Гигиена труда 6 Часть первая 6
 Скачать 1.01 Mb.
|
|
Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых веществом при радиоактивном распаде ядер или ядерных реакциях. Этот вид излучения наблюдается преимущественно у естественных радиоактивных элементов (радий, торий, уран и др.). Их энергия не превышает несколько мегаэлектроновольт. Длина пробега в воздухе 2,5 – 9 см, в биологических тканях несколько десятков микрометров. Обладая сравнительно большой массой, альфа-частицы быстро теряют свою энергию при взаимодействии с веществом, что обусловливает их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию. Бета излучение – поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактивном распаде. Энергия бета-частиц не превышает нескольких мегаэлектроновольт. Максимальный пробег в воздухе составляет около 1700 см, в тканях – 2,5 мм. Ионизирующая способность бета-частиц ниже, а проникающая способность выше, чем альфа-частиц, так как они обладают значительно меньшей массой и при равной с альфа-частицами энергией имеют меньший заряд. В результате ионизации в некоторых средах происходят вторичные процессы: люминесценция, фотохимические реакции, образование химически активных радикалов. Гамма излучение. Его энергия находится в пределах 0,01 – 10 МэВ. Проникающая способность гамма-излучения очень высокая и находится в прямой зависимости от энергии. Рентгеновское излучение – характеризуется очень короткой длиной волны (0,006 – 2 нм). Важнейшим по свойствам при взаимодействии с веществом является большая проникающая способность при незначительной ионизации среды. Способностью преобразовывать свою энергию в упругих и неупругих взаимодействиях с ядрами атомов обладают нейтроны, которые сами не несут на себе электрического заряда. При упругих взаимодействиях возникает обычная ионизация вещества. При неупругих – возникает вторичное излучение. В зависимости от кинетической энергии нейтроны разделяются на сверхбыстрые, быстрые, промежуточные, медленные и тепловые. Проникающая способность нейтронов существенно зависит от их энергии и состава атомов вещества, с которыми они взаимодействуют. ПРОМЫШЛЕННЫЕ ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ В промышленности и в других отраслях активной деятельности человека источники ионизирующих излучений в абсолютном большинстве случаев применяются в виде источников закрытого типа. Источники внешнего воздействия.ионизирующих излучений по физико-технологическому принципу действия распределяются по следующим основным группам: радиоизотопные источники электрической энергии; мощные радиационные устройства с источниками гамма-излучений и с ускорителями электронов; радиационные дефектоскопы; радиоизотопные приборы; высокочувствительные установки для ядерно-физических методов анализа. Мощные гамма-установки широко применяются в радиационной химии, особенно в нефтехимии, для получения новых химических соединений и придания материалам новых свойств; для стерилизации пищевых продуктов; в научно-исследовательских целях. В промышленности и научно-исследовательских учреждениях используются установки рентгеновского излучения низких энергий для исследования внутренней структуры кристаллов. Все более масштабные размеры принимает использование атомных реакторов в качестве энергетических установок на атомных электростанциях и ледокольном флоте. К группе потенциальных производственных источников ионизирующей радиации относятся предприятия по добыче, переработке и получению расщепляющих материалов и искусственных радиоактивных веществ (предприятия атомной промышленности): урановые рудники, гидрометаллургические заводы по получению обогащенного урана и очистке урановых концентратов, заводы по производству ядерного горючего. Естественные радиоактивные нуклиды могут встречаться на неурановых рудниках и предприятиях промышленности редких металлов. К основным, наиболее распространенным источникам ионизирующего излучения в промышленности, относятся радиоизотопные приборы (РИП) и гамма-дефектоскопические аппараты, являющиеся источниками закрытого типа. Радиоизотопные приборы представлены толщиномерами, уравнемерами, плотномерами, нейтрализаторами статического электричества, счетчиками предметов, переносными радиометрическими приборами для измерения влажности и плотности различных сред. В толщиномерах используют β- и γ-активные изотопы для автоматического контроля и измерения толщины прокатываемого металла, бумаги, толщины стенок трубопроводов и емкостей. В основе действия толщиномеров лежит зависимость степени поглощения радиоактивного излучения от толщины облучаемого предмета. Гамма-уровнемеры, широко применяемые в металлургической промышленности, используются при непрерывной разливке стали, обеспечивают автоматическое регулирование уровня стали. Уровнемеры применяются также для измерения и контроля уровня жидких и сыпучих материалов в металлургической, угольной и химической промышленности. Для борьбы со статическим электричеством, возникающим при переработке изделий в химической, текстильной, бумажной, полиграфической и других отраслях промышленности, успешно применяют радиоизотопные нейтрализаторы. Действие радиоизотопных нейтрализаторов основано на способности α-частиц, испускаемых радиоактивным изотопом плутония-239, или β-частиц, испускаемых тритием, ионизировать воздух. Ионы с зарядами, противоположными заряду материала, будут перемещаться к нему и нейтрализовать его заряды. В текстильной промышленности радиоизотопные нейтрализаторы применяют на чесальных, гребнечесальных, ленточных, сновальных, шлихтовальных, стригальных, ворсовальных машинах, при переработке натуральных и химических волокон; в полиграфической промышленности на листорезальных, печатных машинах. В металлообрабатывающих и литейных цехах радиоизотопные приборы используют