Облучение аварийное

Облучение аварийное — облучение, возникающее в результате радиационной аварии. [c.498]

Эквивалентная доза Н (зиверт), накопленная в критическом органе за время Т (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения // = ПДД-7 . В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД. В исключительных случаях (аварийная ситуация) допускается облучение свыше 2 ПДД или 5 ПДД, которое следует так скомпенсировать в последующие пять или десять лет, чтобы накопленная доза не превышала значения, определяемого вышеприведенной формулой. [c.143]

Нормами радиационной безопасности в аварийных случаях допускается облучение персонала, приводящее к превышению предельно допустимой дозы в два раза в течение года или в пять раз на протяжении всего периода работы, при этом персонал должен быть предупрежден об опасности дополнительного облучения. Такое переоблучение персонала не разрешается в тех случаях, если добавление планируемой дозы к накопленной работником превысит величину, рассчитанную по формуле D = 5 [N—18), если в течение предшествующих 12 месяцев работник получил в результате однократного облучения дозу, превышающую полугодовую, если работник при аварии или случайном облучении ранее получил дозу, превышающую годовую в 5 раз, если работник—женщина в репродуктивном возрасте. [c.196]

Как отмечалось в 1 и 2, условие нагружения конструкций натриевых реакторов на быстрых нейтронах характеризуется температурами до 550—610° С для хромоникелевых аустенитных сталей типа 18-8 и 500° для хромо молибденовых. Корпус реактора и внутриреакторные конструкции подвергаются охрупчиванию при облучении нейтронами (удлинение стали типа 18-8 становится меньше 10%). Эксплуатация связана с чередованием стационарных и нестационарных режимов (пуск, останов, аварийное расхолаживание, изменение мощности и др.), и по предельным оценкам число переходных режимов с изменением температур до 400—500° С не превышает 1500. Суммарное время переменных тепловых режимов составляет не более 10% от общего временного ресурса (2- --4-3)-10 ч., т. е. основное время эксплуатации относится к стационарному режиму. Накопление циклических и длительных статических повреждений сопровождается при эксплуатации изменением состояния металла по химсоставу и механическим свойствам. Получение экспериментальных кривых усталости при реальных деформациях (размах до 0,5%) и длительности нагружения представляет невыполнимую задачу, поэтому в любом варианте расчета прочности неизбежна необходимость обоснования экстраполяции данных на большие сроки службы. Существующие предложения по расчету длительной циклической прочности отличаются как по определению напряжений и деформаций, так и по расчету предельных повреждений. [c.37]

В последующем содержании раздела 3 СП АС—88 принципиальных отличий от СП АЭС—79 нет устанавливаются санитарно-гигиенические требования (по дозовой нагрузке на население) к системам локализации радиационных последствий аварий на АЭС, аварийному облучению персонала, а также перечень вопросов, рассматриваемых в разделе Радиационная безопасность проекта АЭС. [c.13]

Однако в последние годы безопасность АЭС связывают с радиационной опасностью для населения последствий маловероятных тяжелых аварий. Чтобы ограничить радиационную опасность для населения возможных проектных аварий, в СССР, в отличие от некоторых других стран, нормируется (ограничивается) доза за год после аварии на границе санитарно-защитной зоны . Эта доза составляет 10 бэр вследствие внешнего облучения индивидуума и 30 бэр на щитовидную железу критической группы населения (дети) в результате ингаляционного поступления в организм радиоактивных изотопов иода. Надо отметить, что это более жесткое ограничение радиационного воздействия при аварии, чем ограничение, принятое в некоторых других странах, особенно если иметь в виду, что названные значения дозы допускаются при наихудших погодных условиях рассеяния аварийного выброса в атмосфере. Чтобы при проектной аварии радиационное воздействие не превысило допустимое, АЭС оборудуются специальными устройствами (системами), задача которых — максимально сократить поступление радиоактивных веществ за пределы АЭС при аварии. Тем не менее опасность (даже ограниченная) аварии на АЭС перерастает сегодня в проблему общественного признания ядерной энергетики. [c.147]

Рис. 1. Изменение с расстоянием дозы внешнего и внутреннего облучения человека за счет аварийного выброса при МПА на АЭС с ВВЭР-440

