- •Г.Димитровград
- •Содержание
- •1. Основы ядерной физики 7
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •Термины и определения
- •Основы ядерной физики
- •Строение атома и атомного ядра
- •Радиоактивный распад элементов
- •1.2.1 Радиоактивность
- •1.2.2 Превращения атомных ядер
- •Ядерные реакции
- •1.3.1 Деление ядер и управляемая цепная ядерная реакция
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •1.3.2 Термоядерные реакции
- •Основы дозиметрии
- •Виды ионизирующих излучений
- •Основные понятия радиоактивности
- •2.2.1 Закон радиоактивного распада
- •2.2.2 Активность
- •Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом
- •2.3.1 Взаимодействие гамма-излучения с веществом
- •2.3.2 Взаимодействие нейтронов с веществом
- •2.3.3 Взаимодействие альфа-частиц с веществом
- •2.3.4 Взаимодействие бета-частиц с веществом
- •Выбор защитных материалов
- •Понятия о дозах внешнего и внутреннего облучения
- •Основные пределы доз
- •Биологическое действие ионизирующих излучений
- •2.6.1 Радиационная опасность излучений и их источников
- •2.6.2 Острые поражения и отдаленные последствия облучения ионизирующим излучением
- •Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод
- •2.2.1 Ионизационные камеры
- •2.2.2 Газоразрадные счетчики
- •2.2.3 Полупроводниковые детекторы
- •Сцинтилляционный метод
- •Люминесцентный метод
- •Основные понятия об атомных станциях
- •4.1 Классификация атомных станций по назначению
- •4.2 Классификация аэс по числу контуров
- •4.3 Классификация аэс по типу реактора
- •4.4 Основное оборудование отечественных аэс
- •4.4.1 Основное оборудование аэс с реакторами ввэр
- •4.4.2 Основное оборудование аэс с реакторами рбмк
- •4.4.3. Основное оборудование аэс с реакторами бн
- •4.5 Обеспечение безопасной работы аэс
- •Радиационная безопасность и радиационный контроль Федеральный закон “Об использовании атомной энергии”
- •5.1 Нормы радиационной безопасности – нрб-99/2009
- •5.2 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – оспорб-99/2010
- •5.3 Основы дозиметрического контроля
- •5.3.1 Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля акидк-301
- •5.3.2 Индивидуальные электронные дозиметры гамма- и рентгеновского излучения дкг-ат2503/2503а
- •5.4 Оборудование радиационного контроля на аэс
- •5.4.1 Стационарная система контроля радиационной безопасности
- •5.4.1.1 Блоки и устройства детектирования акрб
- •5.4.2 Автоматизированная система радиационного контроля ниц сниип
- •5.5 Радиационный технологический контроль
- •5.6 Сбор, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов
- •5.7 Дезактивация
- •5.7.1 Дезактивация оборудования и помещений
- •5.7.2 Дезактивация спецодежды
- •5.7.3 Дезактивация кожных покровов тела
- •Методики выполнения измерений переносными приборами
- •6.1 Контроль мощности дозы и плотности потоков излучений
- •6.1.1 Дозиметр-радиометр мкс-ат1117м
- •6.2 Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей
- •6.2.1 Контроль радиоактивного загрязнения методом мазков
- •6.2.2 Контроль радиоактивного загрязнения приборами
- •6.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов
- •6.4 Измерения радиоактивных газов и аэрозолей
- •6.5 Контроль радиоактивных газов
- •6.6 Контроль радиоактивных аэрозолей
- •6.6.1 Аэрозольно-газовый радиометр рв-4 "Дымка"
- •6.7 Измерение активности жидкости радиометром ржб-11п
- •Защита от ионизирующих излучений
- •7.1 Средства индивидуальной защиты
- •7.2 Элементы расчетов радиационной защиты
- •7.2.1 Расчет защиты от альфа- и бета-излучения
- •7.2.2 Расчет защиты от фотонного излучения
- •7.2.3 Расчет защиты от нейтронов
- •Список литературы
4.3 Классификация аэс по типу реактора
В реакторах на тепловых нейтронах обязательно наличие замедлителя, для того чтобы быстрые нейтроны, образующиеся во время реакции деления урана, замедлять до энергии тепловых нейтронов, с помощью которых эта реакция осуществляется. В соответствии с этим реакторы классифицируют в зависимости от того, какие вещества применяются в нем в качестве замедлителя и теплоносителя. Так, например, существуют водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР), в которых замедлителем и теплоносителем является обыкновенная химически обессоленная вода, водографитовые, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем графит и т. д.
Развитие АЭС, работающих по одноконтурной схеме, в СССР шло на базе канальных кипящих реакторов большой мощности типа РБМК-1000 электрической мощностью 1000 МВт. Интенсификация теплообмена в тепловыделяющих сборках (ТВС) реактора РБМК-1000 позволила без изменения размеров и числа топливных каналов повысить мощность каждого канала в 1,5 раза и приступить к строительству АЭС с реакторами РБМК-1500. Развитие же корпусных энергетических реакторов водо-водяного типа шло с постепенным увеличением единичной установленной электрической мощности до 440 МВт. Более мощный водо-водяной реактор типа ВВЭР-1000, электрическая мощность которого 1000 МВт, появился сравнительно недавно. Первый в СССР реактор такой мощности был установлен на V блоке Нововоронежской АЭС.
В качестве теплоносителя в схеме двухконтурной АЭС, показанной на рис. 4.1, б, могут быть использованы также и газы. Газовый теплоноситель прокачивается через реактор и парогенератор газодувкой, играющей ту же роль, что и главный циркуляционный насос, но в отличие от водного для газовых теплоносителей давление в первом контуре может быть не только выше, но и ниже, чем во втором. При использовании вместо паровой турбины газовой атомные электростанции с газовым теплоносителем могут работать и по одноконтурной схеме. Реакторы с газовым теплоносителем могут работать как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Но пока все действующие АЭС с газовым теплоносителем двухконтурные и работают с реакторами на тепловых нейтронах.
Широкое распространение за рубежом получили одноконтурные АЭС с корпусными кипящими реакторами на тепловых нейтронах. Оборудование контура, включая турбину, работает на них в условиях радиоактивности. Продукты коррозии конденсатно-питательного тракта попадают в реактор, где происходит их активация, что приводит к повышению радиоактивности теплоносителя и оборудования контура. Кроме того, такие реакторы имеют настолько большие габариты, что доставка их железнодорожным транспортом к месту строительства АЭС невозможна. В нашей стране реакторы такого типа не нашли промышленного применения.
Так как в реакторах водо-водяного типа замедлителем и теплоносителем является обычная химически обессоленная вода, то их еще называют легководными. Кроме них существуют еще тяжеловодные реакторы, в которых в качестве замедлителя используется тяжелая вода. АЭС с канальными реакторами, использующими в качестве теплоносителя обычную воду, а в качестве замедлителя — тяжелую, получили широкое распространение только в Канаде. Их большим преимуществом является то, что они позволяют использовать в качестве топлива необогащенный природный уран. Однако высокая стоимость получения тяжелой воды ограничивает применение этого типа реакторов.