для блокировки агрегатных станков и машин и на автоматических линиях. Радиоизбтопные блокирующие устройства, широко применяемые на машиностроительных заводах, автоматически регулируют работу прессов. В механических цехах применяется бесконтактный радиоизотопный метод контроля целостности инструмента, в основе которого лежит регистрация интенсивности β-излучения. При поломке инструмента пучок β-излучения попадает на приемник, выходные контакты электромагнитного реле, разрывает цепь электропривода автоматической линии, что приводит к ее остановке. Радиационная опасность при изготовлении, транспортировке, хранении, установке и эксплуатации РИП определяется следующими факторами: гамма-излучением и тормозным излучением; рентгеновским излучением; альфа- и бета-излучением; потоками нейтронов; радиоактивным загрязнением рабочих поверхностей блока источников излучения РИП, оборудования и т. п. Защитные мероприятия осуществляются с учетом воздействия на человека всех вышеперечисленных видов излучения и направлены на снижение суммарной экспозиционной дозы излучения до допустимого уровня. На предприятиях, осуществляющих изготовление, транспортировку, хранение, установку и экспулатацию РИП, определяется перечень лиц, относящихся к категориям А и Б. Категория А устанавливается по согласованию с ТУ. К ней относится персонал, осуществляющий изготовление, установку и наладку РИП. К категории Б относится персонал, эксплуатирующий РИП. Радиоизотопные приборы по степени радиационной опасности подразделяются на следующие группы: 1-я группа – РИП с источниками альфа- и бета-излучений активностью до 5 мКи (нейтрализаторы статического электричества, светознаки с использованием трития до 2 Ки); 2-я – РИП с источниками альфа- и бета-излучений активностью от 5 до 50 мКи, светознаки с использованием трития от 2 до 25 Ки; 3-я – РИП с источниками гамма-излучений, создающими мощность экспозиционной дозы излучения более 0,23 мкР/с на расстоянии 1 м от поверхности РИП, или с источниками бета-излучения активностью более 50 мКи и светознаки с использованием трития активностью выше 25 Ки. Мощность экспозиционной дозы излучения на поверхности РИП не должна превышать 10 мР/ч, а на расстоянии 1 м от поверхности РИП – 0,3 мР/ч. Организация работы РИП должна осуществляться в строгом соответствии с «Санитарными правилами устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов» (1980), в которых изложены основные санитарно-технические требования к РИП, правила учета, хранения, транспортировки, размещения и эксплуатации. Предприятие, получившее РИП, должно организовать хранение блоков источников излучения в специально отведенном отдельном помещении. Мощность дозы излучения на наружной поверхности стен и двери этого помещения не должна быть более 0,3 мбэр/ч. Требования к размещению и безопасной эксплуатации радиочастотных приборов устанавливаются в зависимости от группы РИП. РИП 3-й группы размещаются в местах, максимально удаленных или огражденных от постоянных рабочих мест. При использовании РИП 2-й и 3-й групп обязательно должны соблюдаться следующие требования: пучок излучения должен быть направлен в сторону, наиболее безопасную для персонала; установка РИП должна быть на расстоянии, безопасном для обслуживающего персонала и других лиц. Максимально ограничивается время пребывания персонала на расстоянии менее 1 м от поверхности блока источников излучения. Предприятие, проводившее установку и наладку РИП, обязательно осуществляет дозиметрические измерения: на наружной поверхности блока источников излучения, на расстоянии 1 м от наружной поверхности блока источника излучения и на рабочих местах, близко расположенных к месту установки РИП. Радиоактивное излучение используется также для изучения внутреннего строения (макроструктуры) изделий или заготовок на наличие скрытых дефектов – гамма дефектоскопия. Она широко применяется в судостроении, машиностроении, металлургии, при строительстве магистральных трубопроводов, тепловых и атомных электростанций для контроля качества сварки, пайки и литья, выявления трещин, раковин, определения их форм и размеров. Гамма-дефектоскопия различается по способу регистрации излучения, прошедшего через контролируемый объект. Для гамма-дефектоскопии используют следующие искусственные радиоактивные изотопы: цезий-137, кобальт-60, иридий-192, европий-152, европий-154, европий-155, селен-75, тулий-170, самарий-145, церий-144. Выбор источника излучения зависит от толщины и материала просвечиваемого объекта. Наиболее широко в промышленной гамма-дефектоскопии применяют радиоизотоп иридий-192. Гамма-дефектоскопия может осуществляться направленным (конусным) пучком излучения при просвечивании сплошных деталей и путем панорамного просвечивания, когда источник излучения помещается внутри полой детали или между несколькими деталями. Для просвечивания изделий гамма-излучением применяют стационарные, передвижные и переносные гамма-дефектоскопы, содержащие защитное устройство с источником гамма-излучения, систему управления выпуском и перекрытием пучка излучения, систему сигнализации о положении источника, систему блокировки предотвращающую возможность облучения персонала, и средства ориентации пучка излучения относительно контролируемого объекта. В процессе гамма-дефектоскопии осуществляются следующие основные операции: 1) доставка гамма-источника к месту просвечивания; 2) установка гамма-источника и кассет с рентгеновской плёнкой у просвечиваемого объекта; 3) просвечивание; 4) снятие кассеты и источника и транспортировка его к месту хранения. При выполнении этих операций возможно облучение персонала. Опасность облучения возрастает при ремонте и перезарядке дефектоскопов. При просвечивании массивных изделий конусным (направленным) пучком и при панорамном просвечивании, а