Оценка доз гамма-излучения от технологического оборудования АЭС при эксплуатации, снятии с эксплуатации и обращении с радиоактивными отходами тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Аль-Алавин Хамди Абдел

• Аль-Алавин Хамди Абдел
• кандидат наук
• 2016

Оглавление диссертации кандидат наук Аль-Алавин Хамди Абдел

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. АНАЛИЗ ЛИТЕРАТУРНЫХ ДАННЫХ

1.1. Необходимые условия для страны, вставшей на путь создания ядерной инфраструктуры

1.2. Роль радиационной безопасности при эксплуатации и снятии с эксплуатации оборудования

1.2.1. Радиационная безопасность при эксплуатации АЭС

1.2.2. Радиационная безопасность при снятии с эксплуатации оборудования АЭС

1.3. Трубопроводы как источники облучения

1.4. Расчётные и экспериментальные методы по оценка доз от

трубопроводов

ГЛАВА 2. МОДЕЛИРОВАНИЕ ИСТОЧНИКА РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ

2.1. Постановка задачи и геометрия расчёта

2.2. Разработка алгоритма и программы

2.3. Методы повышения эффективности расчётов при моделировании методом Монте-Карло

2.3.1. Метод минимальной дисперсии (МД-метод)

2.3.2. Модификация ядра рассеяния уравнения переноса

2.3.3. Сопряжённая оценка

2.3.4. Оценка «в кольцо»

2.4. Использование инженерных подходов для осесимметричных

геометрий

ГЛАВА 3. АНАЛИЗ РАСЧЕТНЫХ ДАННЫХ И ИХ ПРАКТИЧЕСКОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ

3.1. Зависимость мощности поглощённой дозы от накопленной активности и размеров труб

3.1.1. Результаты расчёта характеристик дозовых полей

3.1.2. Расчёт границ безопасной области для доступа в зоны радиации при обращении с радиационными отходами трубопроводов

3.1.3. Создание программы определения безопасных расстояний для работы с радиационно-загрязнёнными деталями трубопроводов

3.2. Сравнение полученных результатов с данными других методов

3.3. Использование разработанных алгоритмов для расчёта мощности дозы от

объёмного источника с радиоактивными отходами

ВЫВОДЫ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оценка доз гамма-излучения от технологического оборудования АЭС при эксплуатации, снятии с эксплуатации и обращении с радиоактивными отходами»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы

Роль энергии в дальнейшем развитии и поддержании цивилизации очень важна. Сегодня в современном обществе чрезвычайно сложно выделить хотя бы одну область человеческой деятельности, которая не требовала бы — в явном или неявном виде — больше энергии, чем ее могут дать человеческие мускулы. Один из самых важных показателей жизненного уровня — это потребление энергии на душу населения.

На протяжении всего времени существования нашей цивилизации, огромное количество раз происходила смена традиционных источников энергии новыми, более совершенными. Солнце всегда обогревало человека и светило, но однажды люди "приручили" огонь, начали жечь древесину. Далее, древесина уступила место каменному углю. Запасы угля древесины не имели границ, однако паровые машины требовали более калорийного топлива. Но и это был всего на всего один этап истории человечества. Вскоре, уголь уступает лидерство на энергетическом рынке нефти. Таким образом — это новый виток, и в наши дни ключевыми видами топлива пока остаются газ и нефть. Однако за каждой новой тонной нефти или новым кубометром газа нужно двигаться все дальше на север или восток, все глубже зарываться в землю.

Очевидно, что газ и нефть с каждым годом будут стоить нам всё дороже, ведь это невозобновляемые ресурсы. Необходима замена! Нужен новый виды топлива и энергетики. Таким, вероятно, станут ядерные источники. К примеру, запасы урана, скажем, вроде бы не столь уж и велики, как запасы угля, но зато на единицу веса он содержит в себе энергии больше чем уголь в миллионы раз. Кроме того, в перспективе широкое использование реакторов на быстрых нейтронах, а в дальнейшем и термоядерной энергии позволят человечеству на долгие столетия использовать энергию атома.

