Севастопольский Национальный Университет Ядерной Энергии и Промышленности
Контрольная работа №2
По дисциплине: Дозиметрия и радиационная безопасность на атомных электрических станциях
На тему: Организациярадиационнойбезопасности на АЭС
Севастополь 2006
Введение
Основнаязадача дозиметрии — определение дозы излучения в различных материалах, средах иособенно в тканях живого организма с целью выявления, оценки и предупреждениявозможной радиационной опасности для человека. Иначе, основная задачадозиметрии сводится к обеспечению радиационной безопасности при проведенииработ в условиях ионизирующих излучений.
Ядернаяэнергетическая установка считается безопасной, если ее радиационное воздействиена персонал, население и окружающую среду в процессе нормальной эксплуатации ипроектных авариях не приводит к превышению установленных доз облученияперсонала и населения и нормативов по выбросам и сбросам радиоактивных веществв окружающую среду, а также ограничивает это воздействие при запроектныхавариях. Это качество реализуется с использованием специальных норм и правил побезопасности при проведении работ с источниками ионизирующих излучений.
Организациярадиационной безопасности на АЭС
Всоответствии с законом Украины «Об использовании ядерной энергии ирадиационной безопасности» категории радиационная безопасность и радиационнаязашита характеризуются следующими определениями:
— радиационная безопасность —соблюдение допустимых пределов радиационного воздействия на персонал, населениеи окружающую природную среду, установленных нормами, правилами и стандартами побезопасности;
— радиационная защита — совокупностьрадиационно-гигиенических, проектно-конструкторских, технических иорганизационных мер, направленных на обеспечение радиационной безопасности.
Такимобразом, радиационная безопасность — это цель, достижение которой являетсяобязательной при эксплуатации АЭС, а радиационная защита — средство достиженияэтой цели.
Радиационнаязашита при проведении работ, связанных с использованием ядерных установок иисточников ионизирующих излучений, основывается на следующих основных принципах:
— не может бытьразрешена никакая деятельность, если преимущество от такой деятельности меньше,чем возможный причиненный ею ущерб;
— величинаиндивидуальных доз, количество облучаемых лиц и вероятность облучения от любогоконкретного источника ионизирующих излучений должны иметь самые низкиепоказатели, которых можно практически достичь с учетом экономических исоциальных факторов;
— облучениеотдельных лиц от всех источников и видов деятельности не должно превышатьустановленных дозовых пределов по нормам, правилам и стандартам по радиационнойбезопасности.
Общееруководство по обеспечению радиационной безопасности АЭС возглавляет ее директор,на которого возлагается ответственность за разработку Программы радиационнойзащиты АЭС и организацию контроля ее выполнения. Главный инженер АЭСперсонально отвечает за организацию и техническое обеспечение радиационнойбезопасности, выполнение Программы радиационной защиты АЭС. Руководителиподразделений АЭС несут персональную ответственность за изучение и выполнениеподчиненным персоналом правил и инструкций по радиационной безопасности,Программы радиационной защиты АЭС.
Радиационныйконтроль — это часть организационных и технических мер радиационной защиты АЭС,направленных на контроль за соблюдением норм радиационной безопасности иосновных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другимиисточниками ионизирующих излучений, а также получение, обработку ипредставление измерительной информации о состоянии радиационной обстановки вовсех режимах эксплуатации АЭС.
Радиационныйконтроль на АЭС выполняется по следующим основным направлениям:
•контроль защитныхбарьеров на пути распространения радионуклидов;
•технологическийконтроль сред эксплуатации оборудования;
•дозиметрическийконтроль;
•контрольокружающей среды;
•контроль занераспространением радиоактивных загрязнений.
Радиационныйконтроль защитных барьеров включает в себя контроль объемной активностиреперных радионуклидов или их групп:
•в теплоносителеосновного циркуляционного контура, что характеризует герметичность оболочекТВЭЛов;
•в технологическихсредах или в воздухе производственных помещений, связанных с оборудованиемосновного циркуляционного контура, что характеризует его герметичность.
•в выбросах запределы АЭС, что характеризует герметичность последнего защитного барьера АЭС.
