Этот вывод был экспериментально подтвержден при экспериментах по обезвоживанию КМПЦ на реакторах 1, 2 блоков ЧАЭС и 1 блоке САЭС.
Радиационная безопасность атомных станций
Исходя из принципов обеспечения радиационной безопасности, принятых мировым сообществом, одной из основных задач АЭС концерна в 2003 году было дальнейшее уменьшение степени воздействия ионизирующего излучения на человека посредством создания условий для поддержания на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.
Основные дозовые пределы облучений персонала соблюдаются на всех АЭС концерна. Кроме того, уже в течение многих лет продолжается процесс снижения облучаемости персонала.
В результате выполненных в 2003 году организационных и технических мероприятий коллективные дозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц снизились по сравнению с 2002 годом примерно на 20 %, а с начала переходного периода на новые, более жесткие дозовые пределы (1996 год) - в 1,9 раза.
На АЭС с реакторами ВВЭР и БН достигнуты предельно низкие уровни доз облучения, сравнимые с показателями лучших АЭС мира.
Средние годовые индивидуальные дозы облучения персонала и командированных лиц на АЭС России, мЗв |
||||||||
|
АЭС |
1996 |
1997 |
1998 |
1999 |
2000 |
2001 |
2002 |
2003 |
|
Балаковская |
1,0 |
1.0 |
1.2 |
1,0 |
0.8 |
0.7 |
0,7 |
0.7 |
|
Белоярская |
1.8 |
1.3 |
2.2 |
1.4 |
1.8 |
1.7 |
1.6 |
1.0 |
|
Билибинская |
11.5 |
6.0 |
6.9 |
5.8 |
4.9 |
5.3 |
5.2 |
4.4 |
|
Волгодонская |
- |
- |
- |
- |
- |
0.02 |
0.07 |
0.10 |
|
Калининская |
1.5 |
1.4 |
1.2 |
1.2 |
1.2 |
1.0 |
0.7 |
0.6 |
|
Кольская |
3.2 |
1.8 |
2.0 |
3.2 |
2.0 |
2.1 |
1.8 |
1.9 |
|
Курская |
9.8 |
7.9 |
6.2 |
6.9 |
5.9 |
4.3 |
4.4 |
3.6 |
|
Ленинградская |
6.6 |
5.8 |
4.9 |
3.5 |
3.9 |
4.0 |
3.5 |
3.5 |
|
Нововоронежская |
2.9 |
2.8 |
2.3 |
3.5 |
2.3 |
3.1 |
2.7 |
2.6 |
|
Смоленская |
3.8 |
4.6 |
5.4 |
5.2 |
4.8 |
4.6 |
4.6 |
2.3 |
|
Средневзвешенное значение |
4.4 |
4.2 |
3.7 |
3.8 |
3.4 |
2.9 |
2.8 |
2.2 |
Результатом реализации принятой концерном в 2002 году Программы работ по снижению дозозатрат персонала на АЭС с РБМК-1000 в соответствии с требованиями НРБ-99 стало уменьшение в 2003 году коллективной дозы облучения персонала АЭС с реакторами РБМК примерно на 24 % (в 1,3 раза). Однако задача по снижению облучаемости персонала на АЭС с реакторами РБМК будет актуальна и в будущем.
Средние индивидуальные дозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц близки к дозе облучения населения от природных источников излучения (1,5 - 15 мЗв, в отдельных регионах - до 50 мЗв в год).
Следует отметить, что благодаря целенаправленной работе эксплуатирующей организации и АЭС в 2003 году на атомных станциях концерна отсутствует персонал, получивший дозу облучения более 20 мЗв,
Дальнейшее снижение облучаемости персонала АЭС будет определяться совершенствованием управления ремонтными работами посредством применения методологии ALARA, внедрения и широкого использования быстросъемных защитных экранов, электронных прямопоказывающих дозиметров, а также за счет оптимизации длительности ремонтов и т. д.
