- •Лекция 1.1. Принципы обеспечения безопасности аэс в контексте культуры безопасности. Ядерная безопасность.
- •Философия безопасности атомных станций.
- •2. Базовые принципы обеспечения безопасности ас.
- •3. Организационные аспекты обеспечения безопасности.
- •Лекция 1.2. Цели обеспечения безопасности.
- •Общая цель обеспечения ядерной безопасности.
- •Цель обеспечения радиационной защиты.
- •3. Техническая цель обеспечения безопасности.
- •Общая система ядерной безопасности.
- •Лекция 2.1. Требования и рекомендации магате.
- •Руководства по безопасности.
- •Лекция 2.2. Нормативно-законодательная база системы государственных гарантий безопасности в рф.
- •1. Законодательная база атомной отрасли в рф.
- •2. Правовые основы обеспечения радиационной безопасности.
- •3. Правовые основы обеспечения безопасности населения и природной среды.
- •Лекция 3.1. Исполнительные структуры основных принципов обеспечения безопасности.
- •1. Состав структур.
- •2. Функции структур.
- •3.3. Ответственность эксплуатирующих организаций.
- •Лекция 3.2. Фундаментальные управленческие принципы.
- •Культура безопасности (insag-3; insag-4; опб-88/97).
- •2. Организация эксплуатации и эксплуатационная документация эксплуатирующей организации
- •Независимая проверка.
- •Связь между проектированием, оценкой безопасности и независимой проверкой.
- •Лекция 3.3. Принципы глубокоэшелонированной защиты.
- •1. Принципы глубокоэшелонированной защиты.
- •2. Уровни защиты.
- •3. Взаимосвязь уровней защиты и физических барьеров.
- •Лекция 3.4. Апробированная инженерно-техническая практика.
- •1. Принцип апробированной практики.
- •2. Требования к инженерно-технической практике.
- •Лекция 3.5. Обеспечение качества.
- •1. Принципы обеспечения качества.
- •2. Общая классификация систем и элементов ас.
- •3. Классификация систем и элементов ас по влиянию на безопасность.
- •4. Организация обеспечения качества.
- •Лекция 3.6 человеческий фактор
- •1. Важность понимания роли человеческого фактора
- •3. Понятие «человеческий факор»
- •Лекция 3.7 оценка и проверка безопасности.
- •1. Принцип и содержание оценки безопасности.
- •2. Детерминистский метод.
- •3. Вероятностный метод.
- •Лекция 3.8 радиационная защита.
- •1. Радиоактивность: основные понятия, оценка биологического воздействия.
- •2. Факторы радиоактивности на аэс.
- •3. Система радиационной защиты.
- •Лекция 3.9 опыт эксплуатации и исследования по безопасности.
- •1. Принцип учета опыта эксплуатации.
- •2. Выводы по основным причинам аварий и пути их предотвращения.
- •Лекция 4.1 основные критерии и требования по обеспечению безопасности при выборе площадки строительства ас.
- •1. Общие положения
- •2. Радиационная безопасность населения и окружающей среды при нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях
- •Лекция 4.2 принципы обеспечения безопасности при проектировании аэс
- •2. Технология проектирования
- •3. Общие проектные решения
- •4. Конкретные проектные решения.
- •Лекция 4.3 принципы обеспечения безопасности при изготовлении оборудования и строительства аэс. Пусконаладочные работы.
- •1.2. Достижение качества
- •2. Пусконаладочные работы
- •2.1. Проверка проекта и строительства
- •2.2. Установление эксплуатационных руководств и руководств функциональных испытаний
- •2.3. Сбор основных эксплуатационных данных
- •2.4. Предэксплуатационная наладка станции
- •1. Какая организация разрабатывает технологический процесс изготовления основного тепломеханического оборудования аэс?
- •2. На основании каких документов производится строительство зданий аэс и монтаж всего оборудования?
- •1. Общие положения
- •2. Организация, ответственность и персонал
- •3. Руководства по обследованию безопасности
- •4. Ведение эксплуатации
- •5. Подготовка персонала
- •6. Эксплуатационные пределы и условия
- •7. Руководства для нормальной эксплуатации
- •8. Аварийные эксплуатационные руководства
- •9. Руководства по радиационной защите
- •10. Инженерно-техническая поддержка эксплуатации
- •11. Обратная связь от опыта эксплуатации
- •12. Техническое обслуживание, испытания и инспекции
- •13. Обеспечение качества при эксплуатации
- •Лекция 4.5 принципы обеспечения безопасности аэс в аварийных ситуациях. Управление аварией. Аварийная готовность
- •2. Управление аварией
- •2. Аварийная готовность
- •1. Какие конкретные события (происшествия) на аэс могут квалифицироваться как проектная и запроектная аварии?
