Радиационная безопасность при эксплуатации и ремонте оборудования Курской АЭС

В процессе дезактивации необходимо осуществлять радиационный контроль.

13.2.3 При затруднениях в отмывке следует применять специальные моющие средства: препарат «Защита», «Биозащита», «Родез-Д» или бытовые синтетические моющие средства.

13.2.4 При применении препарата «Защита» около 8 г. порошка (одна чайная ложка) наносится на ладонь, добавляется небольшое количество воды и равномерно растирают по всей загрязненной поверхности в течении 1 минуты. Образующуюся обильную пену смывают водой через 1 минуту и наносят следующую порцию дезактивирующего порошка. Общая продолжительность мытья кожного покрова этим порошком не должна превышать 10 минут.

13.2.5 При применении средства «Родез-Д» встряхнуть баллон, нанести равномерно пену на загрязненную часть тела, растереть, через 1-2 минуты смыть водой. Избегать попадания препарата на слизистые оболочки.

13.2.6 Порядок применения средства «Биозащита». Перед проведением работ равномерно распределить пасту по поверхности рук. Приступить к работе после высыхания слоя пасты. По окончании работ вымыть руки водой без дополнительного использования моющих средств. При необходимости, пасту можно использовать как моющее средство.

13.2.7 Для удаления радиоактивных веществ с волос используется шампунь, туалетное мыло.

13.2.8 После обработки отдельных участков загрязнения пройти санитарную обработку в душевой с использованием мыла.

14     . Обращение с радиоактивными отходами

14.1 К радиоактивным отходам относятся растворы, изделия, материалы, биологические объекты, содержащие радиоактивные вещества в количествах, превышающих величины, установленные действующими Нормами и Правилами и не подлежащие дальнейшему использованию. К радиоактивным отходам относятся также отработавшие источники ионизирующих излучений.

14.2 Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие (ЖРО), твердые (ТРО) и газообразные.

14.3 К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в приложении П-2 НРБ-99.

14.4 К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отверждённые жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в приложении П-4 НРБ-99, а при неизвестном радионуклидном составе удельная активность больше:

-       100 кБк/кг –для источников бета-излучения;

-       10 кБк/кг –для источников альфа-излучения;

-       1 кБк/кг –для трансурановых радионуклидов.

14.5 К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах, с объемной активностью, превышающей ДОАнас, значения которой приведены в приложении П-2 НРБ-99.

14.6 По величине удельной активности жидкие и твердые радиоактивные отходы подразделяются на три категории: низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные.

Для оперативного контроля и предварительной сортировки ТРО используются следующие критерии по мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности:

-   низкоактивные – от 10-3 мЗв/ч до 0,3 мЗв/ч;

-   среднеактивные – от 0,3 мЗв/ч до 10 мЗв/ч;

-   высокоактивные – более 10 мЗв/ч.

По уровню радиоактивного загрязнения для оперативного контроля используются следующие критерии:

14.7 Сбор и удаление жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе эксплуатации АС, должен осуществляется через систему спецканализации или путем использования специальных контейнеров для жидких радиоактивных отходов.

Слив жидких радиоактивных отходов в хозяйственно-фекальную, производственно-ливневую канализацию и водоемы запрещается.

14.8 Жидкие низкоактивные отходы должны подвергаться очистке на установке спецводоочистки.

Очищенные воды могут быть отведены в открытую гидросеть через промежуточные емкости при условии, если содержание активность радионуклидов в них не превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в приложении П-2 НРБ-99.

14.9 В зоне контролируемого доступа в производственных зданиях Курской АЭС отведены специально оборудованные места для сбора твердых радиоактивных отходов, с указанием ответственных лиц. Сбор и удаление твердых радиоактивных отходов должны проводиться отдельно от обычных отходов с учетом категории отходов, физических и химических характеристик, их природы (органические и неорганические), взрыво- и огнеопасности, принятых методов переработки в соответствии с инструкцией «Обращение с твердыми радиоактивными отходами».

Порядок транспортировки, переработки, хранения, учёта и контроля твердых радиоактивных отходов на Курской АЭС, а также требования безопасности при обращении с ТРО регламентируются инструкцией «Обращение с твердыми радиоактивными отходами».

14.10 Запрещается удаление твердых радиоактивных отходов на общие свалки.

14.11 ТРО, образующиеся при чистке трапов, приямков, теплообменников и т.д., должны быть осушены в местах образования. Сдача неосушенных ТРО запрещается.

14.12 Для предварительной сортировки образующихся в ЗКД отходов в коридорах общего пользования, а также в помещениях постоянного пребывания персонала установлены разбраковщики отходов РИС-07П.

14.13 Газообразные радиоактивные отходы удаляются через вентиляционные трубы высотой 150 м, предварительно подвергаясь очистке на фильтровальных станциях, и проходя через камеры выдержки - на 1-й очереди, установку подавления активности (УПАК) - на 2-й очереди.

Величины годовых допустимых выбросов радиоактивных газов и аэрозолей и контрольные уровни для них приведены в приложении Е.

15     . Меры по защите персонала в случае ухудшения радиационной обстановки в помещениях Курской АЭС

15.1 Признаками ухудшения радиационной обстановки в необслуживаемых помещениях и помещениях периодического пребывания персонала могут быть внезапные (быстротечные) увеличения:

-   удельной активности продуктов деления (особенно ИРГ и йода) в воздухе помещений и выбросах в венттрубу;

-   мощности дозы в помещениях.

15.2 Причиной ухудшения радиационной обстановки могут служить:

-       дефекты оборудования КМПЦ, вследствие которых происходит выход теплоносителя за пределы контура МПЦ;

-       изменение технологического режима охлаждения активной зоны реактора;

-       перенос радиоактивных отложений из тупиковых и застойных зон КМПЦ в зоны производства работ;

-       вскрытие оборудования с целью ремонта;

-       извлечение из активной зоны реактора ОТВС, технологических каналов, датчиков контроля энерговыделения и т.д.

15.3 С целью исключения облучения персонала выше установленных пределов должен проводиться ежедневный инструктаж бригад перед допуском к работам по дозиметрическим нарядам в необслуживаемых помещениях и помещениях периодического пребывания.

15.4 При срабатывании сигнализации приборов радиационного контроля, а также прямопоказывающих дозиметров необходимо немедленно покинуть помещение и сообщить об ухудшении радиационной обстановки начальнику смены ОРБ.

15.5 Начальник смены ОРБ при поступлении предварительной информации об ухудшении радиационной обстановки в помещении ставит в известность начальника смены станции и начальника смены цеха-владельца помещения о запрете допуска персонала к ремонтным работам в помещении и организует радиационное обследование помещения с целью установления причин ухудшения радиационной обстановки.

15.6 По результатам радиационного обследования руководителем работ совместно с НС ОРБ принимается решение о продолжении работ в помещении. При невозможности проведения работ, исходя из разрешенных доз облучения, цех-владелец помещения организует проведение дезактивации помещения, скоростных промывок оборудования или экранирование «горячих» точек.

15.7 Участки помещений с «горячими» точками выгораживаются дозиметристом специальными барьерами, знаками радиационной опасности и предупреждающей лентой.

