Совершенствование защиты персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия при эксплуатации АЭС

• Автор: Безруков, Борис Анатольевич
• Шифр специальности: 05.26.01
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2001
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 140 с. : ил

Введение.

Глава 1. Радиационная защита персонала при нормальной эксплуатации АЭС

1.1. Обзор развития атомной энергетики и новые подходы к нормированию радиационного воздействия на персона1 АЭС

1.2. Меры, направленные на снижение облучаемости персонала АЭС

1.3. Методология принципа АЛАНА .

1.3.1 Основные положение

1.3.2 Организация работ по АЬАЯА

1.3 Вовлечение персонала в работу

1.3. Выбор работ, планирование.

1.3. Подготовка к работе

1.3 Выполнениеработ.

1.3 Анализ и оценка работ, учет полученного опыта .
1.4.Инструментарий принципа АГАШ .
1.5 Выводы по Главе
Глава II Защита населения и окружающей среды при нормальной эксплуатации АЭС . Общие положения
2.2. Современные подходы к обоснованию допустимых газоаэрозольных радиоактивных выбросов в ат.Ч4сфсру при нормально эксплуатации АЭС.
2.3. Расчет допустимых радиоактивных галоаэрозальных выбросов АЭС в атмосферу.
.1. Метод расчета допустимого выброса.
2.3.2 Анализ путей облучения
.3. Критическая группа а
2.3.4. Расчет коэффициентов переноса .
4.1. Внешнее облучение от облака.
.4.2.Внешнее облучение от выпадений. .
2.3.4.3. Внутреннее облучение по ингаляционное пути
2.3.4.4. Внутреннее обручение по пероральному пути
2.4. Расчет и обоснование допустимых выбросов в атмосферу для АЭС с РБМК.
2.4.1. Фактические радиоактивные газоаэроэольные выбросы АЭС в атмосферу
2.4.2. Дифференциальные допустимые выбросы АЭС в атносферу различных радионуклиды.
2.4.3. Вклад различных долгоживущих радионуклидов в годовую эффективную дозу облучения населения от аэрозольных выбросов АЭС .
2.4.4 Расчет и обоснование годовых допустимых радиоактивных газоаэрозол ьн ых выбросов АЭС с РБМК в атмосферу.
2.5. Расчет и обоснование допустимых выбросов в атмосферу для АЭС с ВВЭР
2.5.1. Фактические радиоактивные галооэромхльные выбросы АЭС в итмосферу.
2.5.2. Дифференциальные допустимые выбросы АЭС в атмосферу различных радионуклидов. .
2.5.3. Вклад различных долгоживущих радионуклидов в годовую эффективную дозу облучения населения от аэрозольных выбросов АЭС.
2.5.4. Расчет и обоснование годовых допустимых радиоактивных газоаэрозольных выбросов АЭС с ВВЭР в атмосферу. .
2.6. Обоснование допустимых выбросов в атмосферу для АЭС с БН
2.6.1. Фактические радиоактивные газоаэртол ьные выбросы в атмосферу
2.6.2. Дифференциальные допустимые выбросы в атмосферу различных радионуклидов
2.6.3. Обоснование годовых допустимых радиоактивных гатоачрозольных выбросов АЭС с БН0 в атмосферу.
2.6.4. Выводы по Главе II.НО
Глава III Защита населения и окружающей среды в случае аварий на АЭС.
3.1.Основные положения ИЗ
3.2.Расчетное обоснование Производных критериев
3.2.1. По объемной активности радиойода в воздухе.
3.2. Но мощности дозы гаи.наизлучения. .
3.3. Производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения
3.4. Критерии для объявления на АЭС состояний аварийная готовность и аварийная
Остановка.
3.5 Выводы по Главе III
Заключение.
Выводы по работе.
Литература


Обоснована возможность и социальноэкономическая целесообразность ограничения радиационного воздействия АЭС на население и окружающую среду уровнем пренебрежимого риска год . Рассчитаны значения допустимых 1азоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу для АЭС с реакторными установками различных типов. Разработаны производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на АЭС и основанные на них критерии для ввода в действие планов мероприятий по защите персонала АЭС и населения уровни аварийной готовности и вмешательства. Практическая значимость работы. Разработанный и обоснованный Перечень мероприятий, обеспечивающих переход на новые дозовые пределы облучения персонала АЭС и выполнения других требований НРБ 7 позволил при их реализации на АЭС снизить облучаемость персонала и командированных на АЭС лиц за период гг. АЭС в 1. АЭС с РБМК Курская АЭС в 2 раза. Предложенные к внедрению на АЭС методология и инструментарий принципа АЬАЯА заложили основу для дальнейшего снижения облучасмости персонала и командированных на АЭС лиц при выполнении радиационноопасных работ. АЭС территорией промплощадки
отказаться от обязательного личного страхования граждан, проживающих в районах расположения АЭС ст. ФЗ Об использовании атомной энергии. Разработанные производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на АЭС и основанные на них критерии для ввода в действие планов мероприятий по защите персонала АЭС и населения позволили отказаться от использования дозовых критериев, требующих принятая решения о мерах защиты в условиях дефицита времени на основе расчетных значений ожидаемых доз облучения и перейти к принятию решений на основе измеренных значений поглощенной лозы гаммаизлучения и объемной активности , в воздухе. Апробация работы и публикации. В диссертации подведены итоги научноисследовательской работы, проведенной с г. Они являются результатом самостоятельных исследований, выполненных лично автором, а также в соавторстве при непосредственном участии автора. Автором обоснованы и сформулированы задачи по всем обобщаемым исследованиям. Защищаемые положения и выводы, изложенные в представляемой диссергационной работе, принадлежат ее автору. Основные результаты диссергационной работы были представлены на отраслевых Минатом России совещаниях по безопасности п. Ершово. Звенигород г. Обнинск г. России Использование ядерной энергии состояние, последствия, перспективы г. Екатеринбург г. Заречный. Ядерная энергетика в 3м тысячелетииг. Обнинск. Зашита от тонизирующих излучений ядернотехнических установок г. Обнинск. Безопасность АЭС и подготовка кадров г. Обнинск, г. Минатома России , заседании Совета главных инженеров АЭС г. Балаково, г. Курчатов, г. ОСПОРБ, СПАС, СПАС, ПРБАС, ОПЭ АС, ПОЮ АС, Производные критерии для принятия решений о мерах защиты населения в случае аварии на АС, организационнораспорядительных и эксплуатационных документов Перечень мероприятий, обеспечивающих переход на новые дозовые пределы, Технический регламент контроля внутреннего облучения , Методика контроля, учета и планирования доз облучения персонала АС, Методические рекомендации по контролю протечек в парогенераторах . АЭС критериев для ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на АЭС. Радиационная авария на АЭС с использованием разработанных критериев. Методология снижения облучасмости персонала АЭС, принципы организации и проведения радиационноопасных работ на АЭС, основанные на методологии и инструментарии принципа АЬАКЛ. Расчетное обоснование значений допустамых I азоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу в режиме нормальной эксплуатации, соответствующих уровню пренсбрежимого риска. Производные от дозовых критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на АЭС и основанные на них критерии для ввода в действие планов мероприятий по защите персонала АЭС и населения. Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения и списка цитируемой литературы, включающего наименований. Работа содержит 7 страниц машинописного текста, таблиц и 7 рисунков.