2020-04-20
203
| A | массовое число |
| A | активность радионуклида в источнике (материале) |
| Am | удельная (массовая) активность радионуклида в источнике (материале) |
| AS | поверхностная активность радионуклида в источнике (материале) |
| AV | объемная активность радионуклида в источнике (материале) |
| D | поглощенная доза в точке |
| мощность поглощенной дозы в точке |
| dae | аэродинамический диаметр частицы аэрозоля |
| коэффициент дозового преобразования излучения вида R с энергией Е, равный дозе, поглощенной в веществе в результате прохождения через него единицы флюенса излучения вида R |
| E | эффективная доза излучения вида R |
| ER | энергия излучения вида R |
| E (t) | ожидаемая эффективная доза |
| Eвнеш | годовая эффективная доза внешнего облучения |
| коэффициент дозового преобразования излучения вида R с энергией Е, равный эффективной дозе, полученной человеком в результате прохождения через него единицы флюенса этого излучения |
| дозовый коэффициент радионуклида Z, равный ожидаемой эффективной дозе при ингаляционном поступлении 1 Бк радионуклида Z |
| электрон |
| позитрон |
| H *(d) | амбиентный эквивалент дозы |
| HT | эквивалентная доза в органе- или ткани-мишени Т |
| HT (t) | ожидаемая эквивалентная доза в органе- или ткани-мишени Т |
| Hр (d) | индивидуальный эквивалент дозы |
| ингаляционное поступление радионуклида Z |
| K | керма |
| Kа | воздушная керма (керма в воздухе) |
| мощность воздушной кермы |
| L | линейная передача энергии |
| N | число нейтронов в ядре |
| нейтрон |
| (n,α) | ядерная реакция захвата нейтрона с испусканием α-частицы |
| (n,g) | ядерная реакция радиационного захвата нейтрона |
| (n,f) | ядерная реакция деления |
| (n,n¢) | ядерная реакция неупругого рассеяния нейтрона |
| (n,p) | ядерная реакция захвата нейтрона с испусканием протона |
| протон |
| Q | кинетическая энергия продуктов реакции |
| r | расстояние от источника до детектора при облучении |
| T 1/2 | период полураспада радионуклида |
| Vа | объем дыхания работника |
| wR | взвешивающий коэффициент излучения |
| wT | тканевый взвешивающий коэффициент |
| X | экспозиционная доза |
| Z | атомный номер, т.е. число протонов в ядре или число электронов в оболочке атома |
| Z эфф | эффективный атомный номер вещества |
| (α,n) | ядерная реакция захвата альфа-частицы с испусканием нейтрона |
| b¯-частицы | электроны, образующиеся при b¯-распаде ядра |
| b+-частицы | позитроны, образующиеся при b+-распаде ядра |
| b-частицы | электроны и позитроны, образующиеся при распаде ядра |
| c | толщина поглотителя между источником и детектором при облучении |
| (g,n) | фотоядерная реакция |
| j(Е) R | плотность потока излучения вида R с энергией Е в точке |
| l | постоянная распада радионуклида |
| коэффициент ослабления g-излучения в веществе |
| нейтрино |
| антинейтрино |
|
|
|
СОДЕРЖАНИЕ
|
|
|
Введение.. 3
Глава 1. Основы ядерной физики.. 7
1.1.Характеристики атомов и их ядер. 7
1.1.1.Структура атомов. 7
1.1.2.Устойчивость атомных ядер. 11
1.1.3.Радиоактивный распад и его закономерности. 13
1.2.Ядерные превращения. 17
1.2.1.Превращение элементов при радиоактивном
распаде. 17
1.2.2.Гамма-излучение ядер. 19
1.2.3.Виды ядерных превращений. 21
1.2.4.Энергии продуктов распада ядер. 26
Глава 2. Взаимодействие ионизирующих
излучений с веществом.. 29
2.1.Передача энергии излучения веществу. 29
2.2.Взаимодействие гамма-квантов с веществом.. 32
2.3.Взаимодействие нейтронов с веществом.. 35
2.4.Взаимодействие заряженных частиц с веществом.. 37
2.5.Проникающая способность излучения. 40
Глава 3. ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ.. 43
Глава 4. БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ
ИОНИЗИРУЕЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ.. 50
4.1.Детерминированные эффекты излучения. 51
4.2.Стохастические соматические эффекты излучения. 54
Глава 5. Современная система
дозиметрических величин и ее
практическое применение.. 60
5.1.Дозиметрические величины.. 60
5.2.Применение дозиметрических величин. 64
5.2.1.Дозиметрия внешнего облучения. 64
5.2.2. Дозиметрия внутреннего облучения. 69
5.3.Результат оценки дозы облучения. 77
