ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ Защита от ионизирующих

ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Защита от ионизирующих излучений В соответствии с законом Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности» понятия радиационная безопасность и радиационная защита характеризуются следующими определениями: радиационная безопасность – соблюдение допустимых пределов радиационного влияния на персонал, население и окружающую природную среду, установленных нормами, правилами и стандартами по безопасности; радиационная защита – совокупность радиационногигиенических, проектно-конструкторских, технических и организационных мер, направленных на обеспечение радиационной безопасности. Таким образом, радиационная безопасность – это цель, достижение которой является обязательной при эксплуатации АЭС, а радиационная защита – средство достижения этой цели. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 2

Источники излучений на АЭС Вне зависимости от типа реактора, установленного на АЭС, и ее технологической схемы основными источниками излучения на АЭС являются: активная зона реактора; трубопроводы и оборудование технологического контура; бассейны выдержки с отработавшим ядерным топливом; системы спецводоочистки и их оборудование; биологическая защита реактора и т. д. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 3

Источники излучений на АЭС Основными факторами радиационного воздействия на персонал являются: потоки внешнего ионизирующего излучения; загрязненность воздуха рабочих помещений радиоактивными газами и аэрозолями; загрязненность рабочих поверхностей, кожных покровов и спецодежды радиоактивными веществами. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 4

Источники излучений на АЭС Действующий ядерный реактор является потенциально опасным радиационным источником внешнего и внутреннего облучения. В реакторе ВВЭР-440, работающем на полной мощности, ежесекундно происходит 1018– 1019 делений ядер 235 U. При каждом акте деления освобождается два-три нейтрона, из которых по крайней мере один не испытывает взаимодействия с ядрами атомов топлива и выходит за пределы активной зоны реактора. Кроме того, при делении испускается несколько -квантов. При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и -излучения. В результате вблизи реактора при отсутствии защиты мощность эквивалентной дозы облучения может составить несколько зивертов в секунду. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 5

Источники излучений на АЭС Плотность потока нейтронов в активной зоне при работе реактора достигает 1013– 1014 нейтр/(см 2 с). Наиболее вероятное значение энергии нейтронов деления составляет 0, 75 Мэ. В, а средняя энергия около 2, 0 Мэ. В. При делении 235 U образуется также мгновенное -излучение с энергией фотонов в диапазоне 0, 2– 7, 0 Мэ. В и средней энергией около 1, 0 Мэ. В. Продукты деления содержат очень большое количество радионуклидов, являющихся - и -излучателями. Наряду с продуктами деления в реакторе происходит накопление активированных под воздействием нейтронов радионуклидов, входящих в состав металлических конструкций корпуса реактора и первого контура (преимущественно 59 Fe, 54 Mn, 66 Zn, 60 Co). Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 6

Источники излучений на АЭС Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора можно подразделить на четыре группы: мгновенные нейтроны, т. е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер топлива; запаздывающие нейтроны – испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления; нейтроны активации – испускаются при радиоактивном распаде продуктов некоторых ядерных реакций; фотонейтроны – образуются в результате ( , n)-реакций на некоторых ядрах. Наибольший вклад в дозу облучения, при работе реактора на мощности, вносят мгновенные нейтроны. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 7

Источники излучений на АЭС Источники -излучения работающего реактора подразделяются на: мгновенное излучение, т. е. -излучение, сопровождающее процесс деления; излучение короткоживущих продуктов деления, большая часть -излучения этой группы испускается в первые 10 минут после деления; излучение долгоживущих продуктов деления; захватное излучение, т. е. -излучение, сопровождающее (n, )-реакции; излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов; излучение, сопровождающее (n, p) и (n, )-реакции; излучение продуктов активации. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 8

Источники излучений на АЭС Теплоноситель и присутствующие или поступающие в него при работе АЭС примеси, попадая в процессе циркуляции в зону облучения нейтронами, становятся радиоактивными. Трубопроводы и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объема и т. д. ) являются источниками ионизирующего излучения, так как внутри них находится радиоактивный теплоноситель. Активность теплоносителя обусловлена собственной, осколочной и коррозионной активностями. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 9

Источники излучений на АЭС Собственная активность зависит от свойств ядер самого теплоносителя. Для водяного теплоносителя в результате взаимодействия в активной зоне потоков быстрых нейтронов с ядрами кислорода и водорода теплоносителя возникают следующие реакции: 16 О(n, p)16 N – основной вклад; 17 O(n, p)17 N; )19 O; 2 H(n, )3 H. 18 O(n, Собственная активность теплоносителя при работе реактора достигает 10 1 Ки/л (3, 7 109 Бк/л), а мощность дозы -излучения вплотную к трубопроводу первого контура – 1 Зв/ч. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 10