Решение о снятии барьеров и знаков принимает НС ОРБ только после проведения мер по улучшению радиационной обстановки и повторного радиационного обследования.

15.8 Для защиты персонала радиационно-опасные участки выгораживаются барьерами, лентами с указателями безопасных маршрутов движения персонала или безопасных направлений обхода. Запрещается самовольное пересечение границ участков, а также перенос знаков и барьеров. При необходимости по ГГС объявляется об обязательности применения дополнительных средств индивидуальной защиты.

15.9 Начальники смен цехов-владельцев помещений должны организовать допуск бригад на ремонтные работы так, чтобы при выполнении работ в одних помещениях исключалась возможность резкого ухудшения радиационной обстановки в других.

При выполнении операций, существенно влияющих на радиационную обстановку в помещении, все работающие в помещении где предполагается ухудшение радиационной обстановки должны быть выведены с рабочих мест.

Приложение А. Краткие сведения по ядерной физике и дозиметрии

1  Мельчайшими частицами вещества являются атомы, которые состоят из положительно заряженных ядер и движущихся вокруг них отрицательно заряженных электронов. В ядрах сосредоточена почти вся масса атома. Атомные ядра состоят из элементарных частиц двух видов: нейтронов и протонов, которые имеют почти одинаковую массу, равную одной атомной единице массы (1/12 массы изотопа углерода - 12). Масса электрона в 1836 раз меньше массы протона. Нейтрон не обладает электрическим зарядом, а протон обладает одним элементарным положительным зарядом, равным 4,8*10-10 единицы СГС=1,6*10-19 Кл (кулон) и равным по абсолютной величине отрицательному электрическому заряду электрона.

Размеры атомов и ядер очень малы: их радиусы составляют соответственно около 10-8 см и 10-13 см.

Положительный заряд ядра и порядковый номер химического элемента определяют числом протонов в ядре. В нейтральном атоме число протонов в ядре равно числу электронов, вращающихся вокруг ядра.

Вид атомов, характеризующийся массовым числом и атомным номером, называется нуклидом.

Нуклиды с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами элемента.

Суммарное число протонов и нейтронов определяет атомный вес изотопа. Таким образом, изотопы - это нуклиды с одинаковыми порядковыми номерами, но разными атомными весами.

2  В природе встречаются как стабильные, так и нестабильные изотопы. Ядра нестабильных изотопов обладают способностью самопроизвольно превращаться в другие ядра или переходить из возбужденного состояния в нормальное. Эти процессы сопровождаются излучением альфа-частиц, бета-частиц, нейтронов и гамма-квантов.

Радиоактивность по своей природе может быть естественная и искусственная. Искусственная радиоактивность может быть наведенная и осколочная.

Естественные радиоактивные изотопы широко распространены в небольших концентрациях в воздухе, в горных породах и в воде.

Всего известно свыше 230 естественных радиоактивных изотопов.

Наиболее распространены радиоактивные изотопы урана, тория, радия, калия и ряда других элементов. Излучение естественных радиоактивных изотопов, содержащихся в горных породах и в воде, а также космическое излучение определяют радиационный фон местности, мощность излучения которого равна 40-200 нЗв/ч.

Наведенная радиоактивность возникает в результате взаимодействия ядер атомов с нейтронами. Для того чтобы была достаточно высокая вероятность такого взаимодействия, необходимы большие потоки нейтронов.

Образование радиоактивных изотопов происходит, в частности, в энергетических ядерных реакторах, где имеются большие плотности потоков нейтронов 1013 - 1016 нейтронов/(см2*с).

Примерами образования наведенной активности на Курской АЭС могут служить: активация аргона; активация кислорода - азотная радиоактивность; активация продуктов коррозии, содержащихся в теплоносителе и т.д.

Наиболее высокой наведенной радиоактивностью обладают оборудование и детали, находящиеся в работающем реакторе, их активность за счет активации атомов, входящих в состав материала из которого они изготовлены, может превышать допустимые уровни излучения в сотни и тысячи раз.

Осколочная радиоактивность - радиоактивность изотопов, образующихся в тепловыделяющих элементах в процессе деления ядерного горючего (урана-235 или плутония-239) в активной зоне реактора. При делении ядер урана-235 образуется более 200 радиоактивных изотопов, значительная часть которых находится в газообразном состоянии.

Осколочная радиоактивность является наиболее высокой и поэтому все операции с облученным ядерным топливом (ТВЭЛами) выполняются дистанционно. Наибольшую опасность представляют ТВЭЛы с разрушенными оболочками, так как при этом радиоактивные изотопы из ТВЭЛов могут попасть в производственные помещения и вызвать значительные загрязнения воздуха и поверхностей.

3  Альфа-частицы представляют собой ядра атомов гелия. Заряд альфа-частиц положительный и равен двум элементарным зарядам. Масса альфа-частиц равна четырем атомным единицам массы и приблизительно в 7000 раз больше массы электрона. При вылете альфа-частицы вес исходного ядра уменьшается на четыре единицы, а заряд на две единицы. Большая масса альфа-частиц определяет прямолинейную траекторию прохождения через электронные оболочки атомов, и только столкновение с ядром приводит к изменению направления движения альфа-частиц.

Кинетическая энергия альфа-частиц составляет несколько миллионов электрон-вольт (МэВ). Вся эта энергия затрачивается на ионизацию и возбуждение атомов вещества. Плотность ионизации очень высокая.

На всем пути пробега, который в воздухе составляет несколько сантиметров, альфа-частицы образуют до 106 пар ионов. В конце пробега альфа-частицы присоединяют два электрона и превращаются в атомы гелия.

В биологической ткани проникающая способность альфа-частиц незначительная и составляет несколько десятков микрон. Толщина поверхностного рогового слоя кожи практически поглощает все падающие на тело альфа-частицы. Тонкий лист бумаги или удаление от источника на расстоянии 10-15 см служат хорошей защитой от альфа-частиц. Однако, чрезвычайно опасно попадание альфа-активных веществ внутрь организма, так как слизистые оболочки внутренних органов очень тонкие и подвержены более сильному воздействию альфа-частиц, чем кожа.

4  Бета-частицы с отрицательным зарядом называются электронами, а с положительным - позитронами. При испускании электрона в ядре происходит превращение нейтрона в протон n = р + е-, а при испускании позитрона - протона в нейтрон р = n + е+. При этом не происходит изменения массового числа, а изменяется заряд ядра; в первом случае он увеличивается на единицу.

Бета-частицы обладают непрерывным энергетическим спектром. Максимальная энергия бета-частиц достигает несколько МэВ. При прохождении через вещество бета-частицы взаимодействуют с орбитальными электронами атомов и производят ионизацию или возбуждение. При этом происходит значительное рассеяние бета-частиц, так как масса их мала. Траектория бета-частиц представляет собой ломаную линию. Максимальные пробеги бета-частиц с энергией 1 МэВ составляют в воздухе около 4 м, в воде - 4,4 мм, в алюминии - 2 мм.

Для защиты от бета-излучения применяются только легкие материалы (алюминий, органическое стекло и др.), так как в случае применения тяжелых материалов возникает интенсивное тормозное (вторичное) рентгеновское излучение, которое обладает большой проникающей способностью.

