- •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
Допустимые уровни загрязнения различных поверхностей, част·мин-1·см-1
Объект загрязнения |
Альфа-активные нуклиды |
Бета-активные нуклиды |
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей СИЗ |
1 |
100 |
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных СИЗ, внешняя поверхность спецобуви |
20 |
800 |
Поверхность помещений постоянного пребывания персонала и расположенного в них оборудования |
20 |
2000 |
Поверхность помещений периодического пребывания персонала и расположенного в них оборудования |
200 |
8000 |
Внешняя поверхность дополнительных СИЗ, которые снимаются в саншлюзах |
200 |
10000 |
Следует учитывать, что достижение уровней допустимых загрязнений сигнализирует о необходимости проведения дезактивации и позволяет исключить распространение радиоактивных веществ за пределы контролируемых помещений.
Поскольку эквивалентную дозу для населения не определяют, то для обеспечения установленной СП АЭС дозовой квоты нормируют (табл. 7.4) допустимые выбросы (ДВ) радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу.
На основании квоты предела дозы для каждого отдельного объекта устанавливаются допустимые сбросы (ДС) и допустимые выбросы (ДВ). Разработка и утверждение величин ДС и ДВ проводится в порядке, установленном Министерством здравоохранения Украины.
При установлении величин ДС и ДВ учитывается миграция радионуклидов в окружающей среде и по пищевым цепям, структура землепользования и фактическое использование водоемов (рекреация, рыбоводство, рыболовство, поливное земледелие, водопой скота, наличие заливных лугов и др.).
Превышение допустимых сбросов и выбросов при условиях нормальной эксплуатации источника не допускается.
Таблица 7.4
Квоты предела дозы, используемые для установления допустимых сбросов и допустимых выбросов
Радиационно-ядерный объект |
Выбросы: Квота DLE за счет всех путей формирования дозы |
Сбросы: Квота DLE за счет критического вида водопользования |
Суммарная квота DLE за счет воздушного и водных путей формирования дозы |
|||
% |
мкЗв |
% |
мкЗв |
% |
мкЗв |
|
АЭС, АТЭЦ, АСТ, и другие предприятия, использующие ядерные реакторы. Предприятия по переработке РАО |
4 |
40 |
1 |
10 |
8 |
80 |
ПЗРО* |
2 |
20 |
1 |
10 |
4 |
40 |
Урановые шахты, гидрометаллургические заводы по переработке урановых руд |
12 |
120 |
5 |
50 |
20 |
200 |
Заводы РТ |
10 |
100 |
5 |
50 |
20 |
200 |
Другие источники. Референтный радиационно-ядерный объект |
4 |
40 |
1 |
10 |
8 |
80 |
Примечание. АС - атомная станция; АСТ - атомная станция теплоснабжения; АТЭЦ - атомная теплоэлектроцентраль; ПЗРО - пункт захоронения радиоактивных отходов; DLE - предел эффективной дозы; РТ - радиохимические технологии.
Для каждой станции определены среднесуточные допустимые выбросы, которые не больше (рис. 7.5), регламентируемых в "Санитарных правилах проектирования и эксплуатации АЭС".
Допустимые выбросы определены для инертных радиоактивных газов (любая смесь), 131I (газовая и аэрозольная фазы), смеси короткоживущих и долгоживущих нуклидов.
Таблица 7.5