Севастопольський Національний Університет Ядерної Енергії й Промисловості
Контрольна робота № 2
З дисципліни: Дозиметрія і радіаційна безпека на атомних електричних станціях
На тему: Організація радіаційної безпеки на АЕС
Севастополь 2006
Введення
Основне завдання дозиметрії - визначення дози випромінювання в різних матеріалах, середовищах і особливо в тканинах живого організму з метою виявлення, оцінки та попередження можливої радіаційної небезпеки для людини. Інакше, основне завдання дозиметрії зводиться до забезпечення радіаційної безпеки при проведенні робіт в умовах іонізуючих випромінювань.
Ядерна енергетична установка вважається безпечною, якщо її радіаційний вплив на персонал, населення і навколишнє середовище в процесі нормальної експлуатації та проектних аваріях не призводить до перевищення встановлених доз опромінення персоналу та населення і нормативів по викидах і скидах радіоактивних речовин у навколишнє середовище, а також обмежує це вплив при запроектних аваріях. Це якість реалізується з використанням спеціальних норм і правил з безпеки при проведенні робіт з джерелами іонізуючих випромінювань.
Організація радіаційної безпеки на АЕС
Відповідно до закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційної безпеки" категорії радіаційна безпека та радіаційна зашита характеризуються такими визначеннями:
радіаційна безпека - дотримання допустимих меж радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище, встановлених нормами, правилами та стандартами з безпеки;
радіаційний захист - сукупність радіаційно-гігієнічних, проектно-конструкторських, технічних та організаційних заходів, спрямованих на забезпечення радіаційної безпеки.
Таким чином, радіаційна безпека - це мета, досягнення якої є обов'язковою при експлуатації АЕС, а радіаційний захист - засіб досягнення цієї мети.
Радіаційна зашита при проведенні робіт, пов'язаних з використанням ядерних установок та джерел іонізуючих випромінювань, грунтується на таких основних принципах:
не може бути дозволена ніяка діяльність, якщо перевага від такої діяльності менше, ніж можливий завдану нею шкоду;
величина індивідуальних доз, кількість опромінюваних осіб і ймовірність опромінення від будь-якого конкретного джерела іонізуючого випромінювання повинні мати найнижчі показники, яких можна практично досягти з урахуванням економічних і соціальних чинників;
опромінення окремих осіб від усіх джерел та видів діяльності не повинен перевищувати встановлених дозових меж за нормами, правилами і стандартами з радіаційної безпеки.
Загальне керівництво щодо забезпечення радіаційної безпеки АЕС очолює її директор, на якого покладається відповідальність за розробку Програми радіаційного захисту АЕС та організацію контролю її виконання. Головний інженер АЕС персонально відповідає за організацію і технічне забезпечення радіаційної безпеки, виконання Програми радіаційного захисту АЕС. Керівники підрозділів АЕС несуть персональну відповідальність за вивчення і виконання підлеглим персоналом правил та інструкцій з радіаційної безпеки, Програми радіаційного захисту АЕС.
Радіаційний контроль - це частина організаційних і технічних заходів радіаційного захисту АЕС, спрямованих на контроль за дотриманням норм радіаційної безпеки та основних санітарних правил роботи з радіоактивними речовинами та іншими джерелами іонізуючих випромінювань, а також отримання, обробку і представлення вимірювальної інформації про стан радіаційної обстановки в усіх режимах експлуатації АЕС.
Радіаційний контроль на АЕС виконується за такими основними напрямками:
контроль захисних бар'єрів на шляху розповсюдження радіонуклідів;
технологічний контроль середовищ експлуатації обладнання;
дозиметричний контроль;
контроль навколишнього середовища;
контроль за нерозповсюдженням радіоактивних забруднень.
Радіаційний контроль захисних бар'єрів включає в себе контроль об'ємної активності реперних радіонуклідів або їх груп:
в теплоносії основного циркуляційного контуру, що характеризує герметичність оболонок ТВЕЛів;
в технологічних середовищах або в повітрі виробничих приміщень, пов'язаних з обладнанням основного циркуляційного контуру, що характеризує його герметичність.
