14: Определение и виды роо. Характеристика роо. Классификация радиационных аварий.

РОО - это объект, на котором хранят, перерабатывают, используют или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии на котором или его разрушении может произойти облучение ИИ или радиоактивное загрязнение людей, с/х. животных и растений, объектов народного хозяйства, а также ОПС.

К РОО относятся:

• предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ) - урановой и радиохимической промышленности, места переработки и захоронения радиоактивных отходов;

• предприятия ядерного оружейного комплекса (ЯОК) - предприятия-разработчики ядерных зарядов и ядерных боеприпасов, серийные заводы;

• атомные станции - атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали, атомные станции теплоснабжения;

• объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) - корабельные ЯЭУ, космические ЯЭУ, войсковые атомные электростанции;

• научно-исследовательские и проектные организации (исследовательские и экспериментальные реакторы, испытательные стенды), а также объекты специальной техники (хранилища ядерных боеприпасов, ракетные и другие комплексы ядерного оружия).

Радиационная авария - это авария, сопровождающаяся прямым или кос­венным радиационным воздействием на человека и окружающую природную среду с уровнями, превышающими допустимые пределы.

Радиационная авария - это потеря управления источником ионизи­рующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями персонала, опасными природными явлениями или иными причина­ми, и связанная с выходом радиоактивных веществ за установленные пределы, которая могла привести или привела к незапланированному облучению людей радиоактивному загрязнению окружающей среды, превышающим величи­ны, регламентированные для контролируемых условий.

Потенциальным источником радиационных аварий являются ядерно- и РОО. Наиболее опасными являются аварии на АЭС. Второе место по ра­диационной опасности занимают хранилища радиоактивных отходов, а затем следуют транспортные средства на ядерных двигателях, радиохимические заводы и другие объекты ядерного комплекса.

Аварии на атомных станциях (АС). По видам аварии на АС делятся на:

• максимально-проектные аварии без оплавления топлива, но с частичной раз­герметизацией оболочек твэлов при нормальном срабатывании систем аварийно­го охлаждения активной зоны. Для ее локализации предусматривают проектные решения;

• гипотетические - аварии общего типа, при которой защита АС не обеспечи­вается штатными системами. Она сопровождается частичным или полным рас­плавлением активной зоны. К этому виду аварий относятся также аварии, вы­званные частичным или полным разрушением реактора вследствие преднаме­ренных действий (диверсий) или внешнего взрывного воздействия.

Выбросы и истечения радиоактивных веществ из реактора характеризуются следующими основными радиационными поражающими факторами:

• газоаэрозольная смесь радионуклидов, которая распространяется в виде об­лака на сотни километров и испускает мощный поток ионизирующих излучений;

• радиоактивное загрязнение местности имеет длительный характер в резуль­тате разброса высокоактивных осколков ядерного топлива на территории АС и осаждения радиоактивных частиц из газоаэрозольного облака.

Аварии с выходом РВ в окружающую среду принято классифициро­вать по границе распространения и количеству вышедших при аварии радиоак­тивных веществ.

№ 15: Особенности радиоактивного загрязнения при авариях на АС.

1. 1Вследствие большой продолжительности выбросов и неоднократной перемены за это время направления ветра радиоактивное загрязнение в рассматриваемых условиях будет иметь форму широкого сектора или круга, охватывающего значительную площадь. При ликвидации аварии на ЧАЭС сектор, охватывающий зону ветровых перемещений за 10 суток, составил около 270°.

2. 2Аэрозоли, из которых состоит радиоактивное облако, имеют мелкодисперсный характер с размером частиц 2 мкм и менее, вследствие чего они обладают высокой проникающей способностью через фильтры защитных средств, что способствует их поступлению в органы дыхания человека даже при наличии фильтрующих СИЗ. При оседании на местности и различных поверхностях мелкодисперсные частицы глубоко проникают в грунт, любые макротрещины, краску и т. п., что способствует высокой степени адгезии (удерживаемости) их на поверхности и существенно затрудняет проведение дезактивации.

3. 3Радиоактивное загрязнение местности в рассматриваемых условиях будет иметь неравномерный "пятнистый" характер, когда участки с высокими уровнями радиации могут обнаруживаться на большом удалении от источника загрязнения. Кроме того, и на поверхности самих "пятен" уровни радиации могут иметь мозаичное расположение. На образование "пятен" и "мозаики" влияют атмосферные осадки, вертикальные перемещения воздушных масс в приземном слое атмосферы, а также наличие гравитационных аномалий. Вместе с тем и в уже сформировавшихся зонах загрязнения в результате ветровых переносов и осадков может наблюдаться миграция радиационных загрязнителей.

