Презентация на тему "ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА АЭС"

Содержание

• 
  Слайд 1

  ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА АЭС

  Ядерный реактор

• 
  Слайд 2
  

  1 – корпус реактора; 2 – тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ); 3 – парогенератор (ПГ); 4 – циркуляционный насос (ГЦН); 5 – турбина; 6 – конденсатор; 7 – генератор. ОСНОВНЫЕ ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ НА АЭС : реактор; бассейн выдержки и перегрузки; отработавшее ядерное топливо; трубопроводы и оборудование I контура (циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объёма, задвижки и т. д.); аппараты системы спецводоочистки и её оборудование; хранилища радиоактивных отходов; трубопроводы и оборудование вентиляционных систем и спецгазоочистки; детали и механизмы СУЗ, датчики КИП и РК, связанные с измерениями параметров I контура; радиоактивные источники, поставляемые для технических нужд.

• 
  Слайд 3
  

  ВОЗМОЖНЫЕ ВИДЫ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ПЕРСОНАЛ: внешнее облучение от оборудования, содержащего радиоактивные вещества; внутреннее облучение за счёт вдыхания радиоактивных веществ в виде аэрозолей; контактное облучение за счёт радиоактивного загрязнения кожных покровов и спецодежды; внешнее облучение, обусловленное радиоактивным загрязнением поверхностей оборудования и помещений, а также наличием в воздухе радиоактивных газов. ОСНОВНЫЕ ФАКТОРЫ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ПЕРСОНАЛ : потоки внешнего ионизирующего излучения (в основном гамма-излучение загрязненность воздуха рабочих помещений радиоактивными газами и аэрозолями, загрязненность рабочих поверхностей, кожных покровов и спецодежды радиоактивными веществами.

• 
  Слайд 4

  Основные радиоактивные продукты АЭС

• 
  Слайд 5

  Продукты деления

  Выход продуктов деления 235U (тепловыми (о) и быстрыми 14 МэВ () нейтронами) Максимум на 85-100 Максимум на 130-145 Р/н состав АЗ: тип реактора и особенности его конструкции и эксплуатации; время кампании; время выдержки

• 
  Слайд 6

  Инертные радиоактивные газы (ИРГ)

  +ПА: 41Ar (Т1/2 = 1,8 ч)

• 
  Слайд 7

  Радиоактивный йод

• 
  Слайд 8

  Основные ПД – аэрозоль-образующие

• 
  Слайд 9

  Радиационная опасность

  сложный технический комплекс; в силу своей технологии обладает радиационным воздействием на персонал и содержит в себе большое количество радиоактивных веществ 40 т с 3% U = 6102ГБк (20 Ки) конец 1 года кампании достигает 1…8109 Ки СЗЗ - территория вокруг АЭС, где возможна радиационная обстановка с превышением безопасных пределов облучения населения. ЗН - территория вокруг АЭС, где при нормальной эксплуатации можно современными средствами обнаружить следы радиоактивного загрязнения

• 
  Слайд 10

  Продукты активации конструкционных материалов

  Продукты коррозии (ПК): ВВЭР - в 1 контуре; РБМК - в КМПЦ и турбине. t > 3000С: коррозия КС-стали 0.001 мм/год. Вся поверхность контура в сутки - до 100 г ПК Активация ПК: тепловые нейтроны по (n,)-реакции быстрые нейтроны (n,2n)-, (n,p), (n,)-реакции

• 
  Слайд 11

  Продукты коррозии

• 
  Слайд 12

  Продукты активации топлива

  В основном альфа-распад. Мягкое гамма-излучение (до 200 кэВ)

• 
  Слайд 13

  Активация теплоносителя(чистая вода)

  16O 16N (Т1/2 = 7.13 с, -линии: 7.1, 6.1 МэВ) 17O (n,p) 17N (Т1/2 = 4.7 с, нейтронное излучение), 17O (n, ) 14С(Т1/2 = 5730 лет, мягкое -излучение), 2Н (n, ) 3Н (Т1/2 = 12.3 года, мягкое -излучение).

• 
  Слайд 14

  Активация теплоносителя(примеси)

• 
  Слайд 15

  Тритий 3H: Т1/2 = 12,3 года; чистый -излучатель с Е макс. 19 кэВ

  тройное деление ядер с выходом для 235U - 8,710-3 %; на 1 ГВт тепловой мощности образуется около 12 Ки/сутки. 2H(n,) 3H -реакции на дейтерии водного теплоносителя; поглощение нейтронов B (n,2) и Li (n,), содержащимися в водном теплоносителе или в стержнях регулирования (СУЗ); взаимодействии быстрых нейтронов с конструкциями активной зоны; продувке гелием (газовый контур РБМК): 3Не (n,р) Н3 Хорошая диффузия: 0.1%(циркониевые ТВЭЛы), 1%(стальные)

• 
  Слайд 16
  

  Радиоуглерод14C: Т1/2 = 5730 лет; чистый -излучатель с Е макс. = 155 кэВ

  тройное деление ядер с выходом для 235U = 1,710-4 %; активация кислорода 17O (n,) в водном ТН; активация 14N (n,p) при азотно-гелиевой продувке (РБМК); активации графитового замедлителя 13C(n,) суммарная наработка (РБМК) - около 400 Ки/год на МВт. Выброс в атмосферу (СО2, СН4, СО) - 1...30 Ки/годГВт

• 
  Слайд 17

  Барьеры безопасности

• 
  Слайд 18

  1-й барьер: топливная матрица+оболочкатвэла

  высоколетучие: Xe, Kr, Cs, I, Te; малолетучие: Sr, Ba; нелетучие: Zr, Ce, Np, Pu, U; летучие окислы: Ru, Mo Нормальная t0: 98% - внутри таблетки UO2 5% выгорание: выделениеKr+Xe - до 104-105 атм. 500-550 град - свеллинг до 35% объема t0