у викидах за межі АЕС, що характеризує герметичність останнього захисного бар'єру АЕС.
Радіаційний контроль за нерозповсюдженням радіоактивних забруднень включає в себе:
контроль рівня забруднення радіоактивними речовинами поверхонь виробничих приміщень і обладнання, шкірних покривів, взуття, виробничого одягу, засобів індивідуального захисту персоналу при перетині ними кордону зони суворого режиму;
контроль рівня забруднення радіоактивними речовинами виносяться і які вивозяться з АЕС устаткування і матеріалів, транспортних засобів при перетині ними кордону території АЕС;
контроль рівня забруднення радіоактивними речовинами особистого одягу та взуття персоналу при перетині ними кордону території АЕС.
Радіаційний контроль навколишнього середовища включає в себе:
контроль активності і радіонуклідного складу організованого викиду в атмосферу - аерозолів, ізотопів йоду в аерозольної і молекулярної фракціях і інертних радіоактивних газів;
контроль активності і радіонуклідного складу атмосферних випадань з допомогою планшетів;
контроль активності і нуклідного складу скидів в навколишнє середовище,
контроль активності і нуклідного складу рідких і твердих радіоактивних відходів;
контроль активності і радіоактивного складу витоку радіоактивних речовин зі сховищ твердих відходів (XTO) і сховищ рідких відходів (ХЖО);
контроль потужності дози гамма-випромінювання і річної дози на місцевості в санітарно-захисній зоні та зоні спостереження.
Радіаційний технологічний контроль включає в себе:
контроль об'ємної активності технологічних середовищ, в тому числі до і після фільтрів водоочищення і Спецгазоочистка;
контроль об'ємної активності аерозолів, інертних радіоактивних газів в необслуговуваних приміщеннях, локалізуючих і вентиляційних системах.
Радіаційний дозиметричний контроль включає в себе:
контроль індивідуальних і колективних доз зовнішнього опромінення персоналу;
контроль вмісту радіоактивних речовин в організмі працюючих;
контроль потужності дози гамма-випромінювання в обслуговуваних, періодично обслуговуваних приміщеннях і на проммайданчику АЕС;
контроль потужності дози нейтронів в центральному залі реактора, в суміжних з реактором приміщеннях і на ділянках поводження зі свіжим та відпрацьованим паливом;
контроль об'ємної активності і нуклідного складу радіоактивних газів і аерозолів в повітрі виробничих приміщень;
контроль щільності потоку бета-випромінювання в обслуговуваних, періодично обслуговуваних приміщеннях і на проммайданчику АЕС.
Крім перерахованих видів контролю можуть бути організовані інші додаткові і спеціальні види радіаційного контролю для отримання додаткового та поглибленого вивчення радіаційної обстановки при виконанні нестандартних технологічних операцій або при роботах, пов'язаних з ліквідацією наслідків радіаційних аварій на АЕС.
Обсяг радіаційного контролю АЕС - це перелік характеристик параметрів радіаційного контролю, до якого включаються, перш за все, види контрольованих радіаційних параметрів і фізичних величин, кількість точок контролю, періодичність вимірювання, методи та засоби вимірювань.
Основним документом, в якому визначено плановий обсяг радіаційного контролю АЕС, є регламент радіаційного контролю АЕС.
Обсяг радіаційного контролю повинен бути спочатку розроблений і затверджений в установленому порядку на стадії проектування АЕС.
Для оптимізації обсягу контролю на АЕС необхідно чітко згрупувати контрольовані параметри і виробити узагальнені критерії радіаційної безпеки експлуатації АЕС, що зв'язують параметри радіаційної обстановки з об'ємною активністю теплоносія першого контуру, значенням протечек, тривалістю експлуатації та іншими характеристиками обладнання. Оптимізація обсягу радіаційного контролю може проводитися в міру накопичення персоналом досвіду експлуатації АЕС.