Многим известно, что вступить в XXI век было немыслимо без такого источника энергии, каковым является атомное ядро. Огромные запасы энергии, которые находятся внутри ядер, являются практически неисчерпаемыми для человечества. В настоящее время, численность населения Земли растет высокими темпами, поэтому, если в ближайшем времени не будет произведен переход на ядерные источники энергии, то мы с высокой вероятностью скоро увидим день, когда исчезнет органическое топливо. Поэтому дальнейшее развитие атомной энергетики может служить одним из способов спасения человечества от угрозы глобального потепления, поскольку при работе АЭС в атмосферу не выбрасывается углекислый газ.

Первая в мире атомная электростанция была построена в городе Обнинске (СССР), в 1954 г. Эта АЭС имела реактор АМ-1 (Атом мирный), мощность которого составляла 5 МВт, открыла дорогу использованию атомной энергии в мирных целях, успешно проработав почти полвека. Опыт ее эксплуатации полностью подтвердил технические и инженерные решения, ранее предложенные специалистами. История АЭС с большими мощностями начинается с 1956 г.: в Колдер-Холле (Великобритания) была введена в эксплуатацию АЭС с мощностью порядка 46 МВт, а через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Применение атомной энергии в современном мире оказывается настолько важным, что сейчас она широко применяется во многих отраслях промышленности. Атомная энергия может быть переработана в другие виды, например, в электрическую (АЭС), ядерно-энергетические установки на ледоколах и кораблях [1].

Сегодня существует тенденция продления сроков эксплуатации АЭС. Одной из актуальных задач является реализация мероприятий по уменьшению

выхода продуктов коррозии, содержащие радиоактивные нуклиды (РН), в трубопроводах и оборудовании АЭС.

Контроль качества изделий, происходящий без их разрушения, может быть успешно осуществлен при использовании радиоактивных источников. Определение структуры и дефектов сплавов, получение новых полимеров, исследование смазочных материалов в трущихся частях машин, анализ жидких и газовых сред осуществляется с наибольшим успехом при прямом участии этой энергии.

Также медицина широко и успешно использует достижения в области ядерной технологии. Например, в лечении различных болезней, таких как злокачественные новообразования и неопухолевые заболевания. При лечении рака, излучение, возникающее при распаде радионуклидов, поражает генетический аппарат трансформированных клеток, тем самым останавливает их рост [2].

Сегодня более 30 стран мира используют атомные электростанции, а в 14 странах строят ядерные реакторы или развивают проекты по их строительству. В мире действует 391 энергетический ядерный реактор общей мощностью 337 ГВт. За последние 10 лет в эксплуатацию было введено 40 энергоблоков, 39 из которых находятся либо в Азии, либо в Восточной Европе. Две трети строящихся реакторов приходятся на Россию, Китай и Индию [3].

Хашимитское Королевство Иордания проявляет большой интерес к атомной энергетике, так как почти вся электроэнергия в стране производится с помощью газа и нефти, которые импортируются из других стран и требуют затрат около 20 % от валового внутреннего продукта (ВВП). В Иордании нет почти никаких источников энергии, импортируется около 95 % потребляемого топлива. Быстрые темпы роста энергопотребления привели страну к поиску дешевой источника энергии. Из-за неспокойной ситуации в соседнем Ираке и

Египте, существует угроза поставкам сырья для производства электроэнергии, что зачастую, ранее, приводило к их полному прекращению.

Таким образом, можно сделать вывод, что варианты источников энергии в Иордании ограничены. Природный газ является краткосрочным вариантом, и нельзя полагаться на него для среднесрочных или долгосрочных перспектив. Использование возобновляемых источников энергии имеет свои недостатки (высокая стоимостью, нестабильность и ограниченное применение) не могут стать перспективным базовым источником энергии. Следует лишь согласиться с тем, что сказал восточный ученый мудрец: «Нет простых решений, есть только разумный выбор». .

Однако, наличие АЭС позволит использовать имеющиеся в Иордании запасы урана и окажет положительное влияние на экономику, снизив стоимость электроэнергии. А это, в свою очередь, даст возможность начать реализовывать крупные инфраструктурные проекты страны и поднять экономику на более высокий уровень.

Поэтому, в 2013 г., Иордания подписала договор с Российской Федерацией о строительстве первой атомной электростанции на территории Королевства. В северной части страны, в пустыне, вблизи промышленной зоны города Зарка, где находится нефтеперерабатывающий завод и другие предприятия, будет построена АЭС с двумя реакторами мощностью по 1000 МВт. Соглашение с российской ГК «Росатом», стало итогом усилий Королевства по укреплению энергетической самодостаточности и сокращению импорта.

