Методи і засоби радіаційно-технологічного контролю при сортуванню твердих радіоактивних відходів

[ виправити ] текст може містити помилки, будь ласка перевіряйте перш ніж використовувати.

скачати

МІНІСТЕРСТВО ПАЛИВА ТА ЕНЕРГЕТИКИ

СЕВАСТОПОЛЬСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ УНІВЕРСИТЕТ

ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГІЇ ТА ПРОМИСЛОВОСТІ

Інститут ЯХТ

Кафедра Д і РТК

ПОЯСНЮВАЛЬНА ЗАПИСКА

до курсового проекту

Тема: Методи і засоби радіаційно-технологічного контролю при сортуванню твердих радіоактивних відходів

Виконав: студент

Бурак Л.А.

Севастополь - 2006 р.

ПЕРЕЛІК УМОВНИХ ПОЗНАЧЕНЬ І СКОРОЧЕНЬ

ТРВ - тверді радіоактивні відходи

РАВ - радіоактивні відходи

АЕС - атомна електрична станція

ЦПРО-цех переробки радіоактивних відходів

БД - блок детектування

ІІ - іонізуюче випромінювання

ВСТУП

Виробнича діяльність АЕС у сфері поводження з радіоактивними відходами спрямована на забезпечення безпечної, надійної й економічної роботи основного і допоміжного обладнання будівель і споруд систем поводження з радіоактивними відходами, а так само підтримки в необхідному стані самих будівель і споруд, шляхом виконання передбачених виробничими і нормативними документами процедур, організації їх технічного обслуговування і ремонтів.

З цією метою ухвалюються ряд заходів:

  • забезпечення прийнятного рівня захисту здоров'я людини від радіаційного впливу РАВ;

  • облік можливих наслідків для людини і природного середовища;

  • виключення надмірного економічного тягаря для майбутніх поколінь;

  • встановлення чіткої відповідальності за поводження з РАВ;

  • розмежування повноважень, встановлення відповідальності, прав і обов'язків у сфері поводження з РАВ.

Однією з операцій в комплексі поводження з ТРО є сортування ТРО за рівнями активності. Дана робота спрямована на вдосконалення радіаційного контролю під час цієї операції.

1 ПОРЯДОК поводження з твердими радіоактивними відходами

    1. Загальні положення

Основним завданням системи поводження з ТРО є переведення відходів у стан, що дозволяє довго зберігати їх із забезпеченням максимальної безпеки обслуговуючого персоналу, мешканців регіону та навколишнього природного середовища. У цих цілях ТРО піддаються сортування за активністю та виду матеріалу з подальшою переробкою (пресування, спалювання, цементування, плавлення і т.п.), упаковкою в спеціальні захисні контейнери і контрольованим зберіганням.

У структурних підрозділах наказом по станції призначені відповідальні за поводження з РАВ. Обов'язок відповідальних - контроль виконання вимог поводження з РАВ у підрозділі (бригадах, змінах і т.п.), видача керівництву підрозділів пропозицій для формування заходів по мінімізації утворення відходів.

Щомісяця на АЕС під головуванням заступника головного інженера з загальностанційних об'єктах проводяться робочі наради керівників підрозділів. Мета нарад - розгляд результатів роботи за попередній місяць, виконання намічених заходів, розробка перспективних планів щодо поводження з РАВ.

1.2 Розподіл обов'язків та відповідальності у сфері поводження з радіоактивними відходами

ЦПРО забезпечує збір, транспортування, переробку, зберігання та облік ТРО, що утворюються на станції в процесі її експлуатації, відповідно до вимог нормативних документів. Відділ радіаційної безпеки забезпечує:

  • радіаційний контроль всіх видів діяльності щодо поводження з РАВ;

  • виконання вимог радіаційної безпеки експлуатаційним персоналом.

Підрозділи, в результаті діяльності, яких утворюються РАВ, забезпечують:

  • планування освіти РАВ;

  • розробку та виконання цехових заходів з мінімізації РАВ;

  • збір РАВ на місцях утворення.

Суміжні підрозділи забезпечують фінансове, матеріально-технічне, технологічне, ремонтне, транспортний супровід процесу поводження з РАВ та підготовку персоналу.

Загальне керівництво процесом поводження з РАВ забезпечують генеральний директор, головний інженер, заступники головного інженера.

1.3 Організація поводження з твердими радіоактивними відходами у процесі проведення реконструктивних робіт та ремонту

Технічні завдання на розробку проектів реконструктивних робіт в зоні суворого режиму в обов'язковому порядку узгоджуються з ЦПРО та відділом радіаційної безпеки. Проекти організації та проекти виконання реконструкції узгоджуються з ЦПРО та відділом радіаційної безпеки і включають в себе розділ "Поводження з РАВ", що містить в собі інформацію про плановані обсяги ТРО, заходи, спрямовані на скорочення РАВ та перелік посадових осіб, відповідальних за мінімізацію РАВ.

До першого грудня поточного року, для формування річних графіків ремонту технологічного устаткування на наступний рік, енергоремонтне підприємство передає у відділ підготовки виробництва ремонту обсяги і види ТРО, які будуть утворюватися в процесі ремонту і технічного обслуговування кожної одиниці обладнання.

У річних графіках ремонту обладнання та відомості робіт в період планово-попереджувального ремонту (в тому числі і в додатковій) відображаються обсяги та види ТРО, що утворюються в процесі ремонту кожної одиниці обладнання.

Демонтоване обладнання (електротехнічне, тепломеханічес-кое, трубопроводи, кабельна продукція тощо) після проведення радіаційного контролю розбирають на складові елементи, комплектуючі для подальшої передачі в цех дезактивації на проведення дезактивації. Після проведення дезактивації та радіаційного контролю утворилися чисті відходи здаються в металобрухт.

Не підлягають дезактивації ТРО по закінченню робіт (робочої зміни) виконавець робіт здає на пункти прийому у встановлений час (з 03.00 до 04.00; з 07.00 до 08.00; з 11.00 до 12.00; з 15.00 до 16.00; з 19.00 до 20.00; з 23.00 до 24.00 ).

ЦПРО щодня проводить аналіз обсягу, видів і джерел утворення РАВ і доводять результати до відома керівників ремонтних та експлуатаційних підрозділів. У разі перевищення допустимого рівня освіти РАО керівники ремонтного та експлуатаційного підрозділів розробляють і впроваджують відповідні компенсуючі заходи.

По закінченню реконструкції, ремонтної кампанії (період планово-попереджувального ремонту блоку) керівника ремонтних підрозділів разом з керівниками експлуатаційних підрозділів передають у ЦПРО відомості про реалізовані в процесі робіт заходах.

На підставі отриманих даних ЦПРО випускає і доводить до відома керівництва АЕС і керівників підрозділів підсумковий звіт по поводженню з РАВ з аналізом ефективності вжитих заходів.

Керівники ремонтних та експлуатаційних підрозділів знайомлять підлеглий персонал з підсумковим звітом, розробляють та направляють в

ЦПРО пропозиції щодо мінімізації утворення РАВ в період майбутньої ремонтної кампанії.

На підставі підсумкового звіту та пропозицій ремонтних та експлуатаційних підрозділів ЦПРО розробляють заходи щодо мінімізації утворення РАВ у наступну ремонтну кампанію.

1.4 Утилізація побутових відходів

До побутових належать відходи, що утворюються в місцях загального користування (санвузли, туалети) і місцях постійного перебування персоналу. Тобто - папір, недопалки, упаковка від сигарет і т.п. У всіх підрозділах, які виконують роботи в ЗСР, призначені відповідальні за видалення побутових відходів на місця їх збору. Відходи упаковуються в поліетиленові мішки, маса мішка - не більше 25 кг. Місця збору побутових відходів розташовані в:

  • Спецкорпус-1 - у приміщенні НД-558 / 1, відмітка 12.00 біля щита радіаційного контролю;

  • оздоблені РВ блоку № 3 - у приміщенні А-707 / 2, відмітка 24.00;

  • Спецкорпус-2 - в приміщенні З-410, відмітка 13.20.

