- •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 среднесуточные выбросы газов и аэрозолей
Радионуклиды |
W = 1000…6000 МВт |
W ≥ 6000 МВт |
Ки/сут. 1000МВт (эл.) |
Ки/сут. АЭС |
|
Инертные радиоактивные газы |
500 |
3000 |
Йод (газовая и аэрозольная фазы) |
0,01 |
0,06 |
Смесь долгоживущих нуклидов |
0,015 |
0,09 |
Кроме этого, СП АЭС регламентируют (табл. 7.6) среднемесячный допустимый выброс, где указывается активность выбросов в зависимости от электрической мощности станции и изотопного состава радионуклидов. Для водоемов-охладителей АЭС устанавливается годовой допустимый сброс (ДС) и годовой рабочий контрольный сброс (КС). Последний устанавливается ниже ДС и определяется достигнутой степенью очистки радиоактивных стоков.
Таблица 7.6
Среднемесячный допустимый выброс (дв) радионуклидов
Выброс |
Радионуклид |
|||||
90Sr |
89Sr |
137Cs |
60Co |
54Mn |
51Cr |
|
W = 1000…6000 МВт (эл.) мКи/мес. 1000 МВт (эл.) |
1,5 |
15 |
15 |
15 |
15 |
15 |
W ≥ 6000 МВт( эл.) мКи/мес. АЭС |
9 |
90 |
90 |
90 |
90 |
90 |
Допустимый выброс относится к каждому радионуклиду в отдельности и таким образом обеспечивается выполнение требования по непревышению облучения населения выше указанного в НРБУ-97.
При работах с закрытыми радионуклидными источниками и устройствами предъявляются особые требования по обеспечению их физической защиты, сохранению герметичности.
Источники размещают на удалении от обслуживающего персонала, ограничивают время пребывания вблизи источников. Применяют передвижные защитные экраны, манипуляторы, защитные контейнеры для перевозки и хранения, ограждения, знаки опасности.
К работам с открытыми источниками предъявляются особые требования, которые предусматривают предотвращение загрязнения воздуха рабочей зоны, поверхностей рабочей зоны и оборудования, расположенного в них, кожных покровов и спецодежды персонала, а также объектов окружающей среды при эксплуатационном и ремонтном режимах работы, при выводе из эксплуатации и при ликвидации последствии радиационной аварии.
Работы с открытыми источниками подразделяются (табл. 7.7) на три класса в зависимости от группы радиационной опасности, которая определяется минимально значимой активностью на рабочем месте.
Классом работ определяются требования к размещению и оборудованию помещений. Например, работы 1-го класса проводятся в отдельных зданиях с отдельным входом через санпропускник. Рабочие помещения оборудуются герметичными боксами, камерами, каньонами и другим герметичным оборудованием.
Производственные помещения подразделяются на зоны:
1-я зона – необслуживаемые помещения, где размешаются технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками излучения и радиоактивного загрязнения. Пребывание персонала в помещениях при работающем технологическом оборудовании не допускается.
Таблица 7.7