также при просвечивании в труднодоступных местах происходит сравнительно равномерное облучение дефектоскопистов. Гамма-дефектоскопия с применением переносных и передвижных гамма-дефектоскопов может осуществляться в полевых условиях, на стапелях, при контроле качества изделий на строительно-монтажных площадках и качества сварных магистральных трубопроводов. Просвечивание изделий может также осуществляться в условиях цеха и в специально оборудованных лабораториях. Организация работ по радиоизотопной дефектоскопии металла должна проводиться в строгом соответствии с «Санитарными правилами по радиоизотопной дефектоскопии» (1975). При гамма-дефектоскопии в одноэтажных цехах, на открытых площадках, в полевых условиях устанавливаются размеры и маркируется радиационно-опасная зона, в пределах которой мощность дозы превышает 0,3 мР/ч. На границе этой зоны устанавливаются предупреждающие надписи и знаки радиационной опасности, хорошо видимые на расстоянии не менее 3 м. При этом избираются наиболее безлюдные места. По возможности просвечивание в цехах проводится в нерабочее время. Пучок излучения должен быть направлен преимущественно вниз или вверх – в сторону от ближайших рабочих мест. Излучение, прошедшее через просвечиваемое изделие, перекрывается защитным барьером такой толщины, чтобы обеспечить снижение мощности дозы на рабочих местах и смежных помещениях до 0,1 мР/ч. При панорамном просвечивании (просвечивание незащищенным источником) персонал должен находиться в безопасном месте (на определенном безопасном расстоянии или за защитой). При этом могут применяться только дефектоскопы с дистанционным управлением и механизмом перемещения источника излучения из положения хранения в рабочее положение и обратно. При проведении дефектоскопических работ на высоте подъем дефектоскопов к месту просвечивания и спуск его должны осуществляться с помощью подъемных устройств (тельфера, лифта и т. п.). Транспортировка дефектоскопов с источниками излучений проводится в соответствии с «Правилами безопасности при транспортировании радиоактивных веществ». Помещения для стационарного хранения источников в переносных дефектоскопах оборудуются специальными колодцами, нишами, сейфами с защитными крышками и подъемными устройствами. При постоянном и большом объеме работ по гамма-дефектоскопии на производстве организуются лаборатории по радиоизотопной дефектоскопии, размещенные в изолированном одноэтажном здании или в отдельном крыле здания. Мощность дозы излучения на наружных поверхностях здания и в проемах окон, дверей не должна превышать 0,3 мР/ч. В состав лаборатории по гамма-дефектоскопии должны входить: а) помещение для просвечивания; б) помещение пульта управления дефектоскопом; в) фотолаборатория; г) помещение для персонала и хранения пленок; д) хранилище (при работе с переносными гамма-дефектоскопами); е) помещение для перезарядки и ремонта переносных дефектоскопов. Помещения для стационарных дефектоскопов рекомендуется делать без естественного освещения для соблюдения допустимых уровней облучения на прилегающей территории. Комната управления и вспомогательные помещения обеспечиваются естественным освещением. Вход в помещение для просвечивания должен иметь защитную дверь, блокированную с механизмом перемещения источника, что исключает возможность ее открывания при включенном дефектоскопе. В момент просвечивания на пульте управления и у входа в помещение автоматически включаются предупреждающие световые сигналы. Основой профилактики радиационных поражений при работе с любыми источниками ионизирующих излучений является строгое соблюдение норм и правил радиационной безопасности. ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ Радиационный контроль необходимо осуществлять во всех случаях, когда активность на рабочем месте или мощность дозы ионизирующего излучения от источников превышает минимально значимые величины, регламентируемые нормами радиационной безопасности. Формы радиационного контроля: Контроль полей ионизирующего излучения в фиксированных точках на рабочих местах и у источников излучения. Индивидуальный контроль внешнего облучения (в случаях, когда у любого работника годовая доза может превысить 0,3 ПДК). Контроль загрязнения поверхностей радиоактивными веществами при работе с открытыми источниками. Контроль загрязненности воздушной среды радиоактивными веществами, осуществляемый периодически при наличии потенциальных источников загрязнения воздуха данного рабочего-помещения и ежедневно, когда максимальная загрязненность поверхностей производственных помещений превышает 1/10 допустимого уровня. Контроль за поступлением и содержанием радиоактивных веществ в организме. Оценка поступления радиоактивных веществ в организм работающих может быть проведена по измеренным среднемесячным концентрациям радиоактивных веществ в воздухе, увеличению содержания радионуклида в теле и по анализу выделений. Содержание гамма-излучателей в организме измеряется с помошью сцинтиляционных радиометров. Формы радиационного контроля внешней среды: Контроль за выбросами радиоактивных веществ в атмосферу включает контроль за величиной активности газоаэрозольных выбросов, удаляемых через выбросную трубу и контроль изотопного состава сбрасываемых в атмосферу радиоактивных веществ. Контроль за удалением жидких радиоактивных отходов в водоемы при их удельной активности, потенциально превышающей допустимые концентрации, установленные для воды. При непрерывном сбросе жидких радиоактивных отходов осуществляется постоянный контроль за их активностью. АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ В Советском Союзе в 1954 г. вступила в строй первая атомная электростанция (АЭС), с ее пуском открыта широкая дорога использования ядерной энергетики в мирных целях. Развитие ядерной энергетики идет по