Всі здають відходи піддаються 100% радіаційному контролю.

Утилізацію РАВ, виявлених у процесі радіаційного контролю побутових відходів, виконує персонал ЦПРО.

Видалення побутових відходів з місць збору та їх утилізацію виробляє персонал цеху дезактивації.

2 сортуванню твердих радіоактивних

2.1 Загальні положення

Основним завданням сортування ТРО за видом матеріалу є підготовка їх до переробки (пресуванню, спалювання, дезактивації).

ТРО першої групи активності по вигляду матеріалу сортуються на:

  • дезактівіруемие металеві відходи (металеві відходи з відносно гладкою поверхнею);

  • спалювані (текстиль, дерево, папір, пластикат, пластмаса, гума тощо);

  • пресовані відходи, що не проходять попереднього пресування (бетон, цегла, будівельне сміття, шлам, пісок, лампи розжарювання, скло, поранить, матеріали вогневої захисту кабелів, метал тощо);

  • пресовані відходи, що піддаються попередньою пресуванню (теплоізоляційні мати, та ін.)

( As Low As Reasonably Achievable – настолько низком, насколько это обосновано достижимо) упаковки с отходами второй и третьей групп активности без сортировки по виду материала загружаются в ячейки хранилища ТРО на временное хранение. З метою забезпечення принципів ALARA (As Low As Reasonably Achievable - настільки низькому, наскільки це обгрунтовано досяжно) упаковки з відходами другої і третьої груп активності без сортування по виду матеріалу завантажуються в осередку сховища ТРВ на тимчасове зберігання.

2.2 Апаратне забезпечення

До складу установки сортування входить наступне основне устаткування:

  • сортувальний стіл;

  • відкритих пристроїв;

  • с прессом предварительного прессования; сортувальна станція I з пресом попереднього пресування;

  • ; сортувальна станція II;

  • стрічковий конвеєр.

На сортувальному столі здійснюється фрагментація відходів. Для фрагментації використовуються такі електричні інструменти:

  • електричний Зубильне молоток;

  • ножиці з гідравлічним приводом;

  • електричні ручні ножиці для різання листів;

  • електрична маятникова пила-ножівка;

  • пила з цибулеподібний верстатом.

Технічна характеристика сортувального столу представлена ​​в таблиці 1.

Таблиця 1 - Технічна характеристика сортувального столу

Найменування параметра

Величина

1. Геометричні розміри:


довжина, мм

ширина, мм

висота, мм

4070


700


2700

2. Вага, кг

1500

3. Потужність світильника, кВт

0,4

Перекидні пристрій призначений для спорожнювання контейнерів з твердими радіоактивними відходами на похилу розвантажувальну поверхню перед сортувальним столом.

Технічна характеристика перекидаючого пристрою наведена в таблиці 2.

Таблиця 2 - Технічна характеристика перекидаючого пристрої

Найменування параметра

Величина

1. Геометричні розміри:


довжина, мм

2100

ширина, мм

2000

висота, мм

3100

2. Вага, кг

1000

3. Вантажопідйомність, кн

30

4. Потужність, кВт

3

На сортувальних станціях змішані тверді радіоактивні відходи сортуються за видами матеріалів. Для цього в сортувальних станціях передбачено шість місць сортування, до яких приєднуються відповідні ємності (бочки 170 л або 200 л) для завантаження відходів. Для попереднього пресування з метою зменшення обсягу пресованих відходів на першому сортувальному місці передбачено прес попереднього пресування, вбудований в сортувальну станцію.

(с прессом предварительного прессования) представлена в таблице 3. Технічна характеристика сортувальної станції I (з пресом попереднього пресування) представлена ​​в таблиці 3.

Таблиця 3 - Технічна характеристика сортувальної станції I

Найменування параметра

Величина

1. Геометричні розміри:


довжина, мм

3720

ширина, мм

1450

висота, мм

2500

2. Вага, кг

2700

3. Потужність світильника, кВт

0,4

Технічна характеристика преса попереднього пресування представлена ​​в таблиці 4.

Таблиця 4 - Технічна характеристика преса попереднього пресування

Найменування параметра

Величина

1. Геометричні розміри:


довжина, мм

640

ширина, мм

500

висота, мм

910

2. Зусилля пресування, кн

150

4. Тиск масла, кгс / см

200

5. Потужність, кВт

5,5

представлена в таблице 5. Технічна характеристика сортувальної станції II представлена ​​в таблиці 5.

Таблиця 5 - Технічна характеристика сортувальної станції II

Найменування параметра

Величина

1. Геометричні розміри:


довжина, мм

1860

ширина, км

1450

висота, мм

2700

2. Вага, кг

700

3. Потужність світильника, кВт

0,2

Стрічковий конвеєр являє собою пересувний конвеєр загального призначення, який застосовується для транспортування різних "насипних" вантажів. Напрямок руху стрічки одностороннє.

Технічна характеристика стрічкового конвеєра представлена ​​в таблиці 6.

Таблиця 6 - Технічна характеристика стрічкового конвеєра

Найменування параметра

Величина

1.Геометріческіе розміри:

довжина, мм

ширина, мм


~ 4120

~ 450

2.Скорость транспортування, м / хв

0,03 - 0,3

3. Вантажопідйомність, кн 4. Вага, кг

3 500

5. Потужність, кВт

0.55

2.3 Порядок виконання сортування

Змішані тверді радіоактивні відходи надходять в установку сортування в контейнерах місткістю 1,5 м3.

На вильчато підйомної візку контейнер транспортується з приміщення 103 "Приміщення вивантаження" через приміщення 134 "Приміщення для транспортування" у приміщення 132 "Матеріальний шлюз сортування". З допомогою мостового крана і траверси контейнер переноситься через стельовий люк і встановлюється в приміщенні 244 "Буферний склад для сортування".

Потім контейнер з допомогою мостового крана і траверси через стельовий люк встановлюється на відкритих пристроїв у приміщенні 131 / 2 "Завантаження в сортування". Траверса від'єднується від контейнера вручну, піднімається нагору в приміщення 244 і стельовий люк закривається. Контейнер вручну скріплюється з відкритих пристроїв.

Переробник натисканням кнопки на стенді управління в приміщенні 131 / 1 "Приміщення сортування" включає в роботу гідравлічний привід перекидаючого пристрою. Відкритих пристроїв нахиляє контейнер і висипає відходи на похилу розвантажувальну поверхню перед сортувальним столом. У процесі нахилу контейнера кришка контейнера розсовується в обидві сторони по напрямних рейках і таким чином автоматично відкривається.

Відходи забираються на сортувальний стіл з нахиленого контейнера вручну за допомогою скребка.

На сортувальному столі відходи при необхідності размельчаются за допомогою допоміжних інструментів.

и II и загружены в бочки, т.е. Роздрібнення здійснюється до такої величини, щоб відходи могли бути відсортовані на сортувальних станціях I і II і завантажені в бочки, тобто до максимального розміру в будь-якому вимірі - 200 мм.

Размельченниє відходи передаються на приєднані з обох сторін сортувальні станції. смонтированы направляющие листы к ленточному конвейеру. На боці сортувальної станції I змонтовані напрямні листи до стрічкового конвеєру.

