- •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
6.5 Контроль радиоактивных газов
Измерение концентрации РБГ основано на счете отдельных -частиц или -квантов и на измерении ионизационного тока, создаваемого этими частицами (квантами).
Для практического использования при отборе проб и радиометрии -активных газов удобны переносные цилиндрические камеры с торцовым счетчиком и складывающимися стенками из тонкого полиэтилена. Размеры камеры (радиус 15 см и высота 30см) были выбраны оптимальными, ибо при дальнейшем увеличении размера чувствительность растет очень медленно. Масса камеры не превышает 1 кг. Исследуемый воздух засасывается в камеру через отверстие в дне (отверстие закрыто аэрозольным фильтром) при ее раскладывании (действует подобно мехам гармони). Это упрощает отбор пробы воздуха, так как прокачная установка не требуется. Такая камера есть в комплекте аэрозольно-газового радиометра РВ4 "Дымка".
Концентрация К газа в такой камере с торцовым счетчиком определяется по формуле:
,
где
- коэффициент, зависящий от выбранных
единиц измерения;
- скорость счета
-частиц;
- коэффициент, зависящий от граничной энергии -частиц, толщины входного окна торцового счетчика и размеров объема камеры с газом;
S - рабочая площадь входного окна счетчика;
V — объем камеры.
Минимально регистрируемая этой камерой концентрация зависит от граничной энергии -частиц газообразного радионуклида и находится в пределах (3,0 – 3,7) 104 Бк/м3 для 41Ar, 85mКr, 88Кr, 135Хе.
Для 133Хе, имеющего более низкую граничную энергию частиц (Е = 0,346 МэВ), минимально регистрируемая концентрация составляет 10,7 104 Бк/м3.
Эта камера непригодна для измерения концентрации таких газов, как 14С, 3Н, имеющих еще более низкую граничную энергию -частиц (менее 0,3 МэВ). Для контроля таких газов применяют проточные ионизационные камеры (радиометр РГБ-02) или жидкие сцинтилляторы, в которые вводят отобранные из воздуха различными способами пробы, содержащие 14СО2 или 3ННО.
6.6 Контроль радиоактивных аэрозолей
Значения ДЗа для радиоактивных аэрозолей, как правило, на 1-2 порядка более жестки по сравнению с ДЗа для радиоактивных газов. Это объясняется их большей радиационной опасностью. Наиболее опасным из них является долгоживущий изотоп стронция 90Sr (T1/2 =28,6 года), который, распадаясь, образует относительно короткоживущее дочернее вещество 90Y (Т1/2 = 64 ч), являющееся излучателем -частиц высоких энергий. Отлагаясь в костях, 90Sr и 90Y облучают высокочувствительный к излучению костный мозг (один из главных органов кроветворения), и поэтому на их содержание в теле налагаются особенно жесткие ограничения — ДКа 90Sr установлена равной 0,045 Бк/л.
На примере 90Sr видны сложности измерений столь малых объемных активностей аэрозолей, составляющих примерно 4 - 40 Бк/м3. Поскольку ни один детектор ионизирующих излучений не сможет зарегистрировать все без исключения акты распада, действительная скорость счета измеряемого эффекта будет ниже указанной. Следовательно, при измерениях объемной активности аэрозолей на уровне ДКа и ее долей необходимо концентрировать радионуклиды из большого объема воздуха.
Еще более сложно измерение -активных аэрозолей: для получения эффекта, как минимум равного фону -радиометрических установок (примерно 1 имп/мин при эффективности около 25%), необходимо прокачивать 10—100 м3 контролируемого воздуха и концентрировать из них активность. К сожалению, при этом на фильтрующем материале оседает очень большая фоновая активность естественных радиоактивных радионуклидов типа радона, торона и продуктов их распада. Их обычная концентрация в атмосферном воздухе и рабочих помещениях составляет 3,7(10-3 – 10-4) Бк/л], что значительно превышает измеряемый эффект.