4. 4Естественный спад активности радионуклидов при загрязнении в результате аварии на АС происходит значительно медленнее и более плавно, чем при загрязнении от ядерных взрывов, а, следовательно, и загрязнение в результате аварии на АС будет продолжаться значительно дольше, чем аналогичное (по исходным уровням радиации) при ядерном взрыве.

№16: Особенности формирования радиационной обстановки при ядерных взрывах.

На местности, подвергшейся радиоактивному загрязнению при ядерном взрыве, образуются два участка: район взрыва и след облака. В свою очередь в районе взрыва различают наветренную и подветренную стороны. Причиной загрязнения местности в районе взрыва являются оседание осколков деления и образование наведенной активности. Плотность загрязнения местности, уровни радиации на ней и дозы до полного распада радиоактивных веществ на границах зон загрязнения убывают с удалением от центра взрыва. Радиус загрязнения района взрыва не превышает, как правило, 2 км. С подветренной стороны загрязнение местности в районе взрыва увеличено за счет наложения на след облака.

Границы зон радиоактивного загрязнения с разной степенью опасности для личного состава можно характеризовать как мощностью дозы излучения (уров­нем радиации) на определенное время после взрыва, так и дозой до полного рас­пада радиоактивных веществ.

По степени опасности загрязненную местность по следу облака взрыва принято делить на следующие четыре зоны.

Зона А - умеренного загрязнения. Дозы излучения до полного распада РВ на внешней границе зоны Д_∞= 40 рад, на внутренней границе Д_∞= 400 рад. Ее площадь составляет 70-80% площади всего следа.

Зона Б - сильного загрязнения. Дозы на границах Д_∞= 400 рад и Д_∞= 1200 рад. На долю этой зоны приходится примерно 10% площади радиоактивного следа.

Зона В - опасного загрязнения. Дозы излучения на ее внешней границе за период полного распада РВ Д_∞=1200 рад, а на внутренней границе Д_∞= 4000 рад. Эта зона занимает примерно 8-10% площади следа облака взрыва.Зона Г - чрезвычайно опасного загрязнения. Дозы излучения на ее внешней границе за период полного распада РВ Д_∞= 4000 рад, а в середине зоны Д_∞= 7000 рад, что составляет 3% площади следа.

Уровни радиации на внешних границах этих зон через 1 ч после взрыва составляют соответственно 8, 80, 240 и 800 рад/ч, а через 10 ч - 0,5; 5; 15 и 50 рад/ч. Со временем уровни радиации на местности снижаются по зависимости приблизительно в 10 раз через отрезки времени, кратные 7. Например, через 7 ч после взрыва мощность дозы уменьшается в 10 раз, а через 49 ч - в 100 раз.

№17: Методы регистрации параметров ИИ.

Приборы, системы и средства радиационного контроля предназначены для измерения степени ионизации окружающей среды, радиационного контроля технологических линий РОО, а также дозиметрического контроля населения в условиях как мирного, так и военного времени. В основе работы приборов и систем радиационного контроля используются различные методы регистрации (индикации) ионизирующего излучения, основными из которых являются:

• ионизационный, основанный на свойстве этих излучений ионизировать любую среду, через которую они проходят, в том числе и детекторное (улавливающее) устройство прибора; измеряя ионизационный ток, получают представление об интенсивности радиоактивных излучений;

• фотографический, основанный на свойстве ионизирующего излучения воздействовать на светочувствительный слой фотоматериалов аналогично видимому свету. Сравнивая плотность почернения пленки с эталоном, можно определить поглощенную дозу излучения, полученную пленкой;

• сцинтилляционный, в основе которого - свечение детектора из люминесцентного материала под воздействием ионизирующих излучений; количество вспышек, пропорциональное мощности излучения, регистрируется фотоэлементным умножителем, преобразующим его в электрический ток;

• химический, основанный на использовании химических изменений, происходящих в некоторых жидких и твердых химических веществах под воздействием ионизирующих излучений, в результате чего изменяется структура вещества, совместно с красителем дающая цветную реакцию; по плотности окраски определяется степень ионизации (дозиметр типа ДП-70М);

• люминесцентный, базирующийся на эффектах радиофотолюминесцентности (ФЛД) и радиотермолюминесцентности (ТЛД): в первом случае под воздействием ионизирующего излучения в люминесцирующем материале создаются центры фотолюминесценции, содержащие атомы и ионы серебра, которые при освещении ультрафиолетовым светом вызывают видимую люминесценцию, во втором - под действием теплового воздействия (нагрева) поглощенная энергия ионизирующих излучений преобразуется в люминесцентную. Интенсивность люминесценции пропорциональна степени ионизирующих излучений.