подаются следующие отходы: На стрічковий конвеєр до сортувальної станції I подаються наступні відходи:

подаются следующие отходы: До сортувальної станції II подаються наступні відходи:

осуществляется по схеме, приведенной в таблице 7. Сортування на станції I здійснюється за схемою, наведеною в таблиці 7.

Таблиця 7 - Схема сортування ТРО на станції I

Сортувальник

/ Робоче

місце /

Відходи

Обробка

1 / 1

сухі пресовані

відходи, що піддаються

попередньою

пресуванню

складаються

в 170-літрові бочки, пресуються пресом для попереднього

пресування

1 / 2

пресовані (вологі)

відходи

складаються в

170-літрові бочки

1 / 3 і 1 / 4

спалюємо відходи

складаються у мішки

(Вкладені в ущільнюючий

циліндр);

установлен пресс предварительного прессования. На першому сортувальному місці 1 / 1 сортувальної станції I встановлений прес попереднього пресування.

Попередньо пресовані відходи, такі як ізоляційний матеріал, металеві деталі, кабель витягуються з стрічкового конвеєра і при відкритому захисному пристрої скидаються в приєднану 170-літрову бочку. Після закриття захисного пристрою перебувають у бочці відходи можна пресувати. У залежності від ступеня заповнення бочки процеси подальшого заповнення та пресування можуть бути повторені.

На другому місці сортувальному 1 / 2 відсортовуються вологі відходи, які визначаються персоналом візуально у відповідності з експлуатаційною інструкцією. Вони витягають вручну з стрічкового конвеєра і завантажуються в 170-літрову бочку, приєднану до камери.

предусмотрены два сортировочные места - третье (1/3) и четвертое (1/4). Для сортування горючих відходів у сортувальній станції I передбачені два сортувальні місця - третє (1 / 3) і четверте (1 / 4).

Кожне місце оснащено ущільнюючим циліндром. У ущільнюючий циліндр вручну поміщається паперовий тришаровий порожній мішок висотою 650мм і діаметром 350мм, який потім обертається навколо передньої частини циліндра. Взяті з лотка для відходів горючі відходи поміщаються в мішок, розташований в ущільнюючої циліндрі, з наступним пресуванням спеціально передбачених механізмом без безпосереднього контакту персоналу з ТРО. Для запобігання пошкодження мішка ущільнюючий циліндр оснащений днищем.

Заповнений мішок закривається, потім вилучається з ущільнюючого циліндра і завантажується у контейнер.

состоит из двух сортировочных мест. Сортувальна станція II складається з двох сортувальних місць.

осуществляется по схеме, приведенной в таблице 8. Сортування на станції II здійснюється за схемою, наведеною в таблиці 8.

Таблиця 8 - Схема сортування ТРО на станції II

Сортувальник / робоче місце /

Відходи

Обробка

П / 1

пресовані відходи, що не проходять попереднього пресування

складаються

в 170-літрові бочки

П / 2

Дезактівіруемие металеві відходи

складаються

у 200-літрові бочки

предназначено для прессуемых отходов без предварительной прессовки - это строительный мусор и металлические детали, при прессовании которых в прессе предварительной прессовки не достигается эффекта по уменьшению объема, например, части профилей, листы, арматура, моторы. Перше місце (П / 1) сортувальної станції II призначено для пресованих відходів без попередньої пресування - це будівельне сміття і металеві деталі, при пресуванні яких у пресі попередньої пресування не досягається ефекту щодо зменшення обсягу, наприклад, частини профілів, листи, арматура, мотори. Ці відходи завантажуються в 170-літрову бочку. Друге місце (П / 2) призначено для сортування дезактівіруемих відходів. Маються на увазі повторно використовувані металеві відходи з відносно гладкою поверхнею.

и расфасовываются в присоединенную ко второй камере 200-литровую бочку. Ці відходи витягуються з лотка для відходів на другому місці сортувальної станції II і розфасовуються в приєднану до другої камері 200-літрову бочку.

" и 131/2 "Выгрузка из сортировки П" и вывозятся в буферные хранилища (помещение 135 или помещение 143), в помещение 103 "Помещение разгрузки" - только дезактивируемые отходы. Наповнені відходами бочки приймаються за допомогою візка із захопленням бочок в приміщеннях 131 / 1 "Вивантаження з сортування I" і 131 / 2 "Вивантаження з сортування П" і вивозяться в буферні сховища (приміщення 135 або приміщення 143), в приміщення 103 "Приміщення розвантаження "- тільки дезактівіруемие відходи. При необхідності відсортовані відходи можуть подаватися прямо на переробку (спалювання, пресування, сушка або дезактивацію).

3 РАДІАЦІЙНИЙ КОНТРОЛЬ при сортуванні ТРО

3.1 Загальні вимоги

Радіоактивні відходи - матеріальні об'єкти та субстанції, активність радіонуклідів або радіоактивне забруднення яких перевищує межі, встановлені діючими нормами, за умови, що використання цих об'єктів та субстанцій не передбачається.

Основним регламентуючим документом, що встановлює класифікацію ТРО, є «Санітарні правила проектування та експлуатації атомних станцій. СП АС-88, ДНАОП 0.03-1.73-79 ». Критерії класифікації наведені в таблиці 9.

Таблиця 9 - Класифікація твердих радіоактивних відходів

Параметри контролю, одиниці вимірювань

Група відходів


1 група низькоактивні

2 група середньоактивні

3 група високоактивні

1 Потужність еквівалентної дози, мбер / год

від 0,1 до 30

від 30 до 1000

більше 1000

2 Питома активність: для β-випромінювачів, мкКі / кг;

для α-випромінювачів, мкКі / кг

від 2 до 100

від 0,2 до 10

від 100 до 105

від 10 до 104

більше 105 більше 104

3 Поверхневе забруднення:

для β-випромінювачів,

β-частіц/см2. хв

для α-випромінювачів,

α-частіц/см2. хв




від 50 до 104


від 5 до 103




от104до 107


от103до 106




більше 107


більше 10б

Крім того класифікація може виконуватися по потужності дози γ-випромінювання табл.10

Таблиця 10 - Класифікація РАВ з невідомим радіонуклідного складу (НРС) і невідомою питомою активністю за критерієм

потужності поглиненої дози в повітрі на відстані 0,1 м

від поверхні об'єкта (контейнера)

Категорія РАВ

Потужність поглиненої дози

в повітрі, мкГр. годину-1

1

Низкоактивні, НРС

> 1; ≤ 100

2

Середньоактивні, НРС

> 100; ≤ 10000

3

Високоактивні, НРС

> 10000

Примітка: Запис «> 1; ≤ 100» слід розуміти як «потужність поглиненої дози в повітрі - більше 1 мкГр. годину », але менше або дорівнює 100 мкГр. годину ».

Допускається побудова класифікацій твердих і рідких відходів, заснованих на поділі РАВ за видами виробництва з РАВ-утворюючими технологіями або за видами РАВ-утворюючих джерел, що виникли в результаті незапланованих (наприклад, аварійних) подій.

РАВ класифікуються за критеріями величини періоду напіврозпаду радіонуклідів, які входять в ці відходи:

короткоживучі, у складі яких немає радіонуклідів з періодами напіврозпаду, що перевищують 10 років;

середньоживучі, що містять радіонукліди з періодом напіврозпаду понад 10 років, але не більше 100 років;

довгоживучі, в яких містяться радіонукліди з періодами напіврозпаду перевищують 100 років.