Предельно допустимая доза (ПДД) — наибольшее допустимое значение индивидуальной эквивалентной дозы во всем теле или в отдельных органах, получаемой за год вследствие профессионального облучения (исключая аварийное), не вызывающей при равномерном воздействии в течение 50 лет никаких обнаруживаемых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья персонала ПДД является основным дозовым пределом для лиц категории А (табл. 7.33, 7.40). [c.528]

Аварийное облучение — непредвиденное повышенное внешнее облучение и (или) поступление радиоактивных веществ внутрь организма персонала или населения вследствие радиационной аварии или инцидента. [c.531]

Предельно допустимая доза (ПДД) — наибольшее допустимое значение индивидуальной эквивалентной дозы (п. 25) во всем теле или в отдельных органах, получаемой за год вследствие профессионального облучения (исключая аварийное). ПДД является основным дозовым пределом для лиц категории А (п. 30) (см, табл. 11.38). [c.436]

Аварийное облучение — непредвиденное повышенное внешнее (п. 14) облучение и (или) поступление радиоактивных веществ внутрь организма (п. 15) персонала (п. 31) или населения (п. 32) вследствие радиационной аварии (п. 51) или инцидента (п. 50). [c.439]

Аварийные нормы радиоактивных загрязнений. Нормы облучения в случае аварии намного больше, чем упомянутые выше, и разработаны [c.43]

Для обеспечения безопасности работы установки радиационно-химического отверждения покрытий оборудуются системой дозиметрического контроля, блокировок и сигнализации. В случае превышения предельно допустимого уровня радиации в помещении происходит аварийное отключение ускорителя электронов, благодаря чему полностью предотвращается возможность облучения обслуживающего персонала. [c.158]

Однако при необходимости (вьшолнение аварийных работ и т. п.) для лиц в возрасте старше 30 лет суммарная годовая доза может быть увеличена до 12 бэр. Эта доза должна быть прибавлена к профессиональной дозе, накопленной к моменту повышенного облучения. Если полученная суммарная доза превышает максимум, определяемый формулой, то избыток компенсируется таким понижением последующего облучения, чтобы в течение периода, не превышающего 5 лет, накопленная доза совпадала с пределом, установленным формулой. [c.155]

Для оценки состояния сосудистой системы при облучении в разных диапазонах доз нами были обследованы 773 пациента 540 человек участвовали в радиационных аварийных ситуациях и получили облучение в малых дозах (суммарная доза облучения от 0,01 до 134 сГр, средняя доза 16,8 19,8 сГр) 42 пациента перенесли после участия в различных радиационных аварийных ситуациях острую лучевую болезнь разной степени тяжести (суммарная доза облучения от 80 до 5000 сГр) 119 человек перенесли в результате работы на ПО Маяк хроническую лучевую болезнь разной степени тяжести (суммарная доза внешнего облучения от 119 до 941 сГр, средняя доза 390 157 сГр) 50 (из них 9 человек с острой лучевой болезнью) перенесли после участия в различных аварийных радиационных ситуациях местные лучевые поражения разной степени тяжести 18 человек подверглись тотальному терапевтическому облучению в рамках подготовки к трансплантации костного мозга по поводу гемобластозов (суммарная доза облучения во всех случаях составила 12 Гр) и [c.172]

Области использования поглощенной лозы — лучевая терапия, радиационная технология, радиобиологические и радиацнонно-ма-териаловедческие исследования, радиационная безопасность (аварийное облучение). [c.253]

При терапевтическом использовании ионизирующих излучений и аварийном облучении предпочтительной единицей поглощенной дозы должен быть грей вне зависимости от размера величины. Эта же единица является предпочтигсль юй при нанесении на шкалы клинических и аварийных дозаторов. [c.253]

Изменение электропроводности при облучении. Электротехническое оборудование и диэлектрики, применяемые в нем, при эксплуатации на атомных электростанциях подвергаются воздействию проникающего излучения (радиации), В нормальных условиях эксплуатации действуют -у-излучения (у-кванты различной энергии) и нейтроны. В аварийном режиме действуют у-излучения и р-излу-чения (быстрые электроны, скорость которых сравнима со скоростью света). В других условиях эксплуатации возможно облучение заряженными частицами позитронами, протонами, различными ионами и др. Проникающие излучения, передавая свою энергию (полностью или частично) частицам, из которых построен диэлек- [c.145]