Источники излучений на АЭС Осколочная активность теплоносителя обусловлена продуктами деления, попадающими в первый конур при разгерметизации оболочек ТВЭЛ, которая происходит вследствие высоких температурных и радиационных нагрузок, а также из-за процессов коррозионно-усталостного типа и начинается с появления микротрещин, через которые будут диффундировать газообразные и летучие продукты деления (изотопы криптона, ксенона, йода, рубидия, цезия). В результате воздействия температуры, коррозии, радиационного охрупчивания, вибрации, тепловых и гидравлических нагрузок) микротрещины могут развиваться в крупные дефекты оболочек ТВЭЛ. При таких дефектах возможен прямой контакт теплоносителя с топливом и выход в теплоноситель твердых продуктов деления и урана. На действующих АЭС с ВВЭР, как и на зарубежных с реакторами PWR, число газо-неплотных ТВЭЛ (с микротрещинами) не должно превышать 1 %, а число ТВЭЛ с крупными дефектами – 0, 1 %. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 11

Источники излучений на АЭС Наведенная активность теплоносителя определяется активностью примесей, включающих в себя минеральные соли (особенно соли натрия), растворенные газы (аргон и др. ) и продукты коррозии (окислы железа, никеля, кобальта, хрома и др. ), попадающие в теплоноситель при их смыве с конструкционных элементов и внутренних поверхностей трубопроводов. Активированные продукты коррозии могут осесть на поверхности оборудования технологического контура вне зоны облучения нейтронами и образовать пленку активных отложений на внутренних поверхностях: парогенераторов, насосов, барабанов-сепараторов, арматуры, трубопроводов и др. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 12

Источники излучений на АЭС Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений Реакции образования Период полураспада Энергия фотонов, Мэ. В 58 Fe(n, )59 Fe 45, 1 сут. 1, 1; 1, 29 50 Cr(n, )51 Cr 27, 8 сут. 0, 32 55 Mn(n, )56 Mn 2, 58 ч. 0, 846; 1, 81; 2, 11 54 Fe(n, p)54 Mn 312, 3 сут. 0, 835 59 Co(n, )60 Co 5, 25 года 1, 17; 1, 33 58 Ni(n, p)58 Co 70 сут. 0, 511; 0, 81 94 Zn(n, )95 Zn 64 сут. 0, 72; 0, 75 )110 m. Ag 250, 4 сут. 0, 66; 0, 88; 0, 94; 1, 38 109 Ag(n, Они образуются из химических элементов, входящих в состав этих сталей, сплавов циркония и других материалов, применяемых в реакторостроении. Наибольший вклад в мощность дозы вносит кобальт-60. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 13

Источники излучений на АЭС Второй контур и различные вспомогательные технологические контуры могут быть источниками излучения, если будет происходить протечка в них теплоносителя из основного технологического контура. Кроме внешнего нейтронного и -излучения радиационную обстановку на АЭС определяют радиоактивные газы и аэрозоли, присутствующие в воздухе рабочих помещений. Они выделяются в воздух в результате протечек технологических сред АЭС или при вскрытии оборудования технологических контуров для ремонта. Радиоактивные газы – это, прежде всего, радиоактивные благородные газы (РБГ), т. е. радионуклиды Kr, Xe и Ar, а также радионуклиды йода и тритий. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 14

Организация радиационной защиты на АЭС Атомная электростанция может функционировать в следующих состояниях: нормальной эксплуатации; отклонения от нормальной эксплуатации; проектной аварии; запроектной аварии; ликвидации последствий аварии; снятия с эксплуатации. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 15

Организация радиационной защиты на АЭС Радиационная безопасность во всех режимах эксплуатации АЭС обеспечивается следующими методами и средствами: организационно-управленческие методы – методы организации труда, подготовки персонала, проверки и принятия решений; технические средства – оборудование, сооружения, конструкции, предназначенные для удержания радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в заданных границах; радиационно-гигиенические средства – оборудование, сооружения, средства индивидуальной защиты, предназначенные для снижения радиационного воздействия на человека; информационно-обеспечивающие средства – приборы, датчики, системы баз данных информации, необходимой для обеспечения радиационной безопасности. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 16

Организация радиационной защиты на АЭС Общее руководство по обеспечению радиационной безопасности АЭС возглавляет директор, на которого возлагается ответственность за разработку Программы радиационной защиты АЭС и организацию контроля ее выполнения. Главный инженер АЭС персонально отвечает за организацию и техническое обеспечение радиационной безопасности и выполнение Программы радиационной защиты АЭС. Руководители подразделений АЭС несут персональную ответственность за выполнение подчиненным персоналом правил и инструкций по радиационной безопасности и Программы радиационной защиты. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 17

