2015-06-05
667
В процессе обслуживания, эксплуатации ЯЭУ персонал, находящийся в зоне ионизирующих излучений и возможного появления радиоактивных загрязнений, неизбежно подвергается их воздействию на организм.
Тенденция увеличения интенсивности излучения от оборудования первого контура проявляется независимо от типа реактора, его конструктивных особенностей, применяемых материалов, выбора водного режима и т. п., т. е. является общей для АЭС всех типов.
Необходимость периодического обслуживания реактора делает неизбежным контакт эксплуатационного персонала с радиоактивным оборудованием, что значительно осложняет проведение ремонтных работ, так как соблюдение требований радиационной безопасности строго обязательно.
Практика работы АЭС показывает, что типичные уровни излучения от оборудования и трубопроводов водоохлаждаемых реакторов после нескольких лет эксплуатации доходят до 200 мбэр/ч и более. В этих условиях рабочее время должно составлять всего 25 ч в год. Но иногда требуется проводить работы с оборудованием, мощность дозы от которого доходит до 1 - 3 бэр/ч. В этих условиях рабочему разрешено находиться вблизи ремонтируемого оборудования всего 2 - 5 ч в год.
Отсюда следует, что количественный состав ремонтного персонала зависит не только от технологических потребностей, но и от уровня излучения на рабочих местах.
Проблема радиоактивного загрязнения оборудования становится еще более острой в связи с ростом числа установок, проработавших 20 лет и более, т.к. происходит нарастание уровней излучения и одновременно увеличение объема ремонтных работ. Объем ремонта определяется ненадежностью систем, которая обычно высока в период пусконаладочных работ, затем по окончании этапа освоения понижается и стабилизируется на относительно низком уровне, а далее вновь увеличивается по мере износа и коррозии оборудования.
Общая закономерность для эксплуатируемых АЭС заключается в том, что наибольшие дозы облучения персонал получает во время остановок реактора. Именно на ремонтный персонал приходится большая часть суммарной дозы облучения (до 75%), и у этой группы персонала более высокая средняя индивидуальная доза.
Таким образом, при эксплуатации АЭС требуется обращать особое внимание на снижение уровней излучения и улучшение условий ремонта оборудования, что может быть достигнуто различными путями; применение переносной биологической защиты; работа на пониженной мощности с увеличением доли теплоносителя первого контура, отбираемого на очистку в период перед остановкой реактора; сокращение времени пребывания в зоне облучения в результате тщательной подготовки работ и использования быстроразборного оборудования; использование для осмотров оборудования оптических, телевизионных и других устройств; более широкое использование в работе специальной оснастки и инструмента с дистанционным управлением. При этом необходимо отметить, что основным способом снижения дозозатрат при эксплуатации ЯЭУ является дезактивация.
В перечень основных объектов дезактивации в атомной энергетике входят:
Основные циркуляционные контура ЯЭУ; оборудование в составе контуров, например, парогенераторы со стороны 1-ого контура); съемное контурное оборудование; оборудование перегрузки; бассейны выдержки; транспортное оборудование; поверхности помещений.
При использовании любого метода дезактивации неизбежно образуются вторичные жидкие (ЖРО) или твердые (ТРО) радиоактивные отходы, которые вместе с образующимися отходами при эксплуатации ЯЭУ подлежат сбору.
Справка к квалификации жидких и твердых радиоактивных отходов (ЖРО, ТРО).
