Безопасность проектирования и эксплуатации атомных станций

Сравнительные показатели риска для здоровья людей от эксплуатации ядерных установок и радиационных источников

Этап ЯТЦ	Онкологические заболевания	Генетический эффект
с летальным исходом	без летального исхода
Добыча урана	1,4·10^-2	3,4·10^-2	2,8·10^-3
Производство концентратов	8,6·10^-3	2,1·10^-4	1,7·10^-5
Отвалы в процессе эксплуатации	8,1·10^-4	1,9·10^-4	1,6·10^-4
Отвалы после эксплуатации	8,1·10^-1	1,9	1,6·10^-1
Конверсия	1,6·10^-6	3,5·10^-6	2,9·10^-7
Изотопное обогащение	1,2·10^-6	2,9·10^-6	2,4·10^-7
Изготовление ТВС	2,9·10^-7	6,8·10^-7	5,7·10^-8
Переработка топлива	1,6·10^-1	4,0·10^-1	3,3·10^-2
Окончательное захоронение отходов	Количественно не определено
Транспорт	6,5·10^-5	1,6·10^-4	1,3·10^-5

Сравнение потенциальной опасности предприятий атомной энергетики можно провести на основе следующих параметров:

· число объектов в стране;

· количество радионуклидов, находящихся на объектах;

· возможность развития самоподдерживающейся цепной ядерной реакции (СЦЯР);

· напряженность технологических параметров. К таким параметрам относится давление и температура, при которых работают защитные барьеры; пожаровзрывобезопасность (имеются ввиду пожары, которые могут привести к разрушению барьеров на пути распространения радиоактивных веществ);

· уязвимость к внешним воздействиям: сейсмическая активность, особенности геологической площадки, метеорологические условия, воздействия, воздействия, вызванные человеческой деятельностью (падение самолета, взрывы на соседних предприятиях);

· возможная площадь загрязнения при авариях;

· наличие физических барьеров безопасности.

Содержание данного раздела ориентировано на освещение вопросов, связанных с обеспечением безопасности населения и приведено в соответствии с СанПиН 2.6.1.24-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-030, далее – Правила). Данные Правила являются обязательными для организаций, осуществляющих деятельность, связанную с размещением, проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию и эксплуатацией атомных станций (далее – АС) с реакторами различного типа (ВВЭР, РБМК, БН и др.), кроме транспортных ядерных энергетических установок и реакторных установок специального назначения.

Обеспечение радиационной безопасности АС должно осуществляться проведением комплекса специальных мероприятий:· установлением и выполнением требований радиационной безопасности на промышленной площадке АС и прилегающих к ней территориях;· контролем за состоянием физических барьеров АС на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ;· локализацией источников радиационного воздействия и защитой персонала и населения при нормальной эксплуатации и в случае аварии на АС.Вокруг АС устанавливаются санитарно-защитная зона (далее – СЗЗ) и зона наблюдения (далее – ЗН). В санитарно-защитной зоне АС запрещается постоянное или временное проживание, размещение детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоровительных учреждений, а также промышленных и подсобных сооружений, не предназначенных для строительства и эксплуатации АС. В СЗЗ и ЗН силами службы радиационной безопасности АС должен проводиться радиационный контроль.Для действующих АС настоящими Правилами устанавливается квота на облучение населения, равная 250 мкЗв в год, а для проектируемых и строящихся АС - 100 мкЗв в год. Данные квоты устанавливаются на суммарное облучение населения от радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу и жидких сбросов в поверхностные воды в целом для АС независимо от количества энергоблоков на промышленной площадке. Значения квот на облучение населения от радиационных факторов (выбросов и сбросов) при нормальной эксплуатации АС приведены в таблице 2. Таблица 2 Квоты на облучение населения от выбросов и сбросов при нормальной эксплуатации АС, мкЗв в год

Радиационный фактор	Атомная станция
действующая	строящаяся или проектируемая
Газоаэрозольные выбросы	200	50
Жидкие сбросы	50	50
Сумма	250	100

В качестве нижней границы дозы облучения от отдельного радиационного фактора при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АС принимается минимально значимая доза, равная 10 мкЗв в год. С учетом технически достигнутого уровня безопасности АС в режиме нормальной эксплуатации (когда фактические выбросы и сбросы АС создают по каждому фактору воздействия дозу облучения лиц из населения менее 10 мкЗв в год) радиационный риск для населения при эксплуатации АС является безусловно приемлемым (< x 1Е(-6) год^-1). На АС установлены определенные требования к радиационному контролю. Система радиационного контроля (СРК), включающая автоматизированные аппаратурные комплексы и оборудование, обеспечивающее их функционирование (газодувки, трубопроводы, арматура и другое), должна обеспечивать получение и обработку информации о контролируемых параметрах, характеризующих радиационное состояние АС и окружающей среды при всех режимах работы АС, включая проектные и запроектные аварии, а также состояние АС при выводе из эксплуатации. Проектом АС должны быть предусмотрены:· автоматизированная система радиационного контроля (АСРК), действующая на АС и ее промплощадке;· автоматизированная система контроля радиационной обстановки (АСКРО), действующая вне промплощадки АС;· необходимое оборудование в составе СРК.

Дата добавления: 2015-06-30