Контроль радиационной безопасности

Неотъемлемой частью обеспечения радиационной безопасности АЭС является проведение радиационного технологического и дозиметрического контроля.

Технологический радиационный контроль призван осуществлять контроль герметичности твэлов, измерение продуктов деления в теплоносителе и продуктов коррозии с наведенной активностью в нем и другие измерения в активной зоне. Он необходим для прогнозирования радиационной обстановки на АЭС и организации безопасного проведения ремонтных и профилактических работ, оптимизации процессов спецводоочистки и дезактивации оборудования.

Контроль радиационной обстановки на АЭС осуществляется дозиметрической и радиометрической аппаратурой, которая измеряет соответственно мощность дозы гамма-излучения и концентрацию радиоактивных аэрозолей (газов) в отдельных помещениях. Стационарные и переносные радиометры контролируют также активность газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов.

Индивидуальный дозиметрический контроль персонала АЭС проводится с помощью индивидуальных носимых дозиметров. При выполнении наиболее радиационно-опасных работ используют индивидуальные аварийные дозиметры.

Санитарными правилами установлен перечень контролируемых величин и сред на АЭС и в окружающей среде. Измеряются:

· индивидуальная доза внешнего облучения персонала АЭС;

· мощность дозы гамма-излучения и плотность потока бета-частиц;

· плотность потока и (или) мощность эквивалентной дозы нейтронов;

· концентрация и нуклидный состав радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе производственных помещений АЭС;

· уровень загрязнения радиоактивными веществами поверхностей строительных конструкций и оборудования, кожных покровов, производственной и личной одежды персонала;

· активность и нуклидный состав выброса радиоактивных веществ в атмосферу и сброс жидких отходов во внешнюю среду, активность твердых и жидких отходов, поступающих на захоронение, уровень загрязнения транспортных средств, а также территории и внешней среды за пределами АЭС;

· содержание радиоактивных веществ в организме работающих.

Радиационный дозиметрический контроль позволяет прогнозировать состояние радиационной обстановки на станции и во внешней среде, предусматривает учет коллективных и индивидуальных доз внешнего облучения персонала, а также позволяет периодически производить анализ результатов дозиметрического контроля с целью разработки мероприятий по уменьшению облучаемости персонала и загрязнения внешней среды.

Для оценки дозы внутреннего облучения периодически производится измерение содержания радиоактивного йода в щитовидной железе. В отдельных случаях производится оценка содержания в организме персонала других радионуклидов.

Информация о суммарной активности газоаэрозольного выброса в атмосферу проводится за сутки, месяц и т. д. и регистрируется радионуклидный состав выбрасываемых в атмосферу радиоактивных веществ, а также поступающих с жидкими стоками.

Если жидкие стоки собираются в накопительные емкости, контроль за содержанием радиоактивных веществ и их изотопного состава осуществляется перед их сбросом во внешнюю среду.

В комплекс санитарно-бытовых помещений АЭС входят специальные помещения: санпропускники, санитарный шлюз, спецпрачечная и др. В состав санпропускника входят: помещения для хранения домашней и спецодежды, душевые, парилки (термокамеры), обтирочные, пункты дозиметрического контроля тела и спецодежды, умывальные, санузлы, кладовые для хранения чистой и грязной спецодежды, помещения для хранения средств индивидуальной защиты. В санитарном шлюзе предусматриваются места для хранения и переодевания дополнительных средств индивидуальной защиты (пневмокостюмы, передники, сапоги, бахилы, нарукавники и др.).

На АЭС оборудованы приточно-вытяжные общеобменные и местные вытяжные системы вентиляции. Предусматривается раздельное вентилирование зон строгого и свободного режимов. Направление воздушных потоков за счет создания соответствующего баланса организуется со стороны более чистых помещений в сторону более грязных. Вытяжные вентиляционные установки оборудуются специальными фильтрами-адсорбентами для очистки удаляемого воздуха от радиоактивных загрязнений.

Меры по охране окружающей среды на АЭС являются составной частью мер радиационной безопасности.