За последние 15 лет накоплено много данных, касающихся радиационных изменений различных свойств, но потребность в новых результатах далеко обогнала уровень знаний на сегодняшний день. Например, применяют конструкционные материалы в реакторах, в которых за неделю ожидается накопление доз облучения, которые в материало-ведческих испытательных реакторах могут быть получены за три года. В порядке разрешения этой проблемы предлагается, чтобы в каждом из сооружаемых реакторов предусматривалась возможность постановки образцов для изучения влияния радиации. С момента пуска такого реактора всегда будет достаточное количество образцов для попутного изучения влияния излучения на материалы. После облучения определенной дозой часть образцов должна удаляться из реактора, и после соответствующего исследования будет сделано заключение, безопасна ли дальнейшая эксплуатация реактора. Такой метод работы должен предупредить возможные аварийные ситуации. [c.274]

Возможность значительного выхода радионуклидов в окружающую среду нельзя исключить даже при нормальной работе водоохлаждаемых ядерных реакторов. И, конечно, большие количества радиоактивных продуктов могут быть выброшены в случае аварийных ситуаций, таких как известный инцидент на АЭС Три Майл Айленд (США). Однако, как показывают оценки, даже в этой чрезвычайной ситуации для человека, который находился бы у северного входа АЭС на протяжении 24 ч в сутки в течение первых трех дней сразу же после инцидента, интегральная эквивалентная доза облучения всего тела составила бы не более 90 мбэр. Это значение дозы может показаться большим, если сравнить его [c.353]

При проектировании, сооружении и эксплуатации АЭС за основу берется ряд принципов. По рекомендации МАГАТЭ основной целью обеспечения безопасности атомной станции является поддержание во всех эксплуатационных и аварийных состояниях радиационного облучения ее персонала и населения настолько низким, насколько это достижимо в разумных пределах. Этот принцип известен в литературе как принцип ALARA (установление уровня облучения настолько низким, насколько это разумно достижимо с учетом социальных и экономических факторов). [c.88]

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 A T к местам потребления. Поэтому повышаются требования к оценке возможной радиационной опасности при аварийных выбросах радиоактивных веществ. [c.200]

Оценим теперь радиационную обстановку в районе размещения АЭС при МЗА. Результаты расчетов доз внешнего и внутреннего облучения человека показывают (рис. 2), что наибольшую значимость при авариях такого масштаба на малых расстояниях от АЭС (до 3 км) имеет у-излучение облака выброса, а на больших расстояниях возрастает значимость облучения у-из-лучением выпавших на местность радиоактивных продуктов и внутреннего облучения в результате ингаляции радионуклидов. Это значит, что при МЗА существенную роль в последствиях аварийного облучения населения будут играть своевременно проведенные профилактические и защитные мероприятия. Среди таких мероприятий можно отметить [9] ограничение пребывания населения на открытой местности (временное укрытие в домах и убежищах) герметизацию жилых и служебных помещений на время рассеивания радиоактивного загрязнения в воздухе предупреждение накопления радионуклидов иода в щитовидной железе путем применения лекарственных препаратов защиту органов дыхания подручными средствами временную эвакуацию населения (крайняя мера при высокой опасности ингляционного и внешнего облучения) контроль входа в район загрязнения, ограничение передвижения автотранспорта по загрязненной территории санитарную обработку лиц в случае загрязнения их одежды и кожных покровов радиоактивными веществами медицинскую помощь простейшую обработку продуктов питания, поверхностно загрязненных радиоактивными веществами исключение или ограничение потребления в пищу загрязненных продуктов питания перевод молочнопродуктивного скота на незагрязненные пастбища или незагрязненные фуражные корма дезактивацию загрязненной местности. [c.203]