У свою чергу короткоіснуючі РАВ поділяються на:

-24, К-42,1-123,1-131, Te -132+ I -132, Cs -136; «Суточнікі», з періодами напіврозпаду що входять до них радіонуклідів не перевищують 18 діб; до них, зокрема, відносяться Na -24, К-42 ,1-123 ,1-131, Te -132 + I -132, Cs -136 ;

-85, Sr -89, Y -91, Nb -95, Zr -95,1-125, Ba -140; «Місячники», період напіврозпаду яких не перевищує трьох місяців: Sr -85, Sr -89, Y -91, Nb -95, Zr -95,1-125, Ba -140;

-106, Ва-133, Cs -134, Ce -144, T 1-204. «Однорічні», до яких належать радіонукліди з періодом напіврозпаду понад три місяці: Са-45, Ru -106, Ва-133, Cs -134, Ce -144, T 1-204.

Цей поділ визначає вимоги, які слід пред'являти до методів переробки, транспортування та захоронення радіоактивних відходів різної категорії, виходячи з можливого радіаційного впливу на людину і об'єкти навколишнього середовища. Так, низькоактивні відходи становлять небезпеку тільки при попаданні всередину організму. Тому їх досить локалізувати таким чином, щоб радіонукліди, що містяться в цих відходах, не могли потрапити всередину організму в результаті міграції по біологічних ланцюжках. Середньоактивні відходи становлять небезпеку як джерело не лише внутрішнього, а й зовнішнього опромінення, а отже, при їх переробці та захороненні необхідно передбачати відповідні захисні бар'єри для ослаблення потоків випромінювання (в основному фотонного) до регламентованих рівнів. Відходи третьої категорії з-за вкрай високою питомою активністю, а отже, і великого енерговиділення, вимагають додаткового створення систем охолодження ємностей, в яких вони містяться.

Для класифікації ТРО необхідне відповідне апаратне забезпечення радіаційного контролю

    1. Апаратне забезпечення

Система радіаційного контролю являє собою комплекс програмно-технічних засобів і організаційних заходів, що дозволяють виконати контроль радіаційної обстановки і спрямованих на забезпечення і дотримання норм радіаційної безпеки та визначення параметрів, що характеризують радіаційну безпеку.

Система радіаційного контролю відстежує і враховує зміну значень контрольованих параметрів при всіх режимах роботи.

Контроль активності ТРО в процесі сортування проводиться переносними приладами типу МКС-01р.

3.2.1 Радіометр-дозиметр МКС-01р

Радіометр-дозиметр МКС-01р призначений для вимірювання ступеня забрудненості поверхні альфа-і бета-активними речовинами (щільності потоку і флюенсу альфа-і бета-частинок), еквівалентної дози і потужності еквівалентної дози рентгенівського, гамма-випромінювань. Крім цього радіометр-дозиметр дозволяє виміряти щільність потоку і Флюєнси теплових, швидких і проміжних нейтронів, еквівалентну дозу та потужність еквівалентної дози нейтронного випромінювання.

Радіометр-дозиметр МКС-01р складається з пульта реєстрації та чотирьох змінних блоків детектування. У залежності від застосовуваного БД дозиметр вимірює іонізуюче випромінювання, вид, енергетичний діапазон і вимірювана величина, якого вказані в Таблиці 11.

Таблиця 11 - Вид, енергетичний діапазон і вимірювана величина іонізуючого випромінювання

Вид вимірювання та

вимірювана величина

Енергетичний

діапазон або нуклід

Тип БД

Альфа випромінювання (забрудненість

поверхні альфа-активними

речовинами):

- Щільність потоку альфа-частинок;

Плутоній-239

БДКА-01р

- Флюєнси альфа-частинок



Бета-випромінювання (забрудненість

поверхні бета-активними

речовинами):

0,3-3 МеВ

максимального

значення енергій

бета-спектра

БДКБ-01р

- Щільність потоку бета-частинок;



- Флюєнси бета-частинок



Рентгенівське і гамма-випромінювання:



- Потужність еквівалентної дози;

0,125-1,25 МеВ

БДКБ-01р

- Еквівалентна доза

0,04-10 МеВ

БДКГ-01р

Нейтронне випромінювання:



- Потужність еквівалентної дози;

10 "3-14 МеВ

БДКН-0ЗР

- Еквівалентна доза;

10 "3-14 МеВ

БДКН-03Р

ОЗР

- Щільність потоку теплових нейтронів;

0,025 МеВ

БДКН-03З

- Флюєнси теплових нейтронів;

0,025 МеВ

БДКН-03Р

- Щільність потоку проміжних і

швидких нейтронів;

10 "3-14 МеВ

БДКН-03Р

- Флюєнси проміжних і швидких

нейтронів

10'3-14 МеВ

БДКН-01р

БДКН-01р

Примітки:

  1. БД БДКБ-01р використовується як для вимірювання забруднення поверхні бета-активними речовинами, так і для вимірювання еквівалентної дози і потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання.

  2. Для вимірювання щільності потоку і флюенсу проміжних і швидких нейтронів використовується БД БДКН-ОЗР, вставлений в сповільнювач нейтронів діаметром 155 мм, який має назву «Захист». Такий складовою БД має позначення БДКН-01р.

  3. Для вимірювання потужності еквівалентної дози і еквівалентній дози нейтронного випромінювання використовується БД БДКН-01р, вставлений в сповільнювач нейтронів з поліетилену, діаметром 250 мм, який має назву «Уповільнювач нейтронів». Такий складовою БД має позначення БДКН-ОЗР-01.

Діапазон вимірювання та граничні значення основної похибки радіометра-дозиметра для кожного виду іонізуючого випромінювання і вимірюваною величини вказані в табл. 12. Граничні значення основної похибки вимірювань подано при довірчій імовірності 0,95 для будь-якої точки, починаючи зі значення дорівнює половині найнижчої декади робочого діапазону (значення вказані без дужок). У дужках вказана основна похибка для першої значущої цифри самого нижчого розряду робочого діапазону вимірювань. Основна похибка в будь-якій точці першої половини нижчої декади робочого діапазону вимірювань змінюється за лінійним законом між значеннями, відповідними першим значущої цифри і половині найнижчої декади робочого діапазону вимірювань.

Таблиця 12 - Значення основної похибки вимірювань

Вимірювана величина, діапазони

Значення основної похибки вимірювань

1

2

Щільність потоку альфа-часток в діапазоні від 1,0 до 3. 10,

Мін-1. см-2

± 20 (± 25)

Флюєнси альфа-часток в діапазоні від 10 до 105, см-2

± 20 (± 20)

Щільність потоку бета-частинок в діапазоні від 10 до 10,

хв-1. см-2

± 20 (± 40)

Флюєнси бета-частинок в діапазоні від 10 до 105, см-2

± 20 (± 20)

Потужність еквівалентної дози рентгенівського і гамма-випромінювань, мк Зв. год-1:

в діапазоні від 1 до 104 при роботі з БДКГ-02Р

в діапазоні від 10-2 до 3. 103 при роботі з БДКБ-01р



± 20 (± 30)

± 20 (± 40)

Еквівалентна доза рентгенівського і гамма-випромінювань в діапазоні від 1,0. 105 мкЗв при роботі з БДКГ-02Р

± 20 (± 20)

Потужність еквівалентної дози нейтронного випромінювання в діапазоні від 1,0 до 104, мкЗв. ч-1

± 20 (± 30)

Еквівалентна доза нейтронного випромінювання в діапазоні від 1,0 до 105 мкЗв

± 20 (± 20)

Щільність потоку теплових, проміжних і швидких нейтронів в діапазоні від 1 до 3. 104, з-2см-2

± 20 (± 25)

Флюєнси теплових, проміжних і швидких нейтронів в діапазоні від 102 до 105, см-2

± 20 (± 25)

При вимірюванні щільності потоку або потужності еквівалентної дози час встановлення показів для всіх використовуваних БД (крім БДКГ-02Р), відповідно дорівнює:

піддіапазон "100с" - (100,0 ± 0,2) с;

"10с" - (10,0 ± 0,2) с;

"2с" - (2,0 ± 0,2) с.