Принципиальная схема любого прибора радиационного контроля включает воспринимающее устройство (индикатор), детекторное (преобразующее) устройство, блок питания, устройство отображения уровней индикации (стрелочные жидкокристаллические индикаторы, цифровые светодиодные и жидкокристаллические дисплеи и т. п.).

№18: Принцип работы ионизационной камеры при измерении мощности экспозиционной дозы.

Ионизационный метод реализован в ионизационных камерах и в газоразрядных счетчиках.

Ионизационная камера - в простейшем случае это газовый детектор, состоящий из двух параллельных металлических пластин (электродов), пространство между которыми заполняется воздухом или другим газом и является чувствительным объемом детектора. К электродам камеры прикладывается некоторая разность потенциалов от источника постоянного напряжения.

В нормальных условиях газ, заполняющий камеру, является изолятором, поэтому в измерительной цепи ток отсутствует.

При ионизации газа в нем образуются электроны и положительные ионы - газ становится электропроводным. Поскольку к электродам приложена разность потенциалов, то электроны и ионы будут двигаться к соответствующим электродам, и в цепи возникнет ток. Обычно такой ток чрезвычайно мал, и измерить его можно только с помощью специальных измерительных приборов.

Рис. 4.1 .Схема включения токовой ионизационной камеры в измерительную цепь: 1,2-электроды; 3-измерительный прибор; 4- источник питания

В токовых камерах ток i пропорционален мощности поглощенной дозы. Рассмотрим принцип работы токовой камеры. Зависимость ионизационного тока i от напряжения U на электродах, полученная при постоянной мощности дозы излучения, называется вольт-амперной характеристикой токовой камеры.

На участке I этой характеристики значение ионизационного тока зависит от напряжения на электродах, поэтому этот участок является нерабочим. На участке II значение ионизационного тока, называемого в этом случае током насыщения i_н , не зависит от напряжения, приложенного к электродам, а определяется мощностью дозы ионизирующего излучения. Пропорциональная зависимость тока насыщения от мощности дозы на участке II и используется в ионизационных токовых камерах. Участок III - участок газового усиления, используемый в газоразрядных счетчиках.

Ток ионизационной камеры в режиме насыщения определяется выражением

i_н = q·е·V А,

где q - количество пар ионов, образующихся в 1 см³ объема камеры в течение 1 сек, см^-3·с^-1;

е - заряд электрона, равный 1,610^-19 Кл;

V - объем ионизационной камеры, см³.

Допустим, что мощность экспозиционной дозы воздействующего на камеру излучения равна 1 Р/ч количество пар ионов, образующихся в 1 см³ объема камеры в течение 1 сек составит q= 2,08·10⁹/3600 = 5,7810⁵. Тогда:

i_н = 5,7810⁵ ·1,610^-19 ·Х· V = 0,92410^-13 ·Х·V, А

Однако в реальных приборах используют ионизационные камеры закрытых конструкций. И, следовательно, необходимо учитывать вклад в ионизацию воздуха внутри камеры тех электронов, которые образовались в стенке при воздействии на нее гамма-излучения. Это осуществляется введением в выражение отношения μ_kmст/ μ_kmв ,

i_н = 0,92410^-13 V· Х μ_kmст/ μ_kmв, А.

№19: Принцип работы ионизационной камеры при измерении дозы.

Ионизационную камеру применяют и для измерения дозы ионизирующего излучения. В этом случае принцип работы камеры основан на разряде емкости, то есть используется свойство камеры как конденсатора.

Для измерения дозы ионизационная камера предварительно заряжается внешним источником напряжения до начальной разности потенциалов Uо. Тогда заряд камеры будет равен:

Q_o = C·U_{o ,} Кл

где С – емкость камеры, Ф.

При действии ионизирующего излучения в результате ионизации разность потенциалов на электродах камеры будет уменьшаться за счет нейтрализации на них положительных и отрицательных ионов. Так при действии на камеру ионизирующего излучения мощностью дозы Х=1 Р/ч в течение 1 часа, заряд на электродах камеры уменьшится на величину:

∆Q_o = 2,08·10⁹ ·1,610^-19 ·V = 3,32810^-10·V, Кл

Что приведет и к уменьшению напряжения камеры:

, В

Выражение может быть представлено в виде:

U= 3,32810^-10 · · Х , В

Остаточное напряжение на камере составит:

U = U_o − U= U_o − 3,32810^-10 · · Х

№20: Принцип работы газоразрядного счетчика.

Основной недостаток ионизационных камер - низкое значение выходного сигнала, что требует его усиления.

С увеличением напряженности электрического поля ионизационного детектора скорость дрейфа ионов, образованных первичным ионизирующим излучением, будет возрастать. Электроны, обладающие небольшой массой по сравнению с массой положительно заряженных ионов газа-наполнителя, будут с большей скоростью двигаться к собирающему электроду (аноду).