Атомна станція може функціонувати у наступних режимах і станах:
режим нормальної експлуатації;
режим відхилення від нормальної експлуатації;
режим проектної аварії;
режим запроектної аварії;
стан ліквідації наслідків аварії;
режим зняття з експлуатації.
Режим нормальної експлуатації - основний режим роботи АЕС. У той же час безпеку АЕС в будь-який момент часу визначається наступними чинниками:
готовністю персоналу та обладнання до запобігання проектних аварій;
готовністю персоналу та обладнання до роботи при проектних аваріях;
ймовірністю виникнення запроектних аварій;
готовністю персоналу та обладнання до роботи в умовах запроектних аварій.
Радіаційна безпека у всіх режимах експлуатації АЕС забезпечується наступними методами та засобами:
організаційно-управлінські методи, які включають у себе методи організації праці, підготовки персоналу, перевірки стану радіаційної безпеки, а також весь процес прийняття рішень щодо забезпечення радіаційної безпеки, починаючи від виконавця робіт і закінчуючи керівництвом експлуатуючої організації;
технічні засоби, що включають в себе обладнання, споруди, конструкції, призначені для утримань радіоактивних речовин та іонізуючих випромінювань в заданих межах;
радіаційно-гігієнічні засоби, що включають в себе обладнання, споруди, засоби індивідуального захисту, призначені для зниження радіаційного впливу на людину;
інформаційно-забезпечують кошти, що включають в себе всі прилади, датчики, системи баз даних, призначені для отримання, обробки, використання та зберігання інформації, необхідної для гідного забезпечення радіаційної безпеки.
До початку експлуатації АЕС її об'єкти повинні бути прийняті комісією в складі представників зацікавленої організації, органів Державного санітарного нагляду, технічної інспекції профспілки, органів внутрішніх справ. Комісія встановлює відповідність прийнятих об'єктів проекту і вимогам діючих норм та правил, наявність умов радіаційної безпеки для персоналу і населення, забезпечення умов збереження радіоактивних речовин і вирішує питання про можливість експлуатації об'єкта та отримання установою джерел іонізуючих випромінювань.
Зберігання та проведення робіт з джерелами іонізуючих випромінювань дозволяється тільки після оформлення санітарного паспорта. Санітарний паспорт на право роботи з джерелами іонізуючого випромінювання оформляють місцеві органи Держсаннагляду на підставі акту приймання нових (реконструйованих) установ або акту санітарного обстеження діючих установ. Копія санітарного паспорта направляється для реєстрації в органи внутрішніх справ.
Адміністрація установи зобов'язана розробити, погодити з органами Держсаннагляду та затвердити інструкції з радіаційної безпеки в установі. У цих інструкціях викладаються порядок проведення робіт, обліку, зберігання та видачі джерел випромінювання, збору і видалення радіоактивних відходів, утримання приміщень, заходи індивідуального захисту, організації проведення радіаційного контролю, заходи радіаційної безпеки при роботах з джерелами іонізуючих випромінювань, заходи попередження, виявлення та ліквідації радіаційної аварії.
З метою забезпечення радіаційної безпеки АЕС на кожній станції створюються служби радіаційної безпеки.
