
- •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
Защитные материалы.
Защитные материалы выбирают с учетом защитных и механических свойств, плотности и стоимости.
Кроме защитных свойств материалы, выбираемые для защиты от ионизирующих излучений на АЭС, должны быть конструкционно-прочными, иметь низкую стоимость, высокую радиационную и термическую стойкость, огнестойкость, химическую инертность, не выделять ядовитых, с резким запахом и взрывоопасных газов под действием нагрева и облучения, сохранять стабильные размеры, допускать возможность механической обработки.
Защитные свойства материалов от нейтронного излучения определяются их замедляющей и поглощающей способностью, степенью активации. Быстрые нейтроны наиболее эффективно замедляются веществами с малым атомным номером, такими как графит и водородсодержащие вещества (легкая и тяжелая вода, пластмассы, полиэтилен, парафин). Для эффективного поглощения тепловых нейтронов применяются материалы, имеющие большое сечение поглощения, соединения с бором: борная сталь, бораль, борный графит, карбид бора, а также кадмий и бетон.
Для защиты от гамма-излучения наиболее часто применяют материалы: свинец, бетон, сталь, железо, вода, свинцовое стекло и т.д.
Металлы наиболее часто применяют для сооружения передвижных защитных устройств, а строительные материалы - для сооружения стационарных защитных устройств.
Свинец (ρ - 11,34 г/см3, Z-82) применяют для поглощения мягкого гамма-излучения, обладает большой текучестью, малой прочностью и высокой стоимостью, невысокой эффективностью поглощения быстрых нейтронов, образованием высокоэнергетического гамма-излучения при захвате тепловых нейтронов.
Сталь (ρ - 7,5…7,9 г/см3, Z-26) обладает большой прочностью, дешевле свинца, но защита имеет больший чем свинцовая объем.
Вольфрам (ρ – 17…19 г/см3, Z-74) применяется для защиты от гамма-излучений высоких энергий, для изготовления особо ответственных частей защиты.
Бетоны. Наиболее широко распространенный материал. Бетон - смесь атомов различных элементов, поэтому подбором его состава можно способствовать ослаблению нейтронов и (или) фотонов. В состав цемента (главной составляющей бетона) входят в основном окислы кальция, кремния, алюминия, железа и легкие ядра, которые интенсивно поглощают гамма-кванты и замедляют быстрые нейтроны. Ослабление плотности потока нейтронов зависит от содержания в бетоне воды и добавок.
В процессе гидратации цемент химически связывает часть воды и становится водородсодержащей компонентой бетона, определяющей его защитные свойства по отношению к нейтронам. Воды в бетоне достаточно, чтобы обеспечить одинаковую эффективность замедления нейтронов всех энергий. Ослабление гамма-излучения обусловливается как содержащимися в нем металлами, так и увеличением плотности бетона, для чего используются в качестве наполнителя железный скарп (стальные шарики, проволока, обрезки стального лома).
В качестве бетонов используют:
строительный бетон (ρ = 2,3 г/см3);
серпентинитовый бетон (ρ - 2,5…2,7 г/см 53).
изготавливается из серпентинитовых заполнителей 3MgO·Si02·2H2O с примесями Al203,FeO,F2O3. Добавляют железную дробь или железные опилки. Отличительная особенность этих бетонов – способность удерживать связанную воду при температуре до 450 0C;
магнетитовые бетоны (ρ - 3,0 г/см3). Добавляют Fe3O4 - магнетитовые заполнители;
баритовые бетоны (ρ - 3,0…3,6 г/см3) - состоят на 80…85 % из BaSO4 и используется как строительный материал.
Вода служит для защиты как от нейтронов, так и от гамма-излучения. Для защиты от нейтронов применяют борированую воду, используя реакцию 10B (n,α)7Li и 1H (n,γ)2D. Но необходимо учитывать, что при этом образуются гамма-кванты с энергиями, соответственно - 0,5 МэВ и 2,23 МэВ.
При изготовлении защиты необходимо учитывать стоимость работ и защитных материалов. Некоторые сравнительные оценки даны в табл. 13.5.
Таблица 13.5