Большой масштаб работ по использованию ядерного топлива и развития ядерной энергетики в области и науки и промышленности будет обуславливать большую экономию для таких видов топлива, как уголь и

нефть, что видно по неуклонному росту вклад данного вида энергии в общее потребление в ряде развитых стран мира.

Обзор только позитивных аспектов использования атомной энергии рисует весьма радужную картину, но для оценки реальной ситуации, сложившейся в настоящий момент нельзя упускать из виду и негативные моменты, которые могут возникнуть при определённых условиях и привести к не всегда предсказуемым последствиям.

Число аварий и инцидентов, связанных с атомной энергетикой, значительно меньше, чем в других отраслях народного хозяйства [4]. Тем не менее, аварии происшедшие в АЭС, к примеру, на Фукусиме и в Чернобыле заставили пересмотреть отношение к организации безопасности работы АЭС и защите от неконтролируемого развития ядерной реакции. Необходимо дальнейшее снижение вероятности возникновения аварийных ситуаций, но полностью избежать их никогда не удастся.

Обеспечение максимальной безопасности при эксплуатации ядерных установок для населения и окружающей среды сегодня является главной задачей такой дисциплины как радиационная безопасность.

Радиационная безопасность (РБ) — это научно-практическая дисциплина, направленная на обеспечение защиты человека, популяции и объектов окружающей среды от вредного воздействия ионизирующих излучений. РБ, возникшая с момента первого использования энергии атомного ядра, обеспечивает безопасные условия применения атомной энергии и источников ионизирующих излучений (ИИИ) в различных сферах человеческой деятельности.

Развитие атомной энергетики и использование ИИИ происходило быстрыми темпами и неразрывно связаны с проблемой совершенствования РБ, проектированием, моделированием и созданием надежных защит от

излучения. В настоящее время требуются оптимальные технические и организационные решения практических задач, которые включают выбор методических подходов и расчетных баз вместе с обоснованием возможных пределов их использования.

Обеспечение РБ на АЭС является ключевой задачей, которой уделяется особое значение. В процессе работы в ядерном реакторе накапливается огромное количество радиоактивных продуктов деления и распада, становятся радиоактивными теплоноситель и другие материалы, расположенные, как в активной зоне, так и вблизи неё. Образуются радиоактивные отходы, а сам реактор является мощным источником ионизирующего излучения. Все это представляет собой потенциальную опасность для персонала атомной станции, населения, проживающего в непосредственной близости, а также для окружающей среды. Из всего вышеперечисленного можно сделать вывод: вопросы обеспечения безопасности АЭС связаны с радиационной безопасностью.

Для защиты от ионизирующего излучения, реактор и технологические контуры АЭС окружаются мощной биологической защитой, за пределами которой создаются безопасные условия работы персонала. Обязательно предусматриваются специальные меры безопасности при обращении с радиоактивными отходами.

Необходимыми условиями надежной и безопасной работы АЭС являются качественное выполнение систем и устройств, обеспечивающих нормальную эксплуатацию АЭС, повышение контроля качества оборудования при его изготовлении, монтаже и ремонте, проведение наблюдения и периодического контроля в процессе эксплуатации, надлежащий контроль за состоянием оборудования технологического контура, уделяя повышенное

внимание трубопроводам контура циркуляции теплоносителя и сварным соединениям трубопроводов.

В условиях эксплуатации АЭС происходит накопление на внутренних поверхностях трубопроводов продуктов коррозии, в содержании которых присутствуют радиоактивные нуклиды [5], образующиеся в герметичном контуре циркуляции теплоносителя, который удерживает продукты деления, поступившие в него из-за неисправных твэлов.

Требования по снижению дозовых нагрузок на население и персонал атомной станции ужесточаются, необходима все большая точность расчетных прогнозов и сценариев воздействия радиационного излучения. К таким расчетам относятся [6]:

• Определение источников и уровней излучения;

• Анализ радиационной обстановки при эксплуатации, обслуживании оборудования и обращении с радиоактивными отходами (РАО).

