Радиационная безопасность

Все тела в природе обладают определенным запасом теплоты. Тепловое движение частиц тела, сопровождаемое их взаимодействием между собой, возбуждает движение электрических зарядов, входящих в состав атомов вещества, а это, в свою очередь, приводит к излуче-. нию электромагнитной энергии рассматриваемым телом. Таким образом, все тела в той или иной степени излучают электромагнитную энергию и в то же время поглощают падающую на них энергию излучения, испускаемую другими телами, превращая ее в теплоту. В результате теплового излучения и поглощения электромагнитной энергии возникает процесс обмена энергией между телами, который называется теплообменом излучением или радиационным теплообменом.

Наряду >с этим следует отметить и недостатки этого метода, основным из которых является затруднительность моделирования теплообмена излучением в чистом виде из-за наличия помех от сопутствующих кондуктив-ного и конвективного переносов тепла в модели. Дело в том, что заполняющая внутреннее пространство модели диаметрическая среда (воздух, азот, аргон) переносит тепло от горячих поверхностей к холодным за счет своей теплопроводности и возникающей естественной конвекции, что и приводит к погрешностям, причем эти погрешности тем существеннее, чем больше относительная доля теплопроводности и конвекции по сравнению с реализуемым в модели радиационным теплообменом. Поскольку обычно общий температурный уровень в тепловой модели невысок, то радиационный перенос по порядку соизмерим >с кондуктивным и конвективным переносами и возникающие погрешности могут быть большими.

Следует сказать, что из-за наличия сопутствующих процессов переноса сложный теплообмен по сравнению с чисто радиационным теплообменом отличается гораздо большей сложностью, что существенно затрудняет его аналитические и экспериментальные исследования. В связи с этим процессы сложного теплообмена в настоящее время являются относительно малоизученными.

Аналитическое исследование радиационно-конвектив-ного теплообмена в кольцевом канале при турбулентном режиме течения было сравнительно недавно предпринято в [Л. 441]. Однако автору пришлось привлечь для решения задачи результаты экспериментальных исследований по определению профиля скоростей в кольцевом канале и коэффициентов турбулентной диффузии в потоке. Кроме того, принятый метод решения предполагает малые значения оптических плотностей потока и доминирующее влияние теплопроводности по сравнению с радиационным теплообменом в среде.

обусловливающее мутное пламя, внешне представляющееся как пламя высокой светимости, не должно допускаться, так как оно неизбежно связано с понижением температуры пламени и с недожогом. Хорошая форсунка низкого давления обеспечивает хорошее распиливание и высокую светимость пламени за счет выделения сажистого углерода, но не частиц нефтяного кокса. Светимость пламени при горении пылевидного топлива всегда высока, поэтому при сжигании такого топлива в печах с равномерно распределенным радиационным теплообменом основная задача заключается щ обеспечении ускорения воспламенения топлива, быстроты сжигания и получении равномерной температуры по объему рабочего пространства. Это достигается путем надлежащего распределения горелочных устройств.

Направленным прямым радиационным теплообменом называется такой режим теплообмена, при котором удельный лучистый поток от пламени, падающий на поверхность нагрева, больше, чем лучистый поток, падающий на кладку [144 — 148].

Направленным косвенным радиационным теплообменом называется такой режим теплообмена, при котором удельный лучистый поток от пламени, падающий на кладку, больше, чем поток, падающий на поверхность нагрева [144—147].

Конвективные печи применяются при нагреве металлов, поверхность которых характеризуется высоким коэффициентом отражения, например для алюминиевых сплавов, а также в некоторых других случаях, когда радиационный вид теплообмена играет подчиненное значение. Вместе с тем необходимо подчеркнуть, что во многих практических случаях, наряду с доминирующим радиационным теплообменом, ощутимую роль играет и теплопередача конвекцией (область рабочих температур 500—900°, высокие скорости теплоносителя). При особенно больших скоростях теплоносителя конвективная теплопередача может играть известную роль даже при температурах свыше 1200—1400°, как это, например, имеет место в секционных печах для скоростного нагрева металла (см. рис. 152).

Тепловые расчеты различных камер с радиационным теплообменом помимо теплопередачи включают также расчет или подбор ряда параметров (расход топлива, температура подогрева компонентов горения, коэффициент расхода воздуха и т. д.), обеспечивающих необходимый уровень полезного теплоусвоения. Эти параметры определяются тепловыми и материальными балансами процессов и агрегатов, их технологическими, конструктивными и многими другими особенностями, которые в данной книге не рассматриваются.

Известно, что поверхность топочных экранов при сжигании твердого топлива определяется, исходя из охлаждения продуктов сгорания до температур, предотвращающих шлакование конвективных поверхностей нагрева. Радиационное тепловосприятие топочной камеры практически не зависит от параметров пара и составляет порядка 40—50% полезного тепловыделения! Остальные 50—60% тепла передаются в конвективны?; поверхностях нагрева. Из них на долю конвективного пароперегревателя остается- не более 30%1, Таким образом, начиная с параметров пара 98 ?>ар и 540° С пароперегреватель уже не может быть выполнен целиком конвективным, и часть его поверхности выполняется с радиационным теплообменом.