При достижении определенной разности потенциалов кинетическая энергия ускоренных в электрическом поле электронов достигнет величины, при которой наступит ударная ионизация. Вновь образованные вторичные электроны также будут ускоряться в электрическом поле, и производить ионизацию атомов газа-наполнителя. В результате возникает лавинный процесс - газовое усиление первичной ионизации. Коэффициент газового усиления, представляющий собой отношение количества электронов, дошедших до анода, к количеству первичных электронов, может достигать 10⁶-10⁷.

Ионизационные детекторы, в которых используется принцип газового усиления, называются газоразрядными счетчиками.

Конструктивно газоразрядный счетчик выполняется в виде металлического или стеклянного, покрытого внутри слоем металла, цилиндра, по оси которого натянута тонкая металлическая нить, выполняющая роль анода. Катодом служит металлический цилиндр.

Выполнение анода в виде тонкой металлической нити позволяет получить большое значение напряженности электрического поля у поверхности анода, необходимое для создания условий ударной ионизации при сравнительно небольшом напряжении на электродах счетчика.

, В/см,

где U— напряжение между электродами счетчика, В;

r_к — радиус катода счетчика, см;

r_a — радиус анода счетчика, см;

r — расстояние от оси анода до точки внутри объема счетчика, в которой Е имеет значение, определяемое данной формулой, см.

В качестве наполнителей внутренней полости счетчика используются некоторые благородные газы, в частности, аргон, неон и др.

Эффект газового усиления резко увеличивает чувствительность газоразрядных счетчиков по сравнению с ионизационными камерами и позволяет регистрировать отдельные частицы.

При попадании в рабочий объем счетчика ионизирующих частиц в измерительной цепи на сопротивлении анодной нагрузки R возникают импульсы напряжения, частота которых пропорциональна мощности поглощенной дозы.

N = 1,5·10⁴· ·Х с^-1,

где N - частота следования импульсов, с ^-1;

S - площадь поперечного сечения счетчика, см²;

_mкв - массовый коэффициент передачи энергии излучений в воздухе, см²/г.;

ε - эффективность счетчика;

Е γ - энергия гамма-квантов, Мэв;

X - мощность дозы гамма-излучений, р/ч;

Эти параметры отображаются регистрирующим устройством в аналоговой или цифровой форме.

№21: Принцип работы сцинтилляционного детектора.

Ионизирующее излучение, взаимодействуя с веществом сцинтиллятора 1, вызывает в нем вспышки света. Некоторая часть фотонов света через светопровод 2 попадает на фотокатод 3 фотоэлектронного умножителя (ФЭУ) и вырывает из него фотоэлектроны. Фотоэлектроны проходят через фокусирующую диафрагму 4 и ускоряются электрическим полем, существующим между умножающими электродами (динодами) 5. Каждый ускоренный электрон, тормозясь в диноде, выбивает из него несколько вторичных электронов, которые благодаря специальной геометрии динода направляются на последующий динод. Поток электронов собирается на последнем диноде 6, называемом анодом. Питание ФЭУ осуществляется от источника высокого стабилизированного напряжения с делителем 8. В цепь анода 6 включается сопротивление нагрузки 7, на котором формируется импульс напряжения. Коэффициент умножения ФЭУ лежит в пределах 10⁵-10 ^6.

Таким образом, с помощью сцинтилляционного детектора можно измерить поглощенную дозу (по количеству импульсов за определенное время) и ее мощность (по частоте следования импульсов).

№22: Погрешности измерения.

Показания дозиметрического прибора от измерения к измерению могут значительно отличаться. Это обусловлено свойствами самого прибора, статистическим характером измеряемой величины, изменением условий измерения и т.д., все это в совокупности определяет погрешность измерения.

По способу выражения погрешности подразделяют на – абсолютную, относительную и приведенную.

Абсолютной погрешностью измерений называется погрешность, выраженная в единицах измеряемой величины. Абсолютная погрешность ∆Х представляет собой разность между показанием средства измерения Х_изм и истинным (действительным) значением измеряемой величины Х_ист:

∆Х_изм = Х_изм − Х_ист

В связи с тем, что истинное значение величины остается неизвестным, на практике вместо него пользуются действительным значением величины, то есть значением физической величины, найденным экспериментальным путем. Абсолютная погрешность не может служить показателем качества измерений или средства измерений, так как одно и то же ее значение, например ∆Х_изм = 5 Р/ч при мощности дозы в 100 Р/ч, соответствует достаточно высокой точности, а при мощности дозы в 1 Р/ч – низкой.

Относительной погрешностью измерений δ называют величину, равную отношению абсолютной погрешности измерения к истинному значению измеряемой величины.