• Оценка доз облучений персонала АЭС и другие. Цель работы

Целью диссертационной работы является разработка алгоритмов и комплекса программ для расчёта полей распределения мощности дозы гамма-излучения от элементов технологического оборудования АЭС в виде труб большого диаметра, на внутренних поверхностях которых откладываются коррозионные продукты, содержащие радионуклиды. В качестве использования возможностей разработанных программ приводится расчёт мощности доз от контейнеров с РАО.

В рамках исследования в диссертационной работе были поставлены и решены следующие задачи:

1. Разработаны программы, использующие эффективные алгоритмы, наиболее подходящие для используемых источников и геометрий;

2. Апробирован разработанный комплекс программ для решения задач с различными заданными параметрами;

4. Проведен анализ полученных результатов для возможности дальнейшего практического использования;

5. Проведено сравнение эффективности полученных результатов различными модификациями метода Монте-Карло;

6. Проведена верификация расчетных результатов на основе доступных экспериментальных и расчетных данных других авторов.

Научная новизна

Научная новизна исследования заключается в разработке комплекса программ, основанного на методе Монте-Карло, для расчёта дозы гамма-излучения на промышленных площадках от деталей трубопроводов, который позволяет определять величину дозы для различной вариации параметров задач.

Разработанный комплекс сервисных программ позволяет визуализировать радиационную обстановку, выявить опасные зоны вблизи загрязнённого оборудования, а также рассчитать безопасные границы. Минимальные временные затраты, требующиеся для практических расчётов, дают возможность получать результаты в режиме реального времени, что повышает уровень радиационного контроля на АЭС. Практическая ценность

В результате исследования был разработан научно-практический комплекс программ для расчёта дозы гамма-излучения на промышленных площадках от деталей трубопроводов АЭС. Данный комплекс программ может быть использован на территории АЭС в будущем проекте атомной электростанции в Хашимитском Королевстве Иордания. Этот комплекс

поможет более чётко выстроить меры по обеспечению радиационной безопасности на объектах АЭС.

Научная и практическая значимость заключается в том, разработан комплекс программ для определения дозы гамма-излучения на промышленных площадках от трубопроводов на АЭС. Данный комплекс программ может быть использован на АЭС в будущем проекте атомной электростанции в Хашимитском Королевстве Иордания. Этот комплекс поможет более четко выстроить меры радиационной безопасности на объектах АЭС.

Прикладная значимость работы заключается в том, что разработанные сервисные средства помогут оказать помощь персоналу АЭС в определении безопасных условий при проведении работ с радиационно-загрязнённым технологическим оборудованием. Основные положения, выносимые на защиту

1. Программный комплекс, состоящий из программ и утилит по расчету и анализу поля излучения от источников гамма-излучения радионуклидов продуктов коррозионного происхождения на внутренних поверхностях трубопроводов АЭС.

2. Результаты расчетов дозовых характеристик вокруг загрязненного оборудования и хранения радиоактивных отходов в зависимости от параметров и активности источников.

3. Программа и результаты визуализации опасной радиационной области для проведения ремонтно-технических работ персоналом АЭС.

4. Сервисные программы определения безопасных условий работ персоналом АЭС.

Достоверность научных результатов обоснована:

• применением теоретических методов и алгоритмов программ, ранее неоднократно проверенных в исследованиях других авторов.

• результаты работы проверялись воспроизведением экспериментальных данных численным моделированием методом Монте-Карло.

• результатами сравнения мощности доз для различных размеров трубопроводов с результатами расчетов других авторов, а также при применении разработанной программы для расчета характеристик полей излучений цилиндрического объемного источника в аналогичных условиях.

Личный вклад

Все выносимые на защиту результаты и положения диссертационной работы получены и разработаны самостоятельно автором, либо при его непосредственном участии. Автор участвовал в постановке задач, расчётах, проведении и обработке результатов, аналитическом исследовании и численном моделировании. Апробация работы

Основные результаты и положения диссертации представлены на российских и международных конференциях и семинарах: 1 - НАУЧНАЯ СЕССИЯ НИЯУ МИФИ-2015 (международная),

проводившаяся в НИЯУ МИФИ с 16 по 20 февраля 2015 г. 2- СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ФИЗИКИ И ТЕХНОЛОГИЙ, Международная молодежная научная школа-конференция (международная) проводившаяся в НИЯУ МИФИ с 17-22 марта 2015 г.