Возникающие на АЭС газообразные отходы содержат преимущественно недолговечные радионуклиды и инертные газы. Для уменьшения активности выбрасываемых газов осуществляется их временная задержка в специальных газгольдерах перед выбросом в трубу, в которой происходит распад короткоживущих нуклидов. Вентилируемый воздух перед выбросом в атмосферу подвергается очистке на аэрозольных и йодных фильтрах.

Основной принцип обезвреживания жидких радиоактивных отходов заключается в локализации содержащихся в них радионуклидов путем использования замкнутых систем технического водоснабжения и одновременной очистки. Концентрированные радиоактивные отходы в виде кубовых остатков выпарных аппаратов и пульпы поступают в специальные хранилища, представляющие собой железобетонные емкости, облицованные нержавеющей сталью. Специалисты рассматривают такие меры как временное решение вопроса. В перспективе предполагается отведение жидких отходов и их захоронение в специальных «могильниках». Этот способ уже практикуется на ряде АЭС.

Наиболее серьезную проблему загрязнений представляют твердые отходы.

Твердые отходы считаются радиоактивными, если мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 10 см от их поверхностей превышает 0,03 Мбэр/ч или концентрация бета-активных продуктов превышает в них 2*10-6 Ки/кг, или концентрация альфа-активных продуктов превышает 2*10-7 Ки/кг. В зависимости от уровня загрязнения твердые радиоактивные отходы делятся на 3 группы.

Классификация твердых радиоактивных отходов (по СП-АС-79)

Группа твердых радиоактивных отходов	Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 10 см от поверхности отходов, МБэр/ч	Удельная бета-активность, Ки/кг	Удельная альфа-активность, Ки/кг
I	От 0,03 до 30	От 2*10-6 до 1*10-4	От 2*10-7 до 2*10-5
II	От 30 до 1000	От 1*10-4 до 1*10-1	От 1*10-5 до 1*10-2
III	Выше 1000	Выше 1*10-1	Выше 1*10-2

Твердые отходы АЭС после специальной обработки помещаются в бетонные хранилища твердых отходов, размещенные на охраняемой территории АЭС, а затем замурованными в блоки (цементные, бетонные, стеклянные) отправляются для захоронения навечно в специальных могильниках.

В мировой практике существуют разнообразные способы захоронения долгоживущих радиоактивных отходов. Однако отсутствие практически проверенной технологии захоронения затрудняет решение этой проблемы и служит одним из препятствий на пути дальнейшего развития атомной энергетики.

В настоящее время предложены и изучаются следующие способы захоронения радиоактивных отходов: захоронение в континентальных геологических формациях; захоронение на дне (или под ним) океана; выведение с помощью ракет в космос; ускоренная искусственным путем ядерная трансформация долгоживущих радионуклидов.

В мировой практике разрабатывается первый из этих методов. Наиболее надежными геологическими формациями для захоронения радиоактивных отходов являются глинистые (осадочные) породы, скальные породы (граниты, гейсы) и каменная соль. На рис. 52 и 53 показана схема хранилища радиоактивных отходов в гранитных формациях (Великобритания) и соляных копях (ФРГ).

В нашей стране ведутся разработки по созданию региональных хранилищ для групп АЭС, АТЭЦ, ACT в различных географических зонах.

Как уже упоминалось, существенное значение имеет и проблема предупреждения теплового загрязнения окружающей среды за счет бросового тепла АЭС. В процессе получения электрической энергии на АЭС используется только небольшая доза тепла (около 30%), вырабатываемого в результате работы ядерного реактора. Остальное тепло (как низкотемпературное) не используется и удаляется преимущественно в водоемы (пруды-охладители) или атмосферу посредством градирен. Большая поверхность (десятки квадратных километров) каждого пруда с подогретой водой, а также значительная потеря воды, испаряющейся на градирнях, не могут не влиять на микроклимат данной местности. В частности, особенно в северных районах, они способствуют увеличению числа дней с туманами, что снижает солнечную инсоляцию, увеличивает влажность приземного слоя атмосферного воздуха и пр. Нельзя не учитывать и большую безвозвратную потерю воды.

Намечено создание сети атомных теплоэлектростанций (АТЭЦ), в которых выработка тепло-энергии сопровождается выработкой тепла для производственных и бытовых нужд, а также строительство «атомных котельных» (атомных станций теплоснабжения - ACT).