Радиационныйконтроль за нераспространением радиоактивных загрязнений включает в себя:
— контроль уровнязагрязнений радиоактивными веществами поверхностей производственных помещений иоборудования, кожных покровов, обуви, производственной одежды, средствиндивидуальной защиты персонала при пересечении ими границы зоны строго режима;
— контроль уровнязагрязнения радиоактивными веществами выносимых и вывозимых с АЭС оборудованияи материалов, транспортных средств при пересечении ими границы территории АЭС;
— контроль уровнязагрязнения радиоактивными веществами личной одежды и обуви персонала припересечении ими границы территории АЭС.
Радиационныйконтроль окружающей среды включает в себя:
— контрольактивности и радионуклидного состава организованного выброса в атмосферу — аэрозолей, изотопов йода в аэрозольной и молекулярной фракциях и инертных радиоактивныхгазов;
— контрольактивности и радионуклидного состава атмосферных выпадений с помощью планшетов;
— контрольактивности и нуклидного состава сбросов во внешнюю среду,
— контрольактивности и нуклидного состава жидких и твердых радиоактивных отходов;
— контрольактивности и радиоактивного состава утечки радиоактивных веществ из хранилищтвердых отходов (XTO) и хранилищ жидких отходов (ХЖО);
— контроль мощностидозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне изоне наблюдения.
Радиационныйтехнологический контроль включает в себя:
— контроль объемнойактивности технологических сред, в том числе до и после фильтровспецводоочистки и спецгазоочистки;
— контроль объемнойактивности аэрозолей, инертных радиоактивных газов в необслуживаемыхпомещениях, локализующих и вентиляционных системах.
Радиационныйдозиметрический контроль включает в себя:
v контроль индивидуальных иколлективных доз внешнего облучения персонала;
v контроль содержания радиоактивныхвеществ в организме работающих;
v контроль мощности дозыгамма-излучения в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и напромплощадке АЭС;
v контроль мощности дозы нейтронов вцентральном зале реактора, в смежных с реактором помещениях и на участкахобращения со свежим и отработанным топливом;
v контроль объемной активности инуклидного состава радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе производственныхпомещений;
v контроль плотности потокабета-излучения в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и напромплощадке АЭС.
Кромеперечисленных видов контроля могут быть организованы другие дополнительные испециальные виды радиационного контроля для получения дополнительного иуглубленного изучения радиационной обстановки при выполнении нестандартныхтехнологических операций или при работах, связанных с ликвидацией последствийрадиационных аварий на АЭС.
Объемрадиационного контроля АЭС — это перечень характеристик параметров радиационногоконтроля, в который включаются, прежде всего, виды контролируемых радиационныхпараметров и физических величин, число точек контроля, периодичность измерения,методы и средства измерений.
Основнымдокументом, в котором определен плановый объем радиационного контроля АЭС,является регламент радиационного контроля АЭС.
Объемрадиационного контроля должен быть первоначально разработан и утвержден в установленномпорядке на стадии проектирования АЭС.
Дляоптимизации объема контроля на АЭС необходимо четко сгруппировать контролируемыепараметры и выработать обобщенные критерии радиационной безопасностиэксплуатации АЭС, связывающие параметры радиационной обстановки с объемнойактивностью теплоносителя первого контура, значением протечек,продолжительностью эксплуатации и другими характеристиками оборудования.Оптимизация объема радиационного контроля может проводиться по мере накопленияперсоналом опыта эксплуатации АЭС.
Атомнаястанция может функционировать в следующих режимах и состояниях:
Ø режим нормальнойэксплуатации;
Ø режим отклоненияот нормальной эксплуатации;
Ø режим проектнойаварии;
Ø режим запроектнойаварии;
Ø состояниеликвидации последствий аварии;
Ø режим снятия сэксплуатации.
Режимнормальной эксплуатации — основной режим работы АЭС. В то же время безопасностьАЭС в любой момент времени определяется следующими факторами:
ü готовностьюперсонала и оборудования к предотвращению проектных аварий;
ü готовностьюперсонала и оборудования к работе при проектных авариях;
ü вероятностьювозникновения запроектных аварий;
ü готовностьюперсонала и оборудования к работе в условиях запроектных аварий.