Публикации

Основные положения диссертации отражены в 2 основных печатных работах в журнале, индексируемом Web of Science и Scopus, кроме того

2 статьи в журналах, входящих в список ВАК находятся печати. Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, трёх глав, введения, выводов, списка литературы, включающего 53 наименования использованных источников. Общий объём работы составляет 92 страницы, в том числе 32 рисунка и

3 таблицы.

ГЛАВА 1. АНАЛИЗ ЛИТЕРАТУРНЫХ ДАННЫХ

1.1. Необходимые условия для страны, вставшей на путь создания ядерной инфраструктуры

Ядерная энергетическая программа — это серьёзная вещь, которая требует тщательного планирования, подготовки, своевременных вложений и человеческих ресурсов. Ядерная энергетика решает вопросы, связанные с владением и обращением ядерных материалов.

Решение какой-либо страны-участницы о запуске ядерной программы должно основываться на обязательстве использовать ядерную энергию в мирных целях [7]. Данное обязательство требует создания устойчивой национальной инфраструктуры, которая предоставляет правительственное, правовое, нормативное, административное, технологическое, кадровое и промышленное обеспечение для ядерной программы на протяжении всего жизненного цикла.

Развитие ядерной энергетической программы требует особого внимания к большому количеству взаимосвязанных проблем в течение долгого времени. Например, развёртывание данной программы связано с таким обязательством - как минимум в течение 100 лет поддерживать устойчивую национальную инфраструктуру на всём протяжении топливного цикла: эксплуатации, вывода из эксплуатации и захоронения отходов. На практике, отрезок времени от отправного политического решения некоторым государством до эксплуатации первой АЭС может составлять 10-15 лет [8].

Рекомендации Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) гласят, что решения всех вопросов, включая эксплуатацию и вывод из эксплуатации АЭС, также, как и обращение с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) и РАО, должны рассматриваться, планироваться и решаться уже ко времени составления требований к проекту. Ключевым этапом

готовности к запуску и эксплуатации первой АЭС является готовность системы обращения с отходами.

В последнее время самооценку состояния национальной ядерной программы (ЯП) провела Иордания и другие страны [9]. По итогам этих оценок, правительство этих стран на основе рекомендаций МАГАТЭ констатирует уровень готовности национальной инфраструктуры и принимает решения в отношении развития определенных элементов ЯП, обеспечивающих дальнейшее развитие атомной энергетики в странах.

Опыт использования методологии МАГАТЭ — международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам, и методологии МАГАТЭ для оценки и совершенствования национальных ЯП, которые происходят на трёх этапах показал несомненную пользу.

На первом этапе, ответственной организацией является правительственная организация-исполнитель ядерно-энергетической программы, которая должна быть надлежащим образом укомплектована персоналом и располагать достаточными ресурсами, а также обладать должными экспертными знаниями и опытом [10]. Также необходимо, чтобы были рассмотрены вопросы развития соответствующей системы управления и культуры безопасности в каждой организации, а также чтобы эти организации признали свою ответственность за текущую безопасную эксплуатацию.

Второй этап - после принятия политического решения о переходе к развитию ядерно-энергетической программы, потребуется выполнить значительный объём работы для достижения необходимого уровня технической и институциональной компетентности, а также для создания необходимой юридической основы.

На последнем этапе государство будет в состоянии приступить к вводу в эксплуатацию, а затем начать эксплуатацию АЭС. Владелец превратится из

организации, которая способна заказать АЭС, в организацию, которая может взять на себя ответственность за её ввод в эксплуатацию и саму эксплуатацию. Для достижения этих целей требуется выполнить значительный объём работы по набору, повышению квалификации и подготовке кадров на всех уровнях и продемонстрировать, что владелец способен руководить осуществлением проекта в течение всего его жизненного цикла.

Несмотря на то, что достижение этого уровня является важным событием, следует помнить, что это только начало длительного обязательства по обеспечению безопасности, надежному и эффективному применению ядерной энергетики.