Широкое распространение для контроля аэрозолей и очистки от них воздуха получили тонковолокнистые фильтры ФП. Ткани ФПП из перхлорвинила имеют средний диаметр волокон 1,5 и 2,5 мкм, обладают стойкостью к кислотам и щелочам, не смачиваются водой и могут использоваться при температуре до 333 К. Ткани ФПА из волокон ацетилцеллюлозы диаметром 1,5 мкм стойки к органическим растворителям (типа хлорированных углеводородов) и могут быть использованы до 423 К и влажности не более 80%. Механизм фильтрации аэрозольных частиц на тканях ФП заключается в следующем:
- для частиц больших размеров - инерционное осаждение при большой скорости фильтрации;
- осаждение частицы вследствие касания волокна при его огибании;
- осаждение вследствие диффузии и оседания мелкодисперсных аэрозолей;
- электростатическое притяжение аэрозольных частиц, которое имеет большее значение для фильтров ФП, так как они имеют высокий электростатический заряд;
- осаждение в поверхностном слое материала тех частиц, размер которых больше расстояний между волокнами фильтра.
В результате перечисленных процессов на фильтрах ФП достигается практически одинаковое улавливание аэрозольных частиц любых размеров вплоть до свободных атомов с эффективностью почти 100%, т. е. вероятность присоединения частиц к волокнам у фильтра ФП близка к единице. В то же время радиоактивные благородные газы, не осаж-даясь, проходят через материал ФП, т. е. вероятность присоединения атомов ИРГ к волокнам близка к нулю. Это позволяет использовать фильтры ФП в качестве предосадителей аэрозолей на входе в ионизационные камеры и другие детекторы, используемые для контроля ИРГ.
Исследования показали, что максимальным проскоком сквозь материал ФП обладают частицы диаметром 0,1-0,2 мкм. Поэтому проскок фильтров ФП различных марок определяют и приводят в технических характеристиках по аэрозолям, имеющим именно эти размеры при стандартной скорости прокачки воздуха 1 см/с. Значения максимального проскока при этих условиях у фильтров ФП, используемых для определения концентрации -, -активных аэрозолей и их дисперсности, находятся в пределах 0,1 — 1,0%. Динамическое сопротивление составляет от 15 до 40 Па при скорости 1 см/с и линейно возрастает с увеличением скорости воздуха. Фильтры разных марок имеют разную толщину фильтрующего слоя: 3,0 ±0,5 мг/см2 (ФПП-15-1,5 и ФПА-15-2,0), 1,5 ± 0,15 мг/см2 (НЭЛ) и 1,6 ± 0,2 мг/см2 (ЛФС). Фильтры НЭЛ и ЛФС используются для улавливания -активных аэрозолей в тонком лобовом слое фильтра, чтобы -частицы не поглощались в объеме фильтра. В таблице приведены характеристики аналитических круглых фильтров типа АФА для отбора проб аэрозолей.
Аналитические круглые фильтры для удобства работы с ними закладываются в бумажную обойму, которая снижает вероятность переноса активности с фильтра на оборудование и руки дозиметриста и обратное загрязнение фильтров.
Для определения объемной активности Аv радиоактивных аэрозолей по активности, осажденной на фильтре, можно воспользоваться следующей формулой:
Аv = 0,27(n-nф)/(FV),
где Аv - объемная активность аэрозолей, Бк/м3;
n - скорость счета на радиометрической установке при измерении активности фильтра, имп/с;
nф - скорость счета фона;
- поправка на самопоглощение детектируемого излучения в объеме фильтра, отн. ед.;
- эффективность фильтра, отн. ед.;
F - эффективность радиометрической установки, отн. ед.;
V - объем прокачанного воздуха, м3.
Формула справедлива для расчета концентрации долгоживущих аэрозолей, у которых период полураспада много больше времени прокачки воздуха через фильтр.
