
- •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
7. Организация работ с источниками ионизирующего излучения
Документом, регламентирующим требования по организации обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, являются «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности Украины (ОСПОРБУ-2005)», которые являются обязательными для всех предприятий и учреждений.
ОСПОРБУ-2005 рассматривает основные санитарно-гигиенические и организационно-технические требования, в соответствии с которыми необходимо осуществлять деятельность с любыми источниками ионизирующего излучения при нормальном режиме их эксплуатации и в условиях радиационных аварий, а также требования к проведению работ при наличии техногенно усиленных источников природного происхождения. Помимо этого указываются основные требования к проведению контроля облучения персонала, населения, а также контроля загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами при эксплуатации источников ионизирующего излучения.
Санитарные правила обеспечения работ рассматривают все виды практической деятельности, начиная от добычи ядерных материалов, производства ядерной энергии, применения источников ионизирующих излучений в различных сферах промышленного производства, науке и медицине и заканчивая захоронением радиоактивных отходов и работами с техногенно усиленными источниками ионизирующего излучения.
Облучение работников в рамках практической деятельности рассматривается как производственное и ограничению подлежат текущее облучение и потенциальное облучение.
Любые источники ионизирующего излучения (ИИИ) должны рассматриваться как источники текущего и источники потенциального облучения.
Практическая деятельность с ИИИ осуществляется с разрешения и под надзором органов государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности Украины (Госсанэпидслужбы и Минэкобезопасности). Разрешительным документом Госсанэпидслужбы на проведение деятельности с ИИИ является Санитарный паспорт, который является обязательным для получения лицензии от Минэкобезопасности на тот или иной вид деятельности с ИИИ. Наличие лицензии подтверждает соблюдение в учреждении технических норм, правил и стандартов в области радиационной безопасности (РБ).
Правильное проектирование и размещение источников ИИ и организация работ с ними предусматривает такой комплекс мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, при котором уровни облучения не будут превышать регламентируемые дозовые пределы для соответствующих категорий лиц и групп критических органов, и который включает в себя:
проектирование и размещение установок с источниками ИИ;
создание биологической защиты от внешних источников излучения;
предотвращение распространения радиоактивных веществ в рабочие помещения и внешнюю среду;
соответствующая планировка и отделка помещений;
организация необходимого санитарно-пропускного режима и радиационного контроля.
обеспечение необходимых условий транспортировки радиоактивных веществ, сбора и захоронения радиоактивных отходов;
использование средств индивидуальной защиты;
проведение дезактивационных работ и т.д.
При проектировании предприятий предусматриваются все необходимые меры, обеспечивающие уровень радиационной безопасности, требуемый санитарным законодательством.
Проектирование защиты от внешнего излучения проводится с учетом назначения помещения и в зависимости от категории облучаемых лиц и длительности облучения. При этом, в связи с возможными неточностями в исходных данных, защита должна проектироваться с коэффициентом запаса равным 2.
Проектирование предусматривает обеспечение требований РБ персонала и населения на всех фазах жизненного цикла производства с применением ИИИ: при строительстве и монтаже оборудования, при нормальной эксплуатации, при расширении или интенсификации производства, при снятии с эксплуатации, при нештатных и аварийных ситуациях на каждом из этих этапов функционирования.
При выборе площадок для размещения установок и производств с ИИИ учитывается категория предприятия, а также факторы техногенного характера, которые могут оказать влияние на состояние РБ на предприятии.
Вокруг отдельных предприятий и производств или источников ИИ в случае необходимости устанавливается санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения (ЗН). СЗЗ обязательно устанавливается для предприятий I и II-й категории, а для предприятия I-й категории - также зона наблюдения.
Основным документом по организации обеспечения РБ на АЭС являются требования по обеспечению радиационной безопасности персонала АЭС и проживающего вблизи АЭС населения, а по охране окружающей среды являются «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций (СП АЭС-79)». Основное требование при проектировании и эксплуатации АЭС - обеспечение защиты персонала и населения от воздействия ионизирующих излучений и распространения радиоактивных веществ.
