
- •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
. Особенности обеспечения радиационной безопасности при производстве особо радиационно-опасных работ
Необходимость производства особо радиационно-опасных работ возникает в случаях, когда имеет место радиационная авария или когда уровни радиационных факторов значительно могут превышать нормальные (контрольные) в результате чего возможно повышенное облучение персонала и повышенное загрязнение объектов радиоактивными веществами.
Авария радиационная - любое незапланированное событие на любом объекте с радиационной или радиационно-ядерной технологией, если при возникновении этого события имеют место два условия:
утеря контроля над источником;
реальное (или потенциальное) облучение людей, связанное с утерей контроля над источником.
Для решения вопросов обеспечения радиационной зашиты населения и безопасности персонала аварии классифицируют как:
1. Авария коммунальная - это такая радиационная авария, последствия которой не ограничиваются помещениями объекта и его промплощадкой, а распространяются на окружающие территории, где проживает население, которое может реально или потенциально подвергаться облучению.
2. Авария глобальная - это коммунальная радиационная авария, под влияние которой попадает значительная часть (или вся) территории страны и ее населения.
3. Аварии локальная - это коммунальная радиационная авария, при которой в зоне аварии проживает население общей численностью до десяти тысячи человек.
4. Авария промышленная - это такая радиационная авария, последствия которой не распространяются за пределы территории производственных помещений и промплощадки объекта, а аварийному облучению подвергается только персонал
5. Аварийное облучение - непредвиденное повышенное облучение персонала и/или населения вследствие радиационной аварии.
6. Авария на АЭС – это такое отклонение от технологического режима на станции, которое может создать опасность облучения персонала или населения выше допустимых уровней, установленных НРБУ-97.
Рассматривают проектные аварии на АЭС, приводящие к поступлению в окружающую среду намного больших количеств радиоактивных загрязнений, чем при нормальной работе АЭС. Это количество радионуклидов ограничивается санитарно-гигиеническим законодательством: дозовая нагрузка на щитовидную железу ребенка на границе санитарно-защитной зоны в результате ингаляции радиоактивных изотопов йода примерно 30 бэр, а доза на все тело около 10 бэр/год. Локализующие системы на всех АЭС обеспечивают не превышение этих нормативов с запасом. Если предположить, что запас не обеспечен, то за пределы АЭС (при наихудших условиях рассеивания в атмосферу) допустимое поступление: радиоактивных благородных газов -2,5*105 Ки; изотопов йода -3,5*105 Ки и 137Cs -400 Ки.
Запроектные аварии АЭС - события, для которых нет технических средств, ограничивающих радиоактивные поступления за пределы АЭС. Пример такой аварии - Чернобыльская АЭС, которая по классификации МАГАТЭ отнесена к 7-й (высшей) категории. По некоторым оценкам за пределы энергоблока выброшено более 20*106 Ки радионуклидов, в том числе в атмосферу: 131I - 6*1017 Бк; 137Cs - 7*1016 Бк; 90Sr - 8,1*1015 Бк. Площадь, на которой отмечено действие выброса Чернобыльской АЭС, составила 20000 км2 (территория, выведенная из хозяйственного пользования вблизи ЧАЭС составляет около 3000 км2).
При радиационной аварии, когда имеет место выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы в количествах, превышающих значения для нормальной эксплуатации и требуется прекращение нормальной эксплуатации АЭС в зависимости от границ распространения радиоактивных веществ и радиационных последствий, радиационные аварии подразделяются на следующие:
локальная авария - это нарушение в работе АЭС, при котором происходит выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы оборудования, технологических систем и сооружений в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации значения;
местная авария - это нарушение в работе АЭС, при котором происходит выход радиоактивных продуктов в пределах санитарно-защитной зоны АЭС в количествах, превышающих установленные значения для нормальной эксплуатации;
общая авария - это нарушение в работе АЭС, при котором происходит выход радиоактивных продуктов за границу санитарно-защитной зоны АЭС в количествах, превышающих установленные значения для нормальной эксплуатации.
На практике могут возникнуть случаи небольших проливов, россыпей технологических сред отходов, приводящих к незначительному радиоактивному загрязнению помещений, территорий и спецодежды персонала. Эти случаи, если они не привели к облучению персонала и выбросу радиоактивных веществ во внешнюю среду, относятся к радиоактивным инцидентам и рассматриваются как нарушение инструкций по радиационной безопасности.
Для обеспечения необходимых работ и деятельности персонала на предприятиях создается аварийный план - план действий в случае аварии на любом объекте, где осуществляется практическая деятельность, связанная с радиационными или радиационно-ядерными технологиями.
При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения проводятся защитные мероприятия, применимые, как правило, к окружающей среде и (или) к человеку. Такое вмешательство влечет за собой не только экономический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровье населения, психологическое воздействие на население и экологический ущерб.
Поэтому при принятии решений о характере вмешательства руководствуются следующими принципами:
предлагаемое вмешательство должно принести обществу и прежде всего облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость (принцип обоснования вмешательства);
форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения дозы, т.е. польза от снижения радиационного ущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).
Наряду с работами по ликвидации аварий и их последствий особо радиационно-опасными работами на АЭС являются:
работы с отработанным ядерным топливом (транспортировка, перегрузка и т.д.);
работы на реакторе при частичном отсутствии защиты (открытый реактор), в бассейнах выдержки и перегрузки, подреакторном пространстве и внутри корпуса реактора;
ремонтные и сварочные работы на загрязненном и активированном оборудовании, дезактивационные работы и работы по ликвидации последствий аварийной ситуации.
