Реферат: Ядерная опасность. Семипалатинский полигон
САНИТАРНЫЕ
ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИИ, ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ
ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ И КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СБОРОК)
Санитарные
правила разработаны в развитие и дополнение к нормам радиационной безопасности
и отражают специфику обеспечения радиационной безопасности соответствующих
объектов и установок.
При
проектировании, строительстве и вводе в эксплуатацию указанных объектов и
установок следует руководствоваться также санитарными нормами проектирования
промышленных предприятий (СН 245—71).
ПРАВИЛА ДЛЯ АС
(СП АС-88), ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ (СП ИР-89) И
КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СП КС-88)
Санитарные
правила для АС (СП АС-88) и исследовательских ядерных реакторов содержат
несколько разделов: общие положения, основные требования к техническим
средствам и организационным мероприятиям обеспечения радиационной
безопасности, защите персонала, населения и охране окружающей среды; требования
к выбору площадки размещения реакторов на местности и генеральному плану;
радиационному контролю, планировке и отделке производственных помещений;
требования к организации работ, организации технологического процесса и к
оборудованию, отдельным операциям при эксплуатации и выполнении ремонтных
работ; требования к предупреждению радиационных аварий и проведению работ по
ликвидации их последствий; требования в общеобменной и технологической
вентиляции, очистке и удалению газообразных и жидких отходов, системам
водоснабжения и канализации; требования к санитарно-бытовым помещениям, мерам индивидуальной защиты,
правилам личной гигиены и организации медицинского обслуживания; требования к
персоналу и мерам повышения степени надежности оперативного персонала,
участвующего в эксплуатации; мероприятия по снятию реактора с эксплуатации;
требования по транспортированию отработавшего ядерного топлива. Эти правила не
распространяются на транспортные ядерные энергетические установки и реакторные
установки специального назначения.
«Санитарные
требования к проектированию и эксплуатации систем централизованного
теплоснабжения от атомных станций» (СТ ТАС-84) являются дополнением к СП АС-88.
В них изложены требования, которые обусловлены спецификой атомного источника
тепла к системе теплоснабжения: к системам централизованного теплоснабжения,
присоединяемым к системе отпуска тепла от АС; к системам безопасности отпуска
тепла от АС; к оборудованию системы отпуска тепла от АС; к организации и объему
радиационного и санитарного контроля.
Критический
стенд—комплекс, включающий ядерную критическую сборку и оборудование,
необходимое для проведения экспериментов, управления критсборкой и радиационной
безопасности и позволяющий осуществлять управляемую реакцию деления ядер в
заданных условиях.
В санитарных
правилах СП КС—88 отражены дополнительные специфические требования для
критстендов. Они должны размещаться в специальном здании вне или внутри
городской застройки. Каждая критсборка—в изолированном помещении (бокс, каньон),
обеспечивающем локализацию и выдержку радиоактивных газов и аэрозолей в случае
аварии с максимальными радиационными последствиями.
Ядерный
реактор, как и критическая сборка, представляет собой устройство, в котором
осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер (уран,
плутоний, торий).
Процесс деления
ядерного топлива в реакторе сопровождается испусканием нейтронного излучения с
образованием радиоактивных продуктов деления, а также радионуклидов активации
нейтронами.
Реакторы классифицируются
по типу активной зоны (гетерогенные, гомогенные), по режиму работы
(стационарный, импульсный), по энергии нейтронов, используемых для деления
топлива (реактор на тепловых, быстрых или промежуточных нейтронах), по виду
замедлителя и теплоносителя (графитовые, тяжеловодные, водо-водяные,
жидкометаллические, газовые, органические и др.), по режиму теплосъема (вода
под давлением или кипящая вода).
Основными
видами радиационного воздействия на персонал в условиях нормальной работы и
остановки реактора являются внешние b-, g- и нейтронные излучения (в основном g-излучение) и
внутреннее облучение в результате поступления радиоактивных аэрозолей (главным
образом в период ремонтных работ). Как правило, на остановленном реакторе
нейтронное излучение отсутствует, за исключением реакторов, имеющих в активной
зоне бериллиевый отражатель [образуются быстрые фотонейтроны по реакции (g, n)].
Характерной
особенностью энергетических реакторов для АЭС является напряженный тепловой и
гидравлический режим активной зоны, что может постепенно приводить к
разгерметизации металлических оболочек небольшой доли твэлов, в которых
заключено ядерное топливо, и к выходу части продуктов деления в теплоноситель
из ставших негерметичными твэлов Газообразные и летучие продукты деления
(криптон, ксенон, иод, цезий и др.) вследствие небольших неорганизованных
протечек этого теплоносителя из контура теплосъема попадают в технологические
помещения реактора, а затем удаляются в атмосферу. Для АЭС вероятно
незначительное загрязнение продуктами деления помещений и оборудования, а также
окружающей среды.