пути дальнейшего увеличения единичной мощности реакторов и концентрирования мощности отдельных АЭС. На этих АЭС намечено использовать реакторы на тепловых нейтронах корпусного типа с водяным замедлителем мощностью 1 ГВт и канальные с графитовым замедлителем мощностью 1,5 ГВт. На АЭС эксплуатируются серийные реакторы ВВЭР-1000 и РБМК-1000. В ближайшее время планируется создание атомных электротеплоцентралей (АТЭЦ), в которых будет вырабатываться тепло и электроэнергия, и атомных станций теплоснабжения (ACT). В перспективе намечено промышленное освоение реакторов на быстрых нейтронах, позволяющих полнее использовать запасы ядерного топлива. Топливом для ядерных реакторов служит природный уран. На АЭС он поступает после предварительной обработки (обогащения изотопом 235U) и физико-химических превращений в виде таблеток диоксида урана. В зависимости от способа осуществления цепной реакции деления все ядерные реакторы подразделяются на 2 категории – реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. К серийным относятся реакторы 2 типов: водно-водяной энергетический реактор (ВВЭР), в котором вода является одновременно и замедлителем и теплоносителем, и канальный энергетический реактор, в качестве замедлителя в котором использован графит, в качестве теплоносителя – вода. Такой реактор большой мощности сокращенно именуется РБМК (реактор большой мощности кипящий). Упрощенная схема технологического контура АЭС с реактором ВВЭР приведена на рис. 48. Рис. 48. Схема основных технологических контуров АЭС с реактором типа ВВЭР. 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбогенератор; 4 – эжектор; 5 – конденсатор; 6 - спецводоочистка второго контура; 7 - деаэратор; 8 – питательный насос; 9 - байпасная очистка; 10 – главный циркуляционный насос. Рис. 49. Схема основных технологических контуров АЭС с реактором РБМК. 1 - реактор; 2 - графитовая кладка; 3 - биологическая защита; 4 - технологические каналы; 5 - барабан-сепаратор; 6 - турбогенератор; 7 - эжектор; 8 - конденсатор; 9 - конденеатоочистка; 10 - деаэратор; 11 - подпиточный насос; 12 - байпасная очистка на ионообменных фильтрах; 13 - главный циркуляционный насос; 14 - вентиляционная труба; 15 - аэрозольный фильтр; 16 - газгольдер цля выдержки газа; 17 - адсорбер; 18 - компрессор; 19 - аэрозольный и ионный фильтры. Активная зона ВВЭР состоит из тепловыделяющих сборок и каналов со стержнями. В тепловыделяющих сборках размещены твэлы, которые представляют собой герметичные полые цилиндры из циркониевого сплава (длиной 2,5 – 3 м и диаметром 1 см), заполненные таблетками диоксида урана. Тепло из активной зоны передается с помощью двухконтурной схемы. Вода, циркулирующая в первом контуре, находится под большим давлением, препятствующим ее закипанию. С помощью главного циркуляторного насоса вода подается в реактор, где она нагревается за счет тепловыделений в твэлах, и поступает по трубам в парогенератор, проходя через него, она нагревает воду второго контура до кипения. Охлажденная вода первого контура возвращается обратно. Пар из генератора поступает в турбогенератор, приводя его в движение. Отработанный пар охлаждается и конденсируется в воду, которая с помощью насоса второго контура снова подается в парогенератор. Так осуществляется замкнутая циркуляция воды как теплоносителя. Водно-графитовый канальный реактор РБМК (рис. 49) размещен на опорах из металлоконструкций в бетонной шахте, которая вместе с кожухом реактора образует герметическую полость – реакторное пространство. В нем размещаются графитовая кладка (замедлитель нейтронов) со специальными (технологическими) каналами, в которых устанавливаются топливные сборки со стержневыми твэлами. Графитная кладка продувается азотно-гелиевой смесью. Тепло подается по одноконтурной схеме. Вода, проходя через технологические каналы, нагревается до кипения, затем в барабане-сепараторе пар отделяется от воды и подается на турбогенератор. Отработанный пар конденсируется в воду и с помощью питательного насоса возвращается в барабан-сепаратор. АЭС оборудована системой подготовки свежей воды – системой химводоочистки – для подпитки контура и системой спецводоочистки для очистки организованных и неорганизованных протечек теплоносителя, так называемых трапных вод и других жидких радиоактивных сред. Конструктивная особенность РБМК позволяет производить поканальную перегрузку топлива без остановки реактора. В описанных реакторах герметичный кожух твэлов из металлического циркониевого сплава препятствует выходу радиоактивных продуктов деления из топлива в теплоноситель. Однако в процессе эксплуатации реактора в отдельных твэлах вследствие коррозии возникают микротрещины и другие дефекты, из которых в воду попадает часть радиоактивных продуктов деления. Сами продукты коррозии также становятся источниками радиоактивного загрязнения теплоносителя. Для улавливания и удаления накапливающихся в теплоносителе примесей в реакторах оборудована байпасная система теплоносителя и поддержания заданного химического качества воды. В двухконтурной схеме ВВЭР, поскольку первый и второй контур изолированы друг от друга, радиоактивные вещества практически не загрязняют теплоносителя второго контура. В реакторах одноконтурного типа (РБМК) на турбину поступает радиоактивный (из-за нейтронной активизации кислорода и попадания радиоактивных веществ в теплоноситель) пар, поэтому в турбинном зале АЭС с кипящим реактором принимают необходимые меры по обеспечению радиационной безопасности. Ведутся разработки по созданию реакторов нового типа, так называемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с высоким коэффициентом конверсии 235U, 239U, 233U, позволяющих создавать условия для расширенного воспроизводства ядерного топлива. В нашей стране созданы и внедрены реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем - БН (быстрый натриевый). Натрий как теплоноситель обладает такими ценными свойствами, как высокая температура кипения (900 – 1000 °С), высокие удельные теплоемкости, теплопроводность и др. Однако натрий как теплоноситель, обладает таким недостатком, как высокая химическая активность при взаимодействии с кислородом воздуха и особенно с водой. Рис. 50. Схема основных технологических контуров АЭС с реактором БН. 1 - реактор; 2 - промежуточный теплообменник; 3 - парогенератор; 4 - турбогенератор; 5 - конденсатор; 6 - насос; 7 - насос второго натриевого контура; 8 - насос первого натриевого контура. Проходя через активную зону реактора, натрий становится радиоактивным. Кроме того, как и другие теплоносители, он загрязняется за счет активированных продуктов коррозии и протечек ядерного топлива из твэлов при потере ими герметичности. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой в случае нарушения нормального режима работы теплообменника, в реакторах БН применяется трехконтурная система теплоотвода (рис. 50). Оборудуется второй контур с натриевым теплоносителем, имеющий более высокое, чем в первом, давление. Этим предотвращается протечка радиоактивного теплоносителя из первого теплообменника через возможные дефекты в теплообменнике. В стране введены в строй реакторы БН-600 мощностью 600 МВТ и ведутся разработки еще более мощных установок. Исследуются возможности применения газовых теплоносителей, в частности гелия. Реакторам на быстрых нейтронах принадлежит большое будущее, поскольку в процессе работы таких реакторов происходит расширенное воспроизводство ядерного горючего. Источники ионизирующих излучений на АЭС. Источниками излучений на АЭС являются активная зона реактора, основной технологический контур, второй контур, газовый контур, вспомогательные контуры. В результате протечек технологических сред и при ремонте оборудования в воздух рабочих помещений могут попадать радиоактивные газы (криптон, ксенон, йод); по той же причине может происходить поверхностное загрязнение оборудования и ограждений в основном гамма-излучающими нуклидами. Реактор как источник излучений. При работе реактора его активная зона является источником нейтронов и γ-излучения. Излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за ее пределы. Активная зона остановленного реактора является в основном источником γ-излучения. Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора делятся на 4 группы: а) мгновенные нейтроны, т. е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер горючего – образуются одновременно с делением ядра; б) запаздывающие нейтроны – испускаются сильновозбужденными ядрами осколков деления; в) нейтроны активации – испускаются при радиоактивном распаде; г) фотонейтроны. Наибольшую радиационную опасность представляют мгновенные нейтроны. Основной технологический контур как источник γ-излучения. Теплоноситель, присутствующие или поступающие в него при работе АЭС примеси, попадая в процессе циркуляции в зону облучения нейтронами, становятся радиоактивными, поэтому теплоноситель является источником γ-излучения. При нарушении герметичности оболочек твэлов в теплоноситель могут поступать продукты деления, что является дополнительным источником γ-излучения теплоносителя. В результате процесса массообмена часть активных продуктов теплоносителя, в частности продукты коррозии и эрозии, осаждаются на стенках оборудования, образуя пленки активных отложений. При нормальной работе АЭС они не представляют опасности как потенциальные источники загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами. Предусмотренные проектами и реализованные при строительстве системы противорадиационной защиты значительно снижают радиационное воздействие и фактически обеспечивают при работе персонала уровни ионизирующих излучений ниже допустимых, принятых действующими нормами радиационной безопасности, а также позволяют практически исключить аварии, представляющие реальную угрозу здоровью персонала. Радиационная безопасность на АЭС достигается системой технических, архитектурно-планировочных, санитарно-технических мероприятий, строгого дозиметрического контроля и гигиенического нормирования и другими мерами. К техническим средствам, препятствующим распространению радиоактивных продуктов, относятся: топливная матрица, оболочки твэлов, контур первичного теплоносителя, герметичное ограждение реакторной установки, газового контура, контура очистки и другого оборудования, ограничивающего радиоактивные среды. Для наилучшего обеспечения радиационной безопасности персонала в основу планировки производственных помещений АЭС положен главный гигиенический принцип – деление их на зоны в зависимости от характера технологических процессов, участия в них обслуживающего персонала, размещения оборудования, характера и возможной степени загрязнения помещений радиоактивными или токсическими веществами: 1) зону строгого режима, где возможно нейтронное излучение и загрязнение воздушной среды помещений радиоактивными газами и аэрозолями, а также загрязнение поверхностей строительных конструкций и оборудования радиоактивными веществами; 2) зону свободного режима, где практически исключается радиационное воздействие на персонал. Помещения зоны строгого режима разделяются на: а) непосещаемые помещения – боксы, камеры и другие герметичные помещения, где размещается технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками излучения и радиоактивного загрязнения (пребывание персонала в них при работающем оборудовании не допускается); б) периодически посещаемые помещения – для технического контроля и проведения ремонта оборудования, других работ, связанных с вскрытием технологического оборудования; цехи загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, временного