У процесі нормальної експлуатації АЕС службами радіаційної безпеки вирішуються такі основні завдання:
організація і здійснення всіх видів радіаційного контролю;
встановлення контрольних рівнів зовнішнього та внутрішнього опромінення персоналу, параметрів радіаційної обстановки на АЕС;
участь у плануванні будь-якої діяльності, яка може призвести до опромінення персоналу, що перевищує контрольні рівні;
розробка та прийняття необхідних заходів для запобігання виникнення можливих аварійних ситуацій;
організація забезпечення радіаційної безпеки та охорони навколишнього середовища при експлуатації устаткування, яке застосовується на АЕС;
контроль дотримання всіма підрозділами, включаючи підрядників, діючих правил і норм з безпеки в зоні дії АЕС;
розробка організаційних і технічних заходів щодо радіаційного захисту персоналу та населення на випадок аварії;
розробка Програми радіаційного захисту та інструкцій з радіаційної безпеки;
участь в експертизі проектних рішень з питань радіаційної безпеки;
організація повірки, калібрування і ремонт технічних засобів радіаційного контролю;
проведення аналізу причин зміни радіаційної обстановки в приміщеннях станції і на території навколишнього її, причин опромінення персоналу, а також ефективності впровадження заходів з нормалізації радіаційної обстановки в приміщеннях, зниження доз опромінення персоналу, поліпшення санітарно-побутових умов і охорони навколишнього середовища;
участь, спільно з керівниками цехів, відділів і змін, у розслідуванні випадків опромінення персоналу дозами, що перевищують встановлені;
участь у підготовці та розробці програм навчання з питань безпеки;
видача висновку на технічну документацію про відповідність її вимогам правил безпеки і охорони навколишнього середовища;
розгляд технології виконання радіаційно-небезпечних робіт, розробка та видача рекомендацій щодо поліпшення умов праці та підвищення безпеки виконання робіт, щодо зниження індивідуальних і колективних доз опромінення персоналу;
розробка і перегляд у бік посилювання контрольних рівнів за радіаційну обстановку;
контроль проведення та результатів медичного обстеження персоналу;
організація інформаційного забезпечення з питань, пов'язаних з радіаційною безпекою.
Як правило, служби радіаційної безпеки мають такі права:
видавати приписи і вказівки керівникам структурних підрозділів АЕС з виконання планових заходів у галузі безпеки та поліпшення умов праці, щодо усунення порушень правил РБ і санітарних норм;
забороняти виконання робіт у випадках, якщо на дільницях і обладнанні створилися умови, небезпечні для життя і здоров'я працюючих, або якщо продовження виконання робіт може призвести до аварійної ситуації;
забороняти використання несправного або забрудненого вище допустимого рівня робочого інструменту, пристосувань та інших видів оснастки;
брати участь у роботі комісій з приймання в експлуатацію нового обладнання, споруд і сховищ;
вимагати від керівників підрозділів своєчасного розслідування випадків погіршення радіаційної обстановки.
Основні радіаційно-гігієнічні регламенти і положення щодо захисту від джерел потенційного опромінення визначені НРБУ 97 / Д 2000. Дія Основних санітарних правил забезпечення радіаційної безпеки України поширюється на всі види виробничої діяльності, а також на всі ситуації втручання, в умовах яких відбувається чи може відбуватися опромінення людини на виробництві та / або в побуті будь-якими джерелами природного та / або штучного походження (Крім тих, які відповідно до пункту 1.11 виключені зі сфери дії Правил). (Затверджено: наказ МОЗ України від 02.02.2005 № 54).
Відповідно до ОСП-72/87 і СПАС-88 однієї з важливих організаційних заходів радіаційного захисту є суворе дотримання режиму зон. Це означає, що всі будівлі, споруди та промисловий майданчик АЕС повинні бути розділені на чисту зону та зону можливого забруднення (зону суворого режиму). При цьому повинен здійснюватися суворий контроль перетину встановлених меж зон людьми і радіоактивними матеріалами. При необхідності повинні бути організовані і обладнані санпропускники та саншлюзи з метою примусового дозиметричного контролю проходить через них персонала.Другой важливим заходом радіаційного захисту є видача дозволів-нарядів на виконання робіт у зоні суворого режиму. Переліки робіт, що виконуються за нарядами, визначаються розпорядженням головного інженера АЕС.
Безпека атомної станції повинна забезпечуватися за рахунок послідовної реалізації принципу глибоко ешелонованої захисту, заснованого на застосуванні системи бар'єрів на шляху розповсюдження іонізуючих випромінювань і радіоактивних речовин у навколишнє середовище і системи технічних та організаційних заходів із захисту бар'єрів і збереження їх ефективності і безпосередньо із захисту населення.
