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 (K_эф).

Реактивность - величина, характеризующая отклонение ядерного реактора от критического состояния.

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

Среднемесячные допустимые выбросы с АЭС газоаэрозольных радиоактивных веществ.

Таблица 2

Нормативной  документацией по безопасности в атомной энергетике в России  определены количественные критерии оценки степени безопасности конкретной атомной станции В первую очередь, это количественные значения тех технических показателей, которые нормируются, т.е. к которым установлены определенные количественные требования (критерии). Эти значения не должны превышать (или быть меньше) некоторых установленных пределов. Выход же за нормируемые границы рассматривается как выход за пределы безопасности. Примерами таких ограничений могут быть:

Эти показатели, как правило, применяются на уже действующих станциях. Особую ценность представляют оценки состояния безопасности атомной станции не по отдельным показателям, связанным с состоянием конкретных систем, а АЭС в целом. Здесь применяются специальные критерии: вероятность крупных радиоактивных выбросов в окружающую среду и вероятность разрушения  активной зоны реактора в течении года, а также вероятность смерти человека вследствие аварии на АЭС. Расчет числовых значений указанных параметров проводится для каждого энергоблока отдельно на основе методов вероятностного анализа безопасности, рекомендованных МАГАТЭ.

Предельные значения таких интегральных критериев безопасности для одного реактора составляют:

· вероятность радиоактивных выбросов – 1*Е^-7/год;

· вероятность повреждения активной зоны – 1*Е^-5/год;

· индивидуальный риск для здоровья – 1,65*Е^-4/чел.бэр.

В России эксплуатируемые энергоблоки атомных станций построены по проектам трех поколений – 60-х, 70-х, и 80-х годов ХХ века. Каждый из указанных периодов имел свой набор НД по безопасности, со временем все более ожесточавшихся:

Таблица 3

Для оценки ядерных инцидентов и событий на атомных станциях применяют  специальную Международную шкалу ядерных событий (INES – International Nuclear Event Scale). Ее применяют также в отношении не только АЭС, но и всех других ядерных установок и объектов, связанных с гражданской ядерной промышленностью, а также к любым событиям, происходящим при транспортировке радиоактивных материалов.

В соответствии со шкалой INES все события разделены на семь уровней. События нижних уровней (с первого по третий) называются инцидентами (происшествиями), а верхнего уровня – авариями. События, несущественные с точки зрения  безопасности, относят к нулевому уровню (ниже шкалы) и называют отклонениями. Если событие совсем не связано с безопасностью, то его определяют, как событие вне шкалы.

        К радиоактивным отходам (далее РАО) относятся не подлежащие дальнейшему использованию материалы, растворы, газообразные среды, изделия, аппаратура, биологические объекты, грунт и т.п., в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными актами. В категорию «РАО» может быть включено также отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), если оно не подлежит последующей переработки с целью извлечения из него компонентов и после соответствующей выдержки направляется на захоронение. РАО подразделяются на высокоактивные отходы (ВАО), среднеактивные (САО) и низкоактивные (НАО). Деление отходов по категориям устанавливаются нормативными актами.

Радиоактивные отходы образуются:

·  при эксплуатации и снятии с эксплуатации предприятий ядерного топливного цикла (добыча и переработка радиоактивных руд, изготовление тепловыделяющих элементов, производство электроэнергии на АЭС, переработка отработавшего ядерного топлива);

·  в процессе реализации военных программ по созданию ядерного оружия, консервации и ликвидации оборонных объектов и реабилитации территорий, загрязненных в результате деятельности предприятий по производству ядерных материалов;

·  при эксплуатации и снятии с эксплуатации кораблей военно-морского и гражданского флотов с ядерными энергетическими установками и баз их обслуживания;

·  при использовании изотопной продукции в народном хозяйстве и медицинских учреждениях;

·  в результате проведения ядерных взрывов в интересах народного хозяйства, при добыче полезных ископаемых, при выполнении космических программ, а также при авариях на атомных объектах.

Радиоактивные отходы находятся в хранилищах и могильниках в различных физико-химических формах: в твердом виде (загрязненное оборудование, материалы, грунты и др.), отвержденном (битумные, цементные и стеклоподобные блоки) и жидком (радиоактивные растворы и пульпы, хранящиеся в специальных емкостях и открытых бассейнах, а также растворы, закаченные в глубинные подземные горизонты горных пород). В настоящее время общая активность отходов, образовавшихся на предприятиях Минатома России, оценивается в 3-4 миллиарда кюри.

Общие количество ОЯТ, хранящегося на АЭС, составляет 7200 тонн, общая активность равна ~ 4*Е⁹ Ки.

В соответствие с Основными санитарными правилами (ОСП – 72/87) ЖРО по удельной активности делятся на следующие категории:

·слабоактивные – ниже Е^-5 Ки/л;

·среднеактивные – от Е^-5 до 1 Ки/л;

·высокоактивные – 1 Ки/л и выше.

По тем же правилам твердые отходы считаются радиоактивными, если удельная активность отходов превышает:

·  2*Е^-7 для источников альфа излучения (Е^-8 Ки/кг для трансурановых нуклидов);

·  2*Е^-6 Ки/кг для источников бета излучения;

·  Е^-7 г.экв Ra/кг для источников гамма излучения.

Классификация РАО по удельной активности не совсем удачная, так как она не учитывает ни периода полураспада, ни радионуклидный и физико-химический состав, практически не учитывает наличия плутония и трансурановых элементов, хранение которых требует специальных жестких мер, как это принято в международной практике, но тем не менее в таком виде она пока существует в России.

Таблица 6

Перечень атомных электростанций расположенных территории экс-СССР.