Глава 6. ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЯ НА АЭС.. 79
6.1.Активная зона реактора как источник излучений. 79
6.2.Технологический контур как источник излучения. 85
6.3.Источники излучения в воздухе рабочих
помещений АЭС.. 88
6.4.Излучение защиты реактора. 88
Глава 7. ОСНОВЫ НОРМИРОВАНИЯ В ОБЛАСТИ
ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА.. 90
7.1.Стратегия обеспечения радиационной
безопасности. 91
7.2.Требования НРБ-99 к ограничению
профессионального облучения. 94
7.3.Допустимые уровни профессионального
облучения. 97
Глава 8. Организация работ на АЭС в
соответствии с принципом ALARA.. 100
Глава 9. Основные требования нормативных
документов к ОрганизациИ И
проведению радиационного
контроля на АЭС.. 107
9.1.Организация и методическое обеспечение
контроля доз облучения на АЭС.. 108
9.2.Проведение контроля доз облучения на АЭС.. 113
9.2.1.Регламент контроля доз внешнего облучения. 117
9.2.2.Регламент контроля доз внутреннего облучения. 121
9.3.Метрологическое обеспечение радиационного
контроля и обработка результатов измерений. 124
9.3.1.Оценка доверительных границ при однократном
наблюдении. 128
9.3.2.Измерения с многократными наблюдениями. 130
Глава 10. Методы регистрации и дозиметрии
ионизирующих излучений.. 132
10.1.Ионизационный метод дозиметрии. 132
10.2.Сцинтилляционный метод дозиметрии. 142
10.3.Фотографический метод дозиметрии. 146
10.4.Полупроводниковый метод дозиметрии. 148
10.5.Люминесцентные методы дозиметрии. 153
10.6.Методы дозиметрии нейтронов. 158
10.6.1.Особенности дозиметрии нейтронов на АЭС.. 158
10.6.2.Методы дозиметрии на основе эффекта замедления
нейтронов. 160
10.6.3.Индивидуальные альбедные дозиметры
нейтронов. 162
10.7. Радиометрические и спектрометрические
измерения. 164
10.7.1.Радиометрические приборы и измерения. 165
10.7.2.Спектрометрические приборы и измерения. 168
Глава 11. Аппаратура для радиационного
контроля на АЭС.. 173
11.1.Приборы и комплексы индивидуального
дозиметрического контроля с дозиметрами-
накопителями. 173
11.2.Электронные прямопоказывающие дозиметры для
индивидуального контроля. 183
11.3.Автоматизированные системы индивидуального
дозиметрического контроля. 186
11.4.Носимые портативные дозиметры и
многофункциональные дозиметры-радиометры.. 190
|
|
|
Глава 12. СИСТЕМЫ РАДИАЦИОННОГО контроля
Глава 13на АЭС.. 204
Глава 13. ПРАКТИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ РАДИАЦИОННОГО
КОНТРОЛЯ НА АЭСПРИ ПЛАНИРОВАНИИ И
ВЫПОЛНЕНИИ РАДИОЦИОННО-ОПАСНЫХ
РАБОТ. 215
Инструкция 13.1.Обследование места планируемого
проведения радиационно-опасных работ. 216
Инструкция 13.2.Отбор проб воздуха. 218
Инструкция 13.3.Определение поверхностного
загрязнения. 221
Инструкция 13.4.Оперативный контроль внешнего
облучения. 227
Инструкция 13.5.Индивидуальный контроль
радиоактивного йода в щитовидной железе. 229
Инструкция 13.6.Контроль индивидуального
поверхностного загрязнения. 232
Инструкция 13.7.Радиометрия общей a- и b-активности
на воздушных фильтрах. 234
Инструкция 13.8.Контроль качества радиометра
a-/b-излучений. 237
Инструкция 13.9.Гамма-спектрометрия в лабораторных
условиях. 238
Инструкция 13.10.Контроль качества спектрометра. 241
Инструкция 13.11.Статистическая оценка результатов
радиационного контроля. 243
Инструкция 13.12.Расчет активности радионуклида в
источнике. 244
Инструкция 13.13.Расчет мощности дозы от точечного
радионуклидного источника. 245
Инструкция 13.14.Расчет мощности дозы от линейного
радионуклидного источника. 250
Инструкция 13.15.Расчет мощности дозы от
радиоактивного пятна. 252
Инструкция 13.16.Расчет эквивалентной дозы
облучения кожи от поверхностного загрязнения. 255
Инструкция 13.17.Оценка ожидаемых доз,
обусловленных ингаляцией радионуклидов. 256
ЗАКЛЮЧЕНИЕ.. 259
Приложение.. 260
Контрольные вопросы.. 263
Принятые сокращения.. 274
Основные условные обозначения.. 277
Учебное пособие
В.А. Кутьков, В.В. Ткаченко, В.П. Романцов,
Б.А. Безруков, И.В. Долженков, А.Г. Алексеев
Основы радиационного
Контроля на АЭС
2-е издание, переработанное
Редактор З.И. Сныкова
ЛР №020713 от 27.03.1998
Подписано в печать 10.11.2008 г. Формат бум. 60´84/16
Печать ризограф. Бумага Снегурочка
Заказ №221 Усл. печ. л. 17.8 Тираж 200 экз.