Страна-участница, рассматривающая возможность развития ЯЭ, имеет национальную инфраструктуру, связанную с радиацией, отходами и транспортом, соответствующую международным стандартам и охватывающую все виды деятельности, методик и установок в этой стране. Хотя вопросы радиационной защиты в рамках ядерной энергетической программы требуют специального рассмотрения, существующая инфраструктура должна служить основой радиационной защиты ядерной программы. Со временем система радиационной защиты будет расширяться, чтобы удовлетворить специальным требованиям ядерной энергетической программы.

Стандарты безопасности МАГАТЭ учитывают рекомендации Международной Комиссии по Радиационной Защите и научные данные по последствиям радиационного облучения, представленные Научным Комитетом по воздействию ядерного излучения ООН (ТЖБСЕАК).

Крайне важно начать программы радиационного мониторинга и защиты раньше, чем радиоактивный материал будет впервые доставлен на площадку.

Следовательно, ко времени первой доставки топлива, требуется выполнение следующих условий [11]:

• Оборудование радиационного мониторинга размещено как на площадке, так и за её пределами и работает;

• Полноценная действующая программа экологического мониторинга площадки;

• Действующие программы стороннего мониторинга;

• Выполнены требования радиационной дозиметрии для всех работников;

• Развитие программ оптимизации радиационного облучения в течение эксплуатации и обслуживания;

• Готовность систем обращения с отходами.

Возрастающая потребность населения Хашимитского Королевства Иордании в энергии и воде заставляет обратиться к использованию ядерной энергии. В 2001 г. в Иордании была учреждена Комиссия по ядерной энергии (ХМЕС) для развития и регулирования ядерной энергетики в стране, а в 2006 г. была создана организация-исполнитель ядерно-энергетической программы (ЫЕРЮ).

Правительство Иордании полностью признало важность вопросов защиты и обеспечения безопасности при развитии иорданской ядерной энергетической программы. Все шаги, предпринимаемые соответствующими учреждениями, показывают, что ядерная и радиационная защита и обеспечение безопасности будут являться фундаментальными аспектами политики Королевства, и иметь наивысший приоритет в иорданской ядерной программе [12].

В 2009 г. Иордания ратифицировала Конвенцию о ядерной безопасности (СЫ8), признав тем самым готовность применять принципы безопасности

ядерных установок, согласно документам по безопасности ядерных установок МАГАТЭ [13].

Эти принципы включают законодательную и нормативную базы, регулирующие органы и принятые обязательства по технике безопасности. Среди данных обязательств — выбор площадки, проектирование, строительство, эксплуатацию АЭС, проверку и оценку безопасности, вопросы нераспространения и др.

Комиссия по атомной энергии Иордании является компетентным государственным органом по разработке ядерной программы Иордании и поддерживает высокие стандарты безопасности при разработке программ атомной энергетики.

Комиссия определила набор критериев для отбора ядерных технологий, большинство которых имеют непосредственное отношение к ядерной и радиационной защите. Среди основных критериев — оценка эффективной дозы облучения населения, объёмы выбросов в окружающую среду, количество и переработка радиоактивных отходов и другие.

В настоящее время Иордания предприняла многое для выполнения своих обязательств по отношению к СИБ, в том числе по обеспечению необходимой законодательной нормативной базы, а также созданию производственного потенциала и инфраструктуры для ядерной энергетики. Иорданская комиссия по регулированию энергетики и по полезным ископаемым (ЕМЯС) разработала возможности для реализации системы менеджмента качества и программы обеспечения качества, чтобы обеспечить соблюдение положений С№. Кроме того, ЕМЯС создала возможность для проведения тщательных обзоров по вопросам ядерной безопасности и радиационной защиты.

Хотя достижение этого уровня является важным событием, следует помнить, что это только начало длительного обязательства по обеспечению безопасного, надежного и эффективного применения ядерной энергетики [14].

1.2. Роль радиационной безопасности при работе и снятии с эксплуатации оборудования

Одной из главных целей радиационной безопасности (РБ) является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Аль-Алавин Хамди Абдел, 2016 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

[1] Стив Томас. Ядерная энергия: миф и реальность. № 5, декабрь 2005.

[2] JI.B. Енджиевский, А.В. Терешкова. История аварий и катастроф. - М.: Издательство Проспект, 2015.

[3] Руководство для пользователей международной шкалы ядерных и радиологических событий (ИНЕС). 2008.

[4] В.А. Парафонова. Из подлодки «Мерседес»: (сб. журн. ст.) / - Москва: 2005.