У разі використання БДКГ-02Р радіометр-дозиметр має один діапазон від 1 до 104мк3в / год "'(від 100мкР / год до 1Р / год), причому час встановлення показів на цьому діапазоні одно 2с.

Час встановлення робочого режиму радіометра-дозиметра не більше п'яти хвилин.

Радіометр-дозиметр МКС-01р включає в себе окремий пристрій ("лічильник оператора"), призначене для видачі сигналу (світлового та акустичного) при досягненні заданої величини еквівалентної дози рентгенівського і γ-випромінювань з моменту включення приладу.

Величина еквівалентної дози, при досягненні якої видається сигнал (поріг сигналізації), дорівнює (1,3 ± 0,2) мЗв (130 мбер). Величина порога сигналізації забезпечується при потужності еквівалентної дози до 103 мкЗв / год (100 мР / год).

Склад радіометра-дозиметра:

  • пульт реєстрації

  • БДКА-01р

  • БДКБ-01

  • БДКГ-02Р

  • Захист

  • БДКН-ОЗР

  • сповільнювач нейтронів

  • висувна штанга

  • пристрій заряду акумуляторів УХ-2 IP

  • контрольні джерела іонізуючого випромінювання.

Радіометр-дозиметр включає в себе логарифмічний інтенсіметр, призначений для вимірювання середньої частоти імпульсів, що надходять з БД в діапазоні від 10 до 10 1Р / с, а також для вимірювання потужності еквівалентної дози рентгенівського, гамма-випромінювань, вимірюваного детектором «Лічильник оператора» типу СБМ -21 в діапазоні від 10 до 104 мкЗв / год (1 мР / год до 1 Р / год).

Час встановлення показів логарифмічного інтенсіметра не перевищує двадцять секунд.

МКС-01р включає в себе також вольтметр для вимірювання високовольтної напруги живлення БД в діапазоні 0,4-1,0 кВ і індикації напруги живлення радіометра-дозиметра в діапазоні 7,3-10,6 В.

Рівень власного фону радіометра-дозиметра в залежності від використовуваного блоку детектування не перевищує значень, зазначених у табл. 13.

Таблиця 13 - Рівень власного фону МКС-01р

Блок детектування

Рівень власного фону в одиницях вимірюваної величини

БДКА-01р

0,03 хв-1см-2

БДКА-01р

3,0 хв-1 см-2

БДКГ-02Р

Не визначається

БДКН-01р

0,1 с-1 см-2

БДКН-03Р

0,1 с-1 см-2

БДКН-03-01

Не визначається

Вимірювання різних видів ІВ і різних величин (потужність еквівалентної дози, щільність потоку і т.д.) здійснюється за допомогою набору змінних БД, які перетворюють енергію випромінювання в послідовність імпульсів, число яких пропорційно величині випромінювання.

Робота БД заснована на сцинтиляційному методі реєстрації (фотопомножувач типу ФЕУ-85 А).

Конструкція БДКБ-01р забезпечує вимірювання бета-випромінювання при наявності супутнього фонового гамма-випромінювання. Для цього у вузлі детектора передбачений знімний екран з алюмінієвого сплава.БДКБ-01р є одночасно і засобом вимірювання потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання з високою чутливістю, що дозволяє проводити вимірювання на фонових рівнях.

БДКГ-01р на відміну від інших БД має світловий затвор. Для виявлення бета-випромінювання при вимірюванні гамма-випромінювання у вузлі детектування кріпиться знімний фільтр з полістиролу, повністю поглинає бета-випромінювання з максимальною енергією 3 МеВ. Вимірювання проводять з фільтром і без нього, і за різницею показань судять про наявність бета-випромінювання.

Управління радіометром-дозиметром здійснюється за допомогою трьох перемикачів: «Вимірювана величина», «Вид виміру», «Діапазон виміру», встановлених на лицьовій панелі пульта реєстрації. Індикація показань здійснюється за допомогою пятіразрядного цифрового табло, а також за допомогою інтенсіметра. Вимірювання за допомогою логарифмічного інтенсіметра не проводиться, якщо частота імпульсів, що надходять з дискримінатора менше 10 Гц. У цьому випадку радіометр-дозиметр дозволяє виявити дуже малі рівні випромінювання за допомогою пристрою звукової та світлової сигналізації (світлодіод з маркуванням «Інтенс. Доза опер») на лицьовій панелі пульта.

Режим роботи радіометра-дозиметра визначається положенням перемикачів: «Вимірювана величина», «Вид виміру», «Діапазон вимірювання» (табл. 14).

Таблиця 14 - Режим роботи радіометра-дозиметра МКС-01р

Режим роботи

МКС-01р

БД

Найменування перемикачів



Вимірювана величина

Вид вимірювань

Діапазон вимірювання

1

2

3

4

5

Вимірювання щільності потоку альфа-частинок

БДКА-01р

α

БД

2с або 10с

або 100с

Вимірювання флюенсу альфа-частинок

БДКА-01р

α

БД

ДОЗА (+),

СТОП

Вимірювання щільності потоку бета-частинок при відсутності фонового гамма-випромінювання

БДКБ-01р

β

БД

2с або 10с або 100 з

Вимірювання флюенсу бета-частинок при відсутності фонового гамма-випромінювання

БДКБ-01р без бетафільтра

β

БД

ДОЗА (+),

СТОП

Вимірювання флюенсу бета-частинок при наявності фонового гамма-випромінювання

БДКБ-01р без бетафільтра

БДКБ-01р з бетафільтром

β


БД


БД

ДОЗА (+),

СТОП

Вимірювання еквівалентної дози гамма-випромінювання

БДКБ-01р з бетафільтром

БДКБ-02Р з бетафільтром


γ2


γ1


БД


БД

2с або 10с

або 100с


Вимірювання еквівалентної дози гама-випромінювання

БДКБ-01р з бетафільтром

БДКБ-02Р з бетафільтром


γ2


γ1


БД


БД

ДОЗА (+),

СТОП

ДОЗА (+),

СТОП

Вимірювання щільності потоку нейтронів Ппр + σ

БДКН-01р

Ппр + σ

БД

2с або 10с або 100с

1

2

3

4

5

Вимірювання флюенсу нейтронів Ппр + σ

БДКН-01р

Ппр + σ

БД

ДОЗА (+)

СТОП

Вимірювання щільності потоку нейтронів Пт

БДКН-03Р

Пт

БД

2с або 10с або 100с

Вимірювання флюенсу Пт

БДКН-03Р

Пт

БД

ДОЗА (+)

СТОП

Вимірювання потужності еквівалентної дози нейтронного випромінювання

БДКН-03Р

Пg

БД

2с або 10с або 100 з

Вимірювання еквівалентної дози гамма-випромінювання в режимі «лічильник оператора»

-

-

Лічильник оператора


Примітка - Прочерк означає, що режим роботи радіометра-дозиметра не залежить від положення перемикача.

3.3 Порядок виконання радіаційного контролю радіометром МКС-01р

Порядок роботи в режимі контролю напруги живлення радіометра-дозиметра.

Встановити перемикач «Вид вимірювання» у положення «Напр.бат» при довільному положенні інших перемикачів. Стрілка вольтметра, розташованого на лицьовій панелі пульта реєстрації, має бути в межах червоного сектора. Якщо стрілка вольтметра встановлюється лівіше червоного сектора, то необхідно замінити акумулятори.