|
|
|
[1] Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П., Ермолина Е.П. Обеспечение радиационного контроля на предприятиях в соответствии с требованиями Норм и Правил радиационной безопасности: Учебное пособие / Под ред. В.А. Кутькова – Обнинск: ИАТЭ, 2001. – 199 с.
Кутков В.А., Безруков Б.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П., Долженков И.В., Лебедев В.Н., Петров В.И. Основные положения и требования нормативных документов в практике обеспечения радиационной безопасности атомных станций: Учебное пособие / Под ред. В.А. Кутькова, Б.А. Безрукова – М.: Концерн «Росэнергоатом», ИАТЭ, 2002. – 292 с.
Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций: Учебное пособие / Под ред. В.А. Кутькова. – Москва – Обнинск: Атомтехэнерго, ИАТЭ, 2003. – 344 с.
[2] Данные из Публикации 38 МКРЗ. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Энергоатомиздат, 1987.
[3] Частица со свойствами, аналогичными свойствам электрона, но положительно заряженная и являющаяся античастицей по отношению к нему.
[4] Названа в честь английского физика Л. Грея.
[5] Аббревиатура английского термина r adiation a dsorbed d ose (rad).
[6] Имеется в виду выражение в прямоугольных скобках.
[7] Генетические эффекты излучения
[8] Подробную информацию о закономерностях развития детерминированных эффектов у человека можно получить из публикации МАГАТЭ: Development of extended framework for emergency response criteria Interim guidance for comments. IAEATECDOC-1432, IAEA, Vienna (2004).
[9] Фундаментальное правило радиобиологии, названное по имени авторов, французских радиобиологов Бергонье и Трибондо.
[10] От лат. mutatio – изменение, перемена.
[11] Значения взвешивающих коэффициентов излучения приведены в НРБ-99.
[12] Величина эквивалентной дозы была впервые введена Международной комиссией по радиологической защите (МКРЗ) в практику обеспечения радиационной безопасности в 1990 г. В настоящее время МКРЗ обсуждает предложение изменить название этой величины на «взвешенная по излучению доза» (исходный английский термин – radiation weighted dose).
[13] Значения взвешивающих коэффициентов органов и тканей приведены в НРБ-99.
[14]KERMA – K inetic E nergy R eleased per unit M ass (кинетическая энергия, высвобожденная в единице массы).
[15] Время, за которое в среднем поглощается в жидкости тела 50% вещества.
[16] Буквально – «в живом», т.е. находящееся внутри тела.
[17] Буквально – «в стекле», т.е. находящееся в пробе вне тела.
[18] Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. «Регламент дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала атомных станций. Общие требования». Методические указания по радиационному контролю МУК 2.6.1.09-03. Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России, 2003.
[19] Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П., Бубало Д.А.,
Фещенко Е.Ф. Методика выполнения расчетов МВР 2.6.1.50-01. Определение поступления радионуклидов и индивидуальной эффективной дозы облучения по результатам измерений на СИЧ содержания радионуклидов в теле человека для персонала атомных станций. Концерн «Росэнергоатом» МАЭ РФ, Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России, 2001.
