- •Радиационная безопасность: природа и источники ионизирующей радиации
- •1.1. Основные понятия
- •1.1.1 Физическая природа радиоактивности
- •1.1.2. Основные виды ионизирующих излучений
- •1. 2 Дозиметрические величины и единицы их измерения.
- •1.3. Регистрация ионизирующих излучений
- •1.4. Биологическое действие ионизирующих излучений.
- •1.4.1. Механизмы повреждающего воздействия ии
- •1.4.2 Зависимость «доза-эффект». Лучевая болезнь
- •1.4.3. Аварийное облучение
- •1.5 Нормы радиационной безопасности
- •Основные пределы доз (извлечение из нрб —99)
- •Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих
- •Поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты, част/(см2 • мин) (извлечение из нрб—99)
- •Прогнозируемые уровни облучения,
- •Критерии для принятия неотложных решений
- •Критерии для принятия решений об отселении и ограничении
- •2. Источники ионизирующей радиации
- •2.1. Естественная радиация
- •2.1.1. Космическая радиация
- •2.1.2. Земная радиация
- •2.1.3. Внутреннее облучение. Радон
- •2.1.4. Меры по снижению влияния естественного радиационного
- •2.2.Техногенные (антропогенные) источники радиации
- •2.2.1. Радиация в медицине
- •2.2.2. Другие антропогенные источники радиации
- •2.3. Атомная энергетика
- •2.3.1. Ядерный топливный цикл (ятц)
- •2.3.2. Ядерные реакторы
- •2.3.3. Развитие атомной энергетики
- •2.3.4. Проблемы безопасности ядерных реакторов
- •2.3.5. Радиоактивные отходы. Переработка, удаление, захоронение
- •2.3.6. Атомная энергетика как радиационно опасный объект
- •2.4. Ядерное оружие
- •2.4.1. Виды ядерных зарядов
- •2.4.2. Поражающие факторы ядерного взрыва
- •2.4.3. Радиоактивные осадки
- •2.4.4. Специфика воздействия на человека продуктов ядерного взрыва (пяв) и отдельных изотопов
- •2.4.4. Загрязнение окружающей среды в результате ядерных испытаний
- •3. Безопасность объектов использования атомной энергетики (оиаэ)
- •3.1. Общие понятия. Термины и определения
- •3.2. Безопасность проектирования и эксплуатации атомных станций
- •Квоты на облучение населения от выбросов и сбросов при нормальной эксплуатации ас, мкЗв в год
- •3.3. Радиационные аварии
- •Основные причины аварий на аэс
- •3.3.1. Особенности радиационной обстановки при аварии на аэс
- •Характеристика радиоактивного загрязнения при ядерном взрыве и аварии
- •3.3.2. Описание аварий на оиаэ
- •3.4. Защита населения
- •3.5. Дезактивация
- •3.5.1. Общие представления о радиоактивном загрязнении и дезактивации
- •Шкала качества дезактивационных работ
- •Способы дезактивации и локализации радиоактивных загрязнений
- •3.5.3. Технические средства дегазации
- •3.5.4. Дезактивация местности
- •3.5.5. Дезактивация зданий и населенных пунктов
- •3.5.6. Дезактивация оборудования, транспорта и одежды
- •3.5.7. Санитарная обработка
- •3.5.8. Дезактивация продуктов питания
3.2. Безопасность проектирования и эксплуатации атомных станций
Содержание данного раздела ориентировано на освещение вопросов, связанных с обеспечением безопасности населения и приведено в соответствии с СанПиН 2.6.1.24-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-030, далее - Правила). Данные Правила являются обязательными для организаций, осуществляющих деятельность, связанную с размещением, проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию и эксплуатацией атомных станций (далее - АС) с реакторами различного типа (ВВЭР, РБМК, БН и др.), кроме транспортных ядерных энергетических установок и реакторных установок специального назначения.
Обеспечение радиационной безопасности АС должно осуществляться проведением комплекса специальных мероприятий:
установлением и выполнением требований радиационной безопасности на промышленной площадке АС и прилегающих к ней территориях;
контролем за состоянием физических барьеров АС на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ;
локализацией источников радиационного воздействия и защитой персонала и населения при нормальной эксплуатации и в случае аварии на АС.
Вокруг АС устанавливаются санитарно-защитная зона (далее - СЗЗ) и зона наблюдения (далее - ЗН).В санитарно-защитной зоне АС запрещается постоянное или временное проживание, размещение детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоровительных учреждений, а также промышленных и подсобных сооружений, не предназначенных для строительства и эксплуатации АС.В СЗЗ и ЗН силами службы радиационной безопасности АС должен проводиться радиационный контроль.
Для действующих АС настоящими Правилами устанавливается квота на облучение населения, равная 250 мкЗв в год, а для проектируемых и строящихся АС - 100 мкЗв в год.
Данные квоты устанавливаются на суммарное облучение населения от радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу и жидких сбросов в поверхностные воды в целом для АС независимо от количества энергоблоков на промышленной площадке.Значения квот на облучение населения от радиационных факторов (выбросов и сбросов) при нормальной эксплуатации АС приведены в таблице .
Таблица
Квоты на облучение населения от выбросов и сбросов при нормальной эксплуатации ас, мкЗв в год
Радиационный фактор |
Атомная станция |
|
действующая |
строящаяся или проектируемая |
|
Газоаэрозольные выбросы |
200 |
50 |
Жидкие сбросы |
50 |
50 |
Сумма |
250 |
100 |
В качестве нижней границы дозы облучения от отдельного радиационного фактора при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АС принимается минимально значимая доза, равная 10 мкЗв в год.С учетом технически достигнутого уровня безопасности АС в режиме нормальной эксплуатации (когда фактические выбросы и сбросы АС создают по каждому фактору воздействия дозу облучения лиц из населения менее 10 мкЗв в год) радиационный риск для населения при эксплуатации АС является безусловно приемлемым (< x 1Е(-6) год-1).
На АС установлены определенные требования к радиационному контролю. Система радиационного контроля (СРК), включающая автоматизированные аппаратурные комплексы и оборудование, обеспечивающее их функционирование (газодувки, трубопроводы, арматура и другое), должна обеспечивать получение и обработку информации о контролируемых параметрах, характеризующих радиационное состояние АС и окружающей среды при всех режимах работы АС, включая проектные и запроектные аварии, а также состояние АС при выводе из эксплуатации. Проектом АС должны быть предусмотрены:
- автоматизированная система радиационного контроля (АСРК), действующая на АС и ее промплощадке;
- автоматизированная система контроля радиационной обстановки (АСКРО), действующая вне промплощадки АС;
- необходимое оборудование в составе СРК.