Многолетние данные радиационного контроля в районах расположения АЭС свидетельствуют о том, что в режиме нормальной эксплуатации атомные станции не оказывают обнаруживаемого влияния на население и окружающую среду.
В 2003 году газоаэрозольные выбросы и жидкие сбросы всех АЭС были значительно меньше установленных допустимых значений и создали дополнительную к фоновому облучению населения от природных источников излучения дозу не более:
· 0,1 мкЗв на АЭС с ВВЭР-1000;
· 0,5мкЗв на АЭС с ВВЭР-440;
· 2,0 мкЗв на АЭС с РБМН-1000.
Таким образом, уровень радиационного воздействия АЭС на население и окружающую среду в 2003 году составил 0,003 - 0,06 % от дозы, создаваемой природными источниками излучения, и не может быть измерен на фоне естественной радиации. Радиационный риск воздействия АЭС на население составляет менее 10-6 в год и согласно Нормам радиационной безопасности (НРБ-99) является безусловно приемлемым.
Белоярская АЭС
Белоярская атомная станция - единственная АЭС с энергоблоками разных типов на которых отрабатывались принципиальные технические решения для большой ядерной энергетики.
На станции сооружены три энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и один с реактором на быстрых нейтронах.
Энергоблок 1 с водографитовым канальным реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт остановлен в 1981 г., энергоблок 2 с реактором АМБ-200 мощностью 200 МВт остановлен в 1989 г.
В настоящее время эксплуатируется третий энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 г., - первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.
Опыт создания и освоения энергоблока 3, проводимые на его оборудовании научно-исследовательские работы, опыт совершенствования его систем широко используются для дальнейшего развития энергетики с реакторами на быстрых нейтронах. Блок 3 является прототипом более мощных энергоблоков будущего с реакторами БН-800.
В 1999 году после многих лет разработки и изготовления на станцию поставлен учебный тренажер блочного щита управления энергоблока БН-600. Это новое средство подготовки и поддержания квалификации персонала существенным образом дополнило действующую систему подготовки и должно увеличить надежность и безопасность энергоблока.
Тренажер полностью соответствует существующему блочному щиту управления третьего энергоблока БАЭС.
Для строителей и энергетиков
Белоярской АС построен благоустроенный город, расположенный недалеко от водохранилища и окруженный живописным сосновым бором. В городе имеется энергетический техникум для подготовки специалистов в области ядерной энергетики.
История создания Белоярской АЭС
Белоярская АС им. И.В. Курчатова -
первенец большой ядерной энергетики СССР. Станция расположена на Урале, в 3-х километровой зоне от станции построен город энергетиков - Заречный.
Строительство первой очереди было начато в 1958 г., а в апреле 1964 г.
вступил в строй энергоблок с водографитовым канальным реактором мощностью 100
МВт. Второй энергоблок мощностью 200 МВт был введен в эксплуатацию в 1967 г.
В настоящее время эти энергоблоки выведены из промышленной эксплуатации как выработавшие свой ресурс. Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранении в специальных бассейнах выдержки, расположенных в одном здании с реакторами. Все технологические системы, работа которых не требуется по условиям безопасности, остановлены. В работе находятся только вентиляционные системы для поддержания температурного режима в помещениях и система радиационного контроля, работа которых обеспечивается круглосуточно квалифицированным персоналом.
В 1980 г. пущен третий энергоблок мощностью 600 МВт с реактором на быстрых нейтронах. Белоярская АС с уникальной реакторной установкой БН-600 наряду с выработкой электроэнергии выполняет функцию воспроизводства ядерного топлива. Это крупнейший в миреэнергоблок с реактором на быстрых нейтронах, который успешно эксплуатируется до настоящего времени. Опыт эксплуатации реактора БН-600 позволил развить новое направление в реакторостроении - создание реакторов-воспроизводителей с жидкометаллическими теплоносителями.
Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11