Снижение облучения персонала до возможно низкого уровня особенно актуально для периода проведения планово-предупредительных, регламентных работ и перегрузок ядерного топлива, так как в этот период персонал АЭС получает, как правило, 70…80 % годовой коллективной дозы. В период ППР и перегрузки топлива на АЭС выполняется основной объем ремонтных и профилактических работ, большая часть которых является особо радиационно-опасными. Поэтому, указанные работы тщательно планируются и контролируются.
Основным направлением снижения облучения в этот период является тщательное предварительное планирование дозовых нагрузок при выполнении таких радиационно-опасных работ, как транспортно-технологические операции на реакторе, операции по ревизии и ремонту реактора и оборудования I-го контура, работы по его дезактивации и контролю состояния металла. Делается расчет ожидаемых дозовых затрат на этих операциях и сравнение их с планируемыми дозозатратами. Если ожидаемые дозозатраты окажутся выше планируемых, разрабатываются дополнительные технические средства и организационные меры для снижения их до необходимого уровня. Перед началом планируемых ППР и перезарядке ядерного топлива составляется сетевой план-график работ, который утверждается главным инженером АЭС.
В нем указываются все операции, выполняемые с момента остановки реактора и до его пуска по окончании работ. По каждой операции указывается время ее начала и окончания, количество человек, участвующих в ее выполнении, т.е. планируемые трудозатраты. В отдельном документе или непосредственно на плане-графике приводятся дозовые затраты (чел.*бэр) на выполнение каждой операции.
Перед планово-предупредительными работами и перегрузкой проводится радиационное обследование на рабочих местах, планируется выполнение работ по дезактивации помещений и съемного оборудования, выгораживанию ремонтных зон, организации саншлюзов, установке защитных экранов и т.п. Все работы с высокоактивными сборками и оборудованием проводятся дистанционно, с применением специальных автоматических или полуавтоматических приспособлений под постоянным контролем дежурного дозиметриста и по рабочим программам и инструкциям, утвержденным главным инженером.
При проведении работ, во избежание случайного облучения персонала, ведется строгий учет всех перемещений кассет и технологических каналов, технологического оборудования и фиксируется их местонахождение в оперативной документации соответствующих цехов.
До начала работ, в процессе их проведения и после окончания работ дежурным дозиметристом осуществляется контроль мощности дозы гамма-излучения, концентрации бета-активных газов и аэрозолей и уровней загрязнения поверхностей.
При наличии прострельного излучения, по возможности, устанавливаются дополнительные защитные экраны; ограждается область с повышенным уровнем излучения дисциплинирующим барьером; вывешиваются предупреждающие знаки радиационной опасности. Перед извлечением из реактора различных устройств очищается рабочее место от всего постороннего и к появлению новых предметов на рабочем месте нужно относиться крайне осторожно и немедленно определять мощность дозы от них. Извлеченные из реактора или из устройств I-го контура, бассейна выдержки и перегрузки любых предметов производится дистанционно и под непосредственным руководством начальников смен реакторного цеха и отдела охраны труда.
При срабатывании сигнализации о превышении установленных порогов мощности дозы все работы прекращаются, и извлекаемый предмет возвращается на место.
Категорически запрещается брать в руки предметы, имеющие высокую активность и предметы, неизвестные и необследованные дозиметристом.
Производство особо радиационно-опасных работ оформляется приказом по АЭС с определением порядка их проведения и особых условий работы и контроля. Работы в контролируемой зоне, ремонтные и другие работы в необслуживаемых помещениях АЭС производятся по дозиметрическим нарядам (см. рис. 11.1).
Дозиметрический наряд - есть письменное разрешение на выполнение работ в условиях повышенной радиационной опасности, определяющее место, время и условия производства работ, необходимые меры и средства обеспечения РБ, состав бригады и лиц, ответственных за выполнение правил РБ при выполнении работы. На станции имеется перечень необслуживаемых и полуобслуживаемых помещений и типовой перечень работ, на производство которых требуется оформление дозиметрического наряда.
В типовой перечень работ выполняемых по дозиметрическому наряду включается:
ревизия и ремонт оборудования и трубопроводов I-го и II контуров, промконтура;
ревизия и ремонт оборудования и контуров расхолаживания бассейна выдержки (после I-ой перегрузки);
любые работы в бассейнах выдержки и перегрузки;
ревизия и ремонт оборудования и трубопроводов системы аварийной подпитки спринклерной установки, системы СВО, спецканализации, системы подпитки и уплотнения ГЗЗ;
продувка импульсных линий и монтаж (замена) датчиков;
замена и ревизия фильтров вентсистем реакторного отделения и спецкорпуса;
транспортно-технологические операции ВКУ;
ревизия и осмотр ВКУ;
обследование металла и трубопроводов I-го и II-го контуров;
извлечение сборок детекторов ВРК и каналов энерговыделения при перегрузках;
отбор проб отложений, кубового остатка, фильтрующих материалов, дезактивационных растворов;
проведение дезактивации помещений и оборудования, сортировка сухих радиоактивных отходов и т.д.
Списки лиц, имеющих право выдавать дозиметрический наряд и быть ответственными руководителями и производителями работ, утверждается главным инженером АЭС.
Все лица, выдающие дозиметрический наряд и производящие работы по нему, несут ответственность за РБ при выполнении работ.
АЭС БЛОК № ______________
(подразделение)