5  Гамма-излучение представляет собой электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц. Энергия гамма-излучения (гамма-квантов) может достигать 10 МэВ и более. Характеристическое излучение - фотонное излучение с дискретным спектром, испускаемое при изменении энергетического состояния атома. Тормозное излучение - фотонное излучение с непрерывным спектром и испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц.

Рентгеновское излучение-совокупность тормозного и характеристического излучений, диапазон энергии фотонов которых составляет 1 кэВ – 1 МэВ.

При прохождении через вещество происходит как поглощение гамма-излучения (в результате фотоэлектрического поглощения (фотоэффект) и образования пар), так и рассеяние (комптоновское рассеяние).

Фотоэффект. Явление фотоэффекта заключается в вырывании электронов с одной из оболочек атома. На это тратится часть энергии гамма-квантов, а остальная часть передается электрону в виде кинетической энергии.

Образование пар. При взаимодействии гамма-квантов с энергией более 1,02 МэВ с полем ядра возможен процесс образования пары частиц: электрон и позитрон.

Комптоновское рассеяние не приводит к полному поглощению гамма-квантов. Гамма-квант в результате упругого взаимодействия с электроном передает часть энергии последнему и изменяет направление своего первоначального движения.

Вид взаимодействия гамма-квантов с веществом определяется их энергией. При малой энергии гамма-квантов основную роль играет фотоэффект. С увеличением энергии гамма-квантов возрастает доля комптоновского рассеяния, а с энергии 1,02 МэВ начинает расти доля процесса образования пар. Как правило, проникающая способность гамма-квантов возрастает с увеличением их энергии и уменьшением плотности вещества.

Для защиты от гамма-излучений наиболее часто применяются следующие материалы: свинец, свинцовое стекло, бетон, сталь, железо, вода и т.д.

Для быстрого расчета защиты от гамма-излучения можно использовать приближенное значение слоя половинного ослабления.

Так, например, для энергии гамма-квантов в 1 МэВ значения слоя половинного ослабления будут равны: свинец - 1,3 см; железо - 3,3 см; бетон - 12,9 см; вода - 28 см. При известной кратности ослабления (К) можно определить число слоев половинного ослабления (n) и, следовательно, толщину защиты по формуле: К=2n.

6  Нейтронное излучение возникает в результате ядерных реакций. Основными источниками нейтронов являются ядерные реакторы, где высокие потоки 1013-1016 нейтрон/(см2*с). Кроме этого, нейтроны получают при ядерных реакциях (типа альфа-частица, нейтрон) и (гамма-квант, нейтрон) в источниках, которые часто применяются для градуировки приборов. Распределение нейтронов на группы в зависимости от энергии приведено в таблице А.1.

Таблица А.1 - Распределение нейтронов по энергии

В результате деления ядерного топлива образуются быстрые нейтроны, которые при взаимодействии с ядрами теряют энергию и превращаются сначала в промежуточные, затем в медленные и тепловые. При взаимодействии нейтронов с ядрами происходят приведенные ниже реакции.

6.1 Упругое рассеяние. Этот процесс аналогичен упругому столкновению двух шаров. Между нейтронами и ядрами происходит перераспределение кинетической энергии без изменения внутреннего состояния ядер.

6.2 Неупругое рассеяние. При этом процессе быстрые нейтроны передают часть своей кинетической энергии ядрам, которые переходят в возбужденное состояние. Переход ядер в основное состояние сопровождается испусканием вторичных гамма-квантов.

6.3 Радиационный захват. Ядро захватывает нейтрон и образуется новый изотоп, энергия возбуждения последнего высвечивается в виде гамма-квантов, которые покидают ядро практически одновременно с захватом нейтронов.

6.4 Активация. Ядро захватывает нейтрон и испускает другие частицы: протоны, альфа-частицы и др., которые могут покидать ядро по прошествии некоторого времени. Новый изотоп, образующийся в результате этих ядерных реакций, обладает радиоактивностью.

6.5 Деление. При поглощении ядрами тяжелых элементов (урана, плутония) нейтронов происходит процесс деления с образованием двух новых изотопов (осколков) и высвобождением в среднем около 2,5 новых нейтронов.

Вероятность того или иного указанного выше процесса взаимодействия определяется энергией нейтронов, атомным весом элементов и их ядерно-физическими свойствами (сечениями).

Быстрые нейтроны в основном испытывают упругие и неупругие рассеяния, а тепловые и медленные нейтроны, в основном, захватываются ядрами и атомами. Поэтому защита от нейтронов сооружается с целью замедления быстрых нейтронов до тепловых, а затем поглощения тепловых нейтронов ядрами.

Для защиты от нейтронов применяются комбинации материалов, обладающих высокой замедляющей способностью (вода, парафин, полиэтилен, графит, бетон) и высокой поглощающей способностью (бор, кадмий, железо и т.д.).

7  Радиоактивные изотопы характеризуются видом излучения, его энергией и периодом полураспада. Радиоактивные источники характеризуются изотопным составом и активностью.

В качестве единицы энергии (Е) различных радиоактивных излучений (альфа-частиц, бета-частиц, нейтронов и гамма-квантов) применяется электрон-вольт (эВ).

Электрон-вольт - это энергия, приобретенная электроном, пробегающим ускоряющую разность потенциалов равную 1 вольту:

1 эВ = 1,601*10-12 эрг    (1)

Производные единицы:

- килоэлектрон-вольт 1 кэВ = 103 эВ,

- мегаэлектрон-вольт 1 МэВ = 106 эВ.

Характеристикой устойчивости ядер радиоактивных изотопов служит период полураспада (Т1/2). Период полураспада - это время, в течение которого распадается половина имеющихся первоначально ядер радиоактивного изотопа.

Периоды полураспада различных радиоактивных изотопов имеют значения от миллионных долей секунд до нескольких миллиардов лет.

Радиоизотопы, имеющие период полураспада менее суток, принято называть короткоживущими, более суток - долгоживущими.

Активность (А) – мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

А=dN/dt,                                          (2)

где    dN – ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt.

Единицей активности является беккерель (Бк). 1Бк соответствует одному спонтанному преобразованию ядра в источнике в секунду. Если активность равномерно распределена по массе или объёму вещества, то его радиоактивность характеризуют удельной (Аv) или объёмной (Am) активностями соответственно. Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7×1010 Бк.

Для количественной характеристики гамма-активности источника применяется гамма-эквивалент радия. Гамма-эквивалент источника - условная масса точечного источника радия-226, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как данный источник.

Специальной единицей гамма-эквивалента является килограмм-эквивалент радия: 1 кг-экв.радия на расстоянии 1 см в воздухе от источника создает мощность экспозиционной дозы 8,4*106 Р/ч, соответственно 1 мг-экв. радия - 8,4 Р/ч.

Миллиграмм-эквивалент изотопа (мг-экв.радия) связан с его активностью А (мКи) через гамма-постоянную Кгамма.

М = А * Кгамма/8,4                                       (3)

Кгамма равна мощности экспозиционной дозы (Р/ч) от точечного источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см.