лучистой энергии, но и радиационным теплообменом между отдельными участками поверхности тела.

Процесс непрерывной замены отработавшего топлива свежим увеличивает глубину выгорания примерно в 1,5 раза по сравнению с глубиной выгорания топлива в неподвижной зоне. Повышается при этом и радиационная безопасность ядерного реактора, поскольку отпадает необходимость в компенсации начальной избыточной реактивности стержнями СУЗ. Реализация принципа одноразового прохождения активной зоны значительно уменьшает удельный расход урана, а также удельную загрузку ядерного горючего.

Радиационная безопасность. Требования радиационной безопасности обслуживающего персонала регламентируются следующими документами: «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-69) и «Основные санитарные правила» (ОСП-72/80). Основная задача — это защита человека от вредного воздействия ионизирующих излучений, что обеспечивается предельно-допустимыми дозами (ПДД) внешнего и внутреннего облучения. К категории А относят персонал, работающий с источниками ионизирующего излучения. Наиболее уязвима первая группа органов (тело, красный кровяной мозг, гонады). ПДЦдля 1 группы органов за квартал — 3 бэр или 0,03 Дж/кг. За год — 5 бэр или 0,05 Дж/кг (единицы эквивалентной дозы). Для операторов установок мощность экспозиционной дозы (МЭД) должна составлять 2-10-10А/кг(2,8мР/ч) на расстоянии 1 мидо 1,17-10 9А/кг (100 мР/ч) на расстоянии 100 мм от поверхности защитного блока. Радиационные лаборатории располагают в отдельных зданиях или цехах. Рабочие помещения должны иметь защитные стены из баритобетона или другого материала с толщиной, отвечающей нормам безопасности. Для гамма-источников оборудуются специальные хранилища. Дефек-тоскописты должны иметь при себе индивидуальные дозиметры типа ИФКУ или КИД.

ной энергетический реактор 1. Параметры циклов таких АПТУ (рис. 4.31) определяются параметрами промежуточного теплоносителя. Основными преимуществами двухконтурной АПТУ являются радиационная безопасность оборудования второго контура, возможность выбора наивыгоднейшего тепло-

Радиационная безопасность. Требования радиационной безопасности обслуживающего персонала регламентируются следующими документами: «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-69) и «Основные санитарные правила» (ОСП-72/80). Основная задача — это защита человека от вредного воздействия ионизирующих излучений, что обеспечивается предельно-допустимыми дозами (ПДД) внешне-гои внутреннего облучения. КкатегорииАотносятперсонал, работающий с источниками ионизирующего излучения. Наиболее уязвима первая группа органов (тело, красный кровяной мозг, гонады). ПДД для 1 группы органов за квартал — 3 бэр или 0,03 Дж/кг. За год — 5 бэр или 0,05 Дж/кг (единицы эквивалентной дозы). Для операторов установок мощность экспозиционной дозы (МЭД) должна составлять 2-10~10А/кг(2,8мР/ч) на расстоянии 1мидо 1,17-10~9А/кг (100 мР/ч) на расстоянии 100 мм от поверхности защитного блока. Радиационные лаборатории располагают в отдельных зданиях или цехах. Рабочие помещения должны иметь защитные стены из баритобетона или другого материала с толщиной, отвечающей нормам безопасности. Для гамма-источников оборудуются специальные хранилища. Дефек-тоскописты должны иметь при себе индивидуальные дозиметры типа ИФКУ или КИД.

Напомним, что важным достоинством термоядерных процессов является почти полная их радиационная безопасность и возможность непосредственно получать электрическую энергию в резуль-вате взаимодействия потока образующейся плазмы с наведенным извне магнитным полем. Считается, что демонстрационные термоядерные ЭУ удастся построить уже к 1981—1985 гг. [31].

10.2. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ И ДОЗИМЕТРИЯ

Радиационная безопасность обеспечивается безусловным соблюдением «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений» (ОСП-72/87), «Норм радиационной безопасности» (НРБ-76/87), «Санитарных правил по радиоизотопной дефектоскопии» (СПРД-75), «Правил устройства и эксплуатации рентгеновских кабинетов и аппаратов при дефектоскопии», «Правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ» (ПБТРВ-73).

10.2. Радиационная безопасность и дозиметрия ............................................. 142

§ 21. Радиационная безопасность

§ 21. Радиационная безопасность......191

Таким образом, к началу одиннадцатой пятилетки были практически подтверждены эксплуатационная надежность и радиационная безопасность АЭС, а также их приемлемые экономические показатели. Вместе с тем в течение десятой пятилетки непрерывно велись работы по дальнейшему повышению надежности, безопасности и экономичности АЭС и соответствующие технические решения вносились в проекты АЭС, начатых строительством в десятой пятилетке и подлежащих вводу в действие в одиннадцатой пятилетке.