- •Оглавление
- •Предисловие
- •Раздел 1
- •Дозиметрия ионизирующего излучения введение
- •1. Виды и свойства ионизирующего излучения Взаимодействие альфа-излучения с веществом
- •Взаимодействие бета-излучения с веществом
- •Средние линейные пробеги альфа- и бета-частиц в воздухе, воде (мягкой биологической ткани), алюминии
- •Взаимодействие нейтронов с веществом
- •Преобразование энергии гамма-излучения в веществе
- •Фотоэлектрическое поглощение – фотоэффект
- •Эффект Комптона
- •Эффект образования электронно-позитронных пар
- •2. Единицы измерения ионизирующего излучения
- •Величины, характеризующие источники излучений
- •Величины, характеризующие поле излучений
- •Величины, характеризующие взаимодействие излучения со средой
- •Связь между величинами
- •Эффективная доза
- •Физические величины и соотношения между единицами измерения в дозиметрии
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод регистрации ионизирующих излучений
- •Сцинтилляционный метод дозиметрии
- •Радиотермо- и радиофотолюминесцентный методы регистрации
- •Сравнительные характеристики детекторов ионизирующего излучения
- •4. Средства измерительной техники для измерения ионизирующего излучения
- •Применяемые на аэс средства измерения ионизирующих излучений
- •Основные стационарные приборы, установки радиационного контроля аэс
- •Основные переносные и носимые приборы радиационного контроля на аэс
- •Основные приборы для измерения дозы облучения персонала на аэс
- •Метрологические характеристики дозиметров комплекта кдт-02м
- •Стационарные установки и комплексы рк
- •Сравнительные технические характеристики крк-1 и fht 770s
- •Раздел 2
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Биологические эффекты малых доз
- •. Требования норм и правил к обеспечению работ с источниками ионизирующих излучений Законодательная база
- •Дозовые пределы облучения, регламентируемые документами
- •Основные регламентированные величины нрбу-97
- •Пределы доз облучения различных категорий облучаемых (мЗвгод-1)
- •Облучение персонала категории а
- •Облучение персонала категории б
- •Медицинское облучение населения
- •Вмешательства в условиях радиационной аварии
- •Население в условиях радиационной аварии
- •Регламенты при техногенно-усиленных источниках
- •7. Организация работ с источниками ионизирующего излучения
- •Проектная мощность дозы в помещениях для разных категорий работающих
- •Классы работ с открытыми источниками ионизирующих излучений
- •Допустимые уровни загрязнения различных поверхностей, част·мин-1·см-1
- •Квоты предела дозы, используемые для установления допустимых сбросов и допустимых выбросов
- •Допустимые среднесуточные выбросы газов и аэрозолей
- •Среднемесячный допустимый выброс (дв) радионуклидов
- •Классы работ при действии ионизирующих излучений
- •Классификация рао по мощности дозы на расстоянии 0,1 м от поверхности источника
- •Классификация рао в зависимости от удельной активности
- •8. Основные источники радиационной опасности и факторы радиационного воздействия на аэс
- •Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений ядерного реактора
- •9. Организация обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации аэс
- •Требования по организации санитарно-пропускного режима при работах с источниками ионизирующего излучения на аэс
- •Правила поведения и личной гигиены. Меры индивидуальной защиты
- •Требования к санитарным пропускникам
- •Радиационная безопасность при обслуживании оборудования в контролируемой зоне
- •Организация ремонтной зоны
- •Локализация, сбор и удаление твердых радиоактивных отходов
- •. Система дозиметрического и радиационно-технологического контроля на аэс
- •Дозиметрический контроль внешнего и внутреннего облучения персонала аэс
- •Автоматизированная система контроля радиационной обстановки аэс
- •. Особенности обеспечения радиационной безопасности при производстве особо радиационно-опасных работ
- •Дозиметрический наряд №____ на работы в условиях радиационной опасности
- •12. Обеспечение радиационной безопасности при снятии с эксплуатации блока аэс. Дезактивация
- •13. Расчет защиты от ионизирующего излучения
- •Защита от гамма-излучения.
- •Значения энергетического Вэ и дозового Вd факторов
- •Защита от нейтронов.
- •Сечение выведения для некоторых атомов, молекул
- •Защита от альфа-, бета- и тормозного излучений.
- •Защитные материалы.
- •Сравнительная стоимость защитных экранов из различных материалов
- •14. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «дозиметрия и защита от ионизирующего излучения»
- •Раздел 1. Дозиметрия ионизирующего излучения
- •1. Виды ионизирующего излучения и их взаимодействие
- •Взаимосвязь между дозиметрическими величинами.
- •2. Методы дозиметрии
- •2.1. Ионизационный метод.
- •2.2. Использование ионизационной камеры для измерения мощности дозы - излучения.
- •2.9. Люминесцентные методы дозиметрии.