Система бар'єрів включає: паливну матрицю, оболонки ТВЕЛів, кордон контуру теплоносія, що охолоджує активну зону, герметичне огородження локалізуючих систем безпеки. Стан кожного з цих бар'єрів контролюється в процесі експлуатації АЕС і підтримується на рівні, відповідному вимогам діючих нормативних документів з безпеки АЕС.
Зниження потужності еквівалентної дози від зовнішнього іонізуючого випромінювання до рівня, який не перевищує допустимий у всіх режимах роботи АЕС, здійснюється екраном біологічного захисту.
Захисний матеріал вибирають з урахуванням захисних та механічних властивостей, а також його вартості, маси та об'єму. Крім захисних властивостей, матеріал повинен бути конструкційно-міцним; мати високу радіаційну та термічну стійкість, вогнестійкість, жаростійкість, хімічну інертність, не виділяти під дією нагрівання і опромінення отруйних та вибухонебезпечних з різким запахом газів; зберігати стабільні розміри. Необхідно також враховувати простоту монтажу, можливість механічної обробки, вартість і доступність матеріалів.
Захисні властивості матеріалів від нейтронного випромінювання визначаються їх сповільнює і поглинаючою здатністю, ступенем активації. Швидкі нейтрони найбільш ефективно сповільнюються речовинами з малим атомним номером, такими як графіт і водородсодержащие речовини (легка та важка вода, пластмаси, поліетилен, парафін). Для ефективного поглинання теплових нейтронів застосовуються матеріали, що мають великий перетин поглинання: сполуки з бором - борна сталь, бораль, борний графіт, карбід бору, а також кадмій і бетон (на лімонітовий та інших рудах, що містять зв'язану воду).
Гамма-випромінювання найбільш ефективно послаблюється матеріалами з великим атомним номером і високою щільністю (свинець, сталь, бетон, магнетитові та інші руди, свинцеве скло).
На АЕС в якості матеріалу для біологічного захисту зазвичай використовується бетон, металеві конструкції і вода.
Розглянемо деякі матеріали, що отримали широке застосування в якості захисту від нейтронного і гамма-випромінювання.
Вода використовується не тільки як сповільнювач нейтронів, але і як захисний матеріал від нейтронного випромінювання внаслідок високої щільності атомів водню. Після зіткнень з атомами водню швидкий нейтрон сповільнюється до теплової енергії, а потім поглинається середовищем. При поглинанні теплових нейтронів ядрами водню по реакції H (n, γ) D, виникає захватне γ-випромінювання з енергією E = 2,23 МеВ. Захватне γ-випромінювання можна значно знизити, якщо застосувати борованого воду. У цьому випадку теплові нейтрони поглинаються бором з реакції B (n, α) Li, а захватне випромінювання має енергію E = 0,5 МеВ. Конструктивно водяну захист виконують у вигляді заповнених водою секційних баків зі сталі або інших матеріалів.
Поліетилен (р = 0,93 г / см 3, n н = 7,92 · 22 жовтня ядер / см 3) - термопластичний полімер (C n H 2n), є кращим сповільнювачем, ніж вода. Поліетилен можна застосовувати на таких ділянках захисту, де його температура буде менше температури розм'якшення, рівної 368К. Поліетилен застосовують у вигляді листів, стрічок, прутків і т.п. При використанні поліетилену необхідно враховувати його високий коефіцієнт лінійного розширення (в 13 разів більше, ніж у заліза). З підвищенням температури поліетилен розм'якшується, а потім спалахує, утворюючи двоокис вуглецю і воду. Захисні властивості від γ-випромінювання приблизно такі ж, як у води. Для зменшення загарбного γ-випромінювання в поліетилен додають містять бор речовини
З інших водородсодержащих речовин використовують різні пластмаси (полістирол, поліпропілен) і гідриди металів.