• 
  Слайд 19

  2-й барьер: 1-й контур ВВЭР

  Границы нахождение ТН при нормальной эксплуатации Удержать все, что вышло из твэлов Надежность, качество, стойкость к коррозии Неплотности + Повреждения = Протечки

• 
  Слайд 20

  3-й барьер: защитная оболочка + герметические помещения АЭС

  Сдержать утечку р/н при аварии в допустимых пределах Проектная негерметичность: 0.1-1% объема в сутки Должен выдерживать повышение давления, тепловое, химическое и мех.воздействие при расплавлении АЗ

• 
  Слайд 21

  4-й барьер: санитарно-защитная зона

  Границы СЗЗ - при проектировании При аварии - все внутри СЗЗ Обычно около 3-3.5 км

• 
  Слайд 22

  Источники облучения персонала АЭС

• 
  Слайд 23

  Разграничения помещений АЭС

  зона свободного режима зона контролируемого доступа: - необслуживаемые, - периодически обслуживаемые, - обслуживаемые. проход между зонами - через санпропускники

• 
  Слайд 24

  Источники внешнего облучения

  Активная зона Технологический контур

• 
  Слайд 25

  Активная зона на мощности (нейтроны)

  Мгновенные: 2.5 до 2.9 на деление Запаздывающие: 0.006 - 0.017 на деление Активационные: р/а распад (17N), Фотонейтроны: (,n)-реакция на 9Ве, 13С, 2Н, 6Li

• 
  Слайд 26

  Защита реактора

  Сталь, бетон, вода, песок ЦЗ РБМК - 2…8 нЗв/с (норма 3.2 нЗв/с) ЦЗ ВВЭР-440 - до 30 нЗв/с

• 
  Слайд 27

  Технологический контур как источник излучения

  активность собственно ТН: вода - до 3109 Бк/кг, натрий - до 1012 Бк/кг; активность примесей ТН: до 105 - 106 Бк/кг; активность ПК: - до 104-105 Бк/кг; активности ПД: для 1-контурных схем 105 Бк/кг, для 2-контурных - 108 Бк/кг.

• 
  Слайд 28

  Собственная активность ТН

  На мощности - кислородная активность: 16N (T1/2 = 7 c) -линии: 7.1, 6.1 МэВ После останова - аннигиляционное излучение от распада 13N и 18F Помещения необслуживаемые; бетон 60 - 150 см

• 
  Слайд 29

  Активность солевых примесей

  Второй по значимости после активности самого ТН; 22Na (T1/2 = 2.6 года) - длительное время после остановки реактора. Специальная очистка воды (водоподготовка). для ТН

• 
  Слайд 30

  Продукты коррозии

  Поступление ПК зависит от температуры, химических свойств ТН, гидродинамических условий протекания. От времени: после пуска скорость поступления ПК уменьшается (образование твердой окисной пленки). Доминанты: первые недели - 56Mn (T1/2 = 2.6 ч), потом - несколько месяцев - 51Cr (T1/2 = 28 сут), потом значимы 59Fe (T1/2 = 44 сут) и 65Zn, 54Mn(T1/2 около года). Активность 60Co (T1/2 = 5.3 лет) Стабильный источник; изменения происходят при остановке реактора, после дезактивации,

• 
  Слайд 31

  Продукты деления

  Нестабилен, резкие скачки. Пути попадания: загрязнение поверхности твэла до 103 Бк/кг. дефекты твэлов ВВЭР 108...109 Бк/кг, РБМК - до 105...106 Бк/кг

• 
  Слайд 32

  Типы негерметичноститвэлов

  Микротрещина в оболочке (газовая неплотность, без контакта с ТН); Нераскрытая трещина (нет прямого контакта с ТН); Раскрытая трещина (прямой контакт с ТН); Разрыв оболочки (прямой контакт с ТН).

• 
  Слайд 33

  Внутреннее облучение персонала

  Аэрозоли (

• 
  Слайд 34
  
• 
  Слайд 35

  Дозиметрический контроль

  Индивидуальный внешний контроль Индивидуальный контроль внутреннего облучения Радиационный контроль рабочей зоны Контроль р/а загрязнения кожи и одежды Аварийный дозиметрический контроль

• 
  Слайд 36

  Индивидуальный контроль внешнего облучения

  Задача: определить эквивалентную дозу внешнего облучения. Персональные носимые дозиметры: фотодозиметры ТЛД трековые (нейтроны) конденсаторные электронные (на полупроводниковых детекторах)

• 
  Слайд 37

  Индивидуальный контроль внутреннего облучения

  Задача: определить эффективную годовую дозу внутреннего облучения. Анализ экскреций и биопроб; СИЧ

• 
  Слайд 38

  Радиационный контроль рабочей зоны

  Задача: предупредить о превышении пределов облучения персонала. Контроль внешнего облучения: счетчики, ионизационные камеры; Контроль внутреннего облучения: измерение радиоактивности воздуха; Контроль загрязнения поверхностей: радиометрия + лабораторное исследование проб

• 
  Слайд 39

  Контроль радиоактивного загрязнения кожи и одежды

  Задача: предотвращение переоблучения персонала и распространения радиоактивности в чистую зону. Чувствительные - и -счетчики в санпропускниках

• 
  Слайд 40

  АВАРИЙНЫЙ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ

  Задача: получение информации о дозе внешнего облучения за аварию. Специальные аварийные дозиметры (химические): широкий диапазон (до 10 Гр) быстрочитаемы

• 
  Слайд 41