Организация радиационной защиты на АЭС До начала эксплуатации АЭС ее объекты должны быть приняты специальной комиссией, которая устанавливает: соответствие принимаемых объектов проекту и требованиям действующих норм и правил; наличие условий радиационной безопасности для персонала и населения; обеспечение условий сохранности радиоактивных веществ; возможность эксплуатации объекта. Хранение и проведение работ с источниками ионизирующих излучений разрешается только после оформления санитарного паспорта. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 18

Организация радиационной защиты на АЭС Администрация АЭС обязана разработать, согласовать с органами санитарного надзора и утвердить инструкции по радиационной безопасности. В этих инструкциях излагаются: порядок проведения работ; порядок учета, хранения и выдачи источников излучения; порядок сбора и удаления радиоактивных отходов; условия содержания помещений; меры индивидуальной защиты; организация проведения радиационного контроля; меры радиационной безопасности; мероприятия по предупреждению, выявлению и ликвидации радиационной аварии. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 19

Организация радиационной защиты на АЭС Для обеспечения РБ и выполнения задач РК на АЭС создаются службы радиационной безопасности. В их обязанности входят следующие основные задачи: организация и осуществление всех видов радиационного контроля; участие в планировании любой деятельности, которая может привести к облучению персонала; организация обеспечения радиационной безопасности и охраны окружающей среды при эксплуатации оборудования, применяемого на АЭС; контроль соблюдения всеми подразделениями, включая подрядчиков, действующих правил и норм по безопасности; Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 20

Организация радиационной защиты на АЭС Продолжение слайда: разработка организационных и технических мероприятий по радиационной защите персонала и населения на случай аварии; разработка программы радиационной защиты и инструкций по радиационной безопасности; проведение анализа причин изменения радиационной обстановки в помещениях станции и на ее территории, причин облучения персонала, а также эффективности внедрения мероприятий по улучшению радиационной обстановки; участие в подготовке и разработке программ обучения по вопросам безопасности; контроль за проведением и результатами медицинского обследования персонала. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 21

Организация радиационной защиты на АЭС Деятельность по радиационной защите на АЭС обобщенно состоит из выполнения ряда задач: классификация зон и помещений АЭС и поддержание режимов зон; классификация персонала; организация и ведение радиационного контроля; деятельность по дезактивации; планирование и организация радиационной защиты при проведении радиационно опасных работ; оптимизация радиационной защиты; оценка доз персонала; подготовка персонала по вопросам радиационной защиты. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 22

Организация радиационной защиты на АЭС Службы радиационной безопасности на АЭС имеют следующие права: выдавать предписания и указания руководителям структурных подразделений по выполнению мероприятий в области безопасности и улучшения условий труда, устранению нарушений правил радиационной безопасности и санитарных норм; запрещать производство работ в случаях, если создались опасные условия; участвовать в работе комиссии по приемке в эксплуатацию нового оборудования; требовать от руководителей подразделений своевременного расследования случаев ухудшения радиационной обстановки. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 23

Защитные материалы Защитой называется любая среда, располагаемый между источником и зоной размещения персонала или оборудования для ослабления потоков ионизирующих излучений. Защита бывает: сплошная – полностью окружает источники излучения; раздельная – состоит из первичной, окружающей источник излучения, и вторичной, предназначенной для защиты от источников излучения, находящихся между ней и первичной защитой; теневая – размещается между источником излучения и защищаемой областью, размеры которой определяются тенью, создаваемой защитой; частичная – защита в направлениях с повышенными уровнями облучения. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 24

Защитные материалы Защитный материал выбирают с учетом защитных и механических свойств, а также его массы и объема. Помимо защитных свойств, материал должен: быть конструкционно прочным; иметь высокую радиационную и термическую стойкость, огнестойкость, жаростойкость, химическую инертность; не выделять под действием нагрева и облучения ядовитых и взрывоопасных газов; сохранять стабильные размеры; обеспечивать простоту монтажа; иметь возможность механической обработки; иметь приемлемую стоимость и доступность материалов. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 25

Защитные материалы Защитные свойства материалов от нейтронного излучения определяются их замедляющей и поглощающей способностью, степенью активации. Быстрые нейтроны наиболее эффективно замедляются веществами с малым атомным номером, такими как графит и водородсодержащие вещества (вода, пластмассы, полиэтилен, парафин). Для эффективного поглощения тепловых нейтронов применяются материалы, имеющие большое сечение поглощения: соединения с бором – борная сталь, борный графит, карбид бора, а также кадмий и специальные сорта бетона. Гамма-излучение наиболее эффективно ослабляется материалами с большим атомным номером и высокой плотностью (свинец, сталь, бетон, свинцовое стекло). Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 26