В связи с таким делением аварии на фазы при планировании аварийных мероприятий целесообразно разделить порядок их выполнения условно на три этапа (для учета степени срочности тех или иных действий для эффективности защиты населения). На первом этапе, длящемся несколько часов (не более 24 ч), должны быть выполнены экстренная оценка складывающейся ситуации и в случае необходимости — мероприятия по наиболее неотложным мерам заииг ы населения (от ингаляционной опасности и внешнего облучения). Этот начальный этап имеет первостепенное значение для обеспечения защиты населения и принятия правильных решений. На втором этапе (до 7 сут после аварии) проводится выборочное, а в дальнейшем детальное обследование загрязнения объектов окружающей среды, уточнение решений, принятых на первом этапе. После того как получена достаточная информация о радиационной обстановке и предприняты все необходимые меры защиты населения, третий этап работы имеет целью выполнение дозиметрического контроля внешней среды до тех пор, пока не будут отменены чрезвычайные [c.204]

Большая серия специальных расчетов на ЭВМ показала, что в качестве основной исходной величины для оценки радиационных последствий аварийных ситуаций на АЭС наиболее удобно принять рассчитанное в соответствии с разработанной методикой или реально измеренное в момент после аварии значение мощности дозы Y-излучения над загрязненной территорией [Я,7 (/)]. Для унификации последующих вычислений данное значение мощности дозы в точке, удаленной на расстояние х от АЭС, целесообразно привести к одному времени, например к 24 ч после аварии [P24ij (х), сГр/ч]. В этом случае значения дозы внешнего облучения тела человека, находящегося на открытой [c.207]

Для прогнозирования последствий воздействия излучений при профессиональном хроническом облучении, а также для лечения при случайном облучении в больших дозах необходимо определение дозовых нагрузок от всех видов внешнего и внутреннего ионизируюш,его излучения. МКРЗ рекомендует [6, 7] следующие значения погрешностей определения дозовых нагрузок при облучении в дозах на уровне 0,1 ПДД — с коэффициентом 3 , для доз на уровне 1 ПДД — 30%. При аварийном облучении рекомендуемая погрешность [7—9] определения дозовых нагрузок составляет не более 25% в диапазоне доз излучения 0,1 —1,0 и 10—100 Зв и не более 15% в диапазоне 1 —10 Зв. При исследовательских работах рекомендуемая точность повышается в 2— 3 раза. Приведенные значения допустимых погрешностей относятся к измерениям доз. Однако на наш взгляд можно потребовать, чтобы расчетные методы обеспечивали прогнозирование или последующее восстановление дозовых нагрузок с аналогичной точностью. [c.287]

Безопасные условия работы обеспечиваются защитными устройствами современной аппаратуры и строгим выполнением работающими необходимых правил. Организационно-технические мероприятия включают правильную установку аппарата, а также дополнительных устройств для защиты работающих от облучения в соответствии с особенностями эксплуатации аппаратуры в данной лаборатории, определение с помощью дозиметров безопасных зон и зон повышенной опасности возле аппарата, периодический дозиметрический контроль, составление рабочих инструкций по работе, включающих правила техники безопасности и мероприятия при аварийной обстановке, специальное обучение и периодическое проведение профосмотра персонала. Работа на аппаратах с отключенными или снятыми защитными устройствами запрещена. [c.124]

X При ликвидации последствий аварий и планировании повьииенного облучений время пребывания человека в условиях повышенного уровня ионизирующего излучения, как правило измеряется минутами. Поэтому предпочтительной единицей для мощности поглощенной дозы (см. п. 2.3.2) в области радиационной безопасности (аварийное облучение) должен быть миллигрей в минуту (мГр/мин) вне зависимости от размера величины. Эта единица является предпочтительной и для нанесения на шкалы измерителей мощности поглощенной дозы, используемых при контроле радиационной безопасности. Длительностъ сеансов облучения при терапевтических процедурах измеряется, как правило, в минутах. Поэтому предпочтительной единицей для нанесения на шкалы терапевтических дозиметров должен быть грей в минуту (Гр/мин) вне зависимости от размера величины. При технологическом применении излучений, радиобиологических и радиационно-материаловедческих исследованиях могут быть использованы производные единицы мощности поглощенной дозы, образованные из десятичных дольных и кратных грею единиц и любых допущенных к применению единиц времени. Конкретный выбор единицы мощности поглощенной дозы должен определяться удобством ее использования и подчиняться правилам образования единиц, изложенным в ГОСТ 8.417 - 81. [c.145]