δ = = × 100%,

Являясь достаточно наглядной характеристикой точности результат измерений, вместе с тем относительная погрешность не вполне подходит для нормирования погрешности средств измерений, так как при различных значениях измеряемых величин Х_изм она принимает различные значения. В связи с этим используется приведенная погрешность.

Приведенной погрешностью средства измерения δ_пр называют величину, равную отношению абсолютной погрешности ∆Х измерительного прибора к нормирующему значению Хн измеряемой величины. В качестве нормирующего значения Хн условно принимают некоторое значение измеряемой величины, которое может быть равно верхнему пределу измерений, протяженности диапазона измерений, длине шкалы и др.

δ_пр = = × 100%,

№23: Классификация приборов радиационного контроля.

Приборы, системы и средства радиационного контроля можно условно разделить на приборы, системы и средства, применяемые для радиационного контроля загрязнения окружающей среды, и приборы, используемые для дозиметрического контроля облучения населения.

Приборы, системы и средства радиационного контроля окружающей среды подразделяются на радиометрические, дозиметрические, спектрометрические, применяемые для непосредственного измерения параметров ионизирующих излучений, и вспомогательные средства: пробоотборники и оборудование радиометрических лабораторий.

Радиометрические приборы: радиометры, радиометры-дозиметры, сигнальные установки.

Дозиметрические приборы: дозиметры, дозиметры-радиометры, индикаторы радиоактивности.

Спектрометрические приборы: альфа, альфа-бета, альфа-бета-гамма спектрометры.

Приборы дозиметрического контроля населения включают приборы контроля внешнего облучения и приборы контроля внутреннего облучения. Приборы, системы и средства радиационного контроля могут быть переносными, стационарными и передвижными (бортовыми), базирующимися на различных видах транспорта.

№24: Технические характеристики измерителя мощности дозы ДП-5В. Подготовить прибор к работе и произвести измерение мощности дозы гамма-излучения. Оценить степень радиоактивного загрязне­ния СИЗ.

ДП-5В предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения на радиоактивно зараженной местности, контроля зараженности объектов и продуктов питания, а также обнаружения бета-излучения.

ТХ ДП-5В 1.Диапазон измерения мощности дозы гамма-излучения от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч. Прибор имеет 6 поддиапазонов измерений в соответствии с положением переключателя: 1-(200) - от 5 до 200 Р/ч; 2-(х1000) - от 500 до 5000 мР/ч; 3-(х100) - от 50 до 500 мР/ч; 4-(х10) - от 5 до 50 мР/ч; 5-(х1) - от 0,5 до 5 мР/ч; 6-(х 0,1) - от 0,05 до 0,5 мР/ч. 2.Основная относительная погрешность измерений при нормальных климатических условиях не более 30%. 3.Прибор сохраняет работоспособность: в интервале температур от -50⁰ до +50⁰С; после дождевания с интенсивностью ± 2 мм/мин; при погружении блока детектирования в воду на глубину до 0,5 м. 4.Время установлений показаний прибора при гарантируемой точности отсчета не более 45с. 5.Питание прибора осуществляется от 3-х элементов типа А-338 или от внешнего источника постоянного тока напряжением 12 или 24В через делитель напряжения. Комплект свежих элементов обеспечивает непрерывную работу в нормальных условиях в течение не менее 55 часов. 6.Масса не превышает: прибора с элементами питания 3,2 кг, полного комплекта в укладочном ящике 8,2 кг.

Подготовка к работе ДП-5В 1.Подключить источники питания, соблюдая полярность, ручку переключателя поставить в положение “Режим” (₈), стрелка прибора должна установиться в закрашенном секторе. 2.Закрыть крышку отсека питания, пристегнуть к футляру ремни и разместить прибор на груди, подключить к нему головные телефоны. 3.Экран БД установить в положение “К”. Ручку переключателя поддиапазонов последовательно установить в положения х1000, х100, х10, х1, х0, 1, при этом: на поддиапазонах х1000, х100 стрелка может не отклоняться, но прослушиваются в телефонах щелчки; на поддиапазоне х10 прослушиваются частые щелчки, показания прибора сравнить с показанием, записанным в формуляре; на поддиапазонах х1, х0,1 в телефонах прослушиваются частые щелчки и стрелка прибора должна зашкаливать. 4. Ручку переключателя установить в положение Режим 5. Установить экран в положение “Г”. 6. Перевести прибор в положение для проведения измерений.

№25: Технические характеристики измерителя мощности дозы ИМД-5. Подготовить прибор к работе и произвести обнаружение радиоак­тивного загрязнения поверхности тары для хранения продуктов.

ИМД-5 предназначен для измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения и обнаружения бета-излучения.