хранения и удаления отходов; в) помещения, предназначенные для постоянной работы персонала в течение всей смены. Защита персонала обеспечивается изоляцией помещений, строительными решениями, биологической защитой, санитарно-бытовыми устройствами, оборудованием шлюзов. Вход в помещение зоны строгого режима осуществляется через санитарные пропускники с обязательным полным переодеванием персонала. Предъявляются специальные требования к отделке производственных помещений. Отделка производится прочными, долговечными, обладающими температурно-влагокоррозийной стойкостью материалами, слабо сорбирующими радиоактивные вещества. Все процессы, связанные с управлением работой реактора и радиоактивных контуров и систем, процессы загрузки, выгрузки и транспортировки топливных элементов, а также другие транспортно-технологические операции с радиоактивным оборудованием должны быть максимально механизированы и автоматизированы. Управление и наблюдение за процессами осуществляется с защищенных пультов, оборудованных перископами, телевизионными установками и т. д. Ремонт оборудования выполняется после необходимой его дезактивации специализированной бригадой специалистов. Он производится на специальном стенде, оборудованном эффективной вытяжной вентиляцией с очисткой удаляемого воздуха. Работающие обеспечиваются средствами индивидуальной защиты глаз, органов дыхания, кожных покровов. С этой целью применяются респираторы, пневмошлемы, а при необходимости – пневмокостюмы (рис. 51). При загрязнении воздуха помещений радиоактивными веществами (газами или парами) персоналу выдаются фильтрующие или изолирующие средства защиты органов дыхания (респираторы).
Рис. 51. Работа в пневмокостюмах. а – пневмокостюм ЛГ-4; б – пневмокостюм ЛГ-5. Смена спецодежды производится не реже 1 раза в рабочую неделю, загрязненная спецодежда и индивидуальные средства защиты заменяются немедленно. Пленочные, резиновые средства защиты должны после каждого пользования подвергаться дезактивации в санитарном шлюзе или другом специально отведенном месте. Курение допускается только в специальных помещениях, оборудованных умывальником с подводкой горячей и холодной воды, радиометрическим прибором для самоконтроля, фонтанчиком питьевой воды для полоскания рта. В случае аварии особое внимание уделяется мероприятиям по предупреждению переоблучения работающих до ее ликвидации, локализации радиоактивных загрязнений и предотвращению разноса их внутри помещения. Работы проводятся под строгим дозиметрическим контролем. Администрация АЭС обязана немедленно информировать органы Государственного санитарного надзора о возникшей аварии и случаях повышенного облучения персонала и отдельных лиц, а также о загрязнении объектов внешней среды. КОНТРОЛЬ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ Неотъемлемой частью обеспечения радиационной безопасности АЭС является проведение радиационного технологического и дозиметрического контроля. Технологический радиационный контроль призван осуществлять контроль герметичности твэлов, измерение продуктов деления в теплоносителе и продуктов коррозии с наведенной активностью в нем и другие измерения в активной зоне. Он необходим для прогнозирования радиационной обстановки на АЭС и организации безопасного проведения ремонтных и профилактических работ, оптимизации процессов спецводоочистки и дезактивации оборудования. Контроль радиационной обстановки на АЭС осуществляется дозиметрической и радиометрической аппаратурой, которая измеряет соответственно мощность дозы гамма-излучения и концентрацию радиоактивных аэрозолей (газов) в отдельных помещениях. Стационарные и переносные радиометры контролируют также активность газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов. Индивидуальный дозиметрический контроль персонала АЭС проводится с помощью индивидуальных носимых дозиметров. При выполнении наиболее радиационно-опасных работ используют индивидуальные аварийные дозиметры. Санитарными правилами установлен перечень контролируемых величин и сред на АЭС и в окружающей среде. Измеряются: индивидуальная доза внешнего облучения персонала АЭС; мощность дозы гамма-излучения и плотность потока бета-частиц; плотность потока и (или) мощность эквивалентной дозы нейтронов; концентрация и нуклидный состав радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе производственных помещений АЭС; уровень загрязнения радиоактивными веществами поверхностей строительных конструкций и оборудования, кожных покровов, производственной и личной одежды персонала; активность и нуклидный состав выброса радиоактивных веществ в атмосферу и сброс жидких отходов во внешнюю среду, активность твердых и жидких отходов, поступающих на захоронение, уровень загрязнения транспортных средств, а также территории и внешней среды за пределами АЭС; содержание радиоактивных веществ в организме работающих. Радиационный дозиметрический контроль позволяет прогнозировать состояние радиационной обстановки на станции и во внешней среде, предусматривает учет коллективных и индивидуальных доз внешнего облучения персонала, а также позволяет периодически производить анализ результатов дозиметрического контроля с целью разработки мероприятий по уменьшению облучаемости персонала и загрязнения внешней среды. Для оценки дозы внутреннего облучения периодически производится измерение содержания радиоактивного йода в щитовидной железе. В отдельных случаях производится оценка содержания в организме персонала других радионуклидов. Информация о суммарной активности газоаэрозольного выброса в атмосферу проводится за сутки, месяц и т. д. и регистрируется радионуклидный состав выбрасываемых в атмосферу радиоактивных веществ, а также поступающих с жидкими стоками. Если жидкие стоки собираются в накопительные емкости, контроль за содержанием