Кгамма определяется схемой распада и энергией испускаемого гамма-излучения данного нуклида.

Кроме единиц активности радиоактивные излучения характеризуются плотностью потока, т.е. числом частиц (фотонов), проникающих в единицу времени в объем элементарной сферы с единичной площадью сечения.

Размерность: альфа-частиц/(см2*с), бета-частиц/(см2*с), фотон/(см2*с), нейтрон/(см2*с).

8  Количественная оценка действия, производимого ионизирующими излучениями в веществе, производится посредством величины поглощенной дозы.

Поглощенная доза D – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

D = dē/dm,                                       (4)

где    dē - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объёме, а         dm - масса вещества в этом объёме.

В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей (Гр).

9  Для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава введена величина – доза эквивалентная (НT,R) – поглощенная дозы в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент (WR) для данного вида излучения:

НT,R = WRDT,R ,                                          (5)

где    DT,R – средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а WR – взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучений:

НT = WR1DT,R1 + WR2DT,R2 + WR3DT,R3 + ..,                    (6)

где    индексы 1, 2, 3 относятся к компонентам излучения.

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (WR) - используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов:

фотоны любых энергий ………………………………………..     1

электроны и мюоны любых энергий ………………………….     1

нейтроны с энергией менее 10 кэВ …………………………...      5

от 10 кэВ до 100 кэВ ..……………………………………..   10

от 100 кэВ до 2 МэВ ……………………………………….  20

от 2 МэВ до 20 МэВ ……………………………………….   10

более 20 МэВ ……………………………………………....   5

протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи …     5

альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра …………….     20

10 Доза эффективная (E)- величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

E = SWT ´ НТ,                                           (7)

T

где    НТ - эквивалентная доза в органе или ткани Т, a WT - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (WT) - множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

гонады ........................................................................................   0,20

костный мозг (красный) ...........................................................    0,12

толстый кишечник ....................................................................    0,12

легкие .........................................................................................   0,12

желудок ......................................................................................   0,12

мочевой пузырь .........................................................................   0,05

грудная железа ..........................................................................    0,05

печень ......................................................................................... 0,05

пищевод .....................................................................................   0,05

щитовидная железа ...................................................................    0,05

кожа ............................................................................................ 0,01

клетки костных поверхностей .................................................     0,01

остальное ...................................................................................   0,05*

__________________________

* При расчетах учитывать, что "остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

Приложение Б. Биологическое действие ионизирующих излучений

1  Ионизирующие излучения в отличие от ряда других опасных и вредных производственных факторов (электрический ток, шум, вибрация и др.), активно не воспринимаются органами чувств человека. Однако, длительное облучение организма в дозах, превышающих основные дозовые пределы, а также разовые аварийные облучения большими дозами могут привести к нарушению жизнедеятельности отдельных органов и всего организма. Эта особенность ионизирующих излучений обуславливает необходимость строгого научно обоснованного контроля радиационной обстановки.

Первичный процесс воздействия излучений на живые клетки, приводящий к радиационному поражению, состоит в передаче энергии в результате процессов ионизации, возбуждения атомов ткани и упругих соударений. Ионизация происходит либо непосредственно при воздействии ионизирующих частиц (альфа, бета), либо в результате вторичных процессов при воздействии фотонов и нейтронов на ядра атомов вещества биологической ткани.

Однако, прямая ионизация полностью не объясняет повреждающего действия излучений. Биологический эффект пропорционален поглощенной энергии излучений, которая затрачивается на разрыв химических связей с образованием свободных радикалов, высокоактивных в химическом отношении. Поскольку живая ткань состоит на 75% из воды, решающее значение имеет косвенное воздействие ионизированных молекул воды и химизм последующих реакций со свободными радикалами. Обладающие исключительной химической активностью, свободные радикалы ОН и Н либо непосредственно, либо через цепь вторичных превращений HO2, H2O2 и других активных окислителей взаимодействует с молекулами органического вещества, в первую очередь белка и приводят к разрушению клеток и нарушению нормальных биохимических процессов живой ткани. Под воздействием радиации происходит также поражение основных жизненных элементов клеток - клеточных ядер. Серьезные поражения клеточных структур приводит к нарушению деятельности организма в целом, его нервной системы (органов кроветворения), к нарушению регуляции деятельности тканей и органов. В результате этого могут нарушиться или прекратиться процессы физиологического функционирования организма.

Наиболее опасны для организма нарушения в системе кроветворных органов и прежде всего в костном мозге. При этом в крови резко уменьшается количество белых кровяных телец - лейкоцитов (в значительной степени уменьшаются защитные силы организма в борьбе с инфекцией), кровяных пластинок - тромбоцитов (ухудшается свертываемость крови), и, наконец, красных кровяных телец -эритроцитов (ухудшается снабжение организма кислородом). Кроме этого, повреждаются стенки сосудов, происходят кровоизлияния и нарушение деятельности ряда органов и систем.

В зависимости от величины поглощенной дозы и от индивидуальных особенностей организма все эти изменения могут быть обратимыми. При небольших дозах облучения в здоровом организме, пораженная ткань восстанавливает свою функциональную деятельность. Поражающее действие ионизирующих излучений возрастает при значительном превышении основных дозовых пределов.

Потенциально-опасными дозами облучения являются разовые эффективные дозы свыше 200 мЗв.

Радиационные поражения могут быть:

- соматическими, если радиационный эффект облучения проявляется у самого облученного лица;

- генетическими, если радиационный эффект облучения проявляется у его потомства.

Накопленный к настоящему времени большой фактический материал при проведении экспериментов на животных, а также путем обобщения данных о состоянии здоровья рентгенологов, радиологов и других лиц, которые подвергались воздействию радиации, показывает, при однократном облучении всего тела дозой до 200 мЗв не обнаруживаются какие-либо изменения в состоянии здоровья человека и отсутствуют внешние признаки лучевого поражения. Однако могут наблюдаться временные изменения в составе крови, которые быстро нормализуются. Облучение дозой 500-1000 мЗв вызывает чувство усталости, без серьезной потери работоспособности, наблюдаются умеренные изменения в составе крови. Состояние нормализуется за короткое время. В случае однократного облучения дозой более 1000 мЗв возникают различные формы острой лучевой болезни. Так при облучении дозой 1500-2000 мЗв наблюдается кратковременная легкая форма лучевой болезни, которая появляется в виде выраженной, продолжающейся длительное время лейкопении (снижения числа лейкоцитов). В 30-50% случаев может наблюдаться рвота в первые сутки после облучения. Смертельные исходы отсутствуют. Лучевая болезнь средней степени тяжести возникает при облучении дозой 2500-4000 мЗв. У всех облученных в первые сутки после облучения наблюдается тошнота и рвота, резко снижается содержание лейкоцитов и появляются подкожные кровоизлияния. В 20% случаев возможны смертельные исходы. Смерть наступает через 2-6 недель после облучения. При облучении дозой 4000-7000 мЗв развивается тяжелая форма лучевой болезни. В течение месяца после облучения смертельный исход возможен у 50% облученных. Крайне тяжелая форма острой лучевой болезни наблюдается после лучевого воздействия дозой свыше 7000 мЗв. Через 2-4 часа после облучения появляется рвота. В крови полностью исчезают лейкоциты. Появляются множественные подкожные кровоизлияния. Смертность 100%. Причиной смерти, чаще всего являются инфекционные заболевания и кровоизлияния.

