- •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
5.3 Основы дозиметрического контроля
Важной задачей дозиметрии является контроль дозы, полученной индивидуально каждым работником. Индивидуальный дозиметрический контроль осуществляется двумя методами: ионизационным и люминесцентным. Применяемые на АЭС индивидуальные дозиметры делятся на разовые (оперативные), интегральные (квартальные), аварийные и сигнализирующие.
Термолюминесцентные дозиметры – ТЛД, как правило, используются в качестве интегральных. На многих предприятиях они являются основными дозиметрами, с помощью которых ведется контроль и учет доз внешнего облучения персонала группы А. В нормальном режиме дозиметры измеряются раз в квартал, в период ППР и перегрузки ядерного топлива измерения дозиметров проводят после окончания работ. Например, комплекс АКИДК-301.
При нахождении в зоне строгого режима персонал обязан иметь при себе средства ИДК, не допуская их загрязнения, утери, повреждения. Средства ИДК запрещается вскрывать, оставлять на рабочем месте или в других местах, подносить к источникам ионизирующего излучения, передавать другому лицу, уносить домой.
Разовые дозиметры персонал получает в дополнение к основным у дозиметриста службы РБ при проведении радиационно-опасных работ. Разовые дозиметры выдаются также персоналу группы Б, не имеющим основного индивидуального дозиметра, при посещении ими зоны строгого режима. В качестве разовых дозиметров используют дозиметры на основе ионизационных камер, например, ДК-02, КИД-2, Д-2 и прямопоказывающие электронные дозиметры-сигнализаторы, например, ДКГ-АТ2503. Разовый дозиметр кладется в нагрудный карман комбинезона. По окончании работ в зоне строгого режима разовый дозиметр подлежит обязательному возврату дежурному дозиметристу службы "Д", который фиксирует показания дозиметра в соответствующем журнале.
Кассета ТЛД при входе в зоне строгого режима берется из кассетницы и кладется в нагрудный карман. Кассета должна всегда быть в пластиковом мешочке, предохраняющем ее от загрязнения. При выходе из зоны строгого режима кассета устанавливается в соответствующую ячейку кассетницы.
При проведении особо радиационно-опасных работ весь персонал, участвующий в этих работах, обеспечивается аварийными дозиметрами, позволяющими определить повышенные дозы облучения при возможных аварийных ситуациях. В качестве аварийных дозиметров на АЭС обычно используют термолюминесцентные дозиметры ИКС-А, КТД-1 и КДТ-02, а также "Гнейс" и дозиметры Д-500 из комплекта КИД-6.
При проведении работ, в процессе выполнения которых возможно резкое изменение радиационной обстановки, в дополнение к вышеперечисленным дозиметрам работнику может быть выдан прямопоказывающий электронный дозиметр-сигнализатор.
Данные всех видов индивидуального дозиметрического контроля фиксируются в журналах или карточках индивидуального учета доз, в которых отражаются данные о внешнем и внутреннем облучении, конкретных происшествиях, связанных с повышенным облучением. Журналы (карточки) индивидуального учета доз хранятся в течение 30 лет после увольнения работника. Копия данных по дозам облучения работника в случае его перехода в другое учреждение, где проводятся работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, высылается по письменным запросам с нового места работы.
Данные о дозах облучения прикомандированных лиц высылаются отделом РБ АЭС также по письменному запросу с места их постоянной работы.