизотопы - продукты коррозии

Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9