Порядок роботи з радіометром-дозиметром при вимірюванні альфа - забрудненість

Вимірювання щільності потоку альфа-часток виробляти наступним чином:

  • під'єднати БД БДКА-01р до пульта реєстрації УІ-50р за допомогою кабелю;

  • перемикач «Вимірювана величина» встановити в положення «α»;

  • перемикач «Вид вимірювання» встановити в положення «Бл.дет»;

  • перемикач «Діапазон вимірювання» встановити в положення «2с». При цьому має засвітитися цифрове табло;

  • зняти з БД захисну кришку і встановити БД на досліджувану поверхню. На цифровому табло через дві секунди з'явиться величина щільності потоку альфа-часток в см-2. хв-1;

  • якщо щільність потоку альфа-часток менше 10 см2 хв-1, перемикач «Діапазон вимірювання» встановити в положення «10с».

При щільності потоку менш см-2. хв-1 перемикач «Діапазон вимірювання» встановити в положення «100с».

Вимірювання флюенсу альфа-частинок необхідно виробляти наступним чином:

  • зняти з БДКА-01р захисну кришку, приєднати його до пульта реєстрації;

  • встановити перемикачі «Вимірювана величина», «Вид вимірювання» у положення згідно з пунктом 5.2.1;

  • встановити торцевою частиною БД на досліджувану поверхню;

  • перемикач «Діапазон вимірювання» встановити в положення «ДОЗА (+)». На цифровому табло з'явиться величина флюенсу альфа-частинок;

  • по закінченню необхідного часу набору, по зовнішньому измерителю часу, встановити перемикач «Діапазон вимірювання» у положення «СТОП». Показання цифрового табло буде відповідати Флюєнси альфа-часток за час набору.

Порядок роботи з радіометром-дозиметром при вимірюванні бета-забрудненості

Вимірювання щільності потоку бета-частинок при відсутності фонового гамма-випромінювання необхідно проводити таким чином:

  • під'єднати БДКБ-01р до пульта реєстрації; перемикач «Вимірювана величина» встановити в положення «β»;

  • перемикач «Вид вимірювання» у положення «Бл.дет»;

  • перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «2с»;

  • зняти з БД бета-фільтр і встановити БД на досліджувану поверхню торцевою частиною. На цифровому табло через дві секунди з'явиться величина щільності потоку бета-частинок в см-2хв-1. Якщо щільність потоку бета-частинок менше 102 см-2хв-1 (10 см-2хв-1);

  • перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» встановити в положення «10с» («100с»).

Вимірювання щільності потоку бета-частинок при наявності фонового гамма-випромінювання необхідно проводити таким чином:

  • встановити на торцеву частину БД бета-фільтр, помістити блок на досліджувану поверхню і провести вимірювання відповідно до пункту 5.3.1. На цифровому табло з'явиться величина фонового гамма-випромінювання;

  • зняти з БД бета-фільтр і провести вимірювання згідно з пунктом 5.3.1. При цьому на цифровому табло буде показана величина сумарного ефекту від бета-випромінювання та гама-фону. Для отримання істинного значення щільності потоку бета-випромінювання необхідно із сумарного ефекту відняти величину фонового гамма-випромінювання, виміряну раніше.

Вимірювання флюенсу бета-частинок при відсутності фонового гамма-випромінювання необхідно проводити таким чином:

  • зняти з БДКБ-01р бета-фільтр, встановити перемикачі «Вимірювати величину», «ВИД ВИМІРЮВАННЯ» в положення згідно з пунктом 5.3.1;

  • помістити блок БДКБ-01р торцевою частиною на досліджувану поверхню;

  • встановити перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «ДОЗА (+)». На цифровому табло з'явитися величина флюенсу бета-випромінювання.

Вимірювання флюенсу бета-частинок при наявності фонового гамма-випромінювання необхідно проводити таким чином:

  • встановити перемикач «Вимірювати величину» у положення «/ 5»;

  • перемикач «ВИД ВИМІРЮВАННЯ» - в положення «БЛ. ДЕТ »; зняти з БД бета-фільтр і встановити БД торцевою частиною на досліджувану поверхню;

  • встановити перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «ДОЗА (+)». На цифровому табло з'явиться величина, обумовлена ​​наявністю бета-і гамма-випромінювання; по закінченню необхідного часу набору, яке фіксується за зовнішнім измерителю часу, встановити перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «СТОП»;

  • біля ставки із сумарного ефекту, обумовленого бета-і гамма-випромінюванням, віднімається фонове гамма-випромінювання, і на цифровому табло з'являться свідчення, відповідні істинного значення флюенсу бета-випромінювання.

Порядок роботи з радіометром-дозиметром при вимірюванні рентгенівського і гамма-випромінювання.

Зазначені вимірювання можна проводити за допомогою БД БДКБ-01р і БДКГ-02Р. БДКБ-01р необхідно використовувати, коли енергетичний діапазон вимірюваної випромінювання знаходиться в межах від 0,125 МеВ до 1,25 МеВ, а БДКГ-02Р при енергетичному діапазоні від 0,04 МеВ до 10 МеВ. Вимірювання потужності еквівалентної дози і еквівалентної дози гамма-випромінювання за допомогою БДКБ-01р необхідно виробляти наступним чином:

  • під'єднати БДКБ-01р до пульта реєстрації, встановити перемикач «Вимірювати величину» у положення «γ2»;

  • перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «2с»;

  • перемикач «ВИД ВИМІРЮВАННЯ» у положення «БЛ.ДЕТ», при цьому має засвітитися цифрове табло;

  • встановити на БД бета-фільтр і помістити його в поле вимірюваного випромінювання.

Через дві секунди на цифровому табло з'явиться величина потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання. Якщо потужність еквівалентної дози менше 1 мкЗв / год (0,1 мР / год), то проводити вимірювання, встановивши перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «10с», а якщо менше 10-1 мкЗв / год (0,01 мР / год ) в положення «100с».

При вимірі еквівалентної дози гамма-випромінювання необхідно встановити:

  • перемикач «Вимірювати величину» у положення «γ2»;

  • перемикач «ВИД ВИМІРЮВАННЯ» у положення «БЛ.ДЕТ.»;

  • перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «ДОЗА (+)». На цифровому табло з'явиться величина еквівалентної дози.

По закінченню необхідного часу набору, яке фіксується за зовнішнім измерителю часу, встановити перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «СТОП».

Показання будуть відповідати еквівалентній дозі гамма-випромінювання.

Перед початком вимірювань, а також після проведення вимірювань за допомогою БДКГ-02Р необхідно:

  • перевірити рівень власного фону БД. Для чого, необхідно підключити БДКГ-02Р;

  • 1»; встановити перемикач «Вимірювати величину» у положення «γ 1»;

  • встановити перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «2с»;

  • встановити перемикач ВИД ВИМІРЮВАННЯ в положення «БЛ. ДЕТ. »;

  • закрити світловий затвор БД, повернувши головну частину БД в напрямку, протилежному напрямку стрілки, нанесеної на БД.

Рівень власного фону визначити по цифровому табло. При вимірюванні потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання значення фону необхідно відняти від вимірюваного значення. У випадку, якщо власний фон перевищує 10 мкЗв / год (1 мР / год), необхідно провести його дезактивацію.

Вимірювання потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання за допомогою БДКГ-02Р необхідно виробляти наступним чином:

  • встановити на БД екран-кришку, відкрити світловий затвор; встановити перемикач «Вимірювати величину» у положення «γ1»;

  • встановити перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» в положення "2с", "10с" або "100с" (час вимірювання при будь-якому положенні дорівнює двом секундам);

  • встановити перемикач «ВИД ВИМІРЮВАННЯ» у положення «БЛ.ДЕТ.».

На цифровому табло з'явиться величина потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання.