Классификация ЖРО и ТРО (ОСПОРБ-99)
| Категория отходов | Удельная активность, кБк/кг | ||
| Бета-излучающие радионуклиды | Альфа-излучающие радионуклиды | Трансурановые радионуклиды | |
| Низкоактивные | менее 103 | менее 102 | менее 101 |
| Среднеактивные | от 103 до 107 | от 102 до 106 | от 101 до 105 |
| Высокоактивные | более 107 | более 106 | более 105 |
Классификация ТРО по уровню радиоактивного загрязнения
| Категория отходов | Уровень радиоактивного загрязнения, част/см2·мин | ||
| бета-радио-нуклиды | альфа- радионуклиды (кроме трансуранов) | трансурановые радионуклиды | |
| Низкоактивные | от 5·102 до 104 | от 5·101 до 103 | от 5 до 102 |
| Среднеактивные | от 104 до 107 | от 103 до 106 | от 102 до 105 |
| Высокоактивные | более107 | более106 | более105 |
Места их временного хранения также являются потенциальными источниками радиоактивного загрязнения. Поэтому, ЖРО и ТРО подвергаются дальнейшей обработке и, таким образом, тоже являются объектами дезактивации. При этом производится очистка ЖРО, уменьшение их объемов, локализация выделенных из них радионуклидов в виде пригодном для длительного захоронения.
Эксплуатация ЯЭУ, хранение и переработка радиоактивных отходов сопровождаются образованием газообразных и аэрозольных радиоактивных выбросов. Очистка этих выбросов от радиоактивных элементов, соединений является отдельной задачей дезактивации.
Радиоактивные металлические отходы при их большом количестве также могут быть подвергнуты дезактивации с целью очистки металла от радионуклидов и его возврата на переплавку.
Естественно, что дезактивации подвергается и спецодежда персонала. И сам персонал, то есть люди, которые работают с радиоактивными веществами, также может подвергаться дезактивации. Так, в случае попадания радиоактивных веществ на кожные покровы применяются специальные препараты (пасты, растворы) удаляющие радиоактивные элементы с кожи.
Таким образом, дезактивация сопровождает весь цикл работ на АЭС, ЯЭУ. В каждом конкретном случае цели дезактивации различаются.
Так дезактивация 1 – ого контура, т.е. его внутренних поверхностей может диктоваться необходимостью снижения дозовых нагрузок на персонал при проведении плановых или аварийных работ. Также дезактивация 1-ых контуров производится с целью улучшения условий контроля герметичности вновь загружаемых АЗ. Одновременно с выводом радиоактивности из контура решается задача выведения скопившихся на поверхностях продуктов коррозии конструкционных материалов.
Дезактивация оборудования может производиться с целью снижения дозовых нагрузок при ремонте, обследовании, а также с целью безопасной передачи оборудования.
Дезактивация поверхностей помещений производится в основном для исключения распространения или разнесения радиоактивных загрязнений.
Обеспечение нормальной работы измерительных приборов (за счет снижения общего фона, фона измерительных каналов) также может быть целью дезактивации.
Дезактивация ЖРО производится, как уже отмечалось, с целью снижения их объема и последующей локализации радиоактивности в местах хранения.
Дезактивация ТРО – сжигание, прессование ТРО с целью уменьшения их объемов для последующего захоронения, дезактивация загрязненного металла для возможности его переплавки, последующего использования.
Вне зависимости от задач дезактивации ее проведение требует контроля и оценки эффективности. Измерение уровней загрязнения при дезактивации осуществляют прямым методом с помощью приборов (измерение Рg, объемной активности), либо косвенным методом, например, путем измерения степени загрязнения мазков, взятых с поверхностей.
В любом случае эффективность дезактивации оценивается по сравнению параметров, характеризующих радиоактивное загрязнение объекта до и после дезактивации. Общепринятый количественный показатель, характеризующий эффективность процесса дезактивации – коэффициент дезактивации (Кд), равен отношению уровней радиационного загрязнений до и после дезактивации. Например,
Кд = Рgисх. / Рgкон. Кд = Nисх. / Nкон. Kд = Аисх. / Акон.
Однако, для сложных систем (петля, контур) Kд не всегда может служить объективным критерием эффективности их дезактивации из-за конструктивных особенностей, неравномерности экранирования излучения стенками оборудования, собственной наведенной активности металла. В этом случае эффективность дезактивации оценивают по нескольким параметрам (изменение Рg, Аоб. теплоносителя, количество удаленной активности, количество удаленных продуктов коррозии и т.д.).
