Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Обеспечение радиационной безопасности - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС
Одной из главных особенностей эксплуатации АЭС является наличие ионизирующих излучений и необходимость обеспечения радиационной безопасности. Радиационная безопасность обеспечивается, в первую очередь, поддержанием режимов нормальной эксплуатации АЭС, когда надежно функционируют все барьеры безопасности.
АЭС считается радиационно безопасной, если обеспечивается непревышение установленных нормативами доз внутреннего и внешнего облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации и проектных авариях.            
Основной задачей радиационной безопасности является защита персонала АЭС, населения и окружающей среды от радиологического воздействия за счет эффективных защитных мер. К их числу относятся:

  1. постоянный контроль по радиационным факторам за состоянием оборудования и помещений реакторного отделения АЭС;
  2. локализация РО и других источников излучения в пределах установленных границ сооружений АЭС и во всех режимах эксплуатации;
  3. автоматизированный радиометрический контроль за состоянием окружающей среды вокруг АЭС.

Требования к радиационной безопасности атомных станций РФ и к защите эксплуатационного персонала и населения, а также окружающей среды вокруг АЭС сформулированы в ряде нормативных документов:
"Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС" (СПАС-88);  
"Нормы радиационной безопасности" (НРБ-76/87);
"Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений" (ОСП- 72/87) На их основе и с учетом рекомендаций МАГАТЭ "Радиационная защита при эксплуатации AC" (50-SG-05) разработаны и действуют ведомственные "Правила радиационной безопасности при эксплуатации АЭС" (ПРБ АЭС), в которых изложены основные меры по обеспечению радиационной безопасности при работе АЭС в нормальных и аварийных режимах.
Основным источником излучения на АЭС является процесс деления ядерного топлива в активной зоне ядерного реактора, в результате которого образуются новые радиоактивные нуклиды - продукты деления и нейтроны. Рождающиеся в активной зоне нейтроны активируют ядра теплоносителя, продукты коррозии в нем и конструкционные материалы ядерных реакторов. Активность теплоносителя обусловлена активацией кислорода, входящего в состав молекул воды. Образующийся в результате активации воды азот-16 вносит большой вклад в у -излучения при работе ядерного реактора. При остановке ЯР мощность излучения быстро снижается в 100-1000 раз. Излучение от оборудования во время остановок ЯР определяется главным образом излучением активированных продуктов коррозии и примесей, которые отлагаются на внутренних поверхностях оборудования, арматуры и трубопроводов. Это приводит к значительным мощностям излучения в непосредственной близости от оборудования ( 104 —105 мР/ч). В отдельных участках первого контура (в застойных зонах) мощность излучения может быть значительно выше. Таким образом, радиационная обстановка в помещениях и радиационное воздействие на персонал АЭС определяется излучением: его вклад в дозу внешнего облучения составляет 95%. Для снижения дозовых нагрузок на персонал перед выполнением ремонтных и других работ на АЭС проводится дезактивация оборудования и трубопроводов первого контура путем очистки внутренних поверхностей от накопившихся радиоактивных отложений.
Помимо этого в воздухе обслуживаемых и необслуживаемых помещений могут содержаться радиоактивные газы и аэрозоли, обусловленные наличием загрязнения поверхностей активными веществами. Вдыхание такого воздуха приводит к внутреннему облучению организма. При нормальной работе ядерного реактора на мощности радиоактивное загрязнение помещений существенно ниже допустимых значений и возрастает (в десятки раз) в период ремонтных и перегрузочных работ. Поэтому на АЭС во всех обслуживаемых и полуобслуживаемых помещениях ведется контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей и измерение поверхностного загрязнения помещений, оборудования, спецодежды и персонала. Следует учитывать, что радиоактивные вещества могут быть прочно сорбированы (фиксированная часть загрязнения) или слабо связаны с поверхностью (нефиксированная часть, или "снимаемое" загрязнение).
На АЭС ведется строгий учет доз облучения персонала. Для этого каждый работник АЭС, в том числе и персонал подрядных организаций, обеспечивается индивидуальным дозиметром, который учитывает дозы внешнего воздействия (излучения и нейтронов).