2  При облучении по степени относительной радиационной опасности на первом месте стоит альфа-излучение вследствие высокой удельной ионизирующей способности. Однако в реальных условиях можно пренебречь внешним облучением организма альфа-частицами ввиду того, что они не достигают чувствительных к излучению клеток.

На втором месте по степени радиационной опасности находятся быстрые нейтроны, которые, испытывая упругие соударения с легкими ядрами ткани, прежде всего с ядрами водорода, образуют протоны отдачи, вызывающие подобно альфа-частицам высокую плотность ионизации.

Тепловые нейтроны обычно захватываются ядрами водорода и азота, находящимися в ткани. При захвате теплового нейтрона ядром водорода происходит реакция Н1(n,γ)D2, излучается гамма-квант с энергией 2,23 МэВ, а при захвате теплового нейтрона ядром азота - реакция N14(n,р)С14 с образованием протона с энергией 0,62 МэВ и бета-активного углерода С14, испускающего бета-излучение с максимальной энергией 0,155 МэВ и периодом полураспада 5600 лет.

Бета и гамма-излучения имеют один и тот же коэффициент качества вследствие относительно одинаковых процессов ионизации. При этом несколько большая плотность ионизации при бета-излучении компенсируется меньшим объемом облучаемой ткани, так как проникающая способность бета-частиц в биологической ткани обычно не превышает 1 см, в отличие от гамма-квантов, легко пронизывающих человеческий организм и лишь частично поглощаемых им.

Потоки бета-частиц, в основном, воздействуют на покровные ткани, глаза и вызывают сухость и ожоги кожи, хрупкость и ломкость ногтей, помутнение хрусталика. Особенно опасно бета-излучение при контактном воздействии с организмом высокоактивных препаратов и деталей, извлекаемых из реактора. В этих случаях могут возникнуть медленно заживающие ожоги кожи и язвы.

3  При внутреннем облучении, когда радиоактивные вещества попадают внутрь организма в результате вдыхания и заглатывания или всасывания через повреждения кожи, опасность значительно выше, чем при внешнем облучении, в результате:

а) увеличения времени облучения (облучение происходит круглосуточно);

б) уменьшения геометрического ослабления потока энергии (источник излучения расположен вплотную);

в) невозможности применения защиты;

г) избирательного отложения радиоактивных элементов в некоторых тканях организма (например: стронций, барий, плутоний откладываются, в основном, в скелете; церий, лантан - в печени; рубидий, цезий - в мышцах; йод - в щитовидной железе).

Наиболее опасны радиоизотопы, имеющие большой период полураспада и отлагающиеся в костях, вблизи костного мозга (стронций и плутоний).

На степень радиационной опасности при внутреннем облучении влияет также период полувыведения - время, в течение которого количество радиоизотопов, находящихся в организме, уменьшается наполовину.

Биологический период полувыведения изменяется в широких пределах (от нескольких часов до бесконечности) и зависит как от физико-химических свойств радиоизотопов, так и от состояния организма. Правильно организованный режим дня и лечебно-профилактическое питание способствуют уменьшению периода полувыведения радиоизотопов.

Проникновение радиоактивных веществ внутрь организма возможно при проведении работ в помещениях, где имеются радиоактивные загрязнения пола, стен, оборудования и воздуха. При этом заранее очень трудно определить степень воздействия радиации на организм, так как в процессе проведения работ изменяются уровни радиоактивных загрязнений поверхностей, концентрации радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочих помещений и эффективность применяемых защитных средств.

Пути поступления радиоактивных веществ в организм и накопление их в критических органах наглядно иллюстрируется представленной ниже схемой переноса радиоактивных веществ.

Радиоактивные вещества с загрязненных поверхностей переходят в воздух, на спецодежду и кожу работников, попадают в легкие, желудочно-кишечный тракт (ЖКТ), в кровь и отлагаются в критических органах.

При высокой концентрации радиоактивных аэрозолей в воздухе возможно загрязнение поверхностей.

Проникновение радиоактивных веществ внутрь организма происходит в результате неправильного применения индивидуальных защитных средств или их отсутствия при работах в условиях аэрозольного загрязнения воздуха.

Аэрозольные загрязнения воздуха могут происходить в результате испарения жидких радиоактивных веществ и их конденсации на неактивных частицах, в результате загрязнения неактивной пыли радиоактивными растворами (водой активных контуров), при активации нерадиоактивных частиц нейтронами, в процессе радиоактивного распада короткоживущих газообразных продуктов деления.

Все эти факторы предъявляют высокие требования к чистоте помещений, в которых проводятся работы с радиоактивными веществами.

Радиационная опасность от присутствия в воздухе радиоактивных благородных газов (аргона, криптона, ксенона) и короткоживущих изотопов углерода, азота и кислорода определяется не внутренним (как у аэрозолей), а внешним облучением.

Приложение В. Основные требования норм радиационной безопасности НРБ-99

1.1 Нормы радиационной безопасности НРБ-99 (далее - Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации.

1.2 Настоящие Нормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования Федерального закона "О радиационной безопасности населения" в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. Никакие другие нормативные и методические документы не должны противоречить требованиям Норм.

1.3 Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

-   в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

-   в результате радиационной аварии;

-   от природных источников излучения;

-   при медицинском облучении.

Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.

1.4 Требования Норм и Правил не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

-   индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

-   индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;

-   коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.

Требования Норм и Правил не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

Перечень и порядок освобождения источников ионизирующего излучения от радиационного контроля устанавливается санитарными правилами.

2 Общие положения

2.1 Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

2.2 Основу системы радиационной безопасности, сформулированной в данных Нормах, составляют современные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение Международных основных норм безопасности, которые легли в основу Норм, надежно гарантирует безопасность работающих с источниками излучения и всего населения.

2.3 Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

2.4 Нормы радиационной безопасности относятся только к ионизирующему излучению. В Нормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.

2.5 Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

2.6 Ответственность за соблюдение настоящих норм устанавливается в соответствии со статьей 55 Закона Российской Федерации "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения".

2.7 Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни населения устанавливается методическими указаниями федерального органа Госсанэпиднадзора в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

2.11 Предел индивидуального пожизненного риска в условиях нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года персонала принимается округленно 1,0 ´ 10-3, а для населения - 5,0 ´ 10-5.

Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации риска и область безусловно приемлемого риска и составляет 10-6.

3 Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях

3.1 Нормальные условия эксплуатации источников излучения

3.1.1 Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

-   персонал (группы А и Б);

-   все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

3.1.2 Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

-   основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице В.1;

-   допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

-   контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица В.1 - Основные пределы доз

*     Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

**     Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

***    Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

****  Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2 . На ладонях толщина покровного слоя — 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

3.1.3 Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

3.1.4 Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) — 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) — 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

3.1.5 При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл. В.1.

3.1.8 Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Для обеспечения выполнения указанного норматива при одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться требование п. 3.1.5.

