
- •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
Радиационная безопасность и радиационный контроль Федеральный закон “Об использовании атомной энергии”
№ 170-ФЗ от 21.11.95 г.
“На территории Российской Федерации осуществляется государственный контроль за радиационной обстановкой в целях своевременного выявления изменений радиационной обстановки, оценки, прогнозирования и предупреждения возможных негативных последствий радиационного воздействия для населения и окружающей среды...
Порядок организации и функционирования системы государственного контроля за радиационной обстановкой на территории Российской Федерации и полномочия соответствующих органов, осуществляющих такой контроль, определяются Правительством Российской Федерации” (ст. 21).
5.1 Нормы радиационной безопасности – нрб-99/2009
Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектирования радиационно-опасных объектов1. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований государственных нормативов, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения, кроме источников излучения, создающих при любых условиях обращения с ними:
- индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;
- индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;
- коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.
Требования Норм и Правил не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.
Радиационному контролю подлежат:
- радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;
- радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;
- радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения;
- уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм.
Основными контролируемыми параметрами являются:
- годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 3.1 НРБ-99/2009);
- поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления;
- объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и др.;
- радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;
- доза и мощность дозы внешнего излучения;
- плотность потока частиц и фотонов.
5.2 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – оспорб-99/2010
Радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения должен осуществляться за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения. В каждой организации система радиационного контроля должна предусматривать конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля.
Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.
Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает2:
- измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;
- измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;
- определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;
- измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;
- определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.
Система радиационного контроля объектов I и II категорий должна использовать следующие технические средства3:
- непрерывного контроля на основе стационарных автоматизированных технических средств;
- оперативного контроля на основе носимых и передвижных технических средств – носимых и переносных приборов РК;
- лабораторного анализа на основе стационарной лабораторной аппаратуры, средств отбора и подготовки проб для анализа.
Автоматизированные системы должны обеспечивать контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, хранение и выдачу информации.
Рис.5.1 Организация радиационного контроля на предприятии
Радиационный контроль осуществляется специальной службой – службой РБ (Рис. 5.1), которая обеспечена необходимыми методами и аппаратурой для определения параметров, характеризующих состояние радиационной безопасности. В общей структуре предприятия служба РБ подчинена непосредственно главному инженеру предприятия, который отвечает за обеспечение радиационной безопасности предприятия.
Начальник службы РБ отвечает за организацию и осуществление производственного радиационного контроля и обязан обеспечить проведение организационных и технических мероприятий по созданию безопасных условий труда, инструктаж и обучение персонала безопасным методам работы, контроль за соблюдением технологических инструкций и правил радиационной безопасности, следить за радиационной обстановкой и ее соответствием административным и контрольным уровням, принимать меры по снижению доз внешнего и внутреннего облучения персонала и уменьшению радиоактивных загрязнений до возможно низких и экономически оправданных значений, обеспечить персонал спецодеждой, спецобувью, средствами индивидуальной защиты, защитными экранами, инструментом и приспособлениями. Служба РБ состоит из групп: оперативного контроля за радиационной обстановки; индивидуального дозиметрического контроля; ремонта и поверки приборов; радиационного контроля внешней среды4.
Радиационный контроль (Рис.5.2) можно подразделить на две основные части: контроль за радиационной обстановкой в помещениях учреждения и на его территории и индивидуальный дозиметрический контроль за внешним и внутренним облучением персонала. Контроль за радиационной обстановкой состоит из планового и специального контроля, который осуществляется с помощью стационарных установок и переносных приборов.
Рис.5.2 Состав радиационного контроля на предприятии
Плановый контроль проводится в соответствии с заранее разработанным планом-графиком радиационных измерений. Применяемые для этого вида контроля стационарные приборы, имеющие автоматическую сигнализацию превышения фиксированных уровней мощности дозы внешнего ионизирующего излучения и концентрации радиоактивных веществ в воздухе производственных помещений, служат для получения оперативной информации о состоянии радиационной обстановки, о ее изменении, а также о возникновении возможных аварийных ситуаций. В местах, где нет точек стационарного контроля, а также для уточнения показаний стационарных установок используют переносные приборы.
Специальный контроль проводится для получения дополнительных сведений о радиационной обстановке в период планово-предупредительных ремонтов и перегрузок топлива; при возникновении аварийных ситуаций, а также для уточнения объема планового радиационного контроля.
Для непрерывного дистанционного контроля радиационно-опасных объектов используются стационарные системы радиационного контроля. Система радиационного контроля (СРК) предназначена для получения, обработки и представления измерительной информации о радиационной обстановке на исследовательских реакторах и АЭС, а также о радиационных параметрах технологических сред и о состоянии защитных барьеров на пути распространения радионуклидов, образующихся, при делении ядерного топлива. Стационарные системы РК должны давать измерительную информацию и осуществлять сигнализацию как на щитах РК, так и в местах установки блоков детектирования. Системы радиационного контроля можно разделить на две подсистемы: радиационного дозиметрического контроля и радиационного технологического контроля (или система КГО твэлов). Иногда из системы РК выделяют отдельно подсистему РК окружающей среды, предназначенную для получения информации о состоянии радиационной обстановки в зоне возможного влияния воздушных выбросов и жидких сбросов АЭС (в санитарно-защитной и наблюдаемой зонах).
Контроль загрязнения радионуклидами средств индивидуальной защиты (СИЗ), спецодежды и тела персонала осуществляется стационарными установками контроля загрязнения, которые устанавливаются в санпропускнике и на выходе из зданий, а поверхностей помещений – переносными приборами и с помощью мазков.
Персонал предприятия должен быть обеспечен индивидуальными дозиметрами термолюминесцентного типа, на аварийно-опасных участках персонал снабжается аварийными дозиметрами, в настоящее время часто применяются прямопоказывающие электронные дозиметры-сигнализаторы.
Ремонт, поверку и градуировку приборов всех видов радиационного контроля обеспечивает специальная группа ремонта и поверки дозиметрических приборов, в распоряжении которой должны быть образцовые приборы и источники излучения.
Для проведения радиационного контроля за окружающей средой вокруг предприятия (радиусом 10 – 12 км) предусматривается сеть специально оборудованных пунктов наблюдения, которые размещаются преимущественно в населенных пунктах и местах, доступных для проезда автомашин и обслуживания в течение всего года. Служба контроля радиационной обстановки вокруг радиационно-опасного предприятия имеет специально оборудованные транспортные средства, предназначенные для отбора проб объектов окружающей среды, а также проведения гамма-спектрометрических измерений непосредственно на местности. Обязательный радиационный контроль – измерение уровня гамма-фона на местности в радиусе не менее 25 – 30 км от предприятия. На основании этих измерений определяют дозовую нагрузку на население. Контроль загрязнения окружающей среды на пунктах наблюдения включает контроль мощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности; контроль загрязнения атмосферного воздуха, почвы, растительности, воды открытых водоемов, донных отложений, рыбы, сельскохозяйственных продуктов питания, молока и кормов местного производства.