Основные
понятия и принципы ядерной и радиационной безопасности
Атомная электростанция
(АЭС) – комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование и
предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую.
Атомная теплофикационная
станция и атомная станция теплоснабжения – комплекс, включающий ядерный
реактор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования
ядерной энергии в электрическую и тепловую.
Система управления
и защиты (СУЗ) – технологическая система реактора АЭС, представляющая собой совокупность
устройств, предназначенных для :
-контроля мощности (интенсивности
цепной реакции);
-управления цепной реакции;
-аварийного гашения цепной реакции.
Контрольно-измерительные
приборы (КИП) –
система датчиков и приборов для контроля технологических параметров реакторной
установки АЭС (температуры, давления, расхода теплоносителя и т.д.).
Аварийная защита
(АЗ) –
устройство СУЗ, предназначенное для быстрого автоматического и ручного
дистанционного гашения цепной реакции.
Автоматический
регулятор – устройство
СУЗ, предназначенное для автоматического управления мощностью реактора
(интенсивностью цепной реакции).
Ручной регулятор
(РР) – дистанционно управляемое с пульта устройство СУЗ, предназначенное для воздействия
на реактивность реактора.
Компенсирующий
орган (КО) – автоматически
или дистанционно управляемое с пульта устройство СУЗ, предназначенное
для подавления активности в случаях, когда эффективности регулятора для
этой цели недостаточно.
Минимально контролируемый
уровень (МКУ) – минимальный уровень мощности реактора, достаточный
для контроля за цепной реакцией с помощью штатный аппаратуры СУЗ.
Локальная критмасса – количество ядерного топлива в части активной зоны, в пределах
которой может возникнуть неуправляемая самоподдерживающаяся цепная реакция.
Физический пуск
– загрузка
активной зоны штатными тепловыделяющими сборками (ТВС), достижение критического
состояния реактора и выполнение необходимых экспериментов на уровне мощности,
при которой разогрев теплоносителя энергией деления незначителен.
Энергетический
пуск реактора
- вывод реактора с уровня мощности
физического пуска, до уровня, достаточного для пуска турбины и проведения
необходимых экспериментов при поэтапном подъеме мощности.
Ядерная авария – потеря управления цепной реакцией
в реакторе, либо образование критической массы при перегрузке, транспортировке
и хранении тепловыделяющих сборок, приведшее к потенциально опасному облучению
людей или к повреждению тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) сверх допустимых
пределов.
Ядерноопасный
режим
– отклонения от пределов условий безопасной эксплуатации реакторной установки
АЭС, не приведшие к ядерной аварии
Максимальный запас
реактивности – реактивность, реализуемая в реакторе при удалении всех исполнительных
органов СУЗ, включая растворы жидких поглотителей, для момента кампании
и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента
размножения (Kэф).
Атомная станция считается безопасной, если:
· радиационное воздействие от нее на
персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных
авариях не приводит к превышению условных значений;
· радиационное воздействие ограничивается
до приемлемых значений при тяжелых
(запроектных) авариях.
Например, при эксплуатации АЭС допустимые суточные
газообразные выбросы должны быть не более:
Таблица 1
Нуклиды |
Нормализованные допустимые выбросы, Ки/сут*1000 МВт (эл). |
Допустимые величины выброса, Ки/сут.
|
Смесь инертных радиоактивных газов (аргон, криптон, ксенон). |
500 |
3000 |
Иод-131 (газообразная и аэрозольная фаза). |
0,01 |
0,06 |
Смесь долгоживущих нуклидов |
0.015 |
0,09 |
Смесь короткоживущих нуклидов |
0,2 |
1,2 |
Среднемесячные допустимые выбросы с АЭС газоаэрозольных радиоактивных веществ.
Таблица 2
Нуклиды |
Нормализованные допустимые выбросы, Ки/мес*1000 МВт (эл). |
Допустимые величины выброса, Ки/мес. |
Стронций-90 |
1,5 |
9 |
Стронций-89 |
15 |
90 |
Цезий-137 |
15 |
90 |
Кобальт-60 |
15 |
90 |
Марганец-54 |
15 |
90 |
Хром-51 |
15 |
90 |
Нормативной
документацией по безопасности в атомной энергетике в России определены количественные критерии оценки степени
безопасности конкретной атомной станции