Радиационной опасности

сти движения вперёд и назад, повороты в движении и на месте. Управление движением Л. осуществлялось по радиокомандам из Центра дальней космической радиосвязи экипажем (командир, водитель, штурман, оператор, бортинженер) с использованием телевиз. информации и телеметрич. информации о крене, дифференте, пройденном пути. Электропитание — от солнечной батареи и буферных аккумуляторных батарей. Науч. аппаратура: приборы для исследования космич. радиации, изучения физ.-механич. св-в и хим. состава лунного грунта, рентгеновский телескоп для изучения интенсивности и углового распределения рентгеновского космич. излучения и отд. источников, оптич. уголковый отражатель для лазерной локации (разработан и изготовлен во Франции). Пройденное расстояние 10540 м; обследована поверхность на площади 80000 м2; передано более 200 панорам и св. 20000 снимков поверхности; более чем в 500 точках по трассе движения изучались физ.-механич. св-ва грунта, в 25 точках проведено определение его химического состава; получены данные по морфологическим и топографическим особенностям поверхности, проведено исследование радиационной обстановки на Луне.

13 Практика эксплуатации атомных электростанций в СССР и за рубежом свидетельствует об их полной радиационной безопасности. Подробная проверка радиационной обстановки на Ново-Воронежской и Белоярской АЭС показала, что эти станции не оказывают никакого вредного влияния на окружающую местность и не изменяют естественного фона радиации.

Предварительная оценка ожидаемой радиационной обстановки на участке контроля

Передвижная лаборатория легкого типа оснащена радиометром «Кура» для проведения периодического контроля радиационной обстановки в лаборатории и в зоне просвечивания и комплектом индивидуального дозиметрического контроля КИД-2 для обслуживающего персонала лаборатории. Кроме того, имеется выносное сигнальное устройство с питанием от

Арматура должна быть надежной и безопасной в эксплуатации в течение проектного срока службы; должна быть предусмотрена возможность осмотра, контроля основного металла и сварных соединений неразрушающими методами дефектоскопии, проведения очистки, промывки, продувки и ремонта. Если по условиям размещения оборудования и трубопроводов или радиационной обстановки контроль за состоянием металла в местах, установленных Правилами [9], не может быть выполнен существующими средствами, то должны быть предусмотрены специальные устройства и приспособления, обеспечивающие осуществление указанного контроля.

В последней, девятой главе рассматриваются вопросы радиационной обстановки, переноса и распределения активности по контуру; в заключение приводятся конкретные данные по АЭС как с ВВЭР (Шиппингпорт, Янки), так и с кипящими реакторами (Дрезден).

Переход теплоэнергетики от органического топлива к ядерному не только не ухудшает экологическую обстановку в регионах расположения АЭС, но, наоборот, существенно улучшает ее по сравнению с ТЭС, причем это касается и радиационной обстановки в условиях нормальной эксплуатации АЭС.

Из-за активности перекачиваемого теплоносителя проточная часть ГЦН и корпусные конструкции, контактирующие с теплоносителем, должны иметь соответствующую биологическую защиту. Поэтому обычно ГЦН размещаются, как и другое активное оборудование ЯЭУ, в специальных прочно-плотных боксах с ограниченной доступностью персонала. Условия работы верхней ходовой части ГЦН совместно с приводным электродвигателем * с точки зрения радиационной обстановки допускают различные компоновочные решения.

Поэтому СП АС—88 требуют: «защита от внешнего и внутреннего облучения персонала, организация технологического процесса при работе АС на мощности и при планово-предупредительных и капитальных ремонтах на АС должна проектироваться с коэффициентом запаса по индивидуальной дозе персонала, равным 2, на весь проектный срок эксплуатации АС». Это значит, что на стадиях проектирования АЭС и конструирования оборудования для АЭС конструктор и проектант обязаны предусмотреть не только технологический регламент АЭС при работе на мощности, но и регламент ремонтных, профилактических работ, работ по замене оборудования и других проектируемых (предполагаемых) работ и, зная динамику радиационной обстановки в помещениях и у оборудования АЭС, трудозатраты на выполнение этих работ, предусмотреть различные мероприятия, сроки