Радиационнаябезопасность во всех режимах эксплуатации АЭС обеспечивается следующимиметодами и средствами:
v организационно-управленческие методы,включающие в себя методы организации труда, подготовки персонала, проверкисостояния радиационной безопасности, а также весь процесс принятия решений по обеспечениюрадиационной безопасности, начиная от исполнителя работ и заканчивая руководствомэксплуатирующей организации;
v технические средства, включающие всебя оборудование, сооружения, конструкции, предназначенные для удержанийрадиоактивных веществ и ионизирующих излучений в заданных границах;
v радиационно-гигиенические средства,включающие в себя оборудование, сооружения, средства индивидуальной зашиты,предназначенные для снижения радиационного воздействия на человека;
v информационно-обеспечивающие средства,включающие в себя все приборы, датчики, системы баз данных, предназначенные дляполучения, обработки, использования и хранения информации необходимой длякачественного обеспечения радиационной безопасности.
Доначала эксплуатации АЭС ее объекты должны быть приняты комиссией в составе представителейзаинтересованной организации, органов Государственного санитарного надзора,технической инспекции профсоюза, органов внутренних дел. Комиссия устанавливаетсоответствие принимаемых объектов проекту и требованиям действующих норм иправил, наличие условий радиационной безопасности для персонала и населения,обеспечение условий сохранности радиоактивных веществ и решает вопрос овозможности эксплуатации объекта и получения учреждением источниковионизирующих излучений.
Хранениеи проведение работ с источниками ионизирующих излучений разрешается толькопосле оформления санитарного паспорта. Санитарный паспорт на право работы систочниками ионизирующего излучения оформляют местные органы Госсаннадзора наосновании акта приемки новых (реконструированных) учреждений или актасанитарного обследования действующих учреждений. Копия санитарного паспортанаправляется для регистрации в органы внутренних дел.
Администрацияучреждения обязана разработать, согласовать с органами Госсаннадзора иутвердить инструкции по радиационной безопасности в учреждении. В этихинструкциях излагаются порядок проведения работ, учета, хранения и выдачиисточников излучения, сбора и удаления радиоактивных отходов, содержанияпомещений, меры индивидуальной защиты, организации проведения радиационногоконтроля, меры радиационной безопасности при работах с источниками ионизирующихизлучений, меры предупреждения, выявления и ликвидации радиационной аварии.
С цельюобеспечения радиационной безопасности АЭС на каждой станции создаются службырадиационной безопасности.
Впроцессе нормальной эксплуатации АЭС службами радиационной безопасности решаются следующиеосновные задачи:
— организация и осуществление всехвидов радиационного контроля;
— установление контрольных уровнейвнешнего и внутреннего облучения персонала, параметров радиационной обстановкина АЭС;
— участие в планировании любойдеятельности, которая может привести к облучению персонала, превышающемуконтрольные уровни;
— разработка и принятие необходимых мердля предотвращения возникновения возможных аварийных ситуаций;
— организация обеспечения радиационнойбезопасности и охраны окружающей среды при эксплуатации оборудования,применяемого на АЭС;
— контроль соблюдения всемиподразделениями, включая подрядчиков, действующих правил и норм по безопасностив зоне действия АЭС;
— разработка организационных итехнических мероприятий по радиационной защите персонала и населения на случайаварии;
— разработка Программы радиационнойзащиты и инструкций по радиационной безопасности;
— участие в экспертизе проектныхрешений по вопросам радиационной безопасности;
— организация поверки, калибровка иремонт технических средств радиационного контроля;
— проведение анализа причин изменениярадиационной обстановки в помещениях станции и на территории окружающей ее,причин облучения персонала, а также эффективности внедрения мероприятий понормализации радиационной обстановки в помещениях, снижению доз облученияперсонала, улучшению санитарно-бытовых условий и охране окружающей среды;
— участие, совместно с руководителямицехов, отделов и смен, в расследовании случаев облучения персонала дозами,превышающими установленные;
— участие в подготовке и разработкепрограмм обучения по вопросам безопасности;
— выдача заключения на техническуюдокументацию о соответствии ее требованиям правил безопасности и охраныокружающей среды;
— рассмотрение технологии выполнениярадиационно-опасных работ, разработка и выдача рекомендаций по улучшениюусловий труда и повышению безопасности выполнения работ, по снижениюиндивидуальных и коллективных доз облучения персонала;
— разработка и пересмотр в сторонуужесточения контрольных уровней по радиационной обстановке;
— контроль проведения и результатовмедицинского обследования персонала;
— организация информационногообеспечения по вопросам, связанным с радиационной безопасностью.
