- •Министерство образования и науки Российской Федерации
- •«Защита от ионизирующих излучений»
- •Глава 1 строение вещества и радиоактивность
- •Строение вещества
- •Радиоактивность
- •Превращения атомных ядер
- •1.4 Виды ионизирующих излучений
- •1.5 Закон радиоактивного распада
- •1.6 Активность и единицы ее измерения
- •Глава 2. Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом
- •2.1 Взаимодействие альфа и бета - излучения с веществом
- •2.2 Взаимодействие фотонного излучения с веществом
- •2.3 Взаимодействие нейтронного излучения с веществом.
- •Глава 3.Дозиметрические величины и их нормирование
- •3.1. Виды доз облучения
- •3.2. Мощность дозы
- •3.3. Нормы радиационной безопасности (нрб-99)
- •3.4 Операционные величины.
- •3.5 Статистическая оценка результатов радиационных измерений
- •Глава 4 биологическое действие ионизирующего излучения
- •4.1 Механизм биологического действия излучения
- •4.2 Классификация возможных последствий облучения
- •4.3 Детерминированные эффекты
- •4.4 Стохастические эффекты
- •4.5 Концепция беспороговой линейной зависимости «доза – эффект»
- •4.6 Современный взгляд на линейную беспороговую концепцию (лбк)
- •Глава 5 источники ионизирующих излучений на аэс
- •4 1 Контур 2 контур
- •5.2 Источники внешнего ионизирующего излучения на аэс.
- •«Собственной»;
- •Осколочной;
- •Коррозионной активностями.
- •5.3 Источники загрязнения радиоактивными аэрозолями и газами
- •5.4 Загрязненность поверхностей
- •Глава 6 радиационная защита на аэс
- •Метод защиты барьером (материалом);
- •Метод защиты расстоянием;
- •Метод защиты временем.
- •6.1 Расчет защиты от альфа и бета-излучения
- •6.2 Расчет защиты от гамма-излучения
- •Глава 7 методы регистрации ионизирующего излучения
- •7.1 Основные принципы регистрации ионизирующего излучения
- •7.2 Ионизационный метод регистрации ионизирующих излучений
- •7.3 Сцинтилляционный метод регистрации ионизирующих излучений
- •7.4 Полупроводниковый метод регистрации ионизирующих излучений
- •7.5 Люминесцентные методы регистрации ионизирующих излучений
- •7.6 Методы регистрации нейтронов
- •Глава 8 радиометрические и спектрометрические измерения
- •8.1 Радиометрические измерения
- •8.2 Спектрометрические измерения
- •Сцинтилляционные гамма-спектрометры.
- •Однокристальный гамма-спектрометр фотопоглощения.
- •Двухканальный гамма- спектрометр фотопоглощения с защитой антисовпадениями
- •Универсальный спектрометрический комплекс уск гамма плюс
- •Глава 9 основные правила организации работ с источниками ионизирующих излучений
- •Требования к производственным помещениям, зданиям и сооружениям.
- •Меры индивидуальной защиты и правила личной гигиены персонала
- •Требования к санитарно-бытовым помещениям.
- •Требования к персоналу
- •Организационные мероприятия, обеспечивающие радиационную безопасность работ.
- •Технические мероприятия, обеспечивающие радиационную безопасность.
- •Система радиационного контроля аэс.
- •Радиационный дозиметрический контроль на аэс
- •Радиационный дозиметрический контроль в зоне контролируемого доступа
- •Индивидуальный дозиметрический контроль
- •Термины и определения
- •Литература
5.3 Источники загрязнения радиоактивными аэрозолями и газами
Радиационная обстановка на АЭС определяется не только внешними нейтронным и гамма – излучением, но и радиоактивными газами и аэрозолями, присутствующими в воздухе рабочих помещений.
Радиоактивные аэрозоли представляют собой взвешенные в воздухе мельчайшие твердые или жидкие частицы радиоактивного вещества.
Поступление их в организм и распределение в нем зависят от размеров аэрозольных частиц, их нуклидного состава. Поэтому для оценки степени радиационной опасности аэрозолей необходимо, кроме их объемной активности в воздухе, определять еще и дисперсность аэрозольных частиц. Главная сложность – получение информации о нуклидном (изотопном) составе радиоактивных аэрозолей в воздухе и измерении их объемной активности с помощью спектрометрических методов. Имея данные о концентрации аэрозолей в воздухе, мы можем расчетным путем учесть вклад внутреннего облучения в формирование эффективной дозы персонала.
В воздухе помещений и вытяжных вентиляционных системах АЭС экспериментально обнаружены как естественные, так и искусственные радиоактивные аэрозоли. Первые представляют собой рассеянные в природной среде продукты распада радона и торона. Ко вторым относятся продукты деления ядерного топлива и продукты активации примесей теплоносителя, мигрировавшие в воздух из технологического оборудования первого контура.
Из примесей следует отметить прежде всего активированные продукты коррозии.
Продукты деления ядерного топлива представляют собой около 600 различных радионуклидов. В зависимости от физико-химического состояния продукты деления разделяют на следующие группы:
радиоактивные благородные газы (РБГ) - ксенон, криптон, аргон;
летучие вещества (например, йод, цезий);
нелетучие вещества (например, стронций, лантан, цирконий, рутений, церий).
Барьерами, ограничивающими распространение их в помещения АЭС, служат оболочки ТВЭЛ и контур теплоносителя. Однако идеально герметичных оболочек ТВЭЛ не бывает. Что касается контура теплоносителя, то технологические системы, содержащие его, сконструированы таким образом, чтобы обеспечить изоляцию радионуклидов, попавших в него через дефекты в оболочках твэлов. Для этого часть теплоносителя непрерывно направляется на продувку (очистку) в специальную систему водоочистки. На АЭС с ВВЭР-1000 - около 60 т/ч, т.е. Около 10% общего количества теплоносителя первого контура за 1 ч. Главным элементом спецводоочистки является ионообменный фильтр, который улавливает в той или иной степени все радионуклиды, кроме РБГ и трития. На реакторе ВВЭР-1000 дополнительно производится дегазация очищаемого теплоносителя для удаления газообразных и летучих продуктов деления.
Из барботажного и других баков и емкостей с жидкими радиоактивными средами сдувки газов направляют в специальную систему газоочистки.
Однако, несмотря на перечисленные меры, в период нормальной эксплуатации АЭС могут иметь место неорганизованные протечки теплоносителя через различные неплотности фланцевых соединений и приводов запорной арматуры первого контура. Истечение воды с температурой 523 град. К сопровождается парообразованием. С образующимся паром в воздух помещений будут выходить практически все РБГ и тритий.
Наибольшую опасность при протечках теплоносителя представляет йод, так как его в теплоносителе сравнительно много. Попав в воздух, а затем в организм, он облучает в основном щитовидную железу.
Для РБГ, попадающих в воздух, определяющим является не внутреннее, а внешнее бета, гамма-излучение из объема воздуха.
Большие концентрации аэрозолей образуются в период планово-предупредительного ремонта (ППР) и перегрузки топлива, когда проводятся такие радиационно-опасные работы, как разуплотнение главного разъема реактора, зачистка гнезд шпилек этого разъема, шлифовка металла корпуса реактора, зачистка, сварка и шлифовка в парогенераторе, дезактивация парогенераторов и главных циркуляционных насосов и т. п.
В этот период при выполнении некоторых из перечисленных работ суммарная концентрация аэрозолей (51Cr, 58Co, 60Со, 59Fe, 54Мп, 131I) в местах проведения работ в помещениях может кратковременно повышаться до 70—3000 Бк/м3.