- •2.10. Фотографические и химические методы дозиметрии.
- •3. Задачи для проверки уровня
- •15. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «Обеспечение радиационной безопасности на аэс »
- •Раздел 2. Обеспечение радиационной безопасности на аэс
- •2.1. Требования норм и правил к обеспечению работ с рв и ии.
- •2.2. Обеспечение рб на аэс.
- •Задачи для проверки уровня практических навыков по разделу «обеспечение радиационной безопасности на аэс»
- •Предметный указатель
- •Знак радиационной опасности
Регламенты при техногенно-усиленных источниках
Противорадиационная защита в условиях хронического облучения человека от техногенно-усиленных источников природного происхождения в быту и на производстве базируется на системе мер (контрмер), которые всегда являются вмешательством в жизнедеятельность человека или сферу хозяйственного и социально-бытового функционирования территории.
Количественными критериями, которые обеспечивают противорадиационную защиту населения от техногенно-усиленных источников природного происхождения, являются:
- уровни обязательных действий - предупреждающий радиационный контроль;
- уровни действий - текущий радиационный контроль.
Уровни обязательных действий и уровни действий выражаются в терминах таких показателей радиационной ситуации, которые можно измерить, в частности:
- эффективной удельной активности природных радионуклидов в строительных материалах и минеральном строительном сырье;
- мощности поглощенной дозы в воздухе (МПД) гамма-излучения в помещениях за счет природных радионуклидов, включая компоненту от природного радиационного фона;
- среднегодовой эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) изотопов радона в воздухе помещений;
- удельной активности природных радионуклидов в питьевой воде;
- эффективной удельной активности природных радионуклидов в минеральных удобрениях;
- эффективной удельной активности природных радионуклидов в изделиях из фарфора, фаянса, стекла и глины;
- эффективной удельной активности природных радионуклидов в минеральных красителях и глазури.
При превышении соответствующего уровня обязательных действий на конкретном объекте вмешательство практически всегда целесообразно и носит предупреждающий характер.
При превышении соответствующего уровня действий вмешательство планируется на основании определения структуры и величины всех составляющих суммарной дозы облучения от техногенно-усиленных источников природного происхождения с дальнейшей процедурой оптимизации контрмеры по ее уменьшению. В отдельных случаях могут возникать ситуации, когда оптимальная контрмера, снижающая суммарную дозу облучения с наименьшими затратами будет направлена не на тот источник, который превышает уровень действий, а на другой техногенно-усиленный источник природного происхождения.
Величина эффективной удельной активности природных радионуклидов (Аэф) в строительных материалах и минеральном строительном сырье определяется как взвешенная сумма удельных активностей радия-226 (АRa), тория-232 (ATh) и калия-40 (АК) по формуле:
Aэф = ARa + 1,31ATh + 0,085AK,
где 1,31 и 0,085 - взвешивающие коэффициенты для тория-232 и калия-40 соответственно по отношению к радию-226.
В зависимости от эффективной удельной активности природных радионуклидов (Аэф) в строительных материалах и минеральном строительном сырье они могут применяться или для всех видов строительства без ограничений (I класс), или могут быть использованы для промышленного и дорожного строительства (I класс), или могут быть использованы в пределах населенных пунктов для строительства подземных сооружений или коммуникаций, покрытых слоем грунта толщиной не менее 0,5 м, время пребывания людей в которых составляет не более 50 % рабочего дня, или вне границ населенных пунктов (III класс).
Уровень обязательных действий для МПД внутри помещений строений и сооружений, которые проектируются, строятся и реконструируются для эксплуатации с постоянным пребыванием людей, составляет 73 пГр·с-1 (30 мкР·час-1), включая компоненту от природного радиационного фона.
Уровень обязательных действий для среднегодовой ЭРОА радона-222 в воздухе зоны дыхания в помещениях зданий и сооружений, которые строятся и реконструируются для эксплуатации с постоянным пребыванием людей, составляет 50 Бк·м-3, для среднегодовой ЭРОА радона-220 (торона) - более 3 Бк·м-3.
Уровень действий для МПД внутри помещений зданий и сооружений, которые эксплуатируются с постоянным пребыванием людей, составляет 122 пГр·с-1 (50 мкР·час-1), включая компоненту от природного радиационного фона. На производстве облучение может быть:
- аналогичным облучению в быту, но на протяжении меньшего времени;
- за счет дополнительно привнесенных на рабочее место источников природного происхождения, которые не являются необходимым элементом технологии (например, красители с примесями природных радионуклидов в фарфорово-фаянсовой промышленности);
- неизбежным, присущим конкретному производству (например, добыча угля в шахтах может сопровождаться облучением радоном).
Перечень производств, где имеет место неизбежное облучение техногенно-усиленными источниками природного происхождения, определяет Главный государственный санитарный врач Украины.