Администрация предприятия обязана перевести беременную женщину на работу не связанную с источниками ионизирующего излучения, со дня ее информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка.

3.1.9 Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

3.2      Планируемое повышенное облучение

3.2.1   Планируемое облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. В.1.) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

3.2.2   Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двухкратных значений, приведенных в табл. В.1, допускается с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. В.1 – только с разрешения федерального органа госсанэпиднадзора.

Повышенное облучение не допускается:

- для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. В.1;

- для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

3.2.3   Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

3.2.4   Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Приложение Г. Источники ионизирующих излучений на Курской АЭС

1  Основными источниками радиационной опасности на Курской АЭС являются:

-   реактор;

-   бассейны выдержки;

-   отработавшее топливо;

-   трубопроводы и оборудование КМПЦ (насосы ГЦН, барабан-сепараторы, задвижки и т.д.);

-   аппараты системы спецводоочистки и ее оборудование;

-   хранилище жидких и твердых отходов;

-   воздуховоды и оборудование спецвентсистем;

-   детали и механизмы СУЗ, датчики КИП и РК, связанные с измерением параметров воды КМПЦ;

-   оборудование газового контура и УПАК.

2  Процесс получения электроэнергии на АС основан на использовании ядерного топлива (уран-235, плутоний-239), при делении которого в реакторах более 80% освобождающейся энергии выделяется в виде кинетической энергии осколков деления и 20% - в виде энергии нейтрино и ионизирующих излучений: нейтронов, гамма-квантов, бета-частиц.

Энергия, высвобождающаяся при делении одного ядра урана-235, равна 200 МэВ или 3,2*10-11 Дж, а при делении 1 г - 8,2*1010 Дж, что эквивалентно 2,0*104 кВт*час.

Процесс деления сопровождается образованием новых радиоактивных веществ - осколков деления, а освобождающиеся нейтроны производят активацию ядер теплоносителя, продуктов коррозии, газов и конструкционных материалов.

3  Основными источниками нейтронов являются работающие реакторы, в активной зоне которых достигаются потоки нейтронов 1013-1014 нейтронов/(см2*с).

Замедление быстрых нейтронов до тепловых происходит в основном в замедлителе, а также в отражателе и биологической защите.

При делении одного ядра урана-235 образуется 2 или 3 нейтрона.

Средняя энергия нейтронов деления равна 2 МэВ, максимальная-17 МэВ.

При работе реакторов потоки нейтронов могут наблюдаться в центральных залах и прилежащих к реактору помещениях.

4  При работе реакторов образуются гамма-кванты с энергиями от 0,1 до 10 МэВ в результате следующих процессов:

а) при делении ядер урана-235 и плутония-239 возникает мгновенное гамма-излучение с энергией от 0,2 до 7 МэВ;

б) при радиационном захвате тепловых нейтронов ядрами нуклидов конструкционных материалов происходят ядерные реакции с испусканием гамма-квантов, в результате которых образуются новые радиоактивные ядра. Гамма-кванты, возникающие в результате радиационного захвата, имеют энергию до 10 МэВ. Так, например, энергия захватных гамма-квантов железа достигает 7-10 МэВ, хрома - 9 МэВ, никеля - 9 МэВ, титана - 6,7 МэВ, алюминия - 7,7 МэВ, меди - 7,8 МэВ, цинка - 9 МэВ, натрия - 6,4 МэВ;

в) в активной зоне реактора происходит взаимодействие нейтронов с ядрами теплоносителя, продуктов коррозии, газов и конструкционных материалов по реакциям (n,гамма), (n,р), (n,альфа), (n,2n) и др.

Радиоизотопы, образующиеся при этих реакциях, обладают периодами полураспада от нескольких секунд до нескольких лет. Активность, обусловленная продуктами активации, называется наведенной.

Активность остановленного оборудования определяется гамма-излучением активированных примесей и продуктов коррозии металлов, которые отложились на поверхностях оборудования, арматуры и трубопроводов в процессе эксплуатации. Это обычно кобальт-60, кобальт-58, железо-58, марганец-54, хром-51, цинк-65 и другие. Накопление продуктов коррозии приводит к возрастанию мощностей доз гамма-излучения в рабочих помещениях.

Эффективное снижение уровней гамма-излучения в рабочих помещениях дает внутриконтурная дезактивация оборудования и трубопроводов.

Основные долгоживущие радиоизотопы приведены в таблице Г.1.

Таблица Г.1 – Радиоизотопы - продукты коррозии

5  Источниками бета-излучения являются детали, извлекаемые из реакторов, технологическое оборудование, контурные и дренажные воды, радиоактивные газы и аэрозоли.

Наибольшую опасность за счет активации материала представляют детали, находящиеся в реакторах при работе на мощности. Эти детали при извлечении из реактора имеют сравнительно небольшую гамма-активность, но создают большие потоки бета-частиц. При контакте с извлеченными из реактора предметами могут произойти радиационные ожоги рук и тела. Радиационные ожоги вызывают также растворы с концентрацией осколочной активности 3,7*1010Бк/л и выше.

6  Источниками радиоактивных газов являются реакторы, вода КМПЦ, межреакторное пространство, газовые и маслосистемы оборудования КМПЦ, система охлаждения биологической защиты реактора.

Газовая активность обусловлена аргоном-41 и газообразными продуктами деления: изотопами ксенона и криптона, а также изотопами йода в парообразном состоянии. Аргон-41 образуется в активной зоне реактора по реакции Ar-40 (p,n) из стабильного Ar-40.

Небольшой период полураспада аргона-41 Т1/2 = 1,82 часа (энергия гамма-кванта и бета-частиц равна 1,3 Мэв и 1,18 Мэв соответственно) облегчает условия ремонта оборудования газовых контуров после останова реактора.

Поступление радиоактивных газов в производственные помещения происходит через газовые уплотнения реакторов, при разгерметизации газовых контуров, боксов и оборудования.

7  Гамма-излучение продуктов деления урана-235 представляет наибольшую опасность для персонала из-за их высокой активности.

Активность облученного топлива за счет продуктов деления после извлечения его из реактора может составлять несколько десятков тысяч и даже сотен тысяч кюри.

При разгерметизации ТВЭЛов в теплоноситель поступают летучие и твердые продукты деления, так как при длительной работе реакторов на номинальной мощности давление радиоактивных газов в ТВЭЛах достигает несколько десятков кг/см2. Осколки деления могут дать существенный вклад в остаточную активность воды КМПЦ.

Аварийные ситуации с ядерным топливом приводят к резкому увеличению мощностей доз гамма-излучения в помещениях газовых контуров, а также к увеличению газовой активности в приреакторных помещениях, в вытяжных вентсистемах и венттрубах.

Во время работ по извлечению технологических каналов с разгерметизированными ТВЭЛами графитовых реакторов может произойти загрязнение графитовой кладки, дренажных систем и верхней плиты ядерным топливом и твердыми продуктами деления.

Основные наиболее распространенные радиоизотопы, образующиеся при делении, приведены в таблице Г.2.