Графіт знаходить широке застосування в реакторах на теплових нейтронах як сповільнювач і відбивача. Він володіє достатньою міцністю, легко піддається механічній обробці, використовується в захисті у вигляді блоків. Проте стійкість графіту до окислення низька, в результаті чого він стає крихким. Крім того, при опроміненні нейтронами кристалічна решітка графіту пошкоджується, що відбивається на його фізичні властивості. Для підвищення стійкості до окислення графіту до температури 800 - 1250 K проводиться покриття його поверхні плівкою з фосфатного скла. При температурі понад 400 K графіт використовують в інертному середовищі.
Карбід бору крихкий, має високу термостійкість. Робоча температура на повітрі до 800 K, в інертному середовищі до 1800 K. При поглинанні теплових нейтронів в результаті ядерної реакції B (n, α) Li утворюються гелій і літій. Скупчення гелію в порах при високій температурі може призвести до збільшення тиску в газовій порожнини, внаслідок чого виникають тріщини в матеріалі. Присутність літію в борсодержащих матеріалі знижує його корозійні властивості.
Зміст бору в легованої сталі не повинно перевищувати 3%, при більш високому його утриманні сталь стає крихкою і погано обробляється. З використанням бору виготовляють дисперсійні матеріали, наприклад бораль, борний графіт і ін
Бораль виготовляють з листів алюмінію, між якими засипають порошкоподібну суміш карбіду бору з алюмінієм. Потім всю масу прокочують в гарячому стані. Лист бораля товщиною 0,44 см з масовим вмістом B 4 C до 30% знижує щільність потоку теплових нейтронів в 1000 разів. Бораль володіє задовільною теплопровідністю, його щільність зберігається до температури 1100 K. Бораль добре обробляється, легко зварюється в атмосфері гелію.
Борний графіт набагато дешевше бораля. Як і бораль, він володіє хорошими поглинаючими властивостями і малій залишковій активністю. Лист з борного графіту товщиною 2,5 см (з масовим вмістом бору до 4%) послаблює щільність потоку теплових нейтронів в 400 разів.
Залізо використовується для захисту у вигляді виробів із сталі і чавуну (прокат, поковка, дріб). Сталь (вуглецева та з легуючими елементами) є основним конструкційним матеріалом для виготовлення вузлів реакторних установок (корпус реактора, теплова та радіаційний захист, трубопроводи, різні механізми, арматура для захисту з інших матеріалів тощо). Вона належить до матеріалів, у яких добре поєднуються конструкційні та захисні властивості. Маса зашиті із сталі від γ-випромінювання на 30% більше маси еквівалентної свинцевої захисту, однак підвищений витрата матеріалу компенсується кращими конструкційними характеристиками сталі. В якості захисту від нейтронного випромінювання сталь більш ефективна, ніж свинець. Однак при використанні стали як конструкційний матеріал для реактора необхідно враховувати і її недоліки. Під дією теплових нейтронів залізо, що є основною складовою частиною стали, активується з утворенням радіонукліда 55 Fe (Т 1 / 2 = 45,1 діб), що випромінює фотони (E γ1 = 1,1 МеВ; E γ2 = 1,29 МеВ). Крім того, при захопленні нейтронів атомами заліза виникає захватне γ-випромінювання (E γ = 7,7 МеВ). Іноді за недосконалої конструкції реакторної установки захватне γ-випромінювання, що у залізних конструкціях теплового захисту, є визначальним при виборі захисту від випромінювання. До недоліків заліза як захисного матеріалу відноситься погане ослаблення нейтронів проміжних енергій. При захисті слід звертати увагу на з тримання в стали марганцю, танталу і кобальту, так як наведена γ-активність визначається в основному вмістом цих елементів стали. Сталь, піддається опроміненню нейтронами високої щільності, повинна містити не більше 0,2% марганцю, а тантал і кобальт можуть перебувати лише у вигляді слідів.
Захватне γ-випромінювання і залишкову активність можна значною мірою зменшити, якщо додати в сталь борне, можливо мати борну сталь. Бор інтенсивно поглинає теплові нейтрони, при цьому утворюються легко поглинається γ-випромінювання (E = 0,5 МеВ) і α-частинки. Борна сталь за механічними властивостями гірше конструкційної сталі. Вона дуже крихка і важко піддається механічній обробці.