Подготовка к работе ИМД-5 1.Подключить источники питания, соблюдая полярность, ручку переключателя поставить в положение “Режим” (₈), стрелка прибора должна установиться в закрашенном секторе. 2.Закрыть крышку отсека питания, пристегнуть к футляру ремни и разместить прибор на груди, подключить к нему головные телефоны. 3.Экран БД установить в положение “К”. Ручку переключателя поддиапазонов последовательно установить в положения х1000, х100, х10, х1, х0, 1, при этом: на поддиапазонах х1000, х100 стрелка может не отклоняться, но прослушиваются в телефонах щелчки; на поддиапазоне х10 прослушиваются частые щелчки, показания прибора сравнить с показанием, записанным в формуляре; на поддиапазонах х1, х0,1 в телефонах прослушиваются частые щелчки и стрелка прибора должна зашкаливать. 4. Ручку переключателя установить в положение Режим 5. Установить экран в положение “Г”. 6. Перевести прибор в положение для проведения измерений.

ТХ ИМД-5 1.Диапазон измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения от 0,05 мрад/ч до 200 рад/ч. Прибор имеет 6 поддиапазонов измерений в соответствии с положением переключателя: 1 -(200) - от 5 до 200 рад/ч; 2-(х1000) - от 500 до 5000 мрад/ч; 3-(х100) - от 50 до 500 мрад/ч; 4-(х10) - от 5 до 50 мрад/ч; 5-(х1) - от 0,5 до 5 мрад/ч; 6-(х0,1) - от 0,05 до 0,5 мрад/ч. 2.Прибор обеспечивает индикацию плотности потока бета-излучения в пределах от 50 до 50 000 бета-част/(мин см²) с энергией 2,27 МэВ. Диапазон индикации бета-излучения разбит на 3 поддиапазона: 4-(х 10⁴) - от 5000 до 50 000 бета-част/(мин см²); 5-(х 10³) - от 500 до 5000 бета-част/(мин см²); 6-(х10²) - от 50 до 500 бета-част/(мин см²). Отсчет показаний проводится по шкале прибора с последующим умножением на соответствующий коэффициент поддиапазона, причем рабочим является участок шкалы, очерченный сплошной линией. 3.Основная относительная погрешность измерений при нормальных климатических условиях не более +30%. 4.Прибор сохраняет работоспособность: в интервале температур от -50° до +50 °С; после дождевания с интенсивностью ± 2 мм/мин; при погружении блока детектирования в воду на глубину до 0,5 м. 5.Время установлений показаний прибора при гарантируемой точности отсчета не более 45с. 6.Питание прибора осуществляется от 2-х элементов типа А-343 напряжением не более 3 В. Комплект свежих элементов обеспечивает непрерывную работу в нормальных условиях в течение 100 часов. 7. Масса прибора с элементами питания не превышает 3,5 кг, полного комплекта в укладочном ящике - 9 кг.

№26: Технические характеристики измерителя мощности дозы ИМД-2Н. Подготовить прибор к работе и произвести измерение мощности дозы гамма-излучения. Оценить относительную погрешность при­бора.

ИМД-2Н предназначен для измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения и обеспечивает ведение радиационной разведки пешим порядком, осуществляет радиационное наблюдение и контроль радиационной обстановки в интересах экипажей (расчетов) летательных аппаратов, подвижной наземной техники.

ТХ ИМД-2Н 1.Диапазон измерения мощности поглощённой дозы гамма-излучения от 10 мкрад/ч до 1000 рад/ч с разбивкой на поддиапазоны: 1) от 10 до 500 мкрад/ч; 2) от 0,1 до 100 мрад/); 3) от 10 до 1000 мрад/ч; 4) от 0,1 до 10 рад/ч; 5) от 1 до 1000 рад/ч. 2.Время измерения на поддиапозонах: на 1-ом - 90 с на 2-ом, 3, 4 - 8 с на 5-ом - 2 с 3.Основная погрешность измерения в нормальных климатических условиях 25%. 4.Измеритель сохраняет работоспособность (сигнализирует о переполнении регистрирующей схемы путем включения сегмента шкалы, следующего за обозначением "1000") при воздействии ионизирующего излучения МПД более 1000 и до 10000 рад/ч. 5.Время установления рабочего режима - не более 1 минуты. 6.Время непрерывной работы от 1 комплекта элементов типа А-343 (4 шт.) составляет не менее 100 часов. 7.Носимые составные части измерителя прочны при воздействии: солнечного излучения; песка и пыли; падения с высоты 0,75 м на грунт; рабочих растворов для специальной обработки за исключением растворов на основе дихлорэтана. 8.Пульт измерительный ИМД-2-1 герметичен. Допускается кратковременное пребывание его в воде на глубине до 1 м, за исключением его батарейного отсека. 9.В пульте ИМД-2-1 предусмотрена световая сигнализация о снижении напряжения питания пульта до (4-0,5) В, в том числе и при разряде батареи элементов 10.В пульте ИМД-2-1 предусмотрена возможность подсвета шкалы в течение 6-15 с в темное время суток посредством нажатия кнопки "СВЕТ ПРОВ". 11.В пульте ИМД-2-1 предусмотрена возможность включения режима проверки работоспособности пульта посредством нажатия кнопки "СВЕТ. ПРОВ." до появления светового сигнала "ИЗМЕР./ПРОВ", но не более 20 с. 12.При нормальной работоспособности пульта время проверки при мощности дозы фонового излучения до 30 мкР/ч не более 5 мин.

