- •Г.Димитровград
- •Содержание
- •1. Основы ядерной физики 7
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •Термины и определения
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •Основы ядерной физики
- •Строение атома и атомного ядра
- •Радиоактивный распад элементов
- •1.2.1 Радиоактивность
- •1.2.2 Превращения атомных ядер
- •Ядерные реакции
- •1.3.1 Деление ядер и управляемая цепная ядерная реакция
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •1.3.2 Термоядерные реакции
- •Основы дозиметрии
- •Виды ионизирующих излучений
- •Основные понятия радиоактивности
- •2.2.1 Закон радиоактивного распада
- •2.2.2 Активность
- •Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом
- •2.3.1 Взаимодействие гамма-излучения с веществом
- •2.3.2 Взаимодействие нейтронов с веществом
- •2.3.3 Взаимодействие альфа-частиц с веществом
- •2.3.4 Взаимодействие бета-частиц с веществом
- •Выбор защитных материалов
- •Понятия о дозах внешнего и внутреннего облучения
- •Основные пределы доз
- •Биологическое действие ионизирующих излучений
- •2.6.1 Радиационная опасность излучений и их источников
- •2.6.2 Острые поражения и отдаленные последствия облучения ионизирующим излучением
- •Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод
- •2.2.1 Ионизационные камеры
- •2.2.2 Газоразрадные счетчики
- •2.2.3 Полупроводниковые детекторы
- •Сцинтилляционный метод
- •Люминесцентный метод
- •Основные понятия об атомных станциях
- •4.1 Классификация атомных станций по назначению
- •4.2 Классификация аэс по числу контуров
- •4.3 Классификация аэс по типу реактора
- •4.4 Основное оборудование отечественных аэс
- •4.4.1 Основное оборудование аэс с реакторами ввэр
- •4.4.2 Основное оборудование аэс с реакторами рбмк
- •4.4.3. Основное оборудование аэс с реакторами бн
- •4.5 Обеспечение безопасной работы аэс
- •Радиационная безопасность и радиационный контроль Федеральный закон “Об использовании атомной энергии”
- •5.1 Нормы радиационной безопасности – нрб-99/2009
- •5.2 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – оспорб-99/2010
- •5.3 Основы дозиметрического контроля
- •5.3.1 Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля акидк-301
- •5.3.2 Индивидуальные электронные дозиметры гамма- и рентгеновского излучения дкг-ат2503/2503а
- •5.4 Оборудование радиационного контроля на аэс
- •5.4.1 Стационарная система контроля радиационной безопасности
- •5.4.1.1 Блоки и устройства детектирования акрб
- •5.4.2 Автоматизированная система радиационного контроля ниц сниип
- •5.5 Радиационный технологический контроль
- •5.6 Сбор, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов
- •5.7 Дезактивация
- •5.7.1 Дезактивация оборудования и помещений
- •5.7.2 Дезактивация спецодежды
- •5.7.3 Дезактивация кожных покровов тела
- •Методики выполнения измерений переносными приборами
- •6.1 Контроль мощности дозы и плотности потоков излучений
- •6.1.1 Дозиметр-радиометр мкс-ат1117м
- •6.2 Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей
- •6.2.1 Контроль радиоактивного загрязнения методом мазков
- •6.2.2 Контроль радиоактивного загрязнения приборами
- •6.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов
- •6.4 Измерения радиоактивных газов и аэрозолей
- •6.5 Контроль радиоактивных газов
- •6.6 Контроль радиоактивных аэрозолей
- •6.6.1 Аэрозольно-газовый радиометр рв-4 "Дымка"
- •6.7 Измерение активности жидкости радиометром ржб-11п
- •Защита от ионизирующих излучений
- •7.1 Средства индивидуальной защиты
- •7.2 Элементы расчетов радиационной защиты
- •7.2.1 Расчет защиты от альфа- и бета-излучения
- •7.2.2 Расчет защиты от фотонного излучения
- •7.2.3 Расчет защиты от нейтронов
- •Список литературы
Люминесцентный метод
Под люминесцентными методами понимаются методы, основанные на радиотермолюминесценции и радиофотолюминесценции. Сущность метода заключается в том, что образованные в люминофоре под действием ионизирующего излучения носители заряда (электроны и дырки) локализуются в центрах захвата, благодаря чему происходит накопление поглощенной энергии, которая может быть затем освобождена при дополнительном возбуждении. Дополнительное возбуждение может быть вызвано либо освещением люминофора определенным участком спектра света, либо нагревом. Наблюдаемые при этом оптические эффекты могут служить мерой поглощенной энергии. Эта процедура может повторяться неоднократно.
Основные понятия об атомных станциях
Атомные станции (АС) преобразуют энергию деления ядер атомов в тепловую или электрическую энергию. Атомная электростанция (АЭС) от традиционной тепловой электростанции на органическом топливе отличается источником, получения тепловой энергии, превращаемой в механическую в паровой турбине. На АЭС таким источником служит ядерный реактор. Он представляет собой устройство, в активной зоне которого осуществляется управляемая реакция деления ядер урана и кинетическая энергия продуктов деления преобразуется в тепло. Реакторы подразделяются на тепловые и быстрые в зависимости от того, идет ли процесс деления ядер урана на тепловых или быстрых нейтронах.
Атомные станции подразделяют по их назначению, числу контуров, типу реактора. Первая в мире АЭС была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске Калужской области. Электрическая мощность первой АЭС составляла всего 5 МВт. В 1956 г. была пущена первая АЭС в Англии, в 1957 г. - в США, а в 1958 г. - вторая АЭС в СССР.
4.1 Классификация атомных станций по назначению
Чтобы отводить тепло, выделившееся в реакторе, нужен теплоноситель. А для дальнейшего преобразования этого тепла в механическую энергию необходимо еще рабочее тело. Рабочим телом является водяной пар. Он совершает работу, вращая турбину. Турбина находится на одном вaлу с генератором, образуя единый комплекс, называемый турбоагрегатом. В нем механическая энергия вращения преобразуется в электрическую энергию. Станции такого типа называют конденсационными. Именно такие электростанции, отпускающие потребителям только электроэнергию, получили название атомных (АЭС).
Однако возможно создание атомных станций, отпускающих потребителям не только электроэнергию, но и тепло. Такие станции называют атомными теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Первая отечественная АТЭЦ мощностью 48 МВт (эл.) уже много лет дает тепло поселку энергетиков Билибино на Чукотке. Кроме АЭС и АТЭЦ, существуют еще атомные станции теплоснабжения (ACT), которые используют ядерную энергию для производства горячей воды для бытовых целей. В таких ACT парообразование отсутствует, поэтому рабочее давление в реакторе и контуре теплоносителя может быть гораздо ниже, чем на АЭС. Это делает ACT более безопасными, их разрешается располагать в двух километрах от границы городской застройки крупных городов. Разрабатываются также атомные станции для снабжения технологическим паром промышленных предприятий. Это так называемые атомные станции промышленного теплоснабжения (АСПТ).