Защитные материалы Вода используется не только как замедлитель нейтронов, но и как защитный материал от нейтронного излучения вследствие высокой плотности атомов водорода. После столкновений с атомами водорода быстрый нейтрон замедляется до тепловой энергии, а затем поглощается средой. При поглощении тепловых нейтронов ядрами водорода по реакции (n, ) возникает -излучение, которое можно значительно снизить, если применить борированную воду. В этом случае тепловые нейтроны поглощаются бором по реакции В(n, )Li. Конструктивно водяную защиту выполняют в виде заполненных водой секционных баков, изготовленных из стали. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 27

Защитные материалы Полиэтилен – термопластичный полимер (Сn. Н 2 n), является лучшим замедлителем, чем вода. Полиэтилен можно применять на таких участках защиты, где его температура будет меньше температуры размягчения, равной 368 К. Полиэтилен применяют в виде листов, лент, прутков и т. п. С повышением температуры полиэтилен размягчается, а затем загорается, образуя двуокись углерода и воду. Защитные свойства от -излучения примерно такие же, как у воды. Для уменьшения захватного -излучения в полиэтилен добавляют борсодержащие вещества. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 28

Защитные материалы Железо используется в защите в виде изделий из стали и чугуна – прокат, поковка, дробь. Сталь углеродистая с легирующими элементами является основным конструкционным материалом для изготовления узлов реакторных установок. Она относится к материалам, в которых хорошо сочетаются конструкционные и защитные свойства. Масса защиты из стали от -излучения на 30 % больше массы эквивалентной свинцовой защиты, однако повышенный расход материала компенсируется лучшими конструкционными характеристиками стали. Под действием тепловых нейтронов железо, являющееся основной составной частью стали, активируется с образованием радионуклида 59 Fe (Т 1/2 = 45, 1 сут. ). Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 29

Защитные материалы Свинец используется в защите в виде отливок, листов и дроби. Из имеющихся дешевых материалов свинец обладает наиболее высокими защитными свойствами от -излучения. Его целесообразно использовать при необходимости ограничения размеров и массы защиты. Применение свинца ограничивается низкой температурой плавления. Защитные материалы вольфрам, тантал могут использоваться в горячих зонах, в которых применение свинца исключается. Использовать эти металлы для защиты промышленных реакторов нецелесообразно, так как они крайне дороги. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 30

Защитные материалы Бетон является основным материалом для защиты от излучений, если масса и размер защиты не ограничиваются другими условиями. Бетон, применяющийся для защиты от излучений, состоит из заполнителей, связанных между собой цементом. В состав цемента в основном входят окислы кальция, кремния, алюминия, железа и легкие ядра, которые интенсивно поглощают -излучение и замедляют быстрые нейтроны. Поглощение нейтронов бетонной защитой может быть значительно увеличено введением соединения бора в состав материала защиты. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 31

Технические средства радиационной защиты Виды и принципы защиты от ионизирующих излучений Защита временем Защита расстоянием Защита экранами Проведение работ, связанных с облучением, в течение минимального времени (принцип ограничения времени пребывания в зоне действия ионизирующих излучений). Обеспечение во время работ с источниками ионизирующих излучений максимального расстояния от источника до человека (принцип ослабления излучения по мере увеличения расстояния от источника). Уменьшение интенсивности излучения при помощи экранов (конструктивнотехнологический принцип). Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 32

Технические средства радиационной защиты Методы защиты от ионизирующих излучений можно разделить на две группы: Методы коллективной защиты Методы индивидуальной защиты Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 33

Технические средства радиационной защиты Методы коллективной защиты включают средства и мероприятия, позволяющие обеспечить снижение уровней воздействия ионизирующих излучений на целые группы лиц из числа персонала и населения. К коллективным средствам защиты от ионизирующих излучений относятся: стационарные и передвижные защитные экраны; дезактивация; вентиляция, очистка, канализация; система сбора и удаления РАО; дистанционное оборудование; защитные боксы; пылеподавление. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 34

Технические средства радиационной защиты Для выбора типа экрана, его материала и толщины используют данные по кратности ослабления излучений различных радионуклидов и энергий, представленные в виде специальных таблиц или графических зависимостей. Кратность ослабления К – это отношение мощности дозы перед экраном к мощности дозы за экраном. Зная допустимую мощность дозы для защищаемого объекта и мощность источника излучения при отсутствии экрана, можно определить требуемую кратность ослабления К и, выбрав материал, по графикам определить его необходимую толщину. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 35

Технические средства радиационной защиты Способы защиты от открытых источников ионизирующих излучений следующие: использование принципов защиты, применяемых при работе с источниками излучения в закрытом виде; герметизация производственного оборудования; специальная планировка помещений; применение санитарно-гигиенических устройств и оборудования; использование средств индивидуальной защиты персонала; выполнение правил личной гигиены. Основы дозиметрии. Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений 36