1.3 Классификация радиационных аварий по техническим последствиям

В зависимости от характера и масштабов повреждений и разрушений

аварии на радиационно – опасных объектах подразделяются на проектные ,

проектные с наибольшими последствиями (максимально проектные) и запроектные .

1.3.1 Проектные аварии

Под проектной аварией понимают аварию, для которой в проекте определены исходные события аварийных процессов, характерные для того или иного радиационно - опасного объекта (типа реакторной установки), конечные состояния (контролируемые состояния элементов и систем после аварии), а

также предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа системы (канала системы) безопасности или одной дополнительной ошибки персонала, ограничение последствий аварии установленными пределами. Максимально проектные аварии характеризуются наиболее тяжелыми исходными событиями, обусловливающими возникновение аварийного процесса на данном объекте. Эти события приводят к максимально возможным в рамках установленных проектных пределов радиационны последствиям.

Уже на стадии проектирования АЭС рассматривается широкий спект проектных аварий, которые характеризуются достаточно низкой частотой возникновения и преодолеваются с учетом консервативного подхода в части работы систем, предназначенных для преодоления аварий.

Основными режимами нормальной эксплуатации(НЭ), нарушениями нормальной эксплуатации (ННЭ) и авариями, определяющими радиационное воздействие на окружающую среду, являются режимы эксплуатации систем реакторного отделения.

В проекте АЭС рассматриваются различные режимы, осуществляемые при нормальной эксплуатации, а именно:

- работа на мощности;

- работа на минимальном уровне мощности;

- горячий останов;

- полугорячий останов;

- холодный останов;

- останов для ремонта;

- останов для перегрузки;

- перегрузка топлива.

Нормальная эксплуатация энергоблока осуществляется в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях . Подэксплуатационными пределами понимают значения параметров и характеристик состояния систем и АЭС в целом, заданные проектом для нормальной эксплуатации.

В проекте рассматриваются режимы нарушения нормальной эксплуатации, то есть все состояния оборудования и систем энергоблока с отклонениями от

принятой в проекте технологии производства энергии при работе на мощности, в период пуска, останова и перегрузок топлива, не приводящие к превышению

реакторной установки (РУ) типа ВВЭР-1000 не должны превышать следующие установленные пределы безопасной эксплуатации:

1. Эксплуатационный предел (т.е. граничные значения для нормальной эксплуатации) повреждения твэл за счет образования микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочек не должен превышать0,2 % твэл и 0,02 % твэл при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем.

2. Предел безопасной эксплуатации по качеству и величине дефектов твэлов составляет 1 % твэл с дефектами типа газовой неплотности и0,1 % твэл, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива;

3. Максимальный проектный предел повреждения твэл соответствуе непревышению следующих предельных параметров :

- температура оболочек твэл – 1200 o С,

- локальная глубина окисления оболочек твэл - 18 % от первоначальной толщины стенки,

Доля прореагировавшего циркония – 1 % его массы в оболочках твэл.

4. Для сохранения целостности границ давления первого контура Р

абсолютное давление в оборудовании и трубопроводах первого контура не должно превышать рабочее более чем на15 %, с учетом динамики переходных процессов и времени срабатывания предохранительной арматуры.

5. Для сохранения целостности границ давления второго контура Р

5 кгс/см 2 (0,49 МПа).

7. Температура среды в помещениях гермообъема не должна превышать

150o С;

8. На границе СЗЗ и за ее пределами доза, полученная детьми за первые2 недели после аварии не должна превышать10 мЗв на все тело, 100 мГр на щитовидную железу и 300 мГр на кожу (в соответствии с НРБУ-97 - уровень безусловной оправданности введения контрмеры«Ограничение пребывания детей на открытом воздухе»).

В проекте выполняется анализ безопасности АЭС при авариях, то есть при нарушениях эксплуатации АЭС, при которых произошел выход радиоактивных продуктов и/или ионизирующих излучений за границы, предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации, в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации.

Для проектных аварий определены исходные события, конечные состояния и

предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие, с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события, ошибки персонала, ограничение их последствий установленными для таких аварий пределами.

Перечень режимов ННЭ и проектных аварий систем реакторного отделения, для которых выполняется анализ безопасности, уточняются в отчете по анализу безопасности (ОАБ) энергоблока.

Все проектные режимы реакторной установки объединяются по группам характерного воздействия по изменению параметров.

Исходные события при работе энергоблока на мощности:

- увеличение теплоотвода через второй контур;

- уменьшение теплоотвода через второй контур;

- уменьшение расхода теплоносителя через реактор;

- увеличение массы теплоносителя первого контура;

- нарушения нормальной эксплуатации с отказом аварийной защиты реактора;

- изменение реактивности и распределения энерговыделений.

