3. Технические решения по радиоационной и ядерной безопасности

3. Ионизирующее излучение на аэс

Ионизирующим излучением называется любое излучение, взаимо­действие которого с веществом приводит к образованию электричес­ких зарядов разных знаков. Различают два вида излучения: непосред­ственно ионизирующее и косвенно ионизирующее.

Непосредственно ионизирующее излучение состоит из заряженных частиц с кинетической энергией, достаточной для ионизации молекул при неупругом столкновении. Косвенно ионизирующее излучение состоит из фотонов (γ-квантов) или незаряженных частиц (нейтронов), взаимодействие которых с веществом приводит к образованию заряжен­ных частиц или вызывает ядерные реакции.

Наиболее характерной особенностью ионизирующих излучений является их чрезвычайно высокая биологическая опасность. Например, внешнее облучение людей γ-квантами, а также тепловыми и быстрыми нейтронами при поглощенной энергии (дозе) соответственно 315, 105 и 32 Дж (при массе человека 70 кг) приводит в 50% случаев к смерти в течение последующего месяца. Никакой другой вид энергии, поглощенной в том же количестве, не сопровождается столь тяжелыми поражениями организма, какие вызывает ионизирующее излучение. Первичные процессы, происходящие в биологической структуре ткани (клетке) под действием излучения, подразделяются на несколько стадий различной длительности: физическую, физико-химическую и химическую.

На физической стадии энергия излучения поглощается в результате ионизации и возбуждения, являющихся причинами возникновения сложной цепи реакций, что приводит в конечном счете к появлению биологического эффекта. На

физико-химической стадии происходит перераспределение избыточной энергии возбужденных молекул, в результате чего появляются химически активные продукты ионы и свободные радикалы (соединения с ненасыщенной химической связью).

На химической стадии ионы и свободные радикалы взаимодействуют друг с другом и окисляют окружающие молекулы, образуя стой­кие структурные повреждения молекул живой клетки. Биологический эффект является реакцией организма на вызванные облучением повреждения клеточных структур.

3. Нормы обеспечения ядерной безопасности

Обеспечение безопасности АЭС является весьма сложной и многогранной задачей, и в связи с этим разработаны нормы обеспечения ядерной безопасности.

Основными принципами обеспечения радиационной безопасности является радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды. Она считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности и требования радиационной защиты, установленные Федеральным законом «О радиационной безопасности населения», НРБ-99 и действующими санитарными правилами.

Контроль за реализацией основных принципов должен осуществляться путем проверки выполнения следующих требований:

- принцип обоснования, применяется на стадии принятия решения уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, выдаче лицензий и утверждении нормативно-технической документации на использование источников излучения, а также при изменении условий их эксплуатации;

В условиях радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. При этом в качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным

мероприятием дозу. Однако мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, должны проводиться в обязательном порядке.

- принцип оптимизации, предусматривает поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных, так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов;

В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации должен применяться к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством.

- принцип нормирования, требующий непревышения установленных Федеральным законом «О радиационной безопасности населения» и НРБ-99 индивидуальных пределов доз и других нормативов радиационной безопасности, должен соблюдаться всеми организациями и лицами, от которых зависит уровень облучения людей.

Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными НРБ-99, вводится система дополнительных производных нормативов от пределов доз в виде допустимых значе­ний: мощности дозы, годового поступления радионуклидов в организм и других показателей. Поскольку производные нормативы при техногенном облучении рассчитаны для

однофакторного воздействия и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, то их использование должно быть основано на условии непревышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям. Для предупреждения использования установленного для населения предела дозы только на один техногенный источник излучения или на ограниченное их количество должны применяться квоты на основные техногенные источники облучения.

Оценка действующей системы обеспечения радиационной безопасности в организации и в каждом регионе должна основываться на следующих основных показателях, предусмотренных Федеральным законом «О радиационной безопасности населения», а именно в:

- характеристике радиоактивного загрязнения окружающей среды;

- анализе обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;

- вероятности радиационных аварий и их масштаб;

- степени готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;

- анализе доз облучения, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения;

- числе лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.

Все вышеуказанные показатели необходимо представить в радиационно-гигиенических паспортах организаций и территорий, характеризующих уровень обеспечения радиационной безопасности работников данной организации или населения территории, которые разработаны и утверждены в порядке, установленном Правительством Российской Федерации.

Для оценки состояния радиационной безопасности используется показатель радиационного риска. В наибольшей степени этот риск характеризует суммарная накопленная эффективная доза от всех источников излучения.

Значимость каждого источника излучения следует оценивать по его вкладу в суммарную эффективную дозу.

Радиационная безопасность на объекте и вокруг него обеспе­чивается за счет:

- качества проекта радиационного объекта;

- обоснованного выбора района и площадки для размещения радиационного объекта;

- физической защиты источников излучения;

- зонирования территории вокруг наиболее опасных объектов и внутри них;

- условий эксплуатации технологических систем;

- санитарно-эпидемиологической оценки и лицензирования деятельности с источниками излучения;

- санитарно-эпидемиологической оценки изделий и технологий;

- наличия системы радиационного контроля;

- планирования и проведения мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при нормальной работе объекта, его реконструкции и выводе из эксплуатации;

- повышения радиационно-гигиенической грамотности персонала и населения.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В процессе работы над курсовым проектом я выполнила тепловой и физический расчет ядерного реактора. Целью теплового расчета являлось определение основных конструктивных размеров активной зоны реактора. Целью же физического расчета – определение коэффициента размножения реактора, рабочей загрузки и удельных расходов ядерного горючего.

В качестве прототипа выбран существующий проект ядерной установки типа РБМК- 1000, с помощь которого я создала новый вид ядерной установки, а именно РБМК-1300.

Опираясь на многие характеристики прототипа я рассчитала многие параметры, такие как:

• размеры а.з.;

• скорость циркуляции теплоносителя;

• коэффициент размножения

• К безк

• К эф

• запас реактивности

• время работы реактора

В ходе работы над курсовым проектом я изучила конструкцию реактора, его вспомогательного оборудования и основных узлов, а так же и работу систем безопасности.