Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов по удельной радиоактивности (СПОРО-2002)
| Категория отходов | Удельная активность, кБк/кг | ||
| бета-излучающие радионуклиды | альфа-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые) | трансурановые радионуклиды | |
| Низкоактивные | менее 103 | менее102 | менее 101 |
| Среднеактивные | от 103 до 107 | от 102 до 106 | от 101 до 105 |
| Высокоактивные | более 107 | более 106 | Более 105 |
Классификация твердых радиоактивных отходов по уровню радиоактивного загрязнения (СПОРО-2002)
| Категория отходов | Уровень радиоактивного загрязнения, част./(см2 мин.) | ||
| бета-излучающие радионуклиды | альфа-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые) | трансурановые радионуклиды | |
| Низкоактивные | От 5·102 до 104 | От 5·101 до 103 | от 5·101 до 102 |
| Среднеактивные | От 104 до 107 | От 103 до 106 | от 102 до 105 |
| Высокоактивные | Более 107 | более 106 | более 105 |
Приложение 2
Типы ядерных реакторов, эксплуатируемых на АЭС в России
| Тип реактора | Количество блоков | Атомная станция |
| ВВЭР-440 | 2 | Нововоронежская |
| 4 | Кольская | |
| ВВЭР-1000 | 1 | Нововоронежская |
| 2 | Калининская | |
| 4 | Балаковская | |
| 1 | Ростовская | |
| РБМК-1000 | 4 | Ленинградская |
| 4 | Курская | |
| 3 | Смоленская | |
| БН-600 | 1 | Белоярская |
| ЭГП-12 | 4 | Билибинская |
Приложение 3
Физико-технические характеристики ядерных реакторов на АЭС в России
| Тип реактора Характеристики | РБМК-1000 | ВВЭР-1000 | ВВЭР-440 | БН-600 |
| Тепловая мощность, МВт | 3200 | 3000 | 1375 | 1430 |
| Электрическая мощность, МВт | 1000 | 1000 | 440 | 600 |
| Ядерное топливо | UO2 | UO2 | UO2 | UO2 - PuО2 |
| Количество загружаемой двуокиси урана, т | 190 | 80 | 42 | |
| Среднее обогащение ядерного топлива по урану-235, % | 2 | 3,3-4,4 | 3,5 | |
| Средняя глубина выгорания топлива, МВт сут/кг | 20 | 26-40 | 28 | 10 |
| Давление в первом контуре, МПа | 15,69 | 12,26 | ||
| Давление пара перед турбиной, Мпа | 6,374 | 6,0 | 4,4 | 13,73 |
| Температура пара, °С | 280 | 540 | ||
| Температура воды на выходе из реактора, °С | 322 | 301 | ||
| Расход воды через реактор, м3/ч | 80000 | 39000 | ||
| Температура Na на выходе из реактора, °С | 580 |
Приложение 4
|
|
|
Международная шкала событий на АЭС (МАГАТЭ)
| Уровень | Наименование | Критерий | Пример | ||||
| 1 | 2 | 3 | 4 | ||||
| Аварии 7 | Глобальная авария | Выброс в окружающую среду большой части радиоактивных продуктов (РП), накопленных в активной зоне, в результате которого будут превышены дозовые пределы для запроектных аварий*. Возможны острые лучевые поражения. Длительное воздействие на здоровье населения, проживающего на большой территории, включающей более чем 1 страну. Длительное воздействие на окружающую среду. | Чернобыль, СССР, 1986г. | ||||
| 6 | Тяжелая авария | Выброс в окружающую среду большой части РП, накопленных в активной зоне, в результате которого дозовые пределы для проектных аварий* будут превышены, а для запроектных - нет. Для ослабления серьезного влияния на здоровье населения необходимо введение планов мероприятий по защите работников (персонала) и населения в случае аварий в зоне радиусом 25 км, включающих эвакуацию населения. | Уиндскейл, Великобритания, 1957 г. | ||||
| 5 | Авария с риском для окружающей среды | Выброс в окружающую среду такого количества продуктов деления, который приводит к незначительному повышению дозовых пределов для проектных аварий** и радиационно-эквивалентных выбросу порядка сотни ТБк йода-131. Разрушение большей части активной зоны, вызванное механическим воздействием или плавлением с превышением максимального проектного предела повреждения твэлов. В некоторых случаях требуется частичное введение планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии (местная йодная профилактика и/или частичная эвакуация) для уменьшения влияния облучения на здоровье населения. | Три-Майл-Айленд, США, 1979г. | ||||
| Продолжение приложения 4
| |||||||
| 1 | 2 | 3 | 4 | ||||
| 4 | Авария в пределах АЭС | Выброс радиоактивных продуктов в окружающую среду в количестве, превышающем значения для уровня 3, который привел к переобучению части персонала, но в результате которого не будут превышены дозовые пределы для населения**. Однако требуется контроль продуктов питания населения. | Сант-Лаурент, Франция, 1980г. | ||||
| Происшествия 3 | Серьезное происшествие | Выброс в окружающую среду РП выше допустимого - суточного, но не превышающий 5-кратного допустимого суточного выброса газообразных летучих радиоактивных продуктов и аэрозолей и/или 1/10 годового допустимого сброса со сбросными водами. Высокие уровни радиации и/или большие загрязнения поверхностей на АЭС, обусловленные отказом оборудования или ошибками эксплуатации. События, в результате которых происходит значительное переоблучение работающих (персонала) (доза > 50 мЗв, > 5 бэр). При рассматриваемом выбросе не требуется принимать защитных мер за пределами площадки. Происшествия, при которых дальнейшие отказы в системах безопасности должны привести к авариям или ситуациям, при которых системы безопасности не будут способны предотвратить аварию, если произойдет исходное событие. | Ванделлос, Испания, 1989г. | ||||
| 2 | Происшествие средней тяжести | Отказы оборудования или отклонения от нормальной эксплуатации, которые хотя и не влияют непосредственно на безопасность станции, но способны привести к значительной переоценке мер по безопасности. | |||||
| 1 | Незначительное происшествие | Функциональные отклонения или отклонения в управлении, которые не представляют какого-либо риска, но указывают на недостатки в обеспечении безопасности. Эти отклонения могут возникнуть из-за отказа оборудования, ошибки эксплуатационного персонала или недостатков руководства по эксплуатации. Такие события отличаются от отклонений без превышения пределов безопасной эксплуатации, при которых управление станцией осуществляют в соответствии с установленными требованиями. | |||||
| Продолжение приложения 4
| |||||||
| 1 | 2 | 3 | 4 | ||||
| 0 Ниже уровня шкалы | Не влияет на безопасность | ||||||
* Под дозовым пределом для запроектных аварий принимают непревышение дозы внешнего облучения людей 0.1 Зв за первый год после аварии и дозы внутреннего облучения щитовидной железы детей 0.3 Зв за счет ингаляции на расстоянии 25 км от станции, что обеспечивается при непревышении аварийного выброса в атмосферу 11,1·1014Бк йода-131 и 11,1·1013Бк цезия-137.
** При проектных авариях доза на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами не должна превышать 0.1 Зв на все тело за 1-й год после аварии и 0.3 Зв на щитовидную железу ребенка за счет ингаляции.
Приложение 5
Дата добавления: 2019-09-13; просмотров: 214; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!