Исходные события при расхолаживании реакторной установки и на остановленном энергоблоке:

- уменьшение запаса подкритичности активной зоны реактора;

- уменьшение массы теплоносителя первого контура;

- уменьшение теплоотвода от активной зоны реактора вследствие ухудшения циркуляции теплоносителя первого контура;

в обеспечивающих системах;

- уменьшение теплоотвода от активной зоны реактора вследствие отказов

в оборудовании;

- увеличение давления ("переопрессовка") первого контура.

Исходные события при обращении со свежим и отработавшим топливом и исходные события при обращении с радиоактивными отходами.

Для предотвращения аварийных ситуаций, то есть состояний АЭС,

- применение технических решений, прошедших освоение в аналогичных условиях, и учет накопленного опыта эксплуатации;

- использование принципа консерватизма при оценке принимаемых технических решений, влияющих на безопасность;

- широкое использование принципа резервирования элементов, оборудования, арматуры и т . д для возможности обеспечения надежной и безопасной эксплуатации при выходе из строя отдельных элементов систем;

- применение для основных технологических систем оборудования,

- широкое внедрение систем автоматического управления всем

и контроля;

- учет экстремальных внешних воздействий (в том числе: землетрясение до МРЗ, включительно, и внешняя ударная волна) с целью обеспечения безопасности при указанных воздействиях;

- применение необходимых технических решений для обеспечения

низкого уровня радиоактивного воздействия на окружающую среду надежности системы локализации;

- использование системы радиационного контроля технологических сред, помещений АЭС и окружающей территории для надежного контроля технологического процесса с точки зрения потенциального воздействия на окружающую среду;

- создание надежных систем электроснабжения и отвода остаточного

тепла с необходимым резервированием и повышенной надежностью резервных

- применение качественных материалов в соответствии с требованиями Технических условий, ГОСТов, специальных требований в атомной технике;

- тщательный входной контроль с необходимым документированием;

- соблюдение всех необходимых инструкций по строительству и монтажу,

а также контроль качества работ;

- выполнение необходимых испытаний и специальной программы пусконаладочных работ с проверкой характеристик оборудования и систем, важных для безопасности, строгим соблюдением программы пуско-наладочных работ и специальной программы ввода блока в эксплуатацию;

- организация эффективной системы документирования результатов работ и контроля.

Основными мероприятиями на стадии изготовления оборудования

являются:

- изготовление оборудования основных систем безопасности в соответствии со специальными условиями изготовления для атомной техники;

- выполнение необходимых проверок и контроля оборудования на заводах-изготовителях.

Основными мероприятиями на стадии эксплуатации являются:

- разработка необходимой эксплуатационной документации по обоснованным эксплуатационным регламентам и инструкциям;

- поддержание в исправном состоянии систем важных для безопасности путем проведения профилактических мер и замены вышедшего из ст оборудования;

- подбор квалифицированного персонала и дальнейшее повышение его квалификации (периодические проверки знаний, противоаварийные тренировки, курсы повышения квалификации и т.д.), формирование культуры безопасности.

Основными мероприятиями, обеспечивающими безопасность АЭС в условиях проектных аварий, и не перерастание этих аварий в запроектные

являются:

- специальные системы безопасности, предназначенные для

потребителей к источникам постоянного тока;

- применение консервативного принципа построения указанных выше систем с учетом единичного отказа и независимости различных каналов;

- применение систем сигнализации, предупредительной и аварийной

защиты (Указанные системы информируют оператора об отклонении параметров от

нормальных значений, обеспечивают аварийный останов реактора в случае недопустимых отклонений параметров);

- наличие двух независимых систем воздействия на реактивность (механическая система стержней-поглотителей СУЗ и борная, сис предназначенная для ввода жидкого поглотителя);

- внедрение различных систем автоматических блокировок, препятствующих

нежелательному развитию аварийных режимов, и введение автоматического запрета на действие оператора в начальный период протекания аварий избежание его ошибочных действий. При этом процесс преодоления аварий осуществляется автоматически;

- применение специальной системы контроля готовности систем безопасности (СБ) с выдачей обобщенного сигнала готовности каждого канала СБ на БЩУ.

Под проектной аварией понимается авария, для которой определены в проекте исходные события аварийных процессов, характерных для того или иного объекта.

Максимально проектные аварии характеризуются наиболее тяжелыми исходными событиями, обусловливающими возникновение аварийного процесса на данном объекте.

Под запроектной (гипотетической) аварией понимается такая авария, которая вызывается не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями и сопровождается дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности.