Исследовательские
реакторы, как правило, оборудованы экспериментальными каналами, проходящими
через активную зону, для облучения в них различных образцов. Они имеют
горизонтальные или вертикальные пучки выведенных нейтронов, содержат
экспериментальные радиоактивные петли, в которых могут производиться испытания
отдельных твэлов, или радиационные контуры для активации . теплоносителя с
последующим использованием его в качестве высокоактивного облучателя и т. д. На
исследовательских реакторах внешнее облучение более вероятно, нежели
внутреннее.
Безопасность
АЭС и исследовательских реакторов обеспечивается за счет применения системы
барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиационных веществ
за эти барьеры в обслуживаемые помещения и в окружающую среду и системы
технических организационных мер по защите барьеров и сохранению их
эффективности для защиты персонала и населения.
Система
барьеров включает топливную матрицу, оболочки твэлов, границу контура
теплоносителя, охлаждающего активную зону, герметичные помещения и
локализующие системы безопасности для улавливания и удержания радиоактивных
веществ (фильтры, барботеры, спринклерные установки и т п.).
В систему
технических и организационных мер обеспечения безопасности АЭС и
исследовательских реакторов включается:
выбор площадки
для размещения;
установление
санитарно-защитной зоны вокруг реакторной установки с учетом
требований НРБ—76/87, ОСП—72/87, СПАС—88;
разработку
качественного проекта на основе консервативного подхода с развитым свойством
самозащищенности реакторной установки и применением систем безопасности;
обеспечение
требуемого качества элементов всех технологических систем и выполняемых
работ;
эксплуатация в
соответствии с нормативно-технической документацией по обоснованному
технологическому регламенту и эксплуатационным инструкциям;
поддержание в
исправном состоянии важных для безопасности систем путем проведения
профилактических мер и замены выработавшего ресурс оборудования;
своевременное
диагностирование дефектов и обнаружение отклонений от нормальной работы и
принятие мер по их устранению;
предотвращение
с помощью автоматизированных и/или автоматических технических средств
перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий в
запроектные и гипотетические аварии;
ослабление
последствий аварий, которые не удалось предотвратить, д путем локализации
выделяющихся радиоактивных веществ;
подготовка и
четкое осуществление при необходимости планов аварийных мероприятий на
площадке и за ее пределами; подбор и необходимый уровень подготовки
эксплуатационного персонала для действия в нормальных и аварийных условиях,
формирование культуры безопасности.
При нормальной
эксплуатации все барьеры и средства их защиты должны находиться в
работоспособном состоянии. При повреждении любого из барьеров или средств его
защиты выше установленных пределов, согласно условиям безопасной эксплуатации,
реактор должен быть остановлен.
Радиационное
воздействие на персонал ядерных критических стендов невелико при соблюдении
санитарных правил проектирования и эксплуатации критических стендов (СП КС—88)
и положения по ядерной безопасности (ПБЯ 02—90). Однако оно
существенно возрастает при активационных измерениях и особенно при авариях —
самопроизвольных цепных реакциях (СЦР).
Критическая
сборка отличается от реактора низкой мощностью (не более 100 Вт), достаточной
лишь для уверенной работы системы управления и защиты при проведении
физических экспериментов, а также гибкостью конструкции, позволяющей легко
менять, как правило, дистанционно, но иногда вручную геометрию и состав
активной зоны, уровень замедлителя и отражателя. В остальном критическая сборка
— полномасштабный прототип ядерного реактора (по размеру и составу активной
зоны), но не имеющий фундаментальной биологической защиты и системы
принудительного охлаждения активной зоны.
Поскольку часть
операций по перестройке активной зоны проводят вблизи критической сборки, часто
без достаточного уровня водной зашиты (вода является и замедлителем), на
критических сборках вероятно внезапное аварийное облучение персонала, если в
момент перестройки произойдет СЦР
ВИДЫ РАДИАЦИИ
Основную часть
облучения население земного шара получает от естественных источников радиации.
Большинство из них таковы, что избежать облучения от них совершенно невозможно.
На протяжении всей истории существования Земли разные виды излучения падают на
поверхность Земли из космоса и поступают от радиоактивных веществ, находящихся
в земной коре. Человек подвергается облучению двумя способами. Радиоактивные
вещества могут находиться вне организма и облучать его снаружи; в этом случае
говорят о внешнем облучении. Или же они могут оказаться в воздухе, которым
дышит человек, в пище или в воде и попасть внутрь организма. Такой способ
облучения называют внутренним.
Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11, 12 |