Выполнение этого последнего требования СП АС—88 должно способствовать максимальной механизации, автоматизации, роботизации, внедрению дистанционных средств контроля и наблюдения за оборудованием и радиационной обстановкой, широкому использованию в практической работе на АЭС результатов математического моделирования (прогностических расчетов) различных процессов, исключению не обусловленных технологической необходимостью (технологическим регламентом) посещений радиационно опасных помещений, проведению излишних измерений, пробоотборов и пр. Известно, например, что на АЭС практикуют замеры радиационной обстановки в помещениях до начала каких-либо работ в них, такие замеры выполняются, конечно, не без облучения дозиметриста, т. е. не без дозовых затрат, хотя радиационная обстановка в помещении известна из прогноза [2, 12], из результатов исследований [2, 13—16] и эта информация может быть использована для регламентации предстоящих работ, т. е. без ненужных дозовых затрат. Можно привести и другие примеры ненужных дозовых затрат, появление которых было следствием недостаточно жестких требований к защите персонала СП АЭС—79, что в свою очередь объяснялось малым опытом обеспечения радиационной безопасности крупных АЭС ко времени разработки второй редакции Санитарных правил.

Предельно допустимый выброс АЭС СП АС—88 требуют рассчитывать по методике, согласованной с органами Госсаннад-зора. В настоящее время такой методики нет, поэтому с введением СП АС—88 необходимо такую методику создать. По-видимому, это не вызовет серьезных трудностей, так как методы расчета предельно допустимых выбросов разработаны для других отраслей промышленности и неоднократно обсуждались (применительно к АЭС) в литературе [22, 23]. Естественно, что для расчета предельно допустимого выброса потребуется, как упоминалось, детальная информация о регионе АЭС, но такой информацией специалисты располагают: согласно требованиям СП АС—88 в период, предшествующий вводу АЭС в эксплуатацию, администрация АЭС организует «снятие нулевого фона». Работу эту выполняют в объеме, предусмотренном «Рекомендациями по изучению радиационной обстановки вокруг АЭС в предпуско-

При проведении дефектоскопических работ в цехах на открытых площадках и полевых условиях следует устанавливать размеры и маркировать знаками радиационной опасности и предупреждающими знаками радиационно-опасную зону, в пределах которой мощность дозы излучения превышает 0,7-10~7 Кл/(кг-ч).

Использование ядерной энергии приносит для человечества и новую заботу — заботу о предотвращении загрязнения окружающей среды радиоактивными продуктами деления. Опасная перспектива подвергаться воздействию невидимой, но всепроникающей радиации, способной вызывать раковые заболевания, вызывает тревогу среди населения. В этой главе обсуждается природа как естественной, так и возникающей в результате человеческой деятельности радиации или излучения, рассматривается воздействие излучения на человека. В заключение описываются различные подходы к оценке радиационной опасности и выбо-. ру средств контроля и защиты.

Включены были все приборы, сигнализирующие о радиационной опасности. Проверена исправность системы управления и защиты... Извлекли два аварийных кадмиевых стержня из реактора и оставили их во взведенном состоянии: достаточно было нажать на кнопку, и они упали бы в вертикальные каналы реактора и погасили цепную ядерную реакцию.

Биологическое действие ионизирующего излучения пропорционально не только поглощенной энергии, но и потере энергии для каждого вида излучения. Поэтому для сравнения биологических эффектов различного вида излучения должна учитываться его относительная биологическая эффективность. Для оценки радиационной опасности при хроническом облучении всего тела определяют эквивалентную дозу, полученную человеком D3KB , которая учитывает относительную биологическую эффективность отдельных видов ионизирующего излучения с помощью коэффициентов качества К.К. (табл.43). Эквивалентная доза определяется как сумма произведений значений поглощенной дозы отдельных видов излучения на

Коэффициент качества излучения k является регламентированной величиной относительной биологической эффективности i\, устанавливаемой специальными комиссиями и предназначенной для контроля радиационной опасности. Имеются таблицы коэффициентов качества для разных типов излучения в зависимости от среднего значения линейного поглощения энергии.