[5] JI.M. Воронин. Особенности эксплуатации и ремонта АЭС. Энергоатомиздат, 1981.

[6] А.К. Горохов и др. Обоснование нейтронно-физической и радиационной частей проектов ВВЭР. ФГУП ОКБ «Гидропресс». - М.: Академкнига, 2004.

[7] Оценка положения дел в области развития национальной ядерной инфраструктуры. Серия изданий МАГАТЭ по ядерной энергии № NG-T-3.2. МАГАТЭ. Вена, 2009.

[8] Основополагающие принципы безопасности, Серия норм МАГАТЭ по безопасности № SF-1, МАГАТЭ. Вена, 2007.

[9] Milestones in the development of a national infrastructure for nuclear power. IAEA nuclear energy series no. NG-G-3.1. International Atomic Energy Agency. Vienna, 2007.

[10] International Atomic Energy Agency, Legal and Governmental Infrastructure for Nuclear, Radiation, Radioactive Waste and Transport Safety, IAEA Safety Standards Series No. GS-R-1, IAEA. Vienna, 2000.

[11] https://www.iaea.org/About/Policy/GC/GC54/GC54Records/Russian/gc54or-7_rus.pdf.

[12] Безопасность ядерных установок. Серия изданий по безопасности №110. МАГАТЭ. Вена, 1993.

[13] http://www.jaec.gov.jo/JordanNuclearProgram/TheNPP.aspx

[14] O.L. Tashlykov. Personnel dose cost in the nuclear industry. Analysis. Ways to decrease. Germany: LAPLAMBERT Academic Publishing GmbH & Co. RG. Optimization, Saarbrucken, 2011.

[15] Практическая реализация методологии ALARA на АЭС. Методическое пособие. - М.: Росэнергоатом, 1999.

[16] Fundamental Safety Principles. IAEA Safety Standards Sériés no. SF-1. International Atomic Energy Agency. Vienna, 2006.

[17] «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях» г. Обнинск НОУ ДПО «ЦИПК Росатом» 2015.

[18] И.А. Енговатов. Анализ потенциальной опасности и предельного держания элементов, определяющих долгоживущую наведённую активность в материалах защитных конструкций при снятии с эксплуатации ЯТУ. Обнинск, Т.2, 1994.

[19] И.Г. Березина, В.Н. Васильев, В.Г. Крицкий и др. Коррозионный мониторинг на основе высокотемпературных электрохимических датчиков. СПб., 2013.

[20] В.А. Кутьков, В.В. Ткаченко, В.П. Романцов. Обеспечение радиационной безопасности персонала при эксплуатации АЭС. Учебное пособие. - Обнинск: Концерн «Росэнергоатом», ИАТЭ, 2007.

[21] И.В. Жуков, А.Б. Ушаков. Об определении коэффициентов массопереноса продуктов деления на некоторых участках КМПЦ с АЭС РБМК-1000. // В сб. «Радиационная безопасность и защита АЭС». Вып. 9. - М.: Энергоатомиздат, 1985.

[22] Аспекты радиационной защиты при проектировании атомных электростанций. Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № NS-G-1.13. МАГАТЭ. Вена, 2008.

[23] L.M.C. Dutton et al. Methods for Calculating the Release of Radioactivity Following Steam Generator Tube Rupture Faults. Rep. EUR-15615-EU, EURATOM. Luxembourg, 1994.

[24] T.X. Маргулова, В.Ф. Тяпков и др. О возможности отказа от стали 08Х18Н10Т в системе Г1НД одноконтурных АЭС // Теплоэнергетика, 1983.

[25] В.Г. Крицкий. Проблемы коррозии и водно-химических режимов АЭС. // СПб., СИНТО, 1996.

[26] C.B. Европин, Б.П. Стрелков. Управление сроком безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов, действующих и сооружаемых реакторных установок // Атомная энергия, Т. 103, вып. 1, 2007.

[27] Н.В. Бутин, Ю.А. Егоров, А.Н. Еперин и др. Активность продуктов коррозии в теплоносителе и радиационная обстановка на 1 блоке Ленинградской АЭС. // В сб. «Радиационная безопасность и защита АЭС», вып. 3. - М.: Атомиздат, 1977.

[28] Н.Г. Гусев и др. Защита от излучения протяженных источников. М.: Госатомиздат, 1961.

