- •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
6.2.2 Контроль радиоактивного загрязнения приборами
Контроль загрязненности поверхностей с помощью приборов более оперативен по сравнению с методом мазков и используется при контроле больших площадей или для обнаружения локальных загрязнений. К приборам, используемым для измерения суммарной загрязненности, предъявляют следующие требования:
- приборы должны иметь автономное питание: применение сетевых приборов возможно при наличии удобной сети розеток включения;
- в приборах должен компенсироваться внешний фон;
- приборы должны иметь выносные датчики, удобные для измерения загрязнения пола, стен и т. п.
Перед началом работы производится проверка работоспособности прибора по контрольному источнику. При градуировке прибора в част./(см2 мин) суммарное загрязнение поверхности определяется непосредственно по шкале с вычетом фона. В других случаях при известном коэффициенте счета загрязнение поверхности определяется из выражения:
А = (Nпов - Nф),
где Nпов - показание прибора при расположении датчика у поверхности;
Nф - уровень фона;
- коэффициент счета установки или прибора, определенный по образцовому излучателю.
При наличии смешанных потоков излучения их можно разделить, используя различную чувствительность детекторов к различным видам излучения. Можно использовать метод фильтрации - разделять, например, - и -излучения.
При определении -загрязнения поверхностей рекомендуется применять только метод мазков. Это объясняется тем, что -частицы имеют малую длину пробега, следовательно, датчик при непосредственных измерениях будет находиться в постоянном контакте с поверхностью и быстро загрязняется.
При производстве -измерений нужно следить за тем, чтобы все измерения проводились на одном расстоянии от поверхности.
6.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов
Для контроля и сигнализации о загрязнении одежды и различных участков тела человека - и -активными веществами используют переносные приборы – универсальные радиометры РУП-1, МКС-АТ1117М, а также стационарные установки контроля радиоактивных загрязнений УИМ2-2Д с датчиками альфа-излучения БДЗА2-01 и бета-излучения БДБ2, которые установлены в санпропускнике и на выходе из радиационно-опасного объекта.
По окончании работ с радиоактивными веществами персонал обязан проверять те участки тела, которые загрязняются наиболее сильно: руки, ступни ног или подошвы обуви, лицо, голову, живот, коленные суставы, а также спецодежду — рукава, низ брюк, карманы.
Контроль загрязненности рук при производстве работ в зоне строгого режима осуществляется в мастерских и лабораториях, а также в саншлюзах после снятия перчаток. Обязательным является контроль загрязненности рук и степени их очистки перед посещением туалета.
6.4 Измерения радиоактивных газов и аэрозолей
Газоаэрозольные выбросы в атмосферу нормально работающей АЭС разделяют на технологические выбросы и выбросы, связанные с вентиляцией помещений АЭС. Первые - это газовые сдувки из деаэраторов первого контура, эжекторные газы турбин, газовая продувка активной зоны и металлоконструкций реактора РБМК, сдувки из системы спецгазоочистки (например, после угольного адсорбера) и из некоторого технологического оборудования, например из баков с загрязненным теплоносителем первого контура, бассейнов выдержки отработавшего топлива, сдувки системы спецводоочистки. Вторые обусловлены незначительным поступлением этих газов и аэрозолей из необслуживаемых технологических помещений в полуобслуживаемые и обслуживаемые помещения АЭС, а также выделением газов и аэрозолей в воздух при пробоотборе теплоносителя (для регулярного анализа его удельной активности и радионуклидного состава).
Основными нуклидами, определяющими активность газов и золей, подлежащих удалению с АЭС, являются ИРГ (41Аг, 85Кг, 133~135Хе), радионуклиды йода (главным образом 131I), продукты коррозии и деления урана (58,60Со, 54Мn, 59Fе, 137Сs). Формы существования 131I и других изотопов йода различны и часто меняются по пути движения к выбросной трубе АЭС. Выброс 131I в атмосферу идет в основном в летучей (паровой) форме - в виде молекулярного йода I2 и органических соединений (главным образом метилиодида СН3I). В аэрозольной форме йод удаляется в количестве, не превышающем 10% общего выброса йода.
Для ИРГ относительно большие допустимые концентрации ДКа 3,7 104 - 3,7 105 Бк/м3) обусловлены тем, что эти -, -излучатели не концентрируются в организме человека. Следовательно, сравнивая объем газа в легких и окружающем человека пространстве, легко прийти к выводу, что ИРГ опасны как внешние -, -излучатели.
Свойствами равномерного распределения по телу человека (без концентрирования в отдельных органах) отличаются также радиоактивные изотопы водорода 3Н и углерода 14С, которые могут встречаться соответственно в форме паров воды и углекислого газа. В отличие от изотопов инертных газов осколочного происхождения 3Н и 14С являются излучателями только низкоэнергетических (-частиц; их переход в стабильное состояние не сопровождается испусканием -квантов. Следовательно, эти изотопы в газообразной форме облучают только ткани, примыкающие непосредственно к органам дыхания или к местам фиксирования радиоактивных атомов, поскольку пробег низкоэнергетических (-частиц в тканях незначителен (доли миллиметра). Значения ДКа этих радионуклидов сравнимы с ДКа для ИРГ только в силу больших периодов полураспада и, следовательно, большего времени облучения прилегающих тканей.
Из перечисленных выше радионуклидов по ДКа 1,55 102 Бк/м3 резко выделяется 131I. Как уже отмечалось, это связано с тем, что 131I эффективно концентрируется в малой по массе щитовидной железе и выделяет почти всю энергию распада в этом жизненно важном органе.
Исключительно низкая допустимая концентрация 131I вызывает большие осложнения его измерения с необходимой чувствительностью и быстродействием. Один из методов, отличающихся высокой чувствительностью, но и существенными затратами времени, состоит в прокачке контролируемого воздуха последовательно через два слоя тонковолокнистой противоаэрозольной фильтрующей ткани типа ФП. Первый слой улавливает все радиоактивные аэрозоли (в том числе и ту часть йода, которая присутствует в воздухе в форме аэрозолей), а второй, пропитанный поташем или едким кали, улавливает парообразный йод. Выделив из первого фильтра йод радиохимическим путем, измеряют эту пробу и второй фильтр на радиометрической установке и находят, таким образом, удельную активность йода в прокачанном воздухе. Чувствительность метода порядка 4 10-2 Бк при фильтрации 1 м3 контролируемого воздуха, что может быть достигнуто за 20 мин при скорости прокачки 50л/мин.
Другой метод, заслуживающий упоминания, состоит в измерении -излучения щитовидной железы человека, находящегося в зоне, загрязненной парами и аэрозолями йода. Находясь на небольшой глубине от поверхности тела, щитовидная железа, концентрирующая в себе 131I, не полностью поглощает его излучение. Регистрируя измерения с помощью сцинтилляционного счетчика с кристаллом йодистого натрия в свинцовом коллиматоре, можно определить интенсивность -квантов с энергиями 0,36 и 0,64 МэВ и на этой основе найти активность 131I в щитовидной железе. Прибор такого типа позволяет обнаруживать у людей 0,05 - 0,1 ДСа этого излучателя. Очевидно, что таким методом может быть своевременно установлен факт утечек паров йода и измерена доза внутреннего облучения человека до наступления опасного уровня.