радиоактивных веществ и их изотопного состава осуществляется перед их сбросом во внешнюю среду. В комплекс санитарно-бытовых помещений АЭС входят специальные помещения: санпропускники, санитарный шлюз, спецпрачечная и др. В состав санпропускника входят: помещения для хранения домашней и спецодежды, душевые, парилки (термокамеры), обтирочные, пункты дозиметрического контроля тела и спецодежды, умывальные, санузлы, кладовые для хранения чистой и грязной спецодежды, помещения для хранения средств индивидуальной защиты. В санитарном шлюзе предусматриваются места для хранения и переодевания дополнительных средств индивидуальной защиты (пневмокостюмы, передники, сапоги, бахилы, нарукавники и др.). На АЭС оборудованы приточно-вытяжные общеобменные и местные вытяжные системы вентиляции. Предусматривается раздельное вентилирование зон строгого и свободного режимов. Направление воздушных потоков за счет создания соответствующего баланса организуется со стороны более чистых помещений в сторону более грязных. Вытяжные вентиляционные установки оборудуются специальными фильтрами-адсорбентами для очистки удаляемого воздуха от радиоактивных загрязнений. Меры по охране окружающей среды на АЭС являются составной частью мер радиационной безопасности. Возникающие на АЭС газообразные отходы содержат преимущественно недолговечные радионуклиды и инертные газы. Для уменьшения активности выбрасываемых газов осуществляется их временная задержка в специальных газгольдерах перед выбросом в трубу, в которой происходит распад короткоживущих нуклидов. Вентилируемый воздух перед выбросом в атмосферу подвергается очистке на аэрозольных и йодных фильтрах. Основной принцип обезвреживания жидких радиоактивных отходов заключается в локализации содержащихся в них радионуклидов путем использования замкнутых систем технического водоснабжения и одновременной очистки. Концентрированные радиоактивные отходы в виде кубовых остатков выпарных аппаратов и пульпы поступают в специальные хранилища, представляющие собой железобетонные емкости, облицованные нержавеющей сталью. Специалисты рассматривают такие меры как временное решение вопроса. В перспективе предполагается отведение жидких отходов и их захоронение в специальных «могильниках». Этот способ уже практикуется на ряде АЭС. Наиболее серьезную проблему загрязнений представляют твердые отходы. Твердые отходы считаются радиоактивными, если мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 10 см от их поверхностей превышает 0,03 Мбэр/ч или концентрация бета-активных продуктов превышает в них 2*10-6 Ки/кг, или концентрация альфа-активных продуктов превышает 2*10-7 Ки/кг. В зависимости от уровня загрязнения твердые радиоактивные отходы делятся на 3 группы (табл. 25). Таблица 25. Классификация твердых радиоактивных отходов (по СП-АС-79)
Твердые отходы АЭС после специальной обработки помещаются в бетонные хранилища твердых отходов, размещенные на охраняемой территории АЭС, а затем замурованными в блоки (цементные, бетонные, стеклянные) отправляются для захоронения навечно в специальных могильниках. В мировой практике существуют разнообразные способы захоронения долгоживущих радиоактивных отходов. Однако отсутствие практически проверенной технологии захоронения затрудняет решение этой проблемы и служит одним из препятствий на пути дальнейшего развития атомной энергетики. В настоящее время предложены и изучаются следующие способы захоронения радиоактивных отходов: захоронение в континентальных геологических формациях; захоронение на дне (или под ним) океана; выведение с помощью ракет в космос; ускоренная искусственным путем ядерная трансформация долгоживущих радионуклидов. В мировой практике разрабатывается первый из этих методов. Наиболее надежными геологическими формациями для захоронения радиоактивных отходов являются глинистые (осадочные) породы, скальные породы (граниты, гейсы) и каменная соль. На рис. 52 и 53 показана схема хранилища радиоактивных отходов в гранитных формациях (Великобритания) и соляных копях (ФРГ). В нашей стране ведутся разработки по созданию региональных хранилищ для групп АЭС, АТЭЦ, ACT в различных географических зонах. Рис. 52. Проект могильника для захоронения отходов высокой удельной активности в гранитных формациях (Великобритания). 1 - пункт приема канистр; 2 - участок подготовки канистр к загрузке; 3 - покрывающие породы; 4 - вертикальные шахты; 5 - горизонтальные штольни; 6 - участок вывоза грунта при расширении могильника. Рис. 53. Схема хранилища для отходов средней удельной активности в соляных копях Ассе. 1 - штольня на глубине 490 м; 2 - грузовой транспортер; 3 - система вентиляции; 4 - пульт управления; 5 - защитный контейнер; 6 - помещение загрузки; 7 - телевизионная камера; 8 - барабан с металлическими обручами; 9 - хранилище; 10 - защитная стенка; 11 - окно со свинцовым стеклом; 12 - штрек на глубине 511 м. Как уже упоминалось, существенное значение имеет и проблема предупреждения теплового загрязнения окружающей среды за счет бросового тепла АЭС. В процессе получения электрической энергии на АЭС используется только небольшая доза тепла (около 30%), вырабатываемого в результате работы ядерного реактора. Остальное тепло (как низкотемпературное) не используется и удаляется преимущественно в водоемы (пруды-охладители) или атмосферу посредством градирен. Большая поверхность (десятки квадратных километров) каждого пруда с подогретой водой, а также значительная потеря воды, испаряющейся на градирнях, не могут не влиять на микроклимат данной местности. В частности, особенно в северных районах, они способствуют увеличению числа дней с туманами, что снижает солнечную инсоляцию, увеличивает влажность приземного слоя атмосферного воздуха и пр. Нельзя не учитывать и большую безвозвратную потерю воды. Намечено создание