Таблица Г.2 – Радиоизотопы - продукты деления

Такие газообразные изотопы, как криптон-88 (Т1/2 = 2,77 часа) и ксенон-138 (Т1/2 = 17 мин) при распаде генерируют аэрозольные частицы рубидий-88 и цезий-138 соответственно, которые при осаждении дают значительные по величине загрязнения поверхностей помещений, оборудования и спецодежды.

Источниками радиоактивных аэрозолей и поверхностных загрязнений являются технологическое оборудование при нарушении его герметичности (протечки, свищи) или при разборке, фильтры вытяжных вентсистем, извлекаемые из реактора предметы, радиоактивные отходы, газообразные продукты деления.

Радиоактивные аэрозоли и загрязнения обусловлены изотопами, образующимися при делении ядер урана-235 и при активации продуктов коррозии.

Уровни радиоактивных загрязнений и концентрации радиоактивных аэрозолей значительно повышаются при проведении ремонтных и аварийных работ.

8  При работе станции появляются жидкие, твердые и газообразные радиоактивные отходы.

Жидкими радиоактивными отходами являются вода, применяемая в качестве теплоносителя и для охлаждения оборудования, растворы, образующиеся после дезактивации оборудования и помещений, и обмывочные воды. Все воды, содержащие в растворенном виде или в виде взвесей радиоактивные вещества, поступают на спецводоочистку на переработку. Пульпа и кубовый остаток направляются в емкости хранилища жидких отходов на хранение, а конденсат - в главный корпус на подпитку контуров и обмывку помещений. Часть дебалансных вод после соответствующей проверки направляется в хозяйственно-фекальную канализацию.

Источниками твердых радиоактивных отходов являются демонтированные детали технологического оборудования, пришедшие в негодность: теплоизоляция, спецодежда, загрязненные радиоактивными веществами; средства дезактивации после их использования и т.д. Твердые радиоактивные отходы перевозятся на спецтранспорте в хранилище твердых отходов на хранение, либо перерабатываются.

Источниками газообразных и аэрозольных отходов являются вытяжные вентсистемы и газовые контуры. Удаление газообразных и аэрозольных радиоактивных отходов производится через вентиляционные трубы высотой 150 м после очистки их от радиоактивных аэрозолей на фильтрах.

Приложение Д. Требования к оформлению ПОРОР

1     Общие положения

1.1         ПОРОРы разрабатываются на радиационно-опасные работы, для которых проектами производства работ, технологическими картами и инструкциями не предусмотрены требования по обеспечению радиационной безопасности, а также для любого вида работ, при выполнении которых неизбежно или возможно воздействие на персонал группы А ионизирующего излучения с мощностью эквивалентной дозы более 3,0 мЗв/ч.

1.2   ПОРОР составляется в целях оптимизации и обеспечения такого порядка радиационно-опасных работ, который будет наиболее безопасным для персонала, проводящего эти работы, не приведет к снижению безопасности и надежности работы АС.

1.3   Разработка ПОРОР является обязанностью административно-технического персонала подразделений – исполнителей работ.

1.4   Для часто повторяющихся сложных радиационно-опасных работ подразделениями могут быть подготовлены типовые ПОРОР. Требования к оформлению и содержанию типовых ПОРОР не отличаются от требований к ПОРОР разового действия.

1.5   Общими требованиями к содержанию ПОРОР являются:

-   включение обязательных разделов, указанных в п.3.2 данного приложения;

-   достаточность информации для выполнения радиационно-опасных работ;

-   четкость построения и изложения информации;

-   конкретность в определении условий выполнения радиационно-опасных работ;

-   пошаговое изложение операций, выполняемых исполнителями;

-   включение указаний по оформлению отчетов о выполнении работ.

1.6   В случае если на работу разрабатывается проект производства работ (ППР), допускается не разрабатывать ПОРОР, но при условии включения в ППР требований, изложенных в данном приложении.

2  Требования к оформлению ПОРОР

2.1   Титульный лист ПОРОР должен оформляться в соответствии с СТП «Общие требования к текстовым документам».

2.2   Согласование ПОРОР производится:

-   с заместителем главного инженера по безопасности и надежности;

-   с отделом радиационной безопасности;

2.3   Утверждается ПОРОР главным инженером Курской АЭС или лицом его замещающим.

2.4   ПОРОР подписываются в конце текста начальниками подразделений, чье оборудование или персонал участвуют в его выполнении и техническим руководителем работ.

2.5   Первый экземпляр ПОРОР остаётся в подразделении-исполнителе работ. Другие экземпляры ПОРОР рассылаются в ОРБ и подразделения, в помещениях или на оборудовании которых будут производиться работы.

3 Требования к построению

3.2     Текст порядка организации радиационно-опасной работы должен включать в себя обязательные разделы, которые располагаются в нижеуказанной последовательности:

-   цель порядка организации радиационно-опасной работы;

-   состояние объекта;

-   критерии начала радиационно-опасных работ;

-   действия персонала в аварийных ситуациях;

-   последовательность проведения операций;

-   критерии и контроль правильности окончания работ;

-   таблица ознакомления исполнителей с ПОРОР.

3.3 Требования к содержанию

3.3.1  Цель порядка организации радиационно-опасной работы

В этом разделе необходимо указать цель ПОРОР:

- снижение дозовых нагрузок;

- обеспечение безопасных условий производства работ;

- обеспечение снижения количества образующихся радиоактивных отходов;

- предотвращение распространения радиоактивных загрязнений;

- контроль или улучшение технологических параметров и т.п.

3.3.2  Состояние объекта

В этом разделе указать следующее:

- вредные факторы, воздействующие на персонал и требования к состоянию объекта (с точки зрения воздействия вредных факторов на персонал) при: выполнении подготовки к работе, во время радиационно-опасной работы и её окончании;

- необходимость особого контроля отдельных операций при: выполнении подготовки к работе, во время радиационно-опасной работы и её окончании;

- требования к работе вспомогательных систем, оборудования, механизмов и т.п. при: выполнении подготовки к работе, во время радиационно-опасной работы и её окончании.

3.3.3     Критерии начала радиационно-опасных работ

В этом разделе должны быть определены фактические или потенциальные источники радиационной опасности в зависимости от вида и характера работы, планируемая коллективная эффективная доза (определяется при методической поддержке ОРБ, тел.6152) и, как следствие этого, обязательные меры по РБ, выполняемые перед началом производства работы (до открытия нарядов на выполнение данной работы):

3.3.3.1          Оформление «Бланка подготовки к работе» и «Бланка расчета планируемой коллективной дозы» руководителем работ совместно с группой анализа ОРБ при МЭД на рабочем месте выше 10 мЗв/ч. Формы бланков приведены в приложении П.

3.3.3.2          Проведение дезактивации объекта, методы и режим ее проведения и критерии окончания

3.3.3.3          Места и технологическая последовательность по установке защитных экранов и приспособлений.

3.3.3.4          Соблюдение "режима ног", места расположения стационарных и временных саншлюзов, количество дополнительных СИЗ для их комплектации из расчета количества исполнителей и специфики работы.

3.3.3.5          Места переодевания, дезактивации СИЗ (или маршруты и способы их транспортировки к местам дезактивации).

3.3.3.6          Места хранения, дезактивации инструмента и приспособлений после использования в работе (или маршруты и способы их транспортировки к местам дезактивации).