[29] Д.Л. Бродер и др. Руководство по радиационной защите для инженеров. Т.2. - М.: Атомиздат, 1973.

[30] В.П. Машкович, A.B. Кудрявцева. Защита от ионизирующих излучений: Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1995.

[31] Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП 2.6.1.758-99. Минздрав России, 1999.

[32] A.B. Горшков, М.Ю. Кириллин, В.П. Гергель. Улучшенный метод Монте-Карло для моделирования Распространения зондирующего излучения в задачах Оптической диффузионной спектроскопии. Математическое моделирование. Оптимальное управление Вестник Нижегородского университета им. Н.И. Лобачевского, 2014, № 1 (1), с. 239-247..

[33] Н.Н Моисеев, А.А. Петров, Академия наук СССР. Математическое моделирование: Методы описания и исследования сложных систем: (Сборник статей), Вычислительный центр, Наука, 1989.

[34] В.Г. Золотухин, А.И. Ксенофонтов и др. Некоторые модификации метода Монте-Карло для расчета полей излучения на больших расстояниях от источника. В сб.: Статистическое моделирование в математической физике. Под ред. Г.И. Марчука. Новосибирск, 1976.

[35] А.К. Сухоручкин, В.И. Кухтевич, А.И. Трубников. Локальная оценка для детектора конечных размеров. Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 1. Под ред. Ю.А. Егорова и др.- М.: Атомиздат, 1975.

[36] М.П. Панин. Моделирование переноса излучения. - М.: НИЯУ МИФИ, 2008.

[37] N.M. Borisov, М.Р. Panin. Simulation of Singular Collision on Kernels in Adjoint Random Walk. Atomic Energy 86(3), 1999.

[38] J.E. Stewart. A General Point-on-a-Ring Detector. Trans ANS, 28, 643, 1978.

[39] Microshield® 7 User's Manual, 2006.

[40] A. Endo, Y. Yamaguchi, K.F. Eckerman. Nuclear Decay Data for Dosimetry Calculation: Revised Data of ICRP Publication 38. JAERI 1347, 2005.

[41] A.F. Bielajew. Fundamentals of the Monte Carlo Method for Neutral and Charged Particle Transport. The University of Michigan, 2001.

[42] IAEA. Legal and Governmental Infrastructure for Nuclear, Radiation, Radioactive Waste and Transport Safety. Safety Requirements; Safety Standards GS-R-l.STI/PUB/1093. International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 2000.

[43] Н.Г. Гусев, B.A. Климанов, В.П. Машкович, А.П. Суворов. Защита от ионизирующих излучений.Т. 1. - М.: Энергоатомиздат, 1989.

[44] В.Г. Золотухин, Л.Р. Кимель, А.И. Ксенофонтов и др. Поле излучения точечного мононаправленного источника гамма-квантов. М.: Атомиздат, 1974.

[45] Метод Монте-Карло в вычислительной математике: вводный курс. Издательство Бином, 2009.

[46] В.Г. Золотухин, А.И. Ксенофонтов, А.П. Гнутиков. Алгоритм Монте-Карло локальной оценки возмущений в задачах переноса гамма-излучения. Атомная энергия, т.48, вып.6, 1980, с.337.

[47] А.К. Сухоручкин, В.И. Кухтевич, А.И. Трубников. Локальная оценка для детектора конечных размеров. Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 1. Под ред. Ю.А. Егорова и др. М., Атомиздат, 1975, с. 59.

[48] J.E. Stewart. A General Point-on-a-Ring Detector. Trans ANS, 28, 643 ,1978.

[49] H. Г. Гусев, В. П. Машкович, А. П. Суворов, Е. Е. Ковалев. Защита от излучений ядерно-технических установок, Т.2, -М.: Энергоатомиздат ,1983.

[50] В.Ф. Козлов. Справочник по радиационной безопасности. Энергоатомиздат, 1987.

[51] Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО) СП 2.6.6.1168-02, 2002.

[52] Постановление Правительства РФ «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов». № 1069, 2012.

[53] В.И. Иванов, В.П. Машкович. Сборник задач по дозиметрии и защите от ионизирующих излучений. Учебное пособие для ВУЗов. Издание 3-е. -М.: Атомиздат, 1980.