Свинець використовується для захисту у вигляді відливок (очехлованних сталевими листами), листів, дробу. З наявних дешевих матеріалів свинець володіє найбільш високими захисними властивостями від γ-випромінювання. Його доцільно використовувати при необхідності обмеження розмірів і маси захисту. Застосування свинцю обмежується низькою температурою плавлення (600 К). Захисні матеріали вольфрам, тантал можуть використовуватися в гарячих зонах, в яких застосування свища виключається. Використовувати ці метали для захисту промислових реакторів недоцільно, так як вони вкрай дороги.
Кадмій добре поглинає нейтрони з енергією менше 0,5 еВ. Листовий кадмій товщиною 0,1 см знижує щільність потоку теплових нейтронів в 10 9 разів. При цьому виникає захватне γ-випромінювання з енергією до 7,5 МеВ. Кадмій не має досить хорошими механічними властивостями. Тому частіше застосовують сплав кадмію зі свинцем, який поряд з хорошими захисними властивостями від нейтронного і γ-випромінювань має кращі механічні властивості в порівнянні з властивостями чистого кадмію.
Бетон є основним матеріалом для захисту від випромінювань, якщо маса і розмір захисту не обмежуються іншими умовами. Бетон, що застосовується для захисту від випромінювань, складається з заповнювачів, пов'язаних між собою цементом. До складу цементу в основному входять окисли кальцію, кремнію, алюмінію, заліза і легкі ядра, які інтенсивно поглинають γ-випромінювання і уповільнюють швидкі нейтрони в результаті пружного та непружного зіткнень. Ослаблення щільності потоку нейтронів в бетоні залежить від вмісту води в матеріалі захисту, яке визначається в основному типом використовуваного бетону. Поглинання нейтронів бетонної захистом може бути значно збільшено введенням сполуки бору до складу матеріалу захисту. Поглинаюча здатність γ-випромінювання залежить від щільності бетону, яка може становити 2,1 - 6,6 т / м 3. Найбільша щільність бетону виходить при використанні як заповнювач залізного скрапу (сталевих кульок, дроту, обрізків сталевого брухту), найменша - при використанні піску і гравію. Конструкція бетонної захисту може бути монолітною (для великих реакторів) або складатися з окремих блоків (невеликих реакторів). Для зниження виходу загарбного γ-випромінювання в бетон вводять замість заповнювача до 3% B 4 C.
Залежно від застосовуваних заповнювачів і умов експлуатації бетону виділяють його наступні типи:
Будівельний бетон (р = 2,2 -2,3 т / м 3) використовують для виготовлення захисту, яку експлуатують при низькій температурі або при наявності системи охолодження. Заповнювачем є граніт, вапняк і ін Для затвердіння бетону застосовують воду.
Лімонітовий бетони (р = 2,4 - 3,2 т / м 3) виготовляють на лімонітовий заповнювачах.
(2FeO 3 · SH 2 O - 65%, H 2 O - 12%)
При T = 500 K втрачають 25% зв'язаної води.
Серпентінітовий бетон (р = 2,5 - 2,7 т / м 3) виготовляють з серпентінітових (3MgO · SiO 2 · 2H 2 O з домішками Al 2 O 3, FeO, Fe 2 O 3) заповнювачів. При Т = 780 До втрачає зв'язану воду. Робоча температура бетону 750 K. Для поліпшення захисних властивостей бетону додають у вигляді заповнювача залізну дріб або металевий пісок.
Брусітовий бетон (р = 2,1 - 2,2 т / м 3) виготовляють з Mg (OH) 2 з домішками CaO і SiO 2, що містять до 30% води, яка втрачається при Т = 650 К. Робоча температура бетону Т = 600 До
Магнетитові бетони (р = 3 т / м 3) виготовляють з магнетитових (Fe 3 O 4) заповнювачів. Якщо вода міститься тільки у вигляді води затвердіння, бетон не відрізняється від звичайного будівельного бетону. Бетон використовується при T = 300 K.
