
- •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
. Система дозиметрического и радиационно-технологического контроля на аэс
Система радиационного контроля (СРК) предназначена для получения, обработки и представления измерительной информации о радиационной обстановке на АЭС и о дозах облучения персонала, а также о радиационных параметрах технологических сред и о состоянии защитных барьеров на пути распространения радионуклидов, образующихся при делении ядерного топлива.
Система радиационного контроля АЭС обеспечивает радиационный контроль при нормальном и аварийном режиме эксплуатации АЭС (рис. 10.1 – 10.5).
Контроль за радиационной обстановкой (РО) в зависимости от характера проводимых работ в соответствии с НРБ включает следующие виды контроля:
контроль за мощностью дозы гамма-излучения, плотностью потоков бета-частиц, нейтронов и других ионизирующих излучений на рабочих местах, в смежных помещениях и на территории АЭС в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;
контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей;
контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами рабочих помещений и оборудования, кожных покровов и одежды работающих;
контроль за содержанием радиоактивных веществ в выбросах в атмосферу;
контроль за содержанием радиоактивных веществ в жидких отходах, сбрасываемых непосредственно в водоем или канализацию;
контроль за уровнем загрязнения объектов внешней среды за пределами АЭС;
контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами;
транспортных средств.
Систему радиационного контроля можно разделить на две подсистемы: радиационного дозиметрического контроля (РДК) и радиационно-технологического контроля (РТК).
Из системы радиационного контроля выделяют подсистему радиационного контроля окружающей среды (РКОС), предназначенную для получения информации о состоянии радиационной обстановки в зоне возможного влияния воздушных выбросов и жидких сбросов АЭС (в санитарно-защитной зоне и наблюдаемой зоне) и дозах облучения ограниченной части населения.
Радиационный контроль на АЭС |
Непрерывный РК с помощью каналов ЦИИСРК на блоках АЭС |
|
Непрерывный РК с помощью каналов ЦИИСРК Спецкорпусов |
|
Непрерывный контроль окружающей среды (СЗЗ, ЗН) с помощью АСКРО |
|
Контроль с помощью носимых и стационарных приборов |
|
Лабораторный контроль |
Рис. 10.1. Радиационный контроль на АЭС
Непрерывный РК с помощью каналов ЦИИСРК
н |
Технологический контроль состояния защитных барьеров |
|
|
Дозиметрический контроль |
|
Контроль окружающей среды |
|
Контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений |
Рис. 10.2. Радиационный контроль на блоках АЭС
Радиационный контроль окружающей среды |
Активность вы- бросов в вент-трубу блоков, аэрозолей, йодов, ИРГ по каналам ЦИИСРК |
|
Активность вы- бросов в вент-трубу блоков радиометрами РКС-02 ”Калина” |
|
Активность вы- бросов в вент-трубу Спецкорпусов аэрозолей, йодов, ИРГ по каналам ЦИИСРК |
|
Активность вы- бросов в вент-трубу Спецкорпусов радиометрами РКС-02 ”Калина” |
|
МЭД гамма-излучения от БНТ турбинного отделения, конденсаторов турбин |
|
МЭД гамма-излучения, объёмная активность воды по каналам АСКРО |
|
Объёмная активность тех. воды ответст-венных потре-бителей блоков и сетевой воды блоков |
|
Объёмная активность тех. воды неот-ветственных потребителей Спецкорпусов |
Рис. 10.3. Радиационный контроль окружающей среды на АЭС
Радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений |
Уровень поверхностного загрязнения оборудования, помещений ЗСР |
|
Уровень поверхно-стного загрязнения спецодежды, СИЗ персонала. МЭД гамма-излучения загрязнения выносимых из ЗСР материалов |
|
Уровень поверхностного загрязнения кожных покровов персонала |
|
Уровень поверхностного загрязнения личной одежды персонала, покидающего территорию АЭС |
|
Уровень поверхностного загрязнения (МЭД гамма-излучения) транспортных средств покидающих территорию АЭС |
|
Снятие ,-картограмм на путях выхода персонала из ЗСР |
Рис. 10.4. Радиационный контроль на АЭС по предупреждению загрязнений РВ
Радиационный контроль лабораторными методами |
Радиационный контроль защитных барьеров |
|
Радиационный контроль жидких технологических сред |
|
Контроль газоаэрозольных выбросов с блоков и спецкорпусов |
|
Контроль активности жидких сбросов в окружающую среду |
|
Контроль активности радиоактивных отходов |
|
Контроль активности аэрозолей, йодов, ИРГ в рабочих помещениях при ППР блока |
|
Радиационный контроль окружающей среды |
|
Индивидуальный дозиметрический контроль |
Контроль доз внешнего облучения персонала АЭС |
|
Контроль доз внутреннего облучения персонала АЭС |
|
Контроль доз облучения населения в районе расположения АЭС |
Рис. 10.5. Система радиационного контроля на АЭС. Лабораторный контроль
Система радиационного контроля включает в себя организационно-методическую и аппаратурную части. Первая предусматривает идеологию проектируемой и разрабатываемой системы РК, вторая - ее техническую реализацию.