66. Особенности и преимущества ру брест:

естественная радиационная безопасность

долговременная обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;

исключение наработки плутония оружейного качества

экологичность производства энергии и утилизации отходов

экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности

67. Экологические последствия эксплуатации аэс

Основные экологические проблемы эксплуатации АЭС. По сравнению со свежим топливом в его составе меньше содержание урана-235 (поскольку он выгорает), зато накапливаются изотопы плутония, другие трансурановые элементы, а также осколки, или продукты деления – ядра средних масс. С течением времени изменяются также и физические характеристики конструкционных материалов тепловыделяющих сборок.

Демонтаж АЭС по окончании ее нормальной эксплуатации.

68. Основные радионуклиды, образующиеся при работе аэс и их воздействие на организм

Тритий − может попасть в организм человека при вдыхании, а также через кожный покров. При наличии трития весь организм человека подвергается воздействию β-излучения с максимальной энергией 18 кэВ.

Углерод-14 − Действие ионизирующего излучения на человека обусловлено главным образом потреблением продуктов питания (молока, овощей, мяса).

Криптон − Радиологическое воздействие 85 Kr на человека происходит главным образом за счет облучения кожного покрова.

Стронций − в организм человека 90 Sr проникает с пищей (молоко, овощи, рыба, мясо, питьевая вода). Подобно кальцию 90 Sr откладывается преимущественно в костных тканях, заключающих в себе жизненно важные кроветворные органы.

Цезий − Радиологическое воздействие цезия, как и 90 Sr, на человека связано с проникновением его в человеческий организм вместе с пищей. В живых организмах цезий может в значительной степени замещать калий и подобно последнему распространяться по всему организму в виде высокорастворимых соединений.

69. ОЯТ − облученное ядерное топливо, отработавшие тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) ядерных реакторов атомных электростанций извлеченные из активной зоны.

РАО − не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни.

70. Особенности обращения с оят:

Ядерная опасность (критичность);

Радиационная безопасность;

Остаточное тепловыделение.

Обеспечение подкритичности в течение всего времени эксплуатации;

Предотвращение физического повреждения топливной сборки и/или ТВЭЛ;

Обеспечение надежного теплопровода;

Поддержание уровня радиационного облучения и выхода радиоактивных веществ при обращении с облученным топливом на разумно достижимом низком уровне.

72. Перечень технологических операций по обращению с ОЯТ может включать:

Промежуточное хранение ОТВС в бассейне выдержки;

Транспортировку отработанного топлива на завод по переработке, временное хранилище или могильник;

Промежуточное хранение перед переработкой или захоронением;

Переработку или подготовку ОТВС к временному хранению или захоронению;

Временное хранение или захоронение.

73. Обращение с радиоактивными отходами

Типовой последовательностью операций по обращению с отходами является сбор, разделение, определение характеристик, обработка, кондиционирование, перевозка, хранение и захоронение.

74. Характеристики РАО, используемые для их классификации+75. Классификация РАО

Существует ряд критериев, по которым производят классификацию ра­диоактивных отходов.

По уровням активности и тепловыделения , с определением количественных характеристик:

Отходы высокого уровня активности; долго рао

Отходы среднего уровня активности;

Отходы низкого уровня активности; коротко рао

Отходы очень низкого уровня активности.

По периоду полураспада радионуклидов , который определяет время их потенциальной опасности:

Очень короткоживущие;

Короткоживущие;

Среднеживущие;

Долгоживущие.

По характеру преобладающего излучения:

α-излучатели;

β-излучатели;

ТЕСТОВЫЕ ЗАДАНИЯ ДЛЯ ПОДГОТОВКИ К ГИА ПО ДИСЦИПЛИНЕ «РАДИАЦИОННАЯ ГИГИЕНА»

Выберите один правильный ответ:

1. К основным мерам обеспечения радиационной безопасности относят:

1) правовые, эпидемиологические, санитарно-гигиенические

2) правовые, организационные, санитарно-гигиенические

3) экономические, организационные, эпидемиологические

4) эксплуатационные, организационные, санитарно-гигиенические

5) правовые, организационные, эпидемиологические

2. Уменьшение лучевых нагрузок пациентов при рентгенографии обеспечивается:

1) исправностью аппарата

2) соответствием аппарата техническим стандартам

3) правильностью выбора режима снимков

4) фильтрацией первичного пучка

5) все перечисленное верно

3. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов ионизирующих излучений используют при расчёте:

1) экспозиционной дозы

2) поглощённой дозы

3) эквивалентной дозы

4) эффективной дозы

5) радиационный выход

Копия карточки доз облучения работника должна храниться в медицинской организации после его увольнения в течение ______ лет

5. Основной вклад в облучение населения вносят следующие источники:

1) глобальные радиоактивные выпадения

2) аварии на АЭС

3) естественный радиационный фон, технологически измененный

естественный радиационный фон, рентгено- и радиологическая

диагностика в медицине

4) атомные электростанции в условиях штатной работы

5) верно все

6. Облучение пациентов при рентгенодиагностике регламентируется:

1) Нормами радиационной безопасности (НРБ-99/2009)

2) Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-2010)

3) СанПиН 2.6.1. 1192-03 « Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований»

4) Федеральный закон «О радиационной безопасности населения»

5) все верно

Плановый радиационный контроль на предприятиях,

применяющих источники ионизирующего излучения, включает:

1) определение уровней естественного радиационного фона

2) оценку длительности технологических процессов

3) оценку мощности доз на рабочих местах, определение содержания радионуклидов в воздухе рабочей зоны, медицинский контроль за персоналом

4) определение уровней технологически измененного естественного радиационного фона

6) все верно

8. Приборы радиационного контроля подразделяются на:

1) индивидуальные

2) носимые

3) переносные

4) стационарные

5) все верно

Санитарно-дозиметрический контроль в медицинских учреждениях

включает:

1) измерение мощности доз внешнего излучения

2) индивидуальный дозиметрический контроль

3) определение концентраций радиоактивных газов и аэрозолей в

4) контроль за сбором, хранением и обезвреживанием радиоактивных отходов

5) верно все

10. Уровень радиоактивного загрязнения поверхностей выражается в:

3) Част/см 2 /мин

4) МкР/час

11. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов используют при расчёте:

1) экспозиционной дозы

2) поглощённой дозы

3) эквивалентной дозы

4) эффективной дозы

5) амбиентной эквивалентной дозы

12. Принцип оптимизации радиационной безопасности при проведении рентгенологических исследований предполагает:

1) организацию единого рентгенологического отделения для стационара и поликлиники

2) проведение рентгенологических исследований по направлению лечащего врача

3) установление контрольных уровней облучения для разных видов процедур и отказ от неоправданных исследований

4) поддержание на возможно низком уровне доз облучения пациентов при сохранении качества их обследования и лечения

5) соблюдение норм радиационной безопасности

Твердые радиоактивные отходы перед захоронением обрабатывают

методами:

1) сжигания

2) стеклования, битумирования, цементирования стеклования,

цементирования

3) измельчения

4) прессования

5) верно все

14. Активность радиоактивного вещества – это:

1) поглощенная энергия, рассчитанная на единицу массы

2) количество излучения, испущенного радиоактивными атомами

3) количество радиоактивных распадов ядер атомов за единицу времени

4) время выведения радионуклидов из организма

5) доза, создаваемая за единицу времени

15. Радиационный контроль на рабочих местах персонала, смежных помещениях и прилегающей к рентгеновскому кабинету территорий должен проводиться не реже 1 раза в:

16. Наибольшая концентрация радона отмечается:

1) в приземном слое воздуха зимой

2) в приземном слое воздуха летом

3) в воздухе над океаном

4) в почвенном воздухе

5) в верхних слоях атмосферы

17. Наблюдение и контроль за радиационной обстановкой за пределами санитарно-защитной дозы осуществляют:

1) группы радиационного контроля самого предприятия

2) организации, имеющие лицензию на право проведения таких работ

3) территориальные учреждения Роспотребнадзора

4) региональные органы Ростехнадзора

5) общественные организации

Авария, для которой проектом определены исходные и конечные события, называется:

2) проектной

3) фактической

4) технической

5) гипотетической

19. Биологический эффект облучения зависит от:

1) полученной дозы

2) реактивности организма

3) времени облучения, интервалов между облучениями

4) размеров и локализации облучаемой поверхности

5) все перечисленное верно

20. Радиоактивные отходы в медицинских учреждениях включают:

1) радиоактивные аэрозоли, удаляемые из вытяжных шкафов и

2) жидкие радиоактивные отходы, возникающие вследствие

дезактивации оборудования

3) радиоактивные отходы, выделяемые с экскрементами больных

4) отработавшие инструменты, спецодежда, СИЗ из отделений открытых источников














Проектная авария

• Проектная авария – авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

• Запроектная авария – авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

• Тяжелая запроектная авария – запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть достигнут предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.


















• Рис. 1. Принципиальная схема СПОТ ПГ и СПО ЗО

• 1 – баки аварийного отвода тепла; 2 - паропроводы; 3 – трубопроводы конденсата; 4 – клапаны СПОТ ПГ; 5 – теплообменники-конденсаторы СПОТ-ЗО; 6 – парогенераторы; 7 – отсечная арматура








• 1 - реактор; 2 – устройство локализации расплава; 3 – топливный бассейн; 4 – шахта ревизии внутрикорпусных устройств; 5 – баки-приямки; 6 – трубопровод подачи воды на поверхность расплава; 7 – трубопровод подачи воды в теплообменник УЛР