- •2. Каковы действия оперативного персонала в случае несработки автоматической системы аварийной защиты? лекция 4.6 снятие аэс (энергоблока аэс) с эксплуатации
- •1. Общие положения
- •2. Основные задачи, предшествующие снятию энергоблока с эксплуатации
- •Лекция 4.7 физическая защита ядерно-опасных объектов россии
- •1. Общие положения
- •1.1 Основные задачи системы физической защиты аэс
- •2. Физическая защита объектов атомной энергетики России
- •2. Организация физзащиты ядерных материалов
- •3. Защита ядерных материалов при транспортировке
1. Радиоактивность: основные понятия, оценка биологического воздействия.
Радиоактивность (радиоактивный распад) - самопроизвольные превращения атомных ядер, сопровождающиеся испусканием элементарных частиц или более лёгких ядер. Закон радиоактивного распада — зависимость числа нераспавшихся ядер от времени — выражается формулой: N = N0exp(-λt), где λ — постоянная распада, характерная для данного нуклида. Период полураспада (T1/2) — время, за которое число нераспавшихся ядер уменьшается в среднем вдвое: T1/2 = 0.693/λ.
Активность нуклида — среднее число распадов в единицу времени. В системе СИ единицей активности является беккерель (Бк): 1Бк — это активность образца, в котором за одну секунду распадается в среднем одно ядро. На практике также широко применяется внесистемная единица — кюри (Ки): 1Ки = 3.7·1010Бк.
Для оценки воздействия ионизирующих излучений на организмы используется величина — доза излучения. Приращение дозы излучения за единицу времени называется мощностью дозы. Различие свойств разных видов излучений обусловливает разные способы определения их доз.
Экспозиционная доза — отношение суммарного электрического заряда ионов одного знака, созданных фотонным излучением в определенной массе воздуха к величине этой массы. Основная единица — кулон на килограмм, также широко применяется внесистемная единица — рентген (Р); 1Кл/кг = 3876 Р.
Поглощенная доза — энергия излучения, поглощенная единицей массы вещества. Основная единица в системе СИ — грэй (Гр = Дж/кг), внесистемная — рад; 1рад = 0.01Гр.
Различные виды радиации в разной степени воздействуют на организмы, т. к. разные частицы производят разное число ионов на единице длины пути в ткани. Для учета этого введена эквивалентная доза, определяемая как произведение поглощенной дозы на коэффициент качества излучения (табл.1). Единица измерения в системе СИ — зиверт (Зв), внесистемная единица — бэр (биологический эквивалент рада); 1бэр = 0.01Зв.
Таблица 1. Коэффициенты качества различных видов излучения.
Вид излучения |
Коэффициент качества |
Рентгеновское и γ-излучение |
1 |
β-излучение(электроны, позитроны) |
1 |
Нейтроны с энергией меньше 20 кэВ |
3 |
Нейтроны с энергией 0,1-10 МэВ |
10 |
Протоны с энергией меньше 10 МэВ |
10 |
α-излучение с энергией меньше 10 МэВ |
20 |
Тяжелые ядра отдачи |
20 |
В качестве меры риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека используется эффективная доза — сумма произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на коэффициенты, учитывающие чувствительность органов и тканей к радиации. Измеряется в зивертах или бэрах.
2. Факторы радиоактивности на аэс.
Основным источником радиоактивности на АЭС является процесс деления ядерного топлива в активной зоне реактора, в результате чего образуются продукты деления и нейтроны. Нейтроны активируют ядра атомов веществ теплоносителя, продуктов коррозии, конструкционные материалы.
Активность теплоносителя обусловлена активацией кислорода, образующийся при этом азот-16 вносит большой вклад в γ-излучение при работе реактора. При остановке реактора мощность γ-излучения быстро снижается в 100 – 1000 раз. Излучение от оборудования во время остановок реактора определяется в основном γ-излучением активированных продуктов коррозии и примесей, которые отлагаются на внутренних поверхностях оборудования и трубопроводов. Для снижения дозовых нагрузок на персонал при обслуживании и ремонте указанного оборудования и трубопроводов производится их дезактивация.
В воздухе помещений АЭС могут содержаться радиоактивные газы и аэрозоли, обусловленные наличием загрязнения поверхностей α, β и γ - активными веществами. Поэтому на АЭС в помещениях ведется контроль содержания радиоактивных газов и аэрозолей, а также измерение загрязнения помещений, оборудования, спецодежды, инструмента и персонала.