В области радиационной безопасности (аварийное облучение) предпочтительнее выражать мощность поглощенной дозы в миллигреях в минуту, при терапевтических процедурах в греях в минуту. [c.65]

В соответствии с Общими положениями обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС считается безопасной, если обеспечена защита персонала от внешнего и внутреннего облучения, а окружающей среды — от загрязнения радиоактивными веществами в пределах допустимых норм как в случае длительной стационарной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях. На основании этого определения в основу понятия безопасности АЭС положена радиационная безопасность для персонала АЭС и населения, проживающего на окружающей территории. Но наибольшую радиационную опасность АЭС представляет при ядерных авариях, т. е. при таких авариях, когда из-за потери контроля и управления цепной реакцией уровни иопи-зир.ующих излучений превышают те, иа которые рассчитана защита. Это приводит к облучению персонала дозами выше предельно допустимых либо твэлы повреждаются выше расчетного предела, что приводит к выбросу из них радиоактивности в контуры ЯППУ и за их пределы и, следовательно, к внешнему и внутреннему облучению персонала, а также к загрязнению радиоактивными веществами окружающей среды. Как отмечалось (см. пояснение к 29.1), в твэлах сосредоточена подавляющая часть радиоактивных веществ, поэтому аварии с разрушением твэлов могут привести к наиболее тяжелым радиационным последствиям. По этим причинам для обеспечения безопасности АЭС оснащаются техническими средствами, делающими невозможным возникновение ядерных аварий в любых предвидимых ситуациях, ограничивающими повреждение твэлов в аварийных ситуациях и предотвращающими распространение радиоактивных продуктов за пределы АЭС при нарушении герметичности контуров ЯППУ и повреждениях твэлов. [c.426]

В учреждениях, применяющих радиоактивные вещества в открытом или закрытом виде, должна быть составлена и согласована с местными органами санитарно-эпидемиологической службы и Госпожнадзора инструкция по ликвидации аварий (пожаров), связанных с аварийным облучением персонала и аварийным за- [c.312]

Экономичность и безопасность эксплуатации ядерных энергетических установок в штатных, переходных и аварийных режимах зависит от безотказной работы насосов, обеспечивающих циркуляцию теплоносителя в активной зоне, парогенераторах и вспомогательных контурах реактора. В наиболее жестких эксплуатационных условиях функционируют насосы первого контура - главные циркуляционные насосы (ГЦН), прокачивающие облученный теплоноситель, находящийся при высоком давлении и температуре. Из-за большого радиационного фона непосредственный доступ персонала для профилактического осмотра этих насосов затруднен. Поэтому к надежности и работоспособности ГЦН предъявляют повышенные требования, причем проблема заключается в организации оптимального технического обслуживания насосов не по регламенту и наработке, а по их фактическому состоянию. Наиболее уязвимыми узлами ГЦН в настоящее время являются уплотнения и подшипники скольжения. Опыт эксплуатации АЭС в течение 250 реакторо-лет и прове -дение 128 перегрузок показывают, что отказы ГЦН из-за неисправностей уплотнений относятся к числу основных причин ежегодных простоев АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВР, а надежность ГЦН в значительной степени определяется работоспособностью подшипниковых опор. [c.23]

В соответствии с требованиями Комиссии по ядерному регулированию США, обусловленными аварией на АЭС "Three Mile Island", на ряде АЭС Америки были установлены акустические датчики для наблюдения за текущим состоянием задвижек, как эксплуатационных, так и аварийных. На АЭС ФРГ акустические системы контроля решают задачи обнаружения незакрепленных, циркулирующих в контуре предметов, анализа вибраций отдельных элементов и контроля утечек теплоносителя, причем применение акустических систем контроля обусловлено как требованиями безопасности, так и экономическими соображениями. Главное среди них возможность раннего обнаружения неисправностей и уменьшение вероятности возникновения опасной ситуации предотвращение аварий выявление неисправностей снижение расходов на конт -роль при снижении уровня облучения контролирующего персонала, благодаря меньшему объему и большей целенаправленности контроля и более обоснованному интервалу времени между инспекциями. [c.259]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...