Ядерный реактор, как и критическая сборка, представляет собой устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер (уран, плутоний, торий).
Процесс деления ядерного топлива в реакторе сопровождается испусканием нейтронного излучения с образованием радиоактивных продуктов деления, а также радионуклидов активации нейтронами.
Реакторы классифицируются по типу активной зоны (гетерогенные, гомогенные), по режиму работы (стационарный, импульсный), по энергии нейтронов, используемых для деления топлива (реактор на тепловых, быстрых или промежуточных нейтронах), по виду замедлителя и теплоносителя (графитовые, тяжеловодные, водо-водяные, жидкометаллические, газовые, органические и др.), по режиму теплосъема (вода под давлением или кипящая вода).
Основными видами радиационного воздействия на персонал в условиях нормальной работы и остановки реактора являются внешние b-,g- и нейтронные излучения (в основном g-излучение) и внутреннее облучение в результате поступления радиоактивных аэрозолей (главным образом в период ремонтных работ). Как правило, на остановленном реакторе нейтронное излучение отсутствует, за исключением реакторов, имеющих в активной зоне бериллиевый отражатель [образуются быстрые фотонейтроны по реакции (g, n)].
Характерной особенностью энергетических реакторов для АЭС является напряженный тепловой и гидравлический режим активной зоны,что может постепенно приводить к разгерметизации металлических оболочек небольшой доли твэлов, в которых заключено ядерное топливо, и к выходу части продуктов деления в теплоноситель из ставших негерметичными твэлов Газообразные и летучие продукты деления (криптон, ксенон, иод, цезий и др.) вследствие небольших неорганизованных протечек этого теплоносителя из контура теплосъема попадают в технологические помещения реактора, а затем удаляются в атмосферу. Для АЭС вероятно незначительное загрязнение продуктами деления помещений и оборудования, а также окружающей среды.
Исследовательские реакторы, как правило, оборудованы экспериментальными каналами, проходящими через активную зону, для облучения в них различных образцов. Они имеют горизонтальные или вертикальные пучки выведенных нейтронов, содержат экспериментальные радиоактивные петли, в которых могут производиться испытания отдельных твэлов, или радиационные контуры для активации . теплоносителя с последующим использованием его в качестве высокоактивного облучателя и т. д. На исследовательских реакторах внешнее облучение более вероятно, нежели внутреннее.
Безопасность АЭС и исследовательских реакторов обеспечивается за счет применения системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиационных веществ за эти барьеры в обслуживаемые помещения и в окружающую среду и системы технических организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности для защиты персонала и населения.
Система барьеров включает топливную матрицу, оболочки твэлов, границу контура теплоносителя, охлаждающего активную зону, герметичные помещения и локализующие системы безопасности для улавливания и удержания радиоактивных веществ (фильтры, барботеры, спринклерные установки и т п.).
В систему технических и организационных мер обеспечениябезопасности АЭС и исследовательских реакторов включается:
выбор площадки для размещения;
установление санитарно-защитной зоны вокруг реакторнойустановкис учетом требований НРБ—76/87, ОСП—72/87, СПАС—88;
разработку качественного проекта на основе консервативного подхода с развитым свойством самозащищенности реакторной установки и применением систем безопасности;
обеспечение требуемого качества элементоввсех технологических систем и выполняемых работ;
эксплуатация в соответствии с нормативно-технической документацией по обоснованному технологическому регламенту и эксплуатационным инструкциям;
поддержание в исправном состоянии важных для безопасности систем путем проведения профилактических мер и замены выработавшего ресурс оборудования;
своевременное диагностирование дефектов и обнаружение отклонений от нормальной работы и принятие мер по их устранению;
предотвращение с помощью автоматизированных и/или автоматических технических средств перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий в запроектные и гипотетические аварии;
ослабление последствий аварий, которые не удалось предотвратить, д путем локализации выделяющихся радиоактивных веществ;
подготовка и четкое осуществление при необходимости планов аварийных мероприятийна площадке и за ее пределами; подбор и необходимый уровень подготовки эксплуатационного персонала для действия в нормальных и аварийных условиях, формирование культуры безопасности.