Хромітові бетони (р = 3,2 - 3,3 т / м 3) складаються з хромітових заповнювачів FeCrO 4 і використовуються як жаротривкий бетон з робочою температурою T = 1100 K.
Баритові бетони (р = 3,0 - 3,6 т / м 3) готують з 80 - 85% BaSO 4 і використовують як будівельний матеріал. Вода міститься у вигляді води затвердіння.
Висновок
Таким чином, чітка організація роботи служби радіаційної безпеки в умовах нормальної експлуатації є запорукою безпеки всіх видів робіт і в інших режимах, у тому числі в аварійних режимах експлуатації АЕС.
Список літератури
Боровий А.А., Васильченко В.М., Носовський А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепція радіаційного контролю ВО "Чорнобильська АЕС" та основні технічні вимоги до системи PK. - Чорнобиль, 1993.
Васильченко В.М., Носовський AB., Крючков В.П., Осанна Д.П., Павлов Д.О., Цовьянов А.Г., Бондарчук О.С., Іллічов С.В. Принципи організації збору інформації з дозиметричним аспектам радіаційних аварій. Керівний документ Росстандарта, РД-187655/94.-Москва, 1994.
Голубєв Б.П. Дозиметрія і захист від іонізуючих випромінювань. / Вид. 3-є, перероб. і доп. Під редакцією E. Л. Столярової. Підручник для вузів. - M.: Атоміздат, 1976. Закон Україні. Про поводження з радіоактивними відходами. Укр ЯО. - Київ, 1995.
Іванов В.І. Курс дозиметрії: Підручник для вузов./4-е вид., Перераб. і доп.-M.: Вища школа, 1988.
Індивідуальний захист працюючих в атомній енергетиці / В.С Кощеєв, Д.С. Гольддггейн, В.М. Клочков і ін-M.: Вища школа, 1992.
Кононович А.Л., Осколков Б.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л., Носовський А.В., Васильченко В.М., Чабан Н.Г. Оцінка радіоактивного стану підземних вод в районі Чорнобильської АЕС. - Атомна енергія, 1994, т.77, Вип.5.
Культура безпеки: Доповідь Міжнародної консультативної групи з ядерної безпеки (INSAG). - Відень, МАГАТЕ, 1990. (Серія безпеки 75-INSAG-4).
Левін В.Є. Ядерна фізика і ядерні реактори. Підручник для технікумів. / 3-е.ізд. - M.: Атоміздат, 1975.
Мащенко М.П., Мурашко В.А. Радіаційний вплив і радіаційний захист населення при ядерних аваріях на атомних електростанціях: Учеб. посібник. - К.: Вища шк., 1992.
Машкович В.П., Панченко А.М. Основи радіаційної безпеки. Уч. Посібник для вузів. - M.: Вища школа, 1990.
Носовський А.В., Цовьянов А.Г., Кочетков О.А., Чабан Н.Г., Іванов Є.О. Досвід експлуатації системи санітарно-пропускного режиму на Чорнобильській АЕС. - Атомна енергія, 1997, т. 82, вип.2, с. 140-146.
Норми радіаційної безпеки НРБ -76/87. Основні санітарні правила роботи з радіоактивними речовинами та іншими джерелами іонізірующх випромінювань ОСП - 72 / 87 / МОЗ СРСР-3-е изд., Перераб. і доп. - M.: Вища школа, 1988.
Загальні положення забезпечення безпеки атомних станцій (ОПБ-88) ПНАЕ Г-1-011-89 / Держатомнагляд СРСР. - M.: Вища школа, 1990.
Правила роботи з радіоактивними речовинами та іншими джерелами іонізуючих випромінювань в установах, організаціях і на підприємствах АН СССР.-M.: Наука, 1984.
Радіація: Дози, ефекти, ризик. Пер з англ. - M.: Світ, 1990.