5100 (596808), страница 12

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 12)

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

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 Т_1/2 = 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.

7 Гамма-излучение продуктов деления урана-235 представляет наибольшую опасность для персонала из-за их высокой активности.

Активность облученного топлива за счет продуктов деления после извлечения его из реактора может составлять несколько десятков тысяч и даже сотен тысяч кюри.

При разгерметизации ТВЭЛов в теплоноситель поступают летучие и твердые продукты деления, так как при длительной работе реакторов на номинальной мощности давление радиоактивных газов в ТВЭЛах достигает несколько десятков кг/см². Осколки деления могут дать существенный вклад в остаточную активность воды КМПЦ.

Аварийные ситуации с ядерным топливом приводят к резкому увеличению мощностей доз гамма-излучения в помещениях газовых контуров, а также к увеличению газовой активности в приреакторных помещениях, в вытяжных вентсистемах и венттрубах.

Во время работ по извлечению технологических каналов с разгерметизированными ТВЭЛами графитовых реакторов может произойти загрязнение графитовой кладки, дренажных систем и верхней плиты ядерным топливом и твердыми продуктами деления.

Основные наиболее распространенные радиоизотопы, образующиеся при делении, приведены в таблице Г.2.

Таблица Г.2 – Радиоизотопы - продукты деления

Такие газообразные изотопы, как криптон-88 (Т_1/2 = 2,77 часа) и ксенон-138 (Т_1/2 = 17 мин) при распаде генерируют аэрозольные частицы рубидий-88 и цезий-138 соответственно, которые при осаждении дают значительные по величине загрязнения поверхностей помещений, оборудования и спецодежды.

Характеристики

Список файлов книги