Вимірювання еквівалентної дози гамма-випромінювання проводити наступним чином:

  • встановити на БД екран-кришку;

  • відкрити світловий затвор;

  • 1»; встановити перемикач «Вимірювати величину» у положення «γ 1»;

  • встановити перемикач «ВИД ВИМІРЮВАННЯ» у положення «БЛ.ДЕТ.»;

  • встановити перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «ДОЗА (+)».

На цифровому табло з'явиться величина еквівалентної дози гамма-випромінювання.

По закінченню необхідного часу набору, встановити перемикач «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» у положення «СТОП». Показання будуть відповідати еквівалентній дозі гамма-випромінювання.

Порядок роботи з радіометром-дозиметром в режимі «ЛІЧИЛЬНИК ОПЕРАТОРА»

Зазначені вимірювання проводяться наступним чином:

  • встановити перемикач «ВИД ВИМІРЮВАННЯ» у положення «ЛІЧИЛЬНИК ОПЕРАТОРА»;

  • положення перемикачів «Вимірювати величину» і «ДІАПАЗОН ВИМІРЮВАННЯ» - будь-яке; зняти показання з стрілочного приладу.

Показання будуть відповідати величині еквівалентної дози рентгенівського та гамма-випромінювання.

Після проведення радіаційного контролю упаковки з ТРО завантажуються в контейнери. Для зручності сортування і комплектування ТРО за групами активності застосовуються такі кольори забарвлення контейнерів:

группы – белый; для ТРО I групи - білий;

группы – голубой; для ТРО II групи - блакитний;

группы – красный. для ТРО III групи - червоний.

группы транспортируются в здание комплекса переработки ТРО для детальной сортировки по виду материала. Контейнери з ТРО I групи транспортуються в будівлю комплексу переробки ТРВ для детальної сортування за видом матеріалу.

Поховання ТРО, за винятком біологічних РАВ, в залежності від ступеня радіоактивної забрудненості здійснюється на території 30-ти км зони ЧАЕС.

  1. На полігоні «Корогод»:

    • β-активні від 50 до 1000 β част/см2. хв;

    • γ-активні від 1. 10-4 мЗв / год до 2. 10-3 мЗв / год (0,01 мбер / год до 0,2 мбер / год) (від 0,1 до 0,2 мР / год).

  2. На ПЗТРО «Буряківка» ДСП «Комплекс»:

    • β-активні від 1000 до 1. 10-7 β част/см2. хв;

    • α-активні від 5 до 1. 10-6 α част/см2. хв;

    • γ-активні від 1. 10-2 мЗв / год до 10 мЗв / год (0,2 мбер / год до 1000 мбер / год) (від 0,2 до 1000 мР / год).

Відходи з забрудненнями меншими, ніж параметри по α, β, γ ТРО вивозяться на організовану звалище «Лелів» ДСП «К». Вивезення ТРО в несанкціоновані місця категорично заборонений на території 30-ти км зони ЧАЕС. У зоні відчуження, до проведення радіаційного контролю, всі промислові і побутові відходи вважаються радіоактивними.

Прийняттю на зберігання не підлягають токсичні, отруйні, самозаймисті РАВ. У необхідних випадках екологічну небезпеку відходів визначає санітарно-епідеміологічна станція (СЕС).

Порядок збору, зберігання і транспортування ТРАО

  1. Наказом по підприємству призначаються особи, відповідальні за організацію роботи зі збору, тимчасового зберігання та здачі ТРАО, які повинні керуватися у своїй роботі «Положенням по поводженню з ТРАО в зоні відчуження і безумовного (обов'язкового) відселення» (затверджено начальником АЗВ м. Чорнобиль від 18.05 .1998 р.).

  2. Радіаційний контроль зазначених робіт забезпечує персонал ДНВП «Екоцентр» м. Чорнобиль відповідно до укладеного договору.

  3. Збір, зберігання ТРАО на території 30-ти км зони ЧАЕС проводиться у зворотних контейнерах (збірниках-контейнерах) або у разовій упаковці (пластикові або паперові мішки, ящики).

  4. На зворотних контейнерах повинні бути нанесені знаки радіаційної небезпеки та найменування установи - власника тари РАВ. Вони повинні бути виконані з слабосорбірующего матеріалу і відповідати вимогам СПОРО-85 п. 3.5.

  5. Місця і порядок збору, тимчасового зберігання ТРАО на підприємстві повинні відповідати вимогам СПОРО-85, розділ 3 та бути укомплектованими засобами дезактивації на випадок радіаційної аварії (руйнування контейнера для ТРАО або розсипання РАВ). Як виняток, тимчасове зберігання допускається на території підприємства за погодженням з органами саннадзора в спеціально відведеному місці, що відповідає наступним вимогам:

3.4 Вимірювання активності радіометром РКБ4-1еМ.

Призначення та основні технічні дані. Призначений для експресних вимірів питомої та об'ємної β-активності проб об'єктів зовнішнього середовища і застосовується для комплексного санітарно-гігієнічного контролю об'єктів зовнішнього середовища в польових і лабораторних умовах в діапазоні вимірюваної питомої та об'ємної активності 1,9 - 3,7. 10-7 Бк / кг; Бк / л.

Як детектори в радіометрі застосовуються 2 типу блоків детектування:

БДЖБ-02 - БД на основі об'ємно-активованих пластмасових пластин-світловодів;

БДЖБ-07 - БД на основі однієї поверхнево активованої пластмасової пластини.

Основна похибка - не більше ± 40%.

Час вимірювання однієї проби не перевищує 35 хв.

Час встановлення робочого режиму не більше 15 хв.

Харчування радіометра здійснюється від мережі 220 в, а також від автономного джерела (батарея з 12 елементів типу "А 343 Прима").

-137. В якості контрольного джерела використовується γ-джерело Cs -137.

Будова і принципи дії

Радіометр складається з:

Пульт радіометра УУЦ4-1еМ, до нього входить:

  • Пристрій вхідний БСА-1еМ;

  • Пристрій виведення інформації УВЦ4-1еМ; - Лічильник УСО4-1еМ;

  • Вузол харчування БНК4-1 еМ;

  • Блок живлення БНН-1И;

  • Пристрій сигналізації.

Пульт радіометра УУЦ4-1еМ призначений для формування та селекції сигналів від БД, накопичення, перерахунку і виведення інформації за заданий час вимірювання, а також для управління всіма робочими процесами радіометра.

Блоки детектування БДЖБ-02 і БДЖБ-07 призначені для детектування β-випромінювання радіоактивних проб. У БДЖБ-02 використовується детектор з розвиненою поверхнею на основі поверхнево-активованих полістирольних пластин і 2 шт. ФЕУ-82. У БДЖБ-07 використовується детектор на основі однієї поверхнево-активованої поліметілметакріловой пластини і ФЕУ-93. Детектори призначені для реєстрації β-частинок, що випускаються радіоактивної пробій. Отримані при реєстрації світлові спалахи перетворюються ФЕУ в імпульси струму.

Підготовка до роботи

Увага:

а) Забороняється включати радіометр при знятій кришці, відкритої горловині або з відкритими штуцерами на кришці БД БДЖБ-02.

б) Забороняється включати пульт радіометра без підключеного до нього БД.

в) Забороняється проводити промивку детекторів спиртом, ацетоном та ін розчинниками щоб ​​уникнути пошкодження детекторів.

". г) При проведенні вимірювань з часом експозиції 100 сек перемикач "Режим роботи" повинен знаходиться тільки в положенні "N".

Підключити радіометр до мережі змінного струму, для чого встановити перемикачі:

"Режим роботи" в положення "Контр."

"Часу вимірювання" в положення "10с",

Тумблер "Індикація ЦПУ" у відповідне положення.

