ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИЛекция 6. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ презентация

Носовский Анатолий Владимирович д-р. техн. наук, проф.

радиационная безопасность – соблюдение допустимых пределов радиационного влияния 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.

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 отработавшим ядерным топливом;

системы спецводоочистки и их оборудование;

биологическая защита реактора и т. д.

Основными факторами радиационного воздействия на персонал являются:

потоки внешнего ионизирующего излучения;

загрязненность воздуха рабочих помещений радиоактивными газами и аэрозолями;

загрязненность рабочих поверхностей, кожных покровов и спецодежды радиоактивными веществами.

В реакторе ВВЭР-440, 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.

При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и γ-излучения. В результате вблизи реактора при отсутствии защиты мощность эквивалентной дозы облучения может составить несколько зивертов в секунду.

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.

Наряду с продуктами деления в реакторе происходит накопление активированных под воздействием нейтронов радионуклидов, входящих в состав металлических конструкций корпуса реактора и первого контура (преимущественно 59Fe, 54Mn, 66Zn, 60Co).

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

мгновенные нейтроны, т. е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер топлива;

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 подразделяются на:

мгновенное излучение, т. е. γ-излучение, сопровождающее процесс деления;

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

излучение долгоживущих продуктов деления;

захватное излучение, т. е. γ-излучение, сопровождающее (n, γ)-реакции;

излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов;

излучение, сопровождающее (n, p) и (n, α)-реакции;

излучение продуктов активации.

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 коррозионной активностями.

Собственная активность зависит от свойств ядер самого теплоносителя. Для водяного теплоносителя в результате взаимодействия в активной зоне потоков быстрых нейтронов с ядрами кислорода и водорода теплоносителя возникают следующие реакции:

16О(n, p)16N – основной вклад;

17O(n, p)17N;

18O(n, γ)19O;

2H(n, γ)3H.

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 – 1 Зв/ч.

В результате воздействия температуры, коррозии, радиационного охрупчивания, вибрации, тепловых и гидравлических нагрузок) микротрещины могут развиваться в крупные дефекты оболочек ТВЭЛ. 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 ТВЭЛ (с микротрещинами) не должно превышать 1 %, а число ТВЭЛ с крупными дефектами – 0,1 %.

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.

Энергия фотонов, МэВ

Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений

Период полураспада

58Fe(n, γ)59Fe

1,1; 1,29

45,1 сут.

50Cr(n, γ)51Cr

0,32

27,8 сут.

55Mn(n, γ )56Mn

0,846; 1,81; 2,11

2,58 ч.

54Fe(n, p)54Mn

0,835

312,3 сут.

59Co(n, γ)60Co

1,17; 1,33

5,25 года

58Ni(n, p)58Co

0,511; 0,81

70 сут.

94Zn(n, γ)95Zn

0,72; 0,75

64 сут.

109Ag(n, γ)110mAg

0,66; 0,88; 0,94; 1,38

250,4 сут.

Они образуются из химических элементов, входящих в состав этих сталей, сплавов циркония и других материалов, применяемых в реакторостроении. Наибольший вклад в мощность дозы вносит кобальт-60.

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, радиоактивные благородные газы (РБГ), т. е. радионуклиды Kr, Xe и Ar, а также радионуклиды йода и тритий.

Атомная электростанция может функционировать в следующих состояниях:

нормальной эксплуатации;

отклонения от нормальной эксплуатации;

проектной аварии;

запроектной аварии;

ликвидации последствий аварии;

снятия с эксплуатации.

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

организационно-управленческие методы – методы организации труда, подготовки персонала, проверки и принятия решений;

технические средства – оборудование, сооружения, конструкции, предназначенные для удержания радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в заданных границах;

радиационно-гигиенические средства – оборудование, сооружения, средства индивидуальной защиты, предназначенные для снижения радиационного воздействия на человека;

информационно-обеспечивающие средства – приборы, датчики, системы баз данных информации, необходимой для обеспечения радиационной безопасности.

Общее руководство по обеспечению радиационной безопасности АЭС возглавляет 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 и выполнение Программы радиационной защиты АЭС.

Руководители подразделений АЭС несут персональную ответственность за выполнение подчиненным персоналом правил и инструкций по радиационной безопасности и Программы радиационной защиты.

До начала эксплуатации АЭС ее объекты должны быть приняты специальной комиссией, которая устанавливает:

соответствие принимаемых объектов проекту и требованиям действующих норм и правил;

наличие условий радиационной безопасности для персонала и населения;

обеспечение условий сохранности радиоактивных веществ;

возможность эксплуатации объекта.

Хранение и проведение работ с источниками ионизирующих излучений разрешается только после оформления санитарного паспорта.

Администрация АЭС обязана разработать, согласовать с органами санитарного надзора и утвердить инструкции по радиационной безопасности. В этих инструкциях излагаются:

порядок проведения работ;

порядок учета, хранения и выдачи источников излучения;

порядок сбора и удаления радиоактивных отходов;

условия содержания помещений;

меры индивидуальной защиты;

организация проведения радиационного контроля;

меры радиационной безопасности;

мероприятия по предупреждению, выявлению и ликвидации радиационной аварии.

Для обеспечения РБ и выполнения задач РК на АЭС создаются службы радиационной безопасности. В их обязанности входят следующие основные задачи:

организация и осуществление всех видов радиационного контроля;

участие в планировании любой деятельности, которая может привести к облучению персонала;

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;

Продолжение слайда:

разработка программы радиационной защиты и инструкций по радиационной безопасности;

проведение анализа причин изменения радиационной обстановки в помещениях станции и на ее территории, причин облучения персонала, а также эффективности внедрения мероприятий по улучшению радиационной обстановки;

участие в подготовке и разработке программ обучения по вопросам безопасности;

контроль за проведением и результатами медицинского обследования персонала.