Какправило, службы радиационной безопасности имеют следующие права:
v выдавать предписания и указанияруководителям структурных подразделений АЭС по выполнению плановых мероприятийв области безопасности и улучшения условий труда, по устранению нарушенийправил РБ и санитарных норм;
v запрещать производство работ вслучаях, если на участках и оборудовании создались условия, опасные для жизни издоровья работающих, или если продолжение выполнения работ может привести каварийной ситуации;
v запрещать использование неисправногоили загрязненного выше допустимого уровня рабочего инструмента, приспособленийи других видов оснастки;
v участвовать в работе комиссий поприемке в эксплуатацию нового оборудования, сооружений и хранилищ;
v требовать от руководителейподразделений своевременного расследования случаев ухудшения радиационнойобстановки.
Основныерадиационно-гигиенические регламенты и положения относительно защиты отисточников потенциального облучения определенны НРБУ‑ 97/Д‑ 2000.Действие Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасностиУкраины распространяется на все виды производственной деятельности, а также навсе ситуации вмешательства, в условиях которых происходит или может происходитьоблучение человека на производстве и/или в быту любыми источникамиестественного и/или искусственного происхождения (крометех, которые в соответствии с пунктом 1.11 исключены из сферы действия Правил).(Утверждено:приказ МЗ Украины от 02.02.2005 № 54).
Всоответствии с ОСП-72/87 и СПАС-88 одной из важных организационных меррадиационной защиты является строгое соблюдение режима зон. Это значит,что все здания, сооружения и промышленная площадка АЭС должны быть разделены начистую зону и зону возможного загрязнения (зону строгого режима). Приэтом должен осуществляться строгий контроль пересечения установленных границзон людьми и радиоактивными материалами. При необходимости должны бытьорганизованы и оборудованы санпропускники и саншлюзы с цельюпринудительного дозиметрического контроля проходящего через нихперсонала.Другой важной мерой радиационной защиты является выдача разрешений-нарядовна производство работ в зоне строгого режима. Перечни работ, выполняемых понарядам, определяются распоряжением главного инженера АЭС.
Безопасностьатомной станции должна обеспечиваться за счет последовательной реализациипринципа глубоко эшелонированной защиты, основанного на применении системыбарьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществв окружающую среду и системы технических и организационных мер по защитебарьеров и сохранению их эффективности и непосредственно по защите населения.
Системабарьеров включает: топливную матрицу, оболочки ТВЭЛов, границу контуратеплоносителя, охлаждающего активную зону, герметичное ограждение локализующихсистем безопасности. Состояние каждого из этих барьеров контролируется впроцессе эксплуатации АЭС и поддерживается на уровне, соответствующем требованиямдействующих нормативных документов по безопасности АЭС.
Снижениемощности эквивалентной дозы от внешнего ионизирующего излучения до уровня, непревышающего допустимый во всех режимах работы АЭС, осуществляется экраномбиологической защиты.
Защитныйматериал выбирают сучетом защитных и механических свойств, а также его стоимости, массы и объема.Помимо защитных свойств, материал должен быть конструкционно-прочным; иметьвысокую радиационную и термическую стойкость, огнестойкость, жаростойкость, химическуюинертность; не выделять под действием нагрева и облучения ядовитых ивзрывоопасных с резким запахом газов; сохранять стабильные размеры. Необходимотакже учитывать простоту монтажа, возможность механической обработки, стоимостьи доступность материалов.
Защитныесвойства материалов от нейтронного излучения определяются их замедляющей ипоглощающей способностью, степенью активации. Быстрые нейтроны наиболееэффективно замедляются веществами с малым атомным номером, такими как графит иводородсодержащие вещества (легкая и тяжелая вода, пластмассы, полиэтилен,парафин). Для эффективного поглощения тепловых нейтронов применяются материалы,имеющие большое сечение поглощения: соединения с бором — борная сталь, бораль,борный графит, карбид бора, а также кадмий и бетон (на лимонитовых и другихрудах, содержащих связанную воду).
Гамма-излучениенаиболее эффективно ослабляется материалами с большим атомным номером и высокойплотностью (свинец, сталь, бетон, магнетитовые и другие руды, свинцовоестекло).
На АЭС вкачестве материала для биологической защиты обычно используется бетон, металлическиеконструкции и вода.
Рассмотримнекоторые материалы, получившие широкое применение в качестве защиты отнейтронного и гамма-излучения.
