Персонал АС должен быть подготовлен к действиям в случае радиационной аварии в соответствии с «Планом мероприятий по защите персонала…»
Организация санитарно-пропускного режима
Весь персонал, находящийся в ЗКД, должен быть одет в спецодежду из основного комплекта средств индивидуальной защиты
Лаборатория внешнего радиационного контроля оснащена необходимым оборудованием и транспортными средствами
Организационные мероприятия, обеспечивающие безопасное производство работ
Назначение руководителя и производителя работ осуществляется в соответствии с п. 10.7.3 и п.10.7.4 настоящей инструкции соответственно
Надзор во время работы
Размещение инструмента и приспособлений, имеющих поверхностное загрязнение выше ПДУ или наведенную активность, на узел развески запрещается
Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие (ЖРО), твердые (ТРО) и газообразные
Жидкие низкоактивные отходы должны подвергаться очистке на установке спецводоочистки
Количественная оценка действия, производимого ионизирующими излучениями в веществе, производится посредством величины поглощенной дозы
Общие положения
Гамма-излучение продуктов деления урана-235 представляет наибольшую опасность для персонала из-за их высокой активности
При работе станции появляются жидкие, твердые и газообразные радиоактивные отходы
Навигация
Общие положения
Радиационная безопасность при эксплуатации и ремонте оборудования Курской АЭС
165808
знаков
9
таблиц
0
изображений
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
| Нормируемые величины* | Пределы доз | |
| Персонал (группа А)** | Население | |
| Эффективная доза | 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год | 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год |
| Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза*** коже**** кистях и стопах | 150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв | 15м3в 50м3в 50м3в |
* 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
| Изотопы | Период полураспада | Энергия излучения, МэВ | |
| b-частицы (max энергия) | g-квант | ||
| Хром-51 | 27,8 дня | 0,32 | |
| Марганец-54 | 291 день | 0,84 | |
| Марганец-56 | 2,58 часа | 0,7 1,05 2,86 | 0,84 1,81 2,12 |
| Железо-59 | 45 дней | 0,27 0,46 | 1,1 1,29 |
| Кобальт-58 | 71,3 дня | 0,48 | 0,51 0,81 |
| Кобальт-60 | 5,24 года | 0,41 | 1,17 1,33 |
| Цинк-65 | 235 дней | 0,325 | 1,12 |
| Медь-64 | 12,8 часа | 0,0656 | 1,34 |
| Цирконий-95 | 65 дней | 0,36 0,4 | 0,72 |
| Ниобий-95 | 35 дней | 0,16 | 0,77 |
5 Источниками бета-излучения являются детали, извлекаемые из реакторов, технологическое оборудование, контурные и дренажные воды, радиоактивные газы и аэрозоли.
Наибольшую опасность за счет активации материала представляют детали, находящиеся в реакторах при работе на мощности. Эти детали при извлечении из реактора имеют сравнительно небольшую гамма-активность, но создают большие потоки бета-частиц. При контакте с извлеченными из реактора предметами могут произойти радиационные ожоги рук и тела. Радиационные ожоги вызывают также растворы с концентрацией осколочной активности 3,7*1010Бк/л и выше.
6 Источниками радиоактивных газов являются реакторы, вода КМПЦ, межреакторное пространство, газовые и маслосистемы оборудования КМПЦ, система охлаждения биологической защиты реактора.
Газовая активность обусловлена аргоном-41 и газообразными продуктами деления: изотопами ксенона и криптона, а также изотопами йода в парообразном состоянии. Аргон-41 образуется в активной зоне реактора по реакции Ar-40 (p,n) из стабильного Ar-40.
Небольшой период полураспада аргона-41 Т1/2 = 1,82 часа (энергия гамма-кванта и бета-частиц равна 1,3 Мэв и 1,18 Мэв соответственно) облегчает условия ремонта оборудования газовых контуров после останова реактора.
Поступление радиоактивных газов в производственные помещения происходит через газовые уплотнения реакторов, при разгерметизации газовых контуров, боксов и оборудования.
Похожие работы
... основного и вспомогательного оборудования, а также большой объем «нетиповых» работ, при выполнении которых требуются специальные технологии и материалы. Основными, специфическими для ремонтного обслуживания АЭС положениями являются: 1) ядерный реактор, основные его конструкционные элементы недоступны или ограниченно доступны при работе реактора для ремонта; 2) необходимость дезактивации ...
... . 19.10.2001 года Александр Васильевич Паламарчук назначен директором обособленного структурного подразделения концерна "Росэнергоатом" - "Волгодонская АЭС". Одновременно он же, в соответствии с приказом министра по атомной энергии Александра Юрьевича Румянцева, № 814 от 19.10.2001 года, стал директором государственного унитарного предприятия "Дирекция строящейся Ростовской АЭС". 25 декабря ...
... м2. Количество отопительных приборов , (3.15) где F1 - поверхность нагрева одного прибора, м2. принимаем 300 батарей. РЕФЕРАТ Дипломный проект на тему "Станция технического обслуживания автомобилей для Льговского района, Курской области" содержит анализ работы автомобильного парка района, состояние ремонтной базы и организационные расчеты по реализации спроектированной станции технического ...
... энергоблоком, на высоте 200 м радиоактивность не обнаруживалась, на его перекрытии отмечались уровни радиации 8-12 Р/ч, а на площадке вентиляционной трубы - от 8 до 200 Р/ч и более. Авария на Чернобыльской АЭС явилась одной из тяжелейших в атомной энергетике. Ее последствия приобрели значительные, во многом непредсказуемые масштабы. Они стали следствием, во-первых, нерационального размещения АЭС ...
0 комментариев