Загрязненность поверхностей

Ядерные реакторы АЭС в процессе эксплуатации являются источниками загрязнения внешней среды бета и гамма-активными продуктами деления и наведенной активностью стабильных нуклидов воздуха, воды, технологических коммуникаций под действием мощных нейтронных потоков на них в активной зоне реактора. В результате попадания из оборудования первого контура радиоактивных аэрозолей и йода в воздух рабочих помещений и затем процесса оседания их на поверхности оборудования, помещений, образуется так называемая загрязненность поверхностей оборудования и помещений.

Загрязненность подразделяется на общую, снимаемую (нефиксируемую) и неснимаемую (фиксируемую). Под общей загрязненностью понимают сумму снимаемой и неснимаемой загрязненности. Под снимаемой загрязненностью понимают загрязненность, которая в процессе дезактивации (очистки) удаляется с дезактивируемого объекта. Часть загрязненности, которую удалить не представляется возможным, даже при использовании моющих средств, называется неснимаемой загрязненностью. Как правило, в этом случае радионуклиды находятся в химической связи с поверхностью дезактивируемого объекта.

Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) регламентируют допустимые уровни загрязненности (ДЗ) рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, СИЗ, так как загрязненные радиоактивными веществами поверхности помещений и оборудования являются возможным источником внутреннего облучения персонала (табл.5 1).

Загрязненность радиоактивными веществами зависит от физического и химического состояния соединения, в которое входит радионуклид. Загрязнение поверхностей твердыми веществами может произойти при его контакте с различными поверхностями, при высыхании радиоактивных жидкостей на поверхности материала или путем осаждения радиоактивных веществ, находящихся в воздухе. Уменьшение загрязненности рабочих поверхностей радиоактивными веществами достигается применением эффективного оборудования, строгим соблюдением правил и норм работы с радиоактивными веществами и организацией тщательного дозиметрического контроля.

В том случае, если персонал строго выполняет все требования правил радиационной безопасности при производстве работ и загрязненность не превышает допустимых уровней (табл. 8.9 НРБ-99), то вкладом в эффективную дозу, обусловленную загрязненностью можно пренебречь.

Табл. 5.1 Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты част/(см²×мин) (таблица 8.9 НРБ-99)

Объект загрязнения	Альфа-активные нуклиды*	Бета – активные
отдельные**	прочие	нуклиды
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты			200***
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования
Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемой в саншлюзах

Примечания:

* Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей - суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение.

** К отдельным радионуклидам относятся альфа-активные нуклиды, допустимая объемная концентрация которых в воздухе рабочих помещений ДОА< 0,3 Бк/м³.

*** Установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для отдельных радионуклидов:

- для ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y - 40 част/(см²×мин).

Глава 6 РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА НА АЭС

Целью радиационной защиты на АЭС является снижение годовой эффективной дозы от всех источников внешнего и внутреннего облучения до уровня, не превышающего предела дозы для персонала группы А или Б в соответствии с основными принципами радиационной безопасности.

Методы, положенные в основу разработки радиационной защиты, зависят от геометрии источников и вида излучения.

Так, внешнее альфа-излучение (в основном при производстве работ со свежим топливом) полностью экранируется резиновыми перчатками и спецодеждой. Для защиты от внешнего бета-излучения достаточно экрана из легких материалов (алюминия, оргстекла). Поэтому основной метод защиты от радионуклидов, являющихся бета-излучателями, заключается в предотвращении попадания их во внутрь организма.

В основе разработки проектных решений радиационной защиты от нейтронов деления лежит принцип замедления их и последующего поглощения, а при защите от фотонного излучения - ослабление его материалом с большим атомным номером и высокой плотностью. Необходимо отметить, что на ВВЭР-1000 для защиты от мощного потока нейтронов применяется биологическая защита, которая практически полностью защищает персонал от воздействия нейтронного излучения. К примеру, вклад в годовую эффективную дозу от воздействия потока нейтронов (при производстве работ в центральном зале ГА701 при номинальной мощности реактора), составляет около 2%.

Известны три основных метода защиты от источников гамма-излучений:

Дата добавления: 2014-01-06