Вода используется не только как замедлительнейтронов, но и как защитный материал от нейтронного излучения вследствиевысокой плотности атомов водорода. После столкновений с атомами водородабыстрый нейтрон замедляется до тепловой энергии, а затем поглощается средой.При поглощении тепловых нейтронов ядрами водорода по реакции H(n,γ)D,возникает захватное γ-излучение с энергией E =2,23 МэВ. Захватноеγ-излучение можно значительно снизить, если применить борированную воду. Вэтом случае тепловые нейтроны поглощаются бором по реакции B(n,α)Li, азахватное излучение имеет энергию E = 0,5 МэВ. Конструктивно водяную защитувыполняют в виде заполненных водой секционных баков из стали или другихматериалов.
Полиэтилен(р = 0,93 г/см3,nн= 7,92 ·1022 ядер/см3) — термопластичный полимер(CnH2n), является лучшим замедлителем, чем вода.Полиэтилен можно применять на таких участках защиты, где его температура будетменьше температуры размягчения, равной 368К. Полиэтилен применяют в виделистов, лент, прутков и т.п. При использовании полиэтилена необходимо учитыватьего высокий коэффициент линейного расширения (в 13 раз больше, чем у железа). Сповышением температуры полиэтилен размягчается, а затем загорается, образуядвуокись углерода и воду. Защитные свойства от γ-излучения примерно такиеже, как у воды. Для уменьшения захватного γ-излучения в полиэтилендобавляют борсодержащие вещества
Издругих водородсодержащих веществ используют различные пластмассы (полистирол,полипропилен) и гидриды металлов.
Графитнаходит широкое применение в реакторах на тепловых нейтронах в качествезамедлителя и отражателя. Он обладает достаточной прочностью, легко поддаетсямеханической обработке, используется в защите в виде блоков. Однако стойкостьграфита к окислению низка, в результате чего он становится хрупким. Кроме того,при облучении нейтронами кристаллическая решетка графита повреждается, чтоотражается на его физических свойствах. Для повышения стойкости графита кокислению до температуры 800 — 1250 K производится покрытие его поверхностипленкой из фосфатного стекла. При температуре свыше 400 K графит используют винертной среде.
Карбидбора хрупок,обладает высокой термостойкостью. Рабочая температура на воздухе до 800 K, винертной среде до 1800 K. При поглощении тепловых нейтронов в результатеядерной реакции B(n,α)Li образуются гелий и литий. Скопление гелия в порахпри высокой температуре может привести к увеличению давления в газовой полости,вследствие чего возникают трещины в материале. Присутствие лития вборсодержащем материале снижает его коррозионные свойства.
Содержаниебора в легированной стали не должно превышать 3%, при более высоком егосодержании сталь становится хрупкой и плохо обрабатывается. С использованиембора изготовляют дисперсионные материалы, например бораль, борный графит и др.
Боральизготовляют излистов алюминия, между которыми засыпают порошкообразную смесь карбида бора салюминием. Затем всю массу прокатывают в горячем состоянии. Лист боралятолщиной 0,44 см с массовым содержанием B4C до 30% снижает плотностьпотока тепловых нейтронов в 1000 раз. Бораль обладает удовлетворительнойтеплопроводностью, его плотность сохраняется до температуры 1100 K. Боральхорошо обрабатывается, легко сваривается в атмосфере гелия.
Борныйграфит гораздодешевле бораля. Как и бораль, он обладает хорошими поглощающими свойствами ималой остаточной активностью. Лист из борного графита толщиной 2,5 см (смассовым содержанием бора до 4%) ослабляет плотность потока тепловых нейтроновв 400 раз.