Подготовка к работе ИМД-2Н 1.Проверить комплектность прибора и провести внешний осмотр на отсутствие механических повреждений. Подготовить источники питания и подогнать плечевой ремень. Установить тумблер «ПИТАНИЕ» в положение «ВНЕШ.». 2.Подключить источники питания, для чего: снять крышку отсека питания, отвернув 4 винта, установить элементы А-343 в батарейный отсек, соблюдая полярность; установить крышку на место и завернуть винты. 3. Включить пульт, для чего установить тумблер «ПИТАНИЕ» в положение «ВНУТР.» (В случае появления сигнала «РАЗРЯД», в том числе и кратковременного, заменить элементы питания) Проверка работоспособности прибора осуществляется в следующей последовательности:

• Через 1 с после включения пульта должен загореться сигнал «рад/ч».

• Через 8 с должен появиться сигнал «мрад/ч».

• Через следующие 8 с должен появиться сигнал «мкрад/ч», сегмент шкалы гореть в пределах от 10 до 50 и загореться светодиод «ФОН».

• Нажать кнопку «СВЕТ ПРОВ» пульта до появления светового сигнала «ИЗМЕР/ПРОВ», который должен появиться через 20 с.

• С появлением сигнала «ИЗМЕР/ПРОВ» контролировать исправность каждого сегмента шкалы и светодиодов с обозначениями «мкрад/ч», «мрад/ч», «рад/ч».

• Не более через 5 минут должен исчезнуть сигнал «ИЗМЕР/ПРОВ» и через последующие порядка 90 с должны вновь появиться показания на шкале в пределах от 10 до 50 и выдаваться сигнал «мкрад/ч», а также световые вспышки «ФОН».

№27: Характер развития аварии на АС и формирования радиационной обстановки. Фазы развития аварии. Характеристика зон радио­активного загрязнения местности.

Как показывает практический опыт, аварии на АЭС могут быть двух ти­пов: без разрушения ядерного реактора и с разрушением ядерного реактора. Авария без разрушения ядерного реактора на АЭС возникает при оплавлении аварийных ТВЭЛов, разрыве магистрального трубопровода и других ситуациях и характеризуется выходом из первого контура пара с радиоактивными веществами через вен­тиляционную трубу. Наиболее сложный характер носит ядерная авария с разрушением реактора. Процесс ее протекания и развития радиационной обстановки, на примере катастрофы на ЧАЭС, может быть представлен тремя фазами: ранней, средней и поздней.

Ранняя фаза включает промежуток времени от момента возникновения аварийной ситуации до прекращения выброса продуктов распада в ОС и завершения формирования радиационных полей (оседания радиоактивных осадков). В этот период люди будут подвергаться внешнему облучению - от радиоактивного облака и радиоактивного загрязнения местности и внутреннему - за счет ингаляционного поступления радионуклидов (прежде всего йода-131) в организм человека, которое является наиболее опасным видом облучения. Продолжительность фазы будет зависеть от особенностей аварии и эффективности мер по ее локализации и может колебаться от нескольких часов до нескольких суток. В Чернобыле выбросы из аварийного реактора были прекращены через 10 суток, а формирование радиационных полей закончилось несколько позже (с оседанием пыли и аэрозолей на землю) и зависело от удаления загрязненных территорий от ЧАЭС.

При некоторых авариях, в основном на реакторах типа РБМК, возможно наличие начальной стадии ранней фазы аварии, которая характеризуется возникновением аварийной ситуации в активной зоне реактора с высокой вероятностью выброса РВ и продолжается от начала возникновения аварийной ситуации и до выброса. В зависимости от типа реактора и конкретных условий аварии продолжительность начальной стадии может быть от нескольких часов до суток.

Средняя фаза аварии продолжается от окончания ранней фазы до завершения принятия основных экстренных мер по защите населения. В этот период основное воздействие радиации на человека будет включать внешнее облучение от загрязненной радионуклидами местности и, частично, внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм с пищевыми продуктами местного производства и водой из местных источников водоснабжения. Продолжительность средней фазы будет зависеть от масштаба аварии, наличия сил и средств, осуществляющих проведение мероприятий по защите населения, и объема этих мероприятий. При ликвидации аварии на ЧАЭС эта фаза продолжалась около года.