3.3.3.7          Маршрут следования персонала к месту производства работы и обратно.

3.3.3.8          Места, маршруты, средства, режим сбора и транспортировки радиоактивных отходов.

3.3.3.9          Необходимые средства (или режим) вентиляции рабочих мест.

3.3.3.10      Места для проведения подготовительных работ (если таковые необходимы или предусмотрены для выполнения работы).

3.3.3.11      Проведение обучения/инструктажа по РБ исполнителям и ознакомление исполнителей с ПОРОР (в прилагаемой к ПОРОР таблице ознакомления).

3.4           Действия персонала в аварийных ситуациях

В этом разделе должны быть перечислены возможные аварийные ситуации, вызванные проведением работы, и действия персонала при их возникновении в части:

-   возможности/невозможности дальнейшего проведения работы по ПОРОР без увеличения планируемой коллективной эффективной дозы на данную работу;

-   планируемого порядка устранения возникшей аварийной ситуации;

-   состояния объекта, в которое он должен быть приведен при возникновении аварийной ситуации.

3.5           Последовательность проведения операций

Технологическая последовательность по выполнению операций должна излагаться в табличной форме и содержать следующие столбцы:

-   № операции;

-   описание операции;

-   планируемые трудозатраты,Чел×ч;

-   предполагаемая мощность дозы, мЗв/ч;

-   планируемая доза, Чел.мЗв;

-   примечание.

3.6           Критерии и контроль правильности окончания работ

В этом разделе должны быть определены меры по РБ, обязательные к исполнению перед окончанием производства работы (перед закрытием нарядов).

3.6.1       Порядок и способы уборки мест производства работ.

3.6.2       Технологическая последовательность удаления радиоактивных отходов с рабочих мест.

3.6.3       Технологическая последовательность по снятию защитных экранов и приспособлений.

3.6.4       Объем радиационного контроля используемых инструментов и оснастки.

3.6.5       Технологическая последовательность проведения дезактивации используемых инструментов и оснастки.

3.6.6       Порядок определения дозовых нагрузок исполнителей по оперативным дозиметрам (определяется при методической поддержке ОРБ).

3.6.7       Выдача техническим руководителем или производителем отчета в письменном виде о выполнении работы в группу анализа ОРБ, составленного согласно Приложению П для проведения анализа, выдачи соответствующих рекомендаций или предписаний.

3.7      Таблица ознакомления исполнителей с ПОРОР

3.3.1       Необходимые сведения об исполнителях и их подписи об ознакомлении и принятии к исполнению ПОРОР должны излагаться в табличной форме и содержать следующие сведения:

-   № ТЛД;

-   Фамилия И.О. исполнителя;

-   суммарная доза, мЗв;

-   административный уровень, мЗв;

-   дата последнего измерения;

-   подпись исполнителя.

3.3.2       Таблица ознакомления исполнителей с ПОРОР заполняется после уточнения индивидуальных доз в лаборатории ИДК ОРБ (тел. 4743), ознакомления персонала и принятия к исполнению данного ПОРОР, но до первичного допуска по дозиметрическому наряду.

3.3.3       Таблица ознакомления исполнителей является обязательным приложением к ПОРОР.

4  Порядок пересмотра и внесения изменений

4.1      ПОРОР пересматриваются подразделениями по мере изменения условий производства работ, но не реже одного раза в 3 года. Внесение изменений в ПОРОР и их пересмотр выполняется в соответствии с данной инструкцией.

4.2      Прилагаемая к ПОРОР «Таблица ознакомления исполнителей с ПОРОР» переоформляется перед каждым выполнением радиационно-опасной работы.

4.3      Отчет о выполнении работы предоставляется в группу анализа ОРБ в недельный срок после окончания выполнения радиационно-опасной работы.

Приложение Е. Допустимые и контрольные уровни Курской АЭС

Приложение Ж. Оказание первой помощи при радиационных поражениях

1. При радиационных авариях, а также случаях нарушения персоналом требований правил РБ, особенно в периоды проведения ремонтных работ в помещениях зоны контролируемого доступа, не исключена возможность воздействия на персонал ионизирующих излучений в дозах, значительно превышающих допустимые величины и приводящих к развитию радиационных поражений.

2. В указанных случаях будет иметь место либо общее гамма-облучение работающих, либо комбинированное воздействие на них различных факторов: внешнее гамма-нейтронное излучение, контактное бета-облучение участков кожи, поступление радионуклидов в организм через поврежденную кожу, желудочно-кишечный тракт, органы дыхания, слизистые оболочки.

3. Весь персонал должен владеть приемами само- и взаимопомощи и первой медицинской (доврачебной) помощи, уметь правильно использовать индивидуальные перевязочные пакеты.

4. Мероприятия, выполняемые в ранний период после выявления факта внешнего облучения или внутреннего поражения, должны обязательно включать:

-   оказание неотложной доврачебной помощи с одновременным выводом пострадавшего из зоны поражения;

-   санитарную обработку, дезактивацию кожных покровов;

-   меры по предупреждению всасывания радиоактивных веществ и ускорению выведения их из организма.

5. При загрязнении кожных покровов дезактивация загрязненных поверхностей должна производится в максимально короткие сроки путем промывания проточной водой с применением туалетного мыла, а при необходимости - специальных моющих средств «Защита», «Родез-Д» или бытовых синтетических моющих средств.

Удаление радиоактивных веществ начинается с наиболее загрязненных участков тела. В процессе дезактивации необходимо осуществлять радиационный контроль.

После обработки отдельных участков загрязнения, пострадавший проходит санитарную обработку в душевой с использованием мыла.

При загрязнении больших площадей тела радиоактивными веществами отмывание пострадавшего производится под душем.

Для удаления радиоактивных веществ с волос используются шампуни, туалетное мыло.

При загрязнении радиоактивными веществами ротовой полости, необходимо проводить 10-15-кратное полоскание рта теплой водой или 2 - 3% раствором питьевой соды.

При загрязнении радиоактивными веществами слизистой оболочки глаз проводить обильное промывание ее теплой дистиллированной водой.

При попадании радиоактивных веществ на слизистую оболочку носа, следует применять орошение носовых ходов теплой водой или 2% раствором питьевой соды.

6 При наличии ран, загрязненных радиоактивными веществами, первая доврачебная помощь должна быть оказана в максимально короткие сроки и должна включать 3-5 минутные промывания раны водопроводной водой, обработку раны тампонами и наложение повязки.

В случае, если ранение сопровождается ожогом щелочами или кислотами, принимаются срочные необходимые меры по их нейтрализации (промывание водой, 3% раствором борной кислоты, 10% раствором гексаметафосфата натрия, 2-3% содовым раствором).

7 Отработка навыков по оказанию первой медицинской помощи должна осуществляться во время тренировок персонала, проводящихся согласно «Плана мероприятий по защите персонала...».

8 Во время тренировок, проводящихся с участием врачей МСЧ, персонал должен овладеть простейшими приемами остановки кровотечения, наложения повязок на различные участки тела и голову, обеспечения неподвижности (иммобилизации) в случае переломов с использованием подручных средств, приемами переноски пораженных.

Страницы: 1, 2, 3