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

Деятельность по радиационной защите на АЭС обобщенно состоит из выполнения ряда задач:

классификация зон и помещений АЭС и поддержание режимов зон;

классификация персонала;

организация и ведение радиационного контроля;

деятельность по дезактивации;

планирование и организация радиационной защиты при проведении радиационно опасных работ;

оптимизация радиационной защиты;

оценка доз персонала;

подготовка персонала по вопросам радиационной защиты.

Службы радиационной безопасности на АЭС имеют следующие права:

выдавать предписания и указания руководителям структурных подразделений по выполнению мероприятий в области безопасности и улучшения условий труда, устранению нарушений правил радиационной безопасности и санитарных норм;

запрещать производство работ в случаях, если создались опасные условия;

участвовать в работе комиссии по приемке в эксплуатацию нового оборудования;

требовать от руководителей подразделений своевременного расследования случаев ухудшения радиационной обстановки.

сплошная – полностью окружает источники излучения;

раздельная – состоит из первичной, окружающей источник излучения, и вторичной, предназначенной для защиты от источников излучения, находящихся между ней и первичной защитой;

теневая – размещается между источником излучения и защищаемой областью, размеры которой определяются тенью, создаваемой защитой;

частичная – защита в направлениях с повышенными уровнями облучения.

быть конструкционно прочным;

иметь высокую радиационную и термическую стойкость, огнестойкость, жаростойкость, химическую инертность;

не выделять под действием нагрева и облучения ядовитых и взрывоопасных газов;

сохранять стабильные размеры;

обеспечивать простоту монтажа;

иметь возможность механической обработки;

иметь приемлемую стоимость и доступность материалов.

Защитные материалы

Защитные материалы

Быстрые нейтроны наиболее эффективно замедляются веществами с малым атомным номером, такими как графит и водородсодержащие вещества (вода, пластмассы, полиэтилен, парафин).

Для эффективного поглощения тепловых нейтронов применяются материалы, имеющие большое сечение поглощения: соединения с бором – борная сталь, бораль, борный графит, карбид бора, а также кадмий и специальные сорта бетона.

Гамма-излучение наиболее эффективно ослабляется материалами с большим атомным номером и высокой плотностью (свинец, сталь, бетон, свинцовое стекло).

Защитные материалы

При поглощении тепловых нейтронов ядрами водорода по реакции (n, γ) возникает γ-излучение, которое можно значительно снизить, если применить борированную воду. В этом случае тепловые нейтроны поглощаются бором по реакции В(n, α)Li.

Конструктивно водяную защиту выполняют в виде заполненных водой секционных баков, изготовленных из стали.

Защитные материалы

С повышением температуры полиэтилен размягчается, а затем загорается, образуя двуокись углерода и воду. Защитные свойства от γ-излучения примерно такие же, как у воды. Для уменьшения захватного γ-излучения в полиэтилен добавляют борсодержащие вещества.

Защитные материалы

Сталь углеродистая с легирующими элементами является основным конструкционным материалом для изготовления узлов реакторных установок. Она относится к материалам, в которых хорошо сочетаются конструкционные и защитные свойства. Масса защиты из стали от γ-излучения на 30 % больше массы эквивалентной свинцовой защиты, однако повышенный расход материала компенсируется лучшими конструкционными характеристиками стали.

Под действием тепловых нейтронов железо, являющееся основной составной частью стали, активируется с образованием радионуклида 59Fe (Т1/2 = 45,1 сут.).

Защитные материалы

Применение свинца ограничивается низкой температурой плавления. Защитные материалы вольфрам, тантал могут использоваться в горячих зонах, в которых применение свинца исключается. Использовать эти металлы для защиты промышленных реакторов нецелесообразно, так как они крайне дороги.

Защитные материалы

Поглощение нейтронов бетонной защитой может быть значительно увеличено введением соединения бора в состав материала защиты.

Проведение работ, связанных с облучением, в течение минимального времени (принцип ограничения времени пребывания в зоне действия ионизирующих излучений).

Виды и принципы защиты от ионизирующих излучений

Защита временем

Обеспечение во время работ с источниками ионизирующих излучений максимального расстояния от источника до человека (принцип ослабления излучения по мере увеличения расстояния от источника).

Защита расстоянием

Уменьшение интенсивности излучения при помощи экранов (конструктивно-технологический принцип).

Защита экранами

Технические средства радиационной защиты

Методы коллективной защиты

Методы индивидуальной защиты

стационарные и передвижные защитные экраны;

дезактивация;

вентиляция, очистка, канализация;

система сбора и удаления РАО;

дистанционное оборудование;

защитные боксы;

пылеподавление.

Технические средства радиационной защиты

Технические средства радиационной защиты

Кратность ослабления К – это отношение мощности дозы перед экраном к мощности дозы за экраном. Зная допустимую мощность дозы для защищаемого объекта и мощность источника излучения при отсутствии экрана, можно определить требуемую кратность ослабления К и, выбрав материал, по графикам определить его необходимую толщину.

использование принципов защиты, применяемых при работе с источниками излучения в закрытом виде;

герметизация производственного оборудования;

специальная планировка помещений;

применение санитарно-гигиенических устройств и оборудования;

использование средств индивидуальной защиты персонала;

выполнение правил личной гигиены.

Технические средства радиационной защиты