Поздняя фаза аварии продолжается до тех пор, пока полностью не исчезнет необходимость в проведении плановых мер защиты людей. Здесь основную опасность для населения будет представлять поступление радионуклидов в организм человека с продуктами местного производства, "дарами леса", а также внешнее облучение, когда люди будут находиться на загрязненных территориях по производственной или личной надобности.

№28: Методология определения мер по защите населения при авариях на АС.

Методология предназначена для определения необходимых мер по защите населения при авариях на АС в соответствии с требуемыми критериями на основе мониторинга радиационной обстановки и ее прогнозирования, а также для определения порядка выполнения этих мер защиты. Работы по определению мер защиты населения осуществляются в два этапа: I-й этап - определение зон планирования мер по защите населения; II-й этап - определение зон применения мер по защите населения, проводимое при возникновении и развитии аварии на всех ее фазах. Методология предусматривает решение следующих основных задач: На ранней фазе развития аварии - определение зон экстренных мер защиты населения: в пределах 30-километровой зоны - эвакуации и различных мер защиты за ее пределами. На средней и поздней фазах аварии - определение соответственно зон основных экстренных мер защиты и плановых мер защиты населения.

Целью методологии является определение системы мер по защите населения при авариях на АС методом зонирования территории, где проживает население, в течение всего периода ее радиоактивного загрязнения на базе решения таких промежуточных задач, как прогнозирование и оценка фактической радиационной обстановки. Кроме этого заблаговременное определение зон постоянных мер защиты населения в 30-километровой зоне АС позволяет заранее проводить целенаправленную подготовку органов управления ГОЧС и населения в данной зоне к действиям в условиях аварии и значительно сократить время на принятие решения по мерам его защиты и их проведения при возникновении аварии.

Таблица Структура методологии определения мер по защите населения при авариях на АС

Определение размеров и положения зон планирования, мер по защите населения осуществляется по данным моделирования возможных аварий. Вследствие того, что направление ветра в момент аварии предвидеть невозможно, планирование осуществляется по круговым зонам. Зона №1 - зона общей упреждающей эвакуации населения, которая должна проводиться при возникновении начальной стадии ранней фазы аварии. Зона представляет собой круг с радиусом в зависимости от типа и мощности реактора (ВВЭР-100 – 5-7 км, РБМК-1000 – 10-15 км). Зона № 2 - зона общей экстренной эвакуации населения. В условиях отсутствия НС РФА она включает в себя зону № 1 и представляет собой круг радиусом 30 км для всех типов реакторов. При наличии НС РФА зона представляет собой кольцо с минимальным радиусом, равным радиусу зоны № 1 (R1), и максимальным радиусом, равным 30 км (R2). Критерий - не превышение дозы на все тело и щитовидную железу за время эвакуации - 5 и 25 рад соответственно. Зона № 3 - зона планирования различных мер защиты населения, определяемых при возникновении аварии, представляет собой круг радиусом более 30 км. В зоне прогнозируется максимально возможная глубина распространения загрязненного воздуха в соответствии с характером аварии и метеоусловиями. Зоны планирования № 1 и № 2 наносятся на карту на 1-ом этапе работы. Основой определения размеров и положения зон проведения мер по защите населения методом прогнозирования является определение размеров и положения прогнозируемой зоны распространения загрязненного воздуха при аварии. Расчеты проводятся на основании “Методики оценки радиационной обстановки”. Может проводиться уточнение зон проведения мер по защите населения методом выявления и оценки фактической обстановки. Зоны проведения мер защиты № 1, 2, 3 в зависимости от величины т. н. угла разворота ветра могут иметь конфигурацию сектора, полукруга или в отдельных случаях круга. По статистике характера метеоусловий наиболее вероятна конфигурация зон в виде сектора круговых зон планирования с углом φ.

ЗВО – начало отселения при мощности эквивалентной дозы 30 мЗв, окончание отселения – 10 мЗв.

ЗО – если прогнозируется, что накопленная за 1 месяц доза будет выше указанных уровней в течение года.

ЗРК – доза составит от 1-5 мЗв в год. В этой зоне помимо мониторинга объектов ОС, с/х. продукции и доз внутреннего и внешнего облучения населения, осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые меры защиты.

ЗОП – доза 5-20 мЗв в год. Добровольный въезд на указанную территорию для постоянного проживания ограничен.

ЗО – от 20 до 50 мЗв в год. Запрещается проживание.

ЗОТЧ – более 50 мЗв. Хозяйственная деятельность регулируется спец. актами, проживание запрещено.