В организационном плане СРК состоит из четырех подсистем:
подсистема радиационного технологического контроля (РТК);
подсистема радиационного дозиметрического контроля (РДК);
подсистема индивидуального дозиметрического контроля (ИДК);
подсистема контроля окружающей среды.
Подсистема РТК предназначена для контроля радиоактивности сред технологических контуров, систем вентиляции, контроля герметичности оборудования в целях определения состояния защитных барьеров на пути распространения радионуклидов (герметичности трубопроводов и оборудования с радиоактивными веществами), а также эффективности работы систем очистки радиоактивных сред.
Подсистема РТК осуществляет контроль:
активности теплоносителя 1-го контура по:
плотности потока запаздывающих нейтронов;
суммарной активности теплоносителя (косвенно по МЭД).
активности теплоносителя 2-го контура по:
мощности экспозиционной дозы от трубопроводов «острого» пара;
объемной активности в продувочной воде парогенераторов;
объемной активности инертных радиоактивных газов на выхлопе эжекторов турбины;
мощности экспозиционной дозы паровоздушой смеси перед эжекторами турбины;
объемной активности сепарата после сепаратора-пароперегревателя (СПП).
объемной активности воды промконтура;
активности воздуха в вытяжных вентиляционных системах и в помещениях реакторного отделения и спецкорпуса по:
объемной активности инертных радиоактивных газов;
объемной активности аэрозолей;
объемной активности паров йода.
активности газо-аэрозольных выбросов по:
объемной активности инертных радиоактивных газов;
объемной активности аэрозолей;
объемной активности паров йода;
расходу воздуха в венттрубе.
объемной активности технической воды ответственных потребителей;
объемной активности инертных радиоактивных газов в сдувке до и после спецгазоочистки (СГО).
Подсистема радиационно-дозиметрического контроля (РДК) осуществляет контроль радиационной обстановки и индивидуальный контроль персонала. Она является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной безопасности АЭС и осуществляет получение необходимой информации о состоянии радиационной обстановки на АЭС и во внешней среде, а также о дозах облучения персонала.
Количество точек стационарного (дистанционного и местного) контроля обеспечивает получение необходимых и достаточных сведений для оценки и прогнозирования радиационной обстановки на основных рабочих местах и путях следования персонала в ЗСР.
Основными задачами РДК на АЭС являются:
Дозиметрическое обследование и контроль внешней среды:
повседневный, согласно «Регламента радиационного контроля»;
при радиационных авариях.
Дозиметрическое обследование помещений АЭС в целях:
проверки эффективности биологической защиты и выполнения требований радиационной безопасности;
восстановления картины радиационной аварии и оценка ее последствий.
Дозиметрический контроль по помещениям АЭС:
повседневный (плановый);
при ремонтных работах и замене оборудования;
при радиационных авариях.
Индивидуальный контроль внешнего и внутреннего облучения персонала:
повседневный;
при ремонте и замене оборудования;
при радиационных авариях.
Весь необходимый объем РДК на АЭС делится на три части:
плановый контроль;
оперативный контроль;
поисковые научные работы.
Плановый контроль осуществляется при помощи стационарной аппаратуры, переносными и носимыми приборами, путем отбора проб воды, воздуха и т.п. для последующего (радиохимического и радиометрического) лабораторного анализа, измерением нефиксированной (снимаемой) загрязненности методом «мазка» и т.д.
Оперативный контроль включает разовые измерения при допуске персонала к производству радиационно-опасных работ и при ликвидации последствий радиационных аварий.
Объем, характер и периодичность планового РДК (точки контроля, частота измерений и т.д.), проводимого в целях выявления динамики измерения радиационной обстановки, а также учет и порядок регистрации его результатов устанавливаются с учетом условий труда и задач контроля «Регламентом радиационного контроля АЭС».
РДК периодически систематизируется, обрабатывается и подвергается анализу в целях разработки организационно-технических мероприятий по уменьшению доз облучения персонала и загрязнения внешней среды, а также внесения изменений и уточнений в объем контроля на следующий период.
Индивидуальный дозиметрический контроль персонала категории «А» и категории »Б» на АЭС осуществляется в целях недопущения облучения персонала дозами, свыше установленного контрольного уровня, а также предотвращения распространения радиоактивных веществ за пределы ЗСР и промплощадки.
Дозиметрический контроль лиц категории «Б» ограничивается измерением загрязненности тела и личной одежды на проходных АЭС и на проходной при выходе из санитарно-защитной зоны. Этот вид контроля проходит также и весь персонал категории «А».
Индивидуальный контроль персонала категории «А» включает в себя измерение:
доз внешнего облучения;
доз внутреннего облучения (содержание в организме инкорпорированных изотопов);
загрязненности кожных покровов рук, тела и средств индивидуальной защиты, а также степени их очистки.