Контроль за радиационным воздействием на персонал включает в себя:

  1. измерение доз внешнего облучения;
  2. проверку загрязнения одежды и кожного покрова персонала;
  3. измерение содержания радиоактивных веществ в организме и его отдельных органах.

В соответствии с НРБ-76/87 в качестве дозового предела внутреннего и внешнего облучения всего тела установлена предельно допустимая годовая доза (ПДД) 5 бэр/год. Для условий нормальной эксплуатации АЭС эта доза равна 2 бэр/год. Реально годовые дозы облучения эксплуатационного персонала составляют 10-30% допустимых значений (0,2-0,6 бэр/год). Наибольшее воздействие получает персонал, выполняющий ремонтные работы на оборудовании и трубопроводах первого контура и при перегрузке ЯТ. Суммарная доза облучения (годовая коллективная доза), характеризующая качество радиационной защиты персонала АЭС, составляет на АЭС РФ 200-500 бэр.

Радиационный технологический контроль.

Радиационной защитой на АЭС предусмотрена система радиационного технологического контроля, предназначенная для контроля за утечками через защитные барьеры путем измерения:

  1. объемной активности реперных радионуклидов в теплоносителе основного циркуляционного контура, характеризующей герметичность оболочек твэлов;
  2. объемной активности реперных радионуклидов в технологических средах или воздухе производственных помещений, характеризующей герметичность оборудования и трубопроводов;
  3. объемной активности реперных радионуклидов в воздушной среде за пределами АЭС, характеризующей герметичность защитной оболочки.

В частности, нормами допускается эксплуатация энергоблока АЭС при количестве разуплотненных твэлов не более 0,1% общего количества. При этом предельно допустимое значение активности продуктов деления в теплоносителе первого контура для АЭС с ВВЭР-440 составляет 3,7 • 109 Бк/кг и для энергоблоков с ВВЭР-1000 и РБМК-1000 - 1,0-108 Бк/кг. В табл. 25.1 приведены активности и характеристики полей излучения (соотношение между единицами СИ и внесистемными единицами), используемыми в настоящее время.


На энергоблока с РБМК-1000 осуществляется непрерывный контроль активности теплоносителя путем отбора пара после БС. Кроме того, имеется система контроля целостности технологических каналов (КЦТК), предназначенная для обнаружения разгерметизированных каналов и предотвращения распространения влаги в смежную с каналом графитовую кладку. На АЭС с ВВЭР помимо измерения активности теплоносителя первого контура измеряется также активность продувочной воды ПГ, трубопроводов острого пара и на выхлопе эжекторов турбины, а также активность на вспомогательном оборудовании, в герметичных помещениях и герметичной оболочке, в вентсистеме, в зонах строгого и свободного режимов.
Радиационный технологический контроль позволяет обнаруживать повреждения оборудования и предупреждать возникновение радиационных аварийных ситуаций.

Таблица 25.3

Эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации энергоблока АЭС по радиационным параметрам. Пределами нормальной эксплуатации энергоблока АЭС по радиационным параметрам (эксплуатационные пределы) являются:
а)  по газоаэрозольным выбросам: пятикратное значение суточного допустимого выброса (ДВ) радионуклидов или их групп (ИРГ, ДЖН, 1311) при условии, что суммарный выброс за один квартал или последних 3 месяца не превысит соответствующего значения (табл. 25.2, 25.3);
б)      по жидким сбросам:
часть значения допустимого сброса (ДС) по любому нормируемому радионуклиду или их сумме, пропорциональная прошедшему с начала календарного года времени;
значения допустимой концентрации (ДК) по отдельным нормируемым радионуклидам (если в сбросе присутствует один радионуклид) или их суммы, определенной в соответствии с НРБ-76/87;
в)  по облучаемости персонала: значение контрольного уровня облучения персонала, установленное эксплуатирующей организацией;
г)   по показателям радиационной обстановки: значения, установленные проектом АЭС для нормальной эксплуатации.
Пределами безопасной эксплуатации энергоблока АЭС по радиационным параметрам являются:
а)  по газоаэрозольным выбросам: значение ДВ радионуклидов или их групп (ИРГ, ДЖН, 1311) за год;
б)  по жидким сбросам: значение ДС по любому контролируемому радионуклиду или их сумме;
в)  по облучаемости персонала: значение ПДД для персонала категории А и предела дозы - для персонала категории Б;
г)   по показателям радиационной обстановки: значения, установленные НРБ-76/87 для обслуживаемых и периодически обслуживаемых помещений зоны строгого режима АЭС, для помещений АЭС, территории промплощадки и санитарно-защитной зоны АЭС.
Перечисленные эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации содержатся в Технологических регламентах эксплуатации энергоблока АЭС.