Промплощадку АЭС выбирают с учетом санитарных, метеорологических, сейсмических и гидрологических условий. При электрической мощности 440 МВт и больше промплощадка должна располагаться не ближе 25 км от города с населением долее 300000 человек и не ближе 40 км от города с населением более 1 млн.
Для каждой АЭС предусматривается организация санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. В санитарно-защитной зоне (СЗЗ) обычно радиусом 3…5 км вокруг промплощадки АЭС потенциально возможно облучение, превышающее предел дозы, поэтому в ее пределах запрещается размещение сооружений, не относящихся к АЭС.
Зона наблюдения (ЗН) - территория радиусом 20…30 км от АЭС, на которой возможно обнаружение газоаэрозольных выбросов АЭС и где облучение населения может достичь предела дозы (ПД).
Промплощадку АЭС условно разделяют на чистую зону (административно-служебные помещения, столовые, мастерские по ремонту чистого оборудования и другие объекты), где не проводятся работы с радиоактивными веществами, и зону возможного загрязнения, в которой располагаются главный корпус, хранилища радиоактивных отходов, здания газо- и спецводоочистки, газгольдеры выдержки, мастерские для ремонта загрязненного радионуклидами оборудования и другие объекты, где могут проводиться работы с радиоактивными веществами.
В основу планировки производственных помещений АЭС положен гигиенический принцип - деление их на зоны в зависимости от характера технологических процессов, участия в них персонала, размещения оборудования, характера и возможной степени радиоактивного загрязнения помещений.
Все здания и сооружения АЭС четко разделяются на две зоны:
зону строгого режима, где возможно воздействие на персонал радиационных факторов: внешнего гамма, бета, нейтронного излучения, загрязнения воздушной среды помещений радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнения поверхностей строительных конструкций и оборудования радиоактивными веществами;
зону свободного режима, где практически исключается воздействие на персонал радиационных факторов. Радиационная безопасность в зданиях и сооружениях этой зоны регламентируется допустимыми уровнями непрофессионального облучения (для лиц категории Б).
Помещения зоны строгого режима разделяются на:
необслуживаемые помещения - боксы, камеры и другие герметичные помещения, где размещаются технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками излучения и радиоактивного загрязнения. Пребывание персонала в необслуживаемых помещениях при работающем технологическом оборудовании не допускается;
периодически обслуживаемые помещения - помещения для проведения ремонта оборудования, других работ, связанных с вскрытием технологического оборудования; узлы загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, временного хранения и удаления отходов;
помещения постоянного пребывания персонала в течение всей смены.
Компоновка оборудования исполняется удобной для обслуживания, ремонта и дезактивации.
Взаимная изоляция указанных выше помещений должна обеспечиваться строительными решениями, биологической защитой, вентиляционными и санитарно-бытовыми устройствами, стационарными и временными саншлюзами.
Вход в помещения зоны строгого режима осуществляется через санитарные пропускники с обязательным переодеванием персонала.
Проход персонала в необслуживаемые помещения для проведения регламентных аварийных работ по ревизии оборудования осуществляется через стационарные шлюзы для отдельных помещений или группы помещений с принудительным дозиметрическим контролем проходящего через них персонала. На наиболее радиационно опасных участках работ используются временные саншлюзы.
Технология проведения различных операций должна быть предусмотрена таким образом, чтобы индивидуальные дозы персонала были меньше нормативов, установленных в НРБУ-97, что обеспечивает резерв по дозе на случай проведения непредвиденных работ, например, аварии.
Проектирование защиты от излучений проводится дифференцированно в зависимости от категории работающих, характера работ и назначения помещений.
Эффективность биологической защиты и качество ее монтажа проверяются в период пуско-наладочных работ при уровне мощности реактора не менее 20 % номинальной. Обнаруженные дефекты защиты устраняются до ввода АЭС в эксплуатацию.
При работе с закрытыми источниками ионизирующих излучений специальные меры защиты следует принимать тогда, когда мощность эквивалентной дозы на рабочем месте на расстоянии 0,1 м от источника превышает 1 мкЗв/час (0,1 мбэр/час).
Проектная мощность дозы за защитой рассчитывается по формуле
P = ПДП (ПД) /(2*t),
где t - продолжительность работы персонала в помещении за защитой в год (см. табл. 7.1).
Таблица 7.1