"Харчування" в положення ВКЛ, при цьому повинен загорітися індикаторний світлодіод + -. - +.

Натиснути і відпустити кнопку "Скидання", при цьому на індикаторах висвічуються нулі. Через кілька секунд індикатори гаснуть, радіометр приходить в режим набору інформації. Через 10 сек. після початку набору інформації на індикаторах висвічується чотиризначне число (на стрічці ЦПУ друкується чотиризначне число) у межах 5500 + 2000. Скидання і новий набір інформації відбувається автоматично через кожні 10 сек.

× 10. Привести перемикачі "Режим роботи" в положення N × 10.

Для виключення радіометра перемикач "Харчування" перевести в положення "Викл.", Відключити мережевий БП від мережі.

Підготовка радіометра до роботи від автономного джерела живлення.

Встановити касету з 12 елементами "343 Прима" в корпус пульта.

Перекласти перемикач "Режим харчування" в положення "Автономне" та виконати операції по пунктах 14.3.1.1 - 14.3.1.7.

Підготовка проби водного середовища.

Відміряти пробу мірним стаканом, додати миючий склад СФ-ЗК в кількості 100 мг на 1 літр (для вод водойм і річок додавання миючого складу не потрібно).

Порядок роботи

При кожному вимірюванні проводити 10 вимірів швидкості підрахунку імпульсів, що надійшли з БД. За виміряне значення приймають середнє з цих вимірів. Вимірювання фону при роботі з БДЖБ-07 проводити 5 разів з часом експозиції 100 сек кожна.

Робота з БДЖБ-02

-137, измерить скорость счета, сравнить результат с данными в формуляре, в случае расхождения значений с помощью ручек "Коррекция", "Грубо", "Плавно" добиваются совпадения результатов измерения с данными формуляра +3%. У гніздо на кришці БДЖБ-02 помістити контрольне джерело Cs -137, виміряти швидкість рахунку, порівняти результат з даними у формулярі, у разі розбіжності значень за допомогою ручок "Корекція", "Грубо", "Плавно" домагаються збігу результатів вимірювання з даними формуляра +3%.

Вимкнути радіометр, відкрити горловину і залити "фонову" воду в робочий об'єм БД, закрити горловину, включити радіометр, виміряти швидкість рахунку від контрольного джерела, записати результат.

Зняти джерело, виміряти "фонову" швидкість рахунку.

Вимкнути радіометр, злити "фонову" воду, залити контрольовану пробу в робочий об'єм БД, закрити кришку, включити радіометр і виміряти сумарну швидкість рахунку фону й вимірюваного ізотопу.

Розрахувати швидкість рахунку від контрольованої проби за формулою:

эфф = N ф+эфф- N ф (8) N еф = N ф + еф-N ф (8)

де: Nефф - швидкість рахунку від контрольованої проби (с-1),

-1), Nф - швидкість рахунку від фону (c -1),

Nф + еф - сумарна швидкість рахунку фону і контрольованою проби (с-1).

Визначити об'ємну β-активність проби за формулою:

= Q = (Бк / л) (9)

де Р - чутливість радіометра по вимірюваному ізотопу (Л / сек · Бк).

При великій кількості вимірів періодично проводити перевірку швидкості рахунку від контрольного джерела, при необхідності проводити корекцію.

Робота з БДЖБ-07

Включити радіометр, в висувну касету БД помістити контрольний джерело, виміряти швидкість рахунку, порівняти результат з даними у формулярі, у разі розбіжності значень за допомогою ручок "Корекція", "Грубо", "Плавно" добитися збігу результатів вимірювання з даними формуляра +3% .

Зняти джерело, виміряти фонову швидкість рахунку.

Розмістити пробу в висувною касеті.

Провести вимірювання швидкості рахунку від контрольної проби, визначити питому або об'ємну активність по формулах 1 і 2.

При великій кількості вимірів періодично проводити перевірку від контрольного джерела, при необхідності проводити корекцію.

ВИСНОВОК

В якості висновку можна навести такі результати і висновки:

        1. Розгляд порядку поводження з ТРО показує, що потребує вдосконалення радіаційно-технологічний контроль при сортування ТРО.

        2. Розглянемо порядок сортування ТРО.

        3. Розглянуто апаратні забезпечення радіаційно-технологічного контролю при поводженні з ТРО.

        4. Можна рекомендувати впровадження автоматичних засобів контролю активності при сортуванні ТРО, що знизить обсяг відходів і опромінення персоналу.

Список використаної літератури

  1. Закон України "Про поводження з радіоактивними відходами".

  2. Закон України "Про захист людини від впливу іонізуючого випромінювання".

  3. Норми радіаційної безпеки НРБУ-97.

  4. Санітарні правила проектування та експлуатації атомних станцій. СПАС-88.

  5. Правила радіаційної безпеки при експлуатації атомних станцій ПРБ АС-89. 1989. МОЗ СРСР. 1989.

  6. Санітарні правила проектування та експлуатації атомних станцій СП АС-88, ДНАОП 0.03-1.73-79. М., Вища школа, 1989.

  7. положения забезпечення безпеки атомних станц ії . Загаль Ні положення забезпечення БЕЗПЕКИ атомних станц ії. НП 306.1.02/1.034-2000. №63 . Затверджено Даяра Украши 09.12.99. № 63.

  8. Міжнародна конференція "Радіоактивні відходи". Зберігання, транспортування, переробка. Вплив на людину і навколишнє середовище ", Санкт-Петербург, 14-18 жовтня. 1996 р.: Тез. докл. СПб., 1997, 297 с.

  9. Технічний проект ЮУ АЕС. . Частина III. Книга 1. Пояснювальна записка. Харків, ХОТЕП, 1973.

  10. Поводження з ТРВ першої черги ЮУ АЕС ЮАТ 241-413, 414, 591. Харків, ХОТЕП, 1973.

  11. Поводження з ТРВ другої черги ЮУ АЕС ЮАТ 241-415, 416. Харків, ХІЕП, 1984р.

  12. Комплекс переробки твердих радіоактивних відходів. Перша чергу. Проект. Том 1 «Загальна пояснювальна записка». Харків, ВАТ ХІЕП, 2003.

  13. Комплекс обробки відходів ЮУ АЕС. Detail Engineering. Том 2.1. DNR 00066829. Том 2.1. Alzenau, NUKEMNuklear GmbH, 1997.

  14. Радіометр - дозиметр МКС-01р. Інструкція з експлуатації ІЕ.0.0026.135. Южноукраїнськ, ОПЮУ АЕС, 2003.

  15. Поводження з твердими радіоактивними відходами на ЮУ АЕС. Виробнича інструкція ІН.0.0006.049. Южноукраїнськ, ВП ЮУ АЕС, 2003.


Додати в блог або на сайт

Цей текст може містити помилки.

Безпека життєдіяльності та охорона праці | Курсова
222.5кб. | скачати


Схожі роботи:
Методи і засоби радіаційно-дозиметричного контролю при поводженні з твердими радіоактивними відходами
Проблеми поховання радіоактивних відходів у геологічних формаціях
Проблема ліквідації твердих побутових відходів
Оцінка небезпеки твердих відходів підприємства для навколишнього середовища
Методи і засоби контролю тиску Поплавкові та гідростатичні рівнеміри
Моделювання процесів тепло і масопереносу при закачуванні радіоактивних розчинів у глибокозалягаючі
Організація надання медичної допомоги при аваріях на радіаційно-та хімічно небезпечних об`єктах
Організація надання медичної допомоги при аваріях на радіаційно-та хімічно небезпечних об`єктах 2
Методи аналізу рідких твердих і газоподібних речовин
© Усі права захищені
написати до нас