Железоиспользуется длязащиты в виде изделий из стали и чугуна (прокат, поковка, дробь). Сталь(углеродистая и с легирующими элементами) является основным конструкционным материаломдля изготовления узлов реакторных установок (корпус реактора, тепловая ирадиационная защита, трубопроводы, различные механизмы, арматура для защиты издругих материалов и т.п.). Она относится к материалам, в которых хорошосочетаются конструкционные и защитные свойства. Масса зашиты из стали отγ-излучения на 30% больше массы эквивалентной свинцовой защиты, однакоповышенный расход материала компенсируется лучшими конструкционнымихарактеристиками стали. В качестве защиты от нейтронного излучения сталь болееэффективна, чем свинец. Однако при использовании стали в качестве конструкционногоматериала для реактора необходимо учитывать и ее недостатки. Под действиемтепловых нейтронов железо, являющееся основной составной частью стали,активируется с образованием радионуклида 55Fe (Т1/2=45,1сут), излучающего фотоны (Eγ1= 1,1 МэВ; Eγ2=1,29МэВ). Кроме того, при захвате нейтронов атомами железа возникает захватноеγ-излучение (Eγ =7,7 МэВ). Иногда при несовершеннойконструкции реакторной установки захватное γ-излучение, возникающее вжелезных конструкциях тепловой защиты, является определяющим при выборе зашитыот излучения. К недостаткам железа как защитного материала относится плохое ослаблениенейтронов промежуточных энергий. При защите следует обращать внимание на содержание в стали марганца, тантала и кобальта, так как наведеннаяγ-активность определяется в основном содержанием этих элементов стали.Сталь, подвергающаяся облучению нейтронами высокой плотности, должна содержатьне более 0,2% марганца, а тантал и кобальт могут находиться лишь в виде следов.
Захватноеγ-излучение и остаточную активность можно в значительной степениуменьшить, если добавить в сталь борное соединение и получить борную сталь. Боринтенсивно поглощает тепловые нейтроны, при этом образуются легко поглощаемоеγ-излучение (E =0,5 МэВ) и α-частицы. Борная сталь по механическимсвойствам хуже конструкционной стали. Она очень хрупка и трудно поддаетсямеханической обработке.
Свинециспользуется длязащиты в виде отливок (очехлованных стальными листами), листов, дроби. Изимеющихся дешевых материалов свинец обладает наиболее высокими защитнымисвойствами от γ-излучения. Его целесообразно использовать принеобходимости ограничения размеров и массы защиты. Применение свинцаограничивается низкой температурой плавления (600 К). Защитные материалывольфрам, тантал могут использоваться в горячих зонах, в которых применениесвища исключается. Использовать эти металлы для защиты промышленных реакторовнецелесообразно, так как они крайне дороги.
Кадмийхорошо поглощаетнейтроны с энергией меньше 0,5 эВ. Листовой кадмий толщиной 0,1 см снижаетплотность потока тепловых нейтронов в 109 раз. При этом возникает захватноеγ-излучение с энергией до 7,5 МэВ. Кадмий не обладает достаточно хорошимимеханическими свойствами. Поэтому чаще применяют сплав кадмия со свинцом,который наряду с хорошими защитными свойствами от нейтронного иγ-излучений имеет лучшие механические свойства по сравнению со свойствамичистого кадмия.
Бетонявляется основнымматериалом для защиты от излучений, если масса и размер защиты неограничиваются другими условиями. Бетон, применяющийся для защиты от излучений,состоит из заполнителей, связанных между собой цементом. В состав цемента восновном входят окислы кальция, кремния, алюминия, железа и легкие ядра,которые интенсивно поглощают γ-излучение и замедляют быстрые нейтроны врезультате упругого и неупругого столкновений. Ослабление плотности потоканейтронов в бетоне зависит от содержания воды в материале защиты, котороеопределяется в основном типом используемого бетона. Поглощение нейтроновбетонной защитой может быть значительно увеличено введением соединения бора всостав материала защиты. Поглощающая способность γ-излучения зависит отплотности бетона, которая может составлять 2,1 — 6,6 т/м3.Наибольшая плотность бетона получается при использовании в качестве заполнителяжелезного скрапа (стальных шариков, проволоки, обрезков стального лома),наименьшая — при использовании песка и гравия. Конструкция бетонной защитыможет быть монолитной (для больших реакторов) или состоять из отдельных блоков(небольших реакторов). Для снижения выхода захватного γ-излучения в бетонвводят вместо заполнителя до 3% B4C.
Взависимости от применяемых заполнителей и условий эксплуатации бетона выделяютего следующие типы:
Строительныйбетон (р=2,2 —2,3т/м3) используют для изготовления защиты, которую эксплуатируют принизкой температуре или при наличии системы охлаждения. Заполнителем являетсягранит, известняк и др. Для затвердения бетона применяют воду.
Лимонитовыебетоны (р=2,4 — 3,2т/м3) изготовляют на лимонитовых заполнителях.
(2FeO3·SH2O— 65%, H2O — 12%)
ПриT=500 K теряют 25% связанной воды.
