• герметичная оболочка твэлов;

• герметичные стенки первого контура;

• защитная оболочка реакторной установки.

  Стены защитной оболочки выдерживают с внутренней стороны воздействия от возможного разрушения трубопроводов и оборудования первого контура и с внешней воздействия от внешних ударных нагрузок (падения самолета, землетрясения, урагана и др.).

  Иногда условия работы на АЭС делают невозможным стационарную защиту, например, при перезарядке установок, извлечении радиоактивного препарата из контейнера, градуировке прибора и т. д. В этих случаях надо пользоваться (если не требуется дополнительная защита) фактором времени и защитой расстоянием, т. е. все операции следует производить при помощи длинных захватов или держателей, так как для источников небольших линейных размеров доза излучения уменьшается обратно пропорционально квадрату расстояния. Ту или иную операцию следует проводить за промежуток времени, в течение которого доза, полученная работающим, не превысит допустимого значения.

  2. Обеспечение радиационной безопасности при авариях на аэс

  2.1. Основные источники радиационной опасности при авариях на аэс

  Как показывают многочисленные исследования, при нормальной эксплуатации АЭС количество радионуклидов, выбрасываемых с жидкими и газообразными отходами, находитсяна одном уровне или даже меньше, чем на тепловой угольной электростанции той же мощности. В то же время действующий реактор представляет собой потенциально опасный радиационный источник внешнего и внутреннего облучения.

  Система радиационной безопасности АЭС должна обеспечивать снижение уровня g-нейтронного излучения до допустимого предела и исключать распространение радиоактивных веществ, накапливаемых при работе реактора и попадания их в окружающую среду.

  Потенциальная опасность АЭС обусловлена главным образом продуктами деления урана, накапливающимися в активной зоне работающего энергетического реактора. Другие потенциальные источники радиоактивного загрязнения имеют второстепенное значение (табл. 6). Следует иметь в виду, что само ядерное топливо фактически не представляет радиационной опасности. Это объясняется невысокой активностью урана и практическим отсутствием у него g-излучения.

  Увеличение радиационной активности продуктов деления урана при работе реактора можно иллюстрировать следующим примером. Если суммарная начальная активность урана при полной загрузке реактора ВВЭР-440 (42 т) с обогащением около З% составляет 16 Кu (кюри), то через год работы реактора активность накопленных продуктов деления возрастает до 10⁹ Кu. Остановка реактора с выдержкой в один год приводит к снижению их активности на порядок.

  Активность радионуклидов на АЭС мощностью 1000 МВтТаблица 6

Участок АЭС	Суммарная активность, Ku			Доля активности в активной зоне, %
	Топливо	Полости	Всего	Топливо	Полости	Всего
Активная зона*	8,1×109	1,4×108	8,24×109	98	2	100
Хранилище отработавшего топлива:
максимальное**	1,3×108	1,3×107	1,31×109	16	0,16	16
среднее***	3,6×108	3,8×106	3,64×108	4,5	0,046	4,5
Транспортный контейнер	3,2×107	3,1×105	2,23×107	0,27	0,0038	0,27
Перегрузочный контейнер	2,2×107	2×105	2,2×107	0,27	0,0025	0,27
Хранилище отходов: газообразных жидких	- -	- -	9,3×104 9,5	- -	- -	0,0012 1,2×106

* Расчет для тепловой мощности 3,2 ГВт через 30 мин после остановки реактора.

** Выгружено 2/3 активной зоны: 1/3...3 сут назад и 13...150 сут назад.

*** Выгружена 1/2 активной зоны: 1/3 хранится 150 сут и 1/3- 60 сут.

Основная активность приходится на следующие вещества (в скобках указан период полураснада, Т_1/2):

¹³³Хе (5,245сут);¹⁴⁰La (40,22ч); ¹⁴⁰Ва (12,79сут);⁹⁵Nb (35,15сут);⁹⁵Zr (63,95сут);¹⁴¹Се (32,5сут);¹⁴³Pr (13,58сут);¹⁴⁴Се (284,3сут);¹⁴⁴Pr (17,28 мин);⁹⁹Мо (66,02 ч);¹⁰³Ru (39,95сут);¹³¹I (8,1сут);¹⁰⁶Ru (368,2сут).

Радиоактивные вещества, выброшенные при аварии за пределы АЭС, распространяются по направлению ветра. Люди и животные подвергаются при этом внешнему и внутреннему облучению вследствие попадания радиоактивных веществ внутрь организма через органы дыхания.