При нормальной эксплуатации все барьеры и средства их защиты должны находиться в работоспособном состоянии. При повреждении любого из барьеров или средств его защиты выше установленных пределов, согласно условиям безопасной эксплуатации, реактор должен быть остановлен.
Радиационное воздействие на персонал ядерных критических стендов невелико при соблюдении санитарных правил проектирования и эксплуатации критических стендов (СП КС—88) и положенияпоядерной безопасности (ПБЯ 02—90). Однако оно существенно возрастает при активационных измерениях и особенно при авариях — самопроизвольных цепных реакциях (СЦР).
Критическая сборка отличается от реактора низкой мощностью (не более 100 Вт), достаточной лишь для уверенной работы системы управления и защиты при проведении физических экспериментов, а также гибкостью конструкции, позволяющей легко менять, как правило, дистанционно, но иногда вручную геометрию и состав активной зоны, уровень замедлителя и отражателя. В остальном критическая сборка — полномасштабный прототип ядерного реактора (по размеру и составу активной зоны), но не имеющий фундаментальной биологической защиты и системы принудительного охлаждения активной зоны.
Поскольку часть операций по перестройке активной зоны проводят вблизи критической сборки, часто без достаточного уровня водной зашиты (вода является и замедлителем), на критических сборках вероятно внезапное аварийное облучение персонала, если в момент перестройки произойдет СЦР
ВИДЫ РАДИАЦИИ
Основную часть облучения население земного шара получает от естественных источников радиации. Большинство из них таковы, что избежать облучения от них совершенно невозможно. На протяжении всей истории существования Земли разные виды излучения падают на поверхность Земли из космоса и поступают от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Человек подвергается облучению двумя способами. Радиоактивные вещества могут находиться вне организма и облучать его снаружи; в этом случае говорят о внешнем облучении. Или же они могут оказаться в воздухе, которым дышит человек, в пище или в воде и попасть внутрь организма. Такой способ облучения называют внутренним.
Облучению от естественных источников радиации подвергается любой житель Земли, однако одни из них получают большие дозы, чем другие. Это зависит, в частности, от того, где они живут. Уровень радиации в некоторых местах земного шара, там, где залегают особенно радиоактивные породы, оказывается значительно выше среднего, а в других местах - соответственно ниже. Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строительных материалов, использование газа для приготовления пищи, открытых угольных жаровен, герметизация помещений и даже полеты на самолетах - все это увеличивает уровень облучения за счет естественных источников радиации.
Земные источники радиации в сумме ответственны за большую часть облучения, которому подвергается человек за счет естественной радиации. В среднем они обеспечивают более 5/6 годовой эффективной эквивалентной дозы, получаемой населением, в основном вследствие внутреннего облучения. Остальную часть вносят космические лучи, главным образом путем внешнего облучения. За последние несколько десятилетий человек создал несколько сотен искусственных радионуклидов и научился использовать энергию атома в самых разных целях: в медицине и для создания атомного оружия, для производства энергии и обнаружения пожаров, для изготовления светящихся циферблатов часов и поиска полезных ископаемых. Все это приводит к увеличению дозы облучения как отдельных людей, так и населения Земли в целом.
Индивидуальные дозы, получаемые разными людьми от искусственных источников радиации, сильно различаются. В большинстве случаев эти дозы весьма невелики, но иногда облучение за счет техногенных источников оказывается во много тысяч раз интенсивнее, чем за счет естественных.
Как правило, для техногенных источников радиации упомянутая вариабельность выражена гораздо сильнее, чем для естественных. Кроме того, порождаемое ими излучение обычно легче контролировать, хотя облучение, связанное с радиоактивными осадками от ядерных взрывов, почти так же невозможно контролировать, как и облучение, обусловленное космическими лучами или земными источниками.
Источники, использующиеся в медицине
В настоящее время основной вклад в дозу, получаемую человеком от техногенных источников радиации, вносят медицинские процедуры и методы лечения, связанные с применением радиоактивности. Во многих странах этот источник ответствен практически за всю дозу, получаемую от техногенных источников радиации.
Радиация используется в медицине как в диагностических целях, так и для лечения. Одним из самых распространенных медицинских приборов является рентгеновский аппарат. Получают все более широкое распространение и новые сложные диагностические методы, опирающиеся на использование радиоизотопов.