Серпентинитовыйбетон (р=2,5 — 2,7т/м3) изготовляют из серпентинитовых (3MgO·SiO2·2H2Oс примесями Al2O3, FeO, Fe2O3)заполнителей. При Т=780 К теряет связанную воду. Рабочая температура бетона 750K. Для улучшения защитных свойств бетона добавляют в виде заполнителя железнуюдробь или металлический песок.
Бруситовыйбетон (р=2,1 — 2,2т/м3) изготовляют из Mg(OH)2 с примесями CaO и SiO2,содержащих до 30% воды, которая теряется при Т=650 К. Рабочая температурабетона Т = 600 К.
Магнетитовыебетоны (р = 3 т/м3)изготовляют из магнетитовых (Fe3O4) заполнителей. Есливода содержится только в виде воды затвердевания, бетон не отличается отобычного строительного бетона. Бетон используется при T=300 K.
Хромитовыебетоны (р=3,2 — 3,3т/м3) состоят из хромитовых заполнителей FeCrO4 и используютсякак жароупорный бетон с рабочей температурой T=1100 K.
Баритовыебетоны (р = 3,0 —3,6 т/м3) приготавливают из 80 — 85% BaSO4 и используюткак строительный материал. Вода содержится в виде воды затвердевания.
Вывод
Такимобразом, четкая организация работы службы радиационной безопасности в условияхнормальной эксплуатации является залогом безопасности всех видов работ и вдругих режимах, в том числе в аварийных режимах эксплуатации АЭС.
Списоклитературы
1. Боровой А.А.,Васильченко В.Н., Носовский А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепциярадиационного контроля ПО «Чернобыльская АЭС» и основные техническиетребования к системе PK. — Чернобыль, 1993.
2. Васильченко В.Н.,Носовский AB., Крючков В.П., Осанов Д.П., Павлов Д.А., Цовьянов А.Г., БондарчукА.С., Ильичев С.В. Принципы организации сбора информации по дозиметрическимаспектам радиационных аварий. Руководящий документ Росстандарта,РД-187655/94.-Москва, 1994.
3. Голубев Б.П.Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. / Изд. 3-е, перераб. и доп. Подредакцией E. Л. Столяровой. Учебник для вузов. — M.: Атомиздат, 1976. ЗаконУкраины. Об обращении с радиоактивными отходами. Укр ЯО. — Киев, 1995.
4. Иванов В.И. Курсдозиметрии: Учебник для вузов./4-е изд., перераб. и доп.-M.: Энергоатомиздат,1988.
5. Индивидуальнаязащита работающих в атомной энергетике/ В.С Кощеев, Д.С. Гольддггейн, В.Н.Клочков и др. -M.: Энергоатомиздат, 1992.
6. Кононович А.Л.,Осколков Б.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л., Носовский А.В.,Васильченко В.Н., Чабан Н.Г. Оценка радиоактивного состояния подземных вод врайоне Чернобыльской АЭС. — Атомная энергия, 1994, т.77, вып.5.
7. Культурабезопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности(INSAG). — Вена, МАГАТЭ, 1990. (Серия безопасности 75-INSAG-4).
8. Левин В.Е.Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для техникумов. /3-е.изд. — M.:Атомиздат, 1975.
9. Мащенко Н.П.,Мурашко В.А. Радиационное воздействие и радиационная защита населения приядерных авариях на атомных электростанциях: Учеб. пособие. — К.: Вища шк.,1992.
10. Машкович В.П.,Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. Уч. Пособие для вузов. — M.:Энергоатомиздат, 1990.
11. Носовский А.В.,Цовьянов А.Г., Кочетков О.А., Чабан Н.Г., Иванов Е.А. Опыт эксплуатации системысанитарно-пропускного режима на Чернобыльской АЭС. – Атомная энергия, 1997, т.82, вып.2, с. 140-146.
12. Нормырадиационной безопасности НРБ -76/87. Основные санитарные правила работы срадиоактивными веществами и другими источниками ионизирующх излучений ОСП — 72/87 / Минздрав СССР- 3-е изд., перераб. и доп. — M.: Энергоатомиздат, 1988.
13. Общие положенияобеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭ Г-1-011-89 /Госатомнадзор СССР. — M.: Энергоатомиздат, 1990.
14. Правила работы срадиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений вучреждениях, организациях и на предприятиях Академии наук СССР.-