При эксплуатации переносных и передвижных дефектоскопов в одноэтажных цехах и на открытых площадках просвечивание следует проводить так, чтобы пучок излучения был направлен преимущественно вверх или вниз. Если это осуществить невозможно, пучок следует направлять в сторону, противоположную ближайшим рабочим местам. Просвечивание следует проводить при минимально возможном угле расхождения рабочего пучка. Необходимо определить границы и отметить радиационно-опасную зону, в пределах которой мощность дозы излучения превышает 0,3 мР/ч. Граница этой зоны должна быть обозначена знаками радиационной опасности и предупреждающими надписями, хорошо видимыми на расстоянии не менее 3 м. Просвечивание рекомендуется проводить в нерабочее время, если это возможно. В условиях, когда дефектоскопист не в состоянии контролировать радиационно-опасную зону, это должен осуществлять второй работник, в обязанности которого входит вести строгое наблюдение за соблюдением режима по всему периметру радиационно-опасной зоны и не допускать случайного попадания в нее посторонних лиц. Санитарные правила СП №1171—74 предусматривают целый ряд требований по организации дефектоскопических лабораторий, хранению, учету и эксплуатации оборудования, транспортировке, зарядке, перезарядке и ремонту дефектоскопов, организации и проведению радиационного контроля и предусматривают мероприятия по предупреждению радиационных аварий, которые должны учитываться при проведении радиационного контроля качества монтажа арматуры.

В капиталистических странах владельцы угольных шахт и нефтеперерабатывающих заводов, поставляющих органическое топливо для производства электроэнергии, заботясь о сбыте своей продукции, поддерживают и распространяют версии о радиационной опасности АЭС для населения. Недостаточная осведомленность о реально обеспечиваемой безопасности атомной энергетики в определенной мере существует и у населения СССР.

Как это ни неожиданно, нормально эксплуатируемая атом- j ная электростанция влияет на окружающую среду в минимальной степени по сравнению с любой другой крупной отраслью промышленности. В значительной мере это объясняется тем, что { в силу ее потенциально наибольшей радиационной опасности, I с самого начального этапа ее развития, первостепенное значе- I ние придавалось вопросам защиты. Радиобиология из числа ! всех гигиенических дисциплин (защита от вредных химических реагентов в промышленности, защита от шума и др.) является-J наиболее развитой. В нормировании ионизирующих излучений, равно как и контроле за соблюдением норм, принимал (и принимает) непосредственное и решающее участие Минздрав СССР. В результате, по данным многолетних наблюдений [6], средняя эквивалентная доза облучения персонала на АЭС СССР многократно меньше нормы и составляет не 5 сЗв/год, а 0,35—0,8 сЗв/год. Л

Выделяющуюся прн радиоактивном распаде нуклидов тепловую энергию превращают в электрическую двумя путями: с применением полупроводниковых преобразователей (ТЭГ) и с применением ТЭП. Мощность изотопных источников тепла в основном определяется высокой стоимостью нуклидов и стоимостью защиты от ионизирующих излучений. Поэтому они' предназначаются для .питания автономных установок средней мощности. При выборе радионуклидов наиболее существенными критериями являются: удельное энерговыделение, период полураспада, вид и спектр излучения, физико-химические свойства (температура плавления, природа химического соединения, совместимость с материалом капсулы и др.), степень радиационной опасности, стоимость, возможность получения в необходимых" количествах и т. д.

СП АС—88 требуют в разделе проекта АЭС «Радиационная безопасность» приводить детальную информацию об источниках радиационной опасности персонала и населения (в режиме нормальной эксплуатации АЭС и при авариях), о средствах, мерах, способах снижения этой опасности (биологической защите, дистанционно управляемом инструментарии, средствах индивидуальной защиты и т. п.), о системах очистки и переработки радиоактивных отходов, ожидаемых дозовых нагрузках персонала и населения. Предполагается, что материал, содержащийся в этом разделе проекта, однозначно подтвердит главное требование СП АС—88: непревышение проектных значений индивидуальной дозы лиц из персонала и квоты дозового предела лиц из ограниченной части населения позволит контролирующим органам представить полную картину обеспечения радиационной безопасности будущей АЭС, а при обнаружении каких-либо недостатков запроектированной системы обеспечения радиационной безопасности устранить их на стадии проектирования.

Наибольшую радиационную опасность для населения может представить авария на АЭС. Именно в этом случае возникает потенциальная опасность облучения населения высокими дозами и на обширных территориях. Это служит основной причиной широко распространенной как у нас в стране, так и за рубежом практики размещения мощных АЭС в малонаселенной местности и на значительных расстояниях от крупных городов. Однако в последнее время отчетливо проявляется тенденция приближения АЭС, а также АТЭЦ и ACT к местам потребления. Поэтому повышаются требования к оценке возможной радиационной опасности при аварийных выбросах радиоактивных веществ.