Организация обеспечения радиационной безопасности на АЭС.

Лицом, ответственным за состояние радиационной безопасности на АЭС, является директор АЭС, ответственность за организацию работ по обеспечению радиационной безопасности на АЭС возлагается на ГИС. Руководители структурных подразделений АЭС обязаны обеспечить соблюдение требований СП АЭС-88 и ПРБ АЭС в своих подразделениях и на закрепленном оборудовании. Осуществление радиационного контроля на АЭС, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения АЭС, методическое руководство работами по обеспечению радиационной безопасности и контроль за выполнением правил радиационной безопасности всеми работающими на АЭС возлагается на Отдел (цех) радиационной безопасности (ОРБ) АЭС. Организационно в состав ОРБ АЭС входят службы внутренней (стационарной) и внешней дозиметрии.
Задача службы внутренней дозиметрии состоит в обеспечении контроля за радиационной обстановкой в помещениях АЭС, правильностью обращения с РО, за соблюдением установленных нормативов по жидким сбросам и газоаэрозольным выбросам с АЭС, за учетом доз облучения персонала АЭС и всех лиц, которые посещали АЭС.
Дозиметрический контроль на АЭС осуществляемся с помощью стационарных систем контроля (аппаратуры контроля радиационной безопасности - АКРБ), которые автоматически (или по выбору оператора дистанционно) измеряют уровни ионизирующих излучений и концентрацию радиоактивных газов и аэрозолей в производственных помещениях АЭС, а также автоматически выдают предупредительные сигналы радиационной опасности для обслуживающего персонала.
Задачей службы внешнего контроля и дозиметрии является контроль за радиационной обстановкой на территории, окружающей АЭС в пределах наблюдаемой зоны. Для контроля за возможным влиянием АЭС на окружающую среду предусмотрены специальные технические средства. Вокруг АЭС в радиусе 12-20 км предусматриваются контрольные пункты, оснащенные радиометрической аппаратурой и регистрирующими приборами, позволяющими отбирать и анализировать пробы атмосферного воздуха, почвы, воды и снега. Радиационный контроль окружающей среды осуществляется путем измерений:

  1. активности и радионуклидного состава выброса в атмосферу аэрозолей, изотопов иода и ИРГ;
  2. объемной активности и радионуклидного состава сбросов жидких и твердых РО;
  3. мощности дозы у -излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения;
  4. объемной активности приземного воздуха, активности проб объектов окружающей среды;
  5. метеорологических условий в районе расположения АЭС. Для ограниченной части населения, проживающей вблизи АЭС, доза облучения не должна превышать 0,1 бэр/год (т.е. значения мощности дозы, создаваемой естественным фоном у -излучения на территории России и равной 0,04-0,15 бэр/год). Нормами РБ регламентируются допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, а также ограничены пределы доз облучения, обусловленные РО АЭС. Так, предел дозы для населения, проживающего вблизи АЭС, за счет газообразных выбросов не должен превышать 20 мбэр/год, а за счет жидких сбросов - 5 мбэр/год.

Наличие и накопление на АЭС РО представляет собой потенциальную опасность радиоактивного загрязнения окружающей среды. По этой причине на АЭС организуется строгий учет количества РО, составляется ежегодный баланс по количеству и активности, а также ведется контроль за их перемещением и накоплением в специальных хранилищах ЖРО и ТРО.
На каждой АЭС разрабатывается "Инструкция (правила) по радиационной безопасности при эксплуатации АЭС", учитывающая положения НД по радиационной безопасности, требования которой должны быть направлены на выполнение основных принципов радиационной безопасности на АЭС:
непревышение установленного основного дозового предела;
исключение всякого необоснованного облучения;
снижение дозы облучения до возможно низкого уровня;
максимально возможное ограничение поступления радиоактивных веществ в окружающую среду.