[20] Нормы радиационной безопасности НРБ-99 и Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99.
[21] ALARA – «A s L ow A s R easonable A chievable» (настолько низко, насколько это разумно достижимо).
[22] Управление работами в атомной энергетике. Агентство по ядерной энергии AEN/NEA: Документы Организации по экономическому сотрудничеству и развитию (ОЭСР). Воспроизведено МАГАТЭ, Вена, 1998.
[23] Оптимизация радиационной защиты персонала предприятий Минатома России. Методические рекомендации МР 30-1490-2001. В сб. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. – М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения Российской Федерации, Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем. Том 2. (2002), – С. 89 – 125.
[24] Эти требования сформулированы в МУ 2.6.1.016-2000 «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования». Минатом России, Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России, 2000.
[25] Стандартные условия облучения определены в НРБ-99 и рассмотрены в разделе 7.3. В качестве стандартных принимают условия воздействия источников излучения на человека, которые используются при определении числовых значений допустимых уровней радиационных факторов.
[26] РД ЭО 0457-03. Типовая программа дозиметрического контроля внешнего облучения на АС. Концерн «Росэнергоатом», 2002.
[27] Для отдельных радионуклидов установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты: для 90Sr + 90Y – 40 част./(см2×мин); для нелетучих соединений трития – 10000 част./(см2×мин). Загрязнение поверхностей летучими формами трития (оксиды) и короткоживущими дочерними продуктами распада радона не нормируется.
[28] Use of Personal Monitors to Estimate Effective Dose Equivalent and Effective Dose to Workers for External Exposure to Low-LET Radiation, NCRP Report 122: U.S. National Council for Radiation Protection and Measurements: Bethesda, MD, 1995.
[29] МВИ «Контроль содержания g-излучающих радионуклидов в легких человека на установке «Контрольный СИЧ». Концерн «Росэнергоатом», 2000.
[30] МВИ «Определение содержания g-излучающих радионуклидов в теле человека на установке «Измерительный СИЧ». Концерн «Росэнергоатом», 2000.
[31] МВИ «Определение содержания радионуклидов йода в щитовидной железе человека на установке «Йодный СИЧ». Концерн «Росэнергоатом», 2000.
[32] РД ЭО 0459-03. Методика выполнения измерений индивидуальных доз внешнего облучения персонала АЭС. Концерн «Росэнергоатом», 2001.
[33] Ах – измеряемое значение в мкЗв/ч или мкЗв.
[34] Руководство по мониторингу при ядерных или радиационных авариях. IAEA-TECDOC-1092/R, Вена: МАГАТЭ, 2002.
[35] Общие инструкции оценки и реагирования на радиологические аварийные ситуации. IAEA-TECDOC-1162/R, Вена: МАГАТЭ, 2004.
[36] Как правило, для отбора аэрозольных проб используются фильтры АФА-РМП-20.
[37] Для выполнения измерений применяют предназначенные для этого приборы ДКС-96, МКС-АТ 1117М, КРБ-1, КРА-1 и др. с соответствующими блоками детектирования.
[38] МУК 2.6.1.016-99 Контроль загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, транспортных средств и других объектов. Методические указания. ДБЭЧС МАЭ РФ, Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России, 1999.
[39] Допускается использовать любые интегральные аттестованные или собранные из аттестованных блоков b- и a-радиометры.
[40] Руководство по оценке облучения щитовидной железы при поступлении радиоактивных изотопов йода в организм человека/ З.С. Арефьева, В.И. Бадьин, Ю.И. Гаврилин и др.// Под ред. Л.А.Ильина – М.: Энергоатомиздат, 1988.
[41] Мощность экспозиционной дозы внешней компоненты природного радиационного фона примерно в 1000 раз меньше и составляет примерно 10 мкР/ч.
[42] Известны случаи, когда в пробах из помещений аварийного блока Чернобыльской АЭС и через 1.5 года после аварии обнаруживали 131I, хотя его образование прекратилось с прекращением работы реактора в результате аварии, а период полураспада 131I – 8 суток.
[43] Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. – М: Энергоатомиздат, 1995
[44] Используется для гамма-излучения с энергией до 3 МэВ. 1Р = 0,87 рад=0,87´10-3 Гр воздушной кермы.
[45] Для гамма-излучения с энергией до 10 МэВ керма практически не отличается от поглощенной дозы.