сети атомных теплоэлектростанций (АТЭЦ), в которых выработка тепло-энергии сопровождается выработкой тепла для производственных и бытовых нужд, а также строительство «атомных котельных» (атомных станций теплоснабжения - ACT). НОРМЫ И ПРАВИЛА БЕЗОПАСНОСТИ На основании опыта обеспечения радиационной безопасности в нашей стране с учетом рекомендаций Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ) разработаны нормативные документы, регламентирующие уровни воздействия ионизирующих излучений. Основным нормативным документом являются «Нормы радиационной безопасности НРБ-99». Требования по обеспечению радиационной безопасности регламентируются «Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80». В этих докумелтах определены дозовые пределы и принципы их применения, классифицирование, виды работ с использованием радиоактивных веществ, требования по обеспечению радиационной безопасности. В основу нормирования ионизирующего излучения положены следующие принципы радиационной безопасности: непревышение установленного дозового предела; исключение всякого необоснованного облучения; снижение дозы излучения до возможно низкого уровня. По допустимым основным дозовым пределам устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: категория А – персонал; категория Б – ограниченная часть населения; категория В – население области, края, республики, страны. Персонал – лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений. Ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и удаляемых во внешнюю среду с отходами. Критический орган» (при облучении) - орган или ткань, часть тела или все тело, облучение которого причиняет наибольший ущерб здоровью лица или его потомства. В порядке убывания чувствительности к ионизирующим излучениям устанавливается 3 группы «критических органов»: I – все тело, гонады и красный костный мозг; II – мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы, за исключением тех, которые относятся к I и III группам; III – кожа, костная ткань кисти, предплечья, лодыжки и стопы. В качестве основных дозовых пределов в зависимости от группы критических органов для категории А установлена предельно допустимая доза (ПДД); для категории Б определен предел дозы (ПД) за год (табл. 26). Таблица 26. Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения, ЗВ/год (бэр/год)
Примечание. Для категории А (за исключением женщин до 40 лет) распределение дозы внешнего излучения в течение года не регламентируется. Предельно допустимая доза – наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категория А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Предел дозы – предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения (категория Б); предел дозы устанавливается меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей; предел дозы контролируется по усредненной для критической группы дозе внешнего излучения и уровню радиоактивных выбросов и радиоактивного загрязнения объекта внешней среды. Ограничение облучения больших групп населения (категория В) области, края, республики, страны связано с опасностью возникновения отдельных соматических последствий и генетических эффектов. Регламентация и контроль за облучением населения относятся к компетенции МЗ СССР. Суммарная эквивалентная доза Н при облучении всего организма за время Т (лет) с начала профессиональной работы не должна превышать: Суммарная эквивалентная доза, накопленная к 30 годам, во всех случаях не должна превышать 12 ПДД, т. е. 60*10-2 Зв. Для женщин до 40 лет эквивалентная доза на тазобедренную область не должна превышать 10-2 Зв за любые 2 мес. Персонал по индивидуальной эквивалентной дозе (по условиям как внешнего, так и внутреннего облучения) подразделяется на 2 категории. Для категории лиц, у которых эквивалентная доза превышает 0,3 годовой ПДД, обязательно должен проводиться индивидуальный дозиметрический контроль. В других случаях индивидуальный дозиметрический контроль необязателен, однако проводится контроль мощности эквивалентной дозы внешнего ионизирующего излучения, а также концентрации радионуклидов в воздухе рабочих помещений. Для предотвращения попадания радионуклидов в организм человека с воздухом респираторным путем, с водой и продуктами питания алиментарным путем или контактным путем через кожу или ее поврежденные поверхности необходимо ограничить их содержание и осуществлять контроль в этих средах. С этой целью устанавливаются нормы – допустимые концентрации (ДК) радиоактивных нуклидов для тех контролируемых сред (воздух, вода), из которых они могут проникать в организм человека. Допустимая концентрация определяется как отношение предельно допустимого годового поступления (ПДП) – для лиц категории А или предела годового поступления (ПГП) – для лиц категории Б радиоактивного вещества к объему воды или воздуха. Допустимое содержание (ДС) – среднегодовое содержание радиоактивных веществ в организме (критическом органе), при котором эквивалентная доза равна предельно допустимой дозе (ПДД) для категории А или пределу (ПД) для категории Б. Предельно допустимое годовое поступление (ПДП) для лиц категории А – поступление радиоактивных веществ в организм в течение года, которое за 50 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу, равную 1 ПДД. Предел годового поступления (ПГП) для лиц категории Б – поступление радиоактивных веществ в организм в течение года, которое за 70 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу, равную 1 ПД. Поскольку в нормативных документах и многих литературных источниках использованы внесистемные единицы активности дозы мощности, дозы и др., в табл. 27 приводится соотношение соответствующих единиц с единицами СИ. Таблица 27. Единицы активности, дозы и мощности дозы.
| |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||