- •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
5.6 Сбор, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов
В процессе эксплуатации АЭС образуются жидкие, твердые, газообразные и аэрозольные радиоактивные отходы.
Сброс в водоемы жидких радиоактивных отходов АЭС запрещается. По суммарной удельной активности жидкие радиоактивные отходы делятся на следующие категории:
- слабоактивные — до 3,7 • 105 Бк/л;
- среднеактивные — от 3,7-105 до 3,7-1010 Бк/л;
- высокоактивные — 3,7 • 1010 Бк/л и выше.
Жидкие радиоактивные отходы через систему спецканализации направляются на дезактивацию (очистку) с целью повторного использования переработанных вод в цикле атомных станций. Переработка осуществляется системами спецводоочистки (СВО), состоящими из выпарных и ионообменных установок.
Оставшиеся после очистки кубовой остаток и пульпа по трубопроводам поступают на захоронение в емкость — хранилище жидких отходов. Эти отходы подлежат выдержке, дополнительной переработке с целью уменьшения их объема и последующему отверждению путем битумирования, цементирования, остекловывания и т. д.
Твердые отходы, образующиеся при работе АЭС, считаются радиоактивными, если мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 10 см от их поверхности превышает 0,3 мкЗв/ч, или концентрация бета-активных продуктов превышает 7,4•104 Бк/кг, или концентрация альфа-активных продуктов превышает 7,4•103 Бк/кг, или уровни загрязнения поверхностей превышают 5 альфа-част/ (см2мин) или 50 бета-част/(см2мин), определяемых на площади 100 см2.
В зависимости от уровня загрязнения и мощности дозы гамма-излучения от поверхности РАО твердые радиоактивные отходы делятся на три группы (табл. 5.3).
Таблица 5.3 – Классификация твердых радиоактивных отходов
Сбор и удаление твердых радиоактивных отходов производится отдельно от обычного мусора. Система удаления твердых и отвержденных жидких радиоактивных отходов включает в себя их сбор, временное хранение, удаление и обезвреживание.
Выдержка радиоактивных отходов, содержащих короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада не свыше 15 сут, осуществляется в течение времени, обеспечивающего снижение активности до таких уровней, которые позволяют удалять твердые отходы с обычным мусором на организованные свалки, а жидкие — в хозяйственно-бытовую канализацию. Для хранения горючих радиоактивных отходов предусматриваются специальные емкости. Эти радиоактивные отходы, как правило, сжигают в специальных установках, оборудованных фильтрами для улавливания радиоактивных продуктов сгорания и предотвращения загрязнений окружающей среды.
Лица, ответственные за сбор и захоронение радиоактивных отходов, назначаются приказом по АЭС. Перед пуском в эксплуатацию хранилищ жидких и твердых радиоактивных отходов на АЭС должны быть разработаны регламенты их работы и инструкции для персонала по безопасному проведению работ. Сбор на месте производства работ и транспортировка их к местам временного хранения осуществляются бригадой, производящей работы.
Твердые радиоактивные отходы собираются в специальные сборники-контейнеры, установленные в местах временного хранения. Места временного хранения радиоактивных твердых отходов на АЭС и маршруты их транспортировки, как правило, устанавливаются приказом по АЭС. Прием отходов из мест временного хранения и их удаление в могильники и на пункты захоронения осуществляются ответственными за сбор и удаление радиоактивных отходов.
Захоронение твердых и отвержденных радиоактивных отходов производится в специально оборудованных хранилищах, расположенных при АЭС на промплощадке или вне ее на охраняемой территории.
В хранилищах, сооружаемых при АЭС, твердые отходы I и II групп радиоактивности подлежат захоронению в бетонные хранилища, толщина стен и перекрытий которых обеспечивает механическую прочность сооружений и биологическую защиту.
Хранение твердых радиоактивных отходов III гpyппы должно производиться, как правило, в подземных гидроизолированных емкостях, толщина стен и перекрытий которых определяется условиями радиационной безопасности и механической прочности.
Конструкция и регламент эксплуатации хранилищ отходов всех уровней активности должны исключать попадание в них атмосферных осадков и поверхностных вод. Все работы с твердыми и отвержденными радиоактивными отходами (погрузочно-разгрузочные, размещение в хранилищах и могильниках) должны быть механизированы. По мере заполнения отходами могильники должны быть перекрыты бетонными плитами или засыпаны землей с последующим асфальтированием поверхности.
Ответственное лицо, принимая радиоактивные отходы для хранения на АЭС, производит регистрацию их в ”Журнале учета радиоактивных отходов”. Ответственное лицо заполняет паспорта на партии радиоактивных отходов, сдаваемых на захоронение вне станционных хранилищ. На пункте захоронения твердые отходы принимаются ответственным дежурным с регистрацией их в ’’Журнале учета радиоактивных отходов, поступающих на захоронение”.
Транспортирование радиоактивных отходов на пункт захоронения производится на специальных автомашинах.
Газоаэрозольные выбросы АЭС удаляются через вентиляционную трубу после предварительной очистки на фильтрах.