Каждый работник АЭС должен:

  1. знать и выполнять требования "Инструкции (правил) по радиационной безопасности ..." в объемах, определенных должностными инструкциями;
  2. стремиться к выполнению своих должностных обязанностей с наименьшими дозовыми нагрузками, учитывая беспороговое воздействие излучения на организм;
  3. бережно относиться к используемым средствам индивидуального и коллективного радиационного контроля (средства контроля загрязнения рук, тела, одежды и других);
  4. применять предписанные средства индивидуальной защиты, исключающие возможность внутреннего облучения (СИЗ органов дыхания) и снижающие внешнее облучение рентгеновским и излучениями;
  5. выполнять все указания сотрудников ОРБ, касающиеся обеспечения радиационной безопасности, при выполнении работ.

Вся информация о радиационной обстановке на АЭС, в санитарнозащитной зоне и зоне наблюдения АЭС, а также показатели радиационной безопасности атомных станций должны быть открытыми и доступными всему персоналу АЭС, представителям органов надзора, местных органов власти, общественности и средств массовой информации.
Работы в условиях фактической или потенциальной радиационной опасности, при которых индивидуальная доза облучения персонала может превысить 0,02 сЗв (20 мбэр) за смену, должны выполняться по дозиметрическим нарядам.
Радиационно опасные работы, для которых технологическими картами и инструкциями не предусмотрены требования по обеспечению радиационной безопасности, должны проводиться по программам, согласованным ОРБ, местным органом Госсаннадзора РФ и утвержденным ГИС.
Эксплуатирующая организация устанавливает контрольные уровни облучения персонала АЭС, превышение которых в обоснованных случаях допускается с ее письменного разрешения.
Планируемое повышенное облучение персонала сверх ППД применяется только в случае ликвидации радиационной аварии в порядке, установленном НРБ, с письменного разрешения эксплуатирующей организации.
Все случаи нарушения правил РБ, которые стали причиной незапланированного повышенного облучения или загрязнения окружающей среды, должны быть расследованы и приняты меры, предотвращающие повторение подобных случаев. Сообщения о таких нарушениях и результаты их расследования должны передаваться в эксплуатирующую организацию и органы надзора.
Ответственность за нарушение требований правил РБ несут административно-технические работники АЭС, которые не обеспечили соблюдение подчиненным персоналом требований правил и не приняли необходимых мер по предупреждению нарушений, а также лица, непосредственно нарушившие эти правила.
При проектных и запроектных авариях на АЭС меры защиты персонала должны осуществляться в соответствии с " Планом мероприятий по защите персонала в случае аварии на АЭС". Этот план должен вводиться в действие одновременно с объявлением на АЭС состояния "аварийная обстановка" при достижении показателей радиационной обстановки в обслуживаемых помещениях зоны строгого режима АЭС, на территории промплощадки или санитарно-защитной зоны (в любом месте, по любому из нормируемых показателей) до значений, приведенных в "Типовом содержании плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на АЭС".
При ухудшении радиационной обстановки в периодически обслуживаемых и необслуживаемых помещениях зоны строгого режима АЭС меры защиты персонала (ограждение аварийной зоны, удаление персонала) должны осуществляться в соответствии со специальными инструкциями, разрабатываемыми на АЭС в соответствии с ОПБ-88 без ввода в действие "Плана мероприятий...".
При запроектных авариях на АЭС меры защиты населения должны осуществляться в соответствии с " Планом мероприятий по защите населения в случае аварии на АЭС". Администрация АЭС должна информировать органы местной власти (и другие органы в соответствии с "Положением об объявлении...") об аварии на АЭС и рекомендовать местным органам власти ввод в действие " Плана мероприятий..." при достижении показателей радиационной обстановки в зоне наблюдения АЭС значений, приведенных в "Типовом содержании плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на АЭС".
Нарушения в работе АЭС, связанные с превышением пределов безопасной эксплуатации по радиационным параметрам, должны расследоваться в соответствии с " Положением о порядке расследования и учета нарушений в работе АЭС" комиссией, создаваемой эксплуатирующей организацией.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.