Слайд 2
1 – корпус реактора; 2 – тепловыделяющие элементы
(ТВЭЛ); 3 – парогенератор (ПГ);
4 – циркуляционный насос (ГЦН);
5 – турбина; 6 – конденсатор; 7 – генератор.
ОСНОВНЫЕ ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ НА АЭС :
реактор;
бассейн выдержки и перегрузки;
отработавшее ядерное топливо;
трубопроводы и оборудование I контура (циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объёма, задвижки и т. д.);
аппараты системы спецводоочистки и её оборудование;
хранилища радиоактивных отходов;
трубопроводы и оборудование вентиляционных систем и спецгазоочистки;
детали и механизмы СУЗ, датчики КИП и РК, связанные с измерениями параметров I контура;
радиоактивные источники, поставляемые для технических нужд.
Слайд 3
ВОЗМОЖНЫЕ ВИДЫ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ПЕРСОНАЛ:
внешнее облучение от
оборудования, содержащего радиоактивные вещества;
внутреннее облучение за счёт вдыхания радиоактивных
веществ в виде аэрозолей;
контактное облучение за счёт радиоактивного загрязнения кожных покровов и спецодежды;
внешнее облучение, обусловленное радиоактивным загрязнением поверхностей оборудования и помещений, а также наличием в воздухе радиоактивных газов.
ОСНОВНЫЕ ФАКТОРЫ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ПЕРСОНАЛ :
потоки внешнего ионизирующего излучения (в основном гамма-излучение
загрязненность воздуха рабочих помещений радиоактивными газами и аэрозолями,
загрязненность рабочих поверхностей, кожных покровов и спецодежды радиоактивными веществами.
Слайд 4
Основные радиоактивные продукты АЭС
Слайд 5
Продукты деления
Выход продуктов деления 235U (тепловыми (о)
и быстрыми 14 МэВ () нейтронами)
Максимум на 85-100
Максимум
на 130-145
Р/н состав АЗ:
тип реактора и особенности его конструкции и эксплуатации;
время кампании;
время выдержки
Слайд 6
Инертные радиоактивные газы (ИРГ)
+ПА: 41Ar (Т1/2
= 1,8 ч)
Слайд 8
Основные ПД – аэрозоль-образующие
Слайд 9
Радиационная опасность
сложный технический комплекс; в силу своей технологии
обладает радиационным воздействием на персонал и содержит в себе
большое количество радиоактивных веществ
40 т с 3% U = 6102 ГБк (20 Ки)
конец 1 года кампании достигает 1…8109 Ки
СЗЗ - территория вокруг АЭС, где возможна радиационная обстановка с превышением безопасных пределов облучения населения.
ЗН - территория вокруг АЭС, где при нормальной эксплуатации можно современными средствами обнаружить следы радиоактивного загрязнения
Слайд 10
Продукты активации конструкционных материалов
Продукты коррозии (ПК):
ВВЭР - в
1 контуре;
РБМК - в КМПЦ и турбине.
t > 3000С:
коррозия КС-стали 0.001 мм/год.
Вся поверхность контура в сутки - до 100 г ПК
Активация ПК:
тепловые нейтроны по (n,)-реакции
быстрые нейтроны (n,2n)-, (n,p), (n,)-реакции
Слайд 12
Продукты активации топлива
В основном альфа-распад.
Мягкое гамма-излучение (до 200
кэВ)
Слайд 13
Активация теплоносителя
(чистая вода)
16O 16N (Т1/2 = 7.13
с, -линии: 7.1, 6.1 МэВ)
17O (n,p) 17N (Т1/2 =
4.7 с, нейтронное излучение),
17O (n, ) 14С(Т1/2 = 5730 лет, мягкое -излучение),
2Н (n, ) 3Н (Т1/2 = 12.3 года, мягкое -излучение).
Слайд 14
Активация теплоносителя
(примеси)
Слайд 15
Тритий 3H: Т1/2 = 12,3 года;
чистый -излучатель
с Е макс. 19 кэВ
тройное деление ядер с выходом
для 235U - 8,710-3 %; на 1 ГВт тепловой мощности образуется около 12 Ки/сутки.
2H(n,) 3H -реакции на дейтерии водного теплоносителя;
поглощение нейтронов B (n,2) и Li (n,), содержащимися в водном теплоносителе или в стержнях регулирования (СУЗ);
взаимодействии быстрых нейтронов с конструкциями активной зоны;
продувке гелием (газовый контур РБМК): 3Не (n,р) Н3
Хорошая диффузия: 0.1%(циркониевые ТВЭЛы), 1%(стальные)
Слайд 16
Радиоуглерод 14C: Т1/2 = 5730 лет;
чистый -излучатель
с Е макс. = 155 кэВ
тройное деление ядер с
выходом для 235U = 1,710-4 %;
активация кислорода 17O (n,) в водном ТН;
активация 14N (n,p) при азотно-гелиевой продувке (РБМК);
активации графитового замедлителя 13C(n,)
суммарная наработка (РБМК) - около 400 Ки/год на МВт. Выброс в атмосферу (СО2, СН4, СО) - 1...30 Ки/годГВт
Слайд 18
1-й барьер:
топливная матрица+оболочка твэла
высоколетучие: Xe, Kr, Cs,
I, Te;
малолетучие: Sr, Ba;
нелетучие: Zr, Ce, Np, Pu, U;
летучие
окислы: Ru, Mo
Нормальная t0: 98% - внутри таблетки UO2
5% выгорание: выделение Kr+Xe - до 104-105 атм.
500-550 град - свеллинг до 35% объема
t0 < 10000 до 95% - в топливе
t0 = 16000 - большая часть выходит
Слайд 19
2-й барьер:
1-й контур ВВЭР
Границы нахождение ТН при
нормальной эксплуатации
Удержать все, что вышло из твэлов
Надежность, качество, стойкость
к коррозии
Неплотности + Повреждения = Протечки
Слайд 20
3-й барьер: защитная оболочка + герметические помещения АЭС
Сдержать
утечку р/н при аварии в допустимых пределах
Проектная негерметичность: 0.1-1%
объема в сутки
Должен выдерживать повышение давления, тепловое, химическое и мех.воздействие при расплавлении АЗ
Слайд 21
4-й барьер: санитарно-защитная зона
Границы СЗЗ - при проектировании
При
аварии - все внутри СЗЗ
Обычно около 3-3.5 км
Слайд 22
Источники облучения персонала АЭС
Слайд 23
Разграничения помещений АЭС
зона свободного режима
зона контролируемого доступа:
- необслуживаемые,
-
периодически обслуживаемые,
- обслуживаемые.
проход между зонами - через санпропускники
Слайд 24
Источники внешнего облучения
Активная зона
Технологический контур
Слайд 25
Активная зона на мощности (нейтроны)
Мгновенные: 2.5 до 2.9
на деление
Запаздывающие: 0.006 - 0.017 на деление
Активационные: р/а
распад (17N),
Фотонейтроны: (,n)-реакция на 9Ве, 13С, 2Н, 6Li
Слайд 26
Защита реактора
Сталь, бетон, вода, песок
ЦЗ РБМК - 2…8
нЗв/с (норма 3.2 нЗв/с)
ЦЗ ВВЭР-440 - до 30 нЗв/с
Слайд 27
Технологический контур как источник излучения
активность собственно ТН: вода
- до 3109 Бк/кг, натрий - до 1012 Бк/кг;
активность
примесей ТН: до 105 - 106 Бк/кг;
активность ПК: - до 104-105 Бк/кг;
активности ПД: для 1-контурных схем 105 Бк/кг,
для 2-контурных - 108 Бк/кг.
Слайд 28
Собственная активность ТН
На мощности - кислородная активность:
16N (T1/2
= 7 c) -линии: 7.1, 6.1 МэВ
После останова -
аннигиляционное излучение от распада 13N и 18F
Помещения необслуживаемые; бетон 60 - 150 см
Слайд 29
Активность солевых примесей
Второй по значимости после активности самого
ТН;
22Na (T1/2 = 2.6 года) - длительное время после
остановки реактора.
Специальная очистка воды (водоподготовка). для ТН
Слайд 30
Продукты коррозии
Поступление ПК зависит от температуры, химических свойств
ТН, гидродинамических условий протекания.
От времени: после пуска скорость поступления
ПК уменьшается (образование твердой окисной пленки).
Доминанты: первые недели - 56Mn (T1/2 = 2.6 ч), потом - несколько месяцев - 51Cr (T1/2 = 28 сут), потом значимы 59Fe (T1/2 = 44 сут) и 65Zn, 54Mn(T1/2 около года). Активность 60Co (T1/2 = 5.3 лет)
Стабильный источник; изменения происходят
при остановке реактора,
после дезактивации,
Слайд 31
Продукты деления
Нестабилен, резкие скачки.
Пути попадания:
загрязнение поверхности твэла
до 103 Бк/кг.
дефекты твэлов ВВЭР 108...109 Бк/кг,
РБМК - до
105...106 Бк/кг
Слайд 32
Типы негерметичности твэлов
Микротрещина в оболочке (газовая неплотность, без
контакта с ТН);
Нераскрытая трещина (нет прямого контакта с ТН);
Раскрытая
трещина (прямой контакт с ТН);
Разрыв оболочки (прямой контакт с ТН).
Слайд 33
Внутреннее облучение персонала
Аэрозоли (< 1 мкм)
СИЗ: комбинезоны,
халаты, спецобувь, перчатки, бахилы, респираторы, противогазы, изолирующие дыхательные аппараты,
изолирующие костюмы
Проблемы использования СИЗ:
без вентиляции: нарушение теплообмена
рост CO2 во вдохе
давление на лицо и голову
ограничение подвижности
хуже возможность обмена информацией
регенеративынй патрон = хим.вещества во вдохе
Слайд 35
Дозиметрический контроль
Индивидуальный внешний контроль
Индивидуальный контроль внутреннего облучения
Радиационный контроль
рабочей зоны
Контроль р/а загрязнения кожи и одежды
Аварийный дозиметрический контроль
Слайд 36
Индивидуальный контроль внешнего облучения
Задача: определить эквивалентную дозу внешнего
облучения.
Персональные носимые дозиметры:
фотодозиметры
ТЛД
трековые (нейтроны)
конденсаторные
электронные (на полупроводниковых детекторах)
Слайд 37
Индивидуальный контроль внутреннего облучения
Задача: определить эффективную годовую дозу
внутреннего облучения.
Анализ экскреций и биопроб;
СИЧ
Слайд 38
Радиационный контроль рабочей зоны
Задача: предупредить о превышении пределов
облучения персонала.
Контроль внешнего облучения: счетчики, ионизационные камеры;
Контроль внутреннего облучения:
измерение радиоактивности воздуха;
Контроль загрязнения поверхностей: радиометрия + лабораторное исследование проб
Слайд 39
Контроль радиоактивного загрязнения кожи и одежды
Задача: предотвращение переоблучения
персонала и распространения радиоактивности в чистую зону.
Чувствительные - и
-счетчики в санпропускниках
Слайд 40
АВАРИЙНЫЙ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ
Задача: получение информации о дозе внешнего
облучения за аварию.
Специальные аварийные дозиметры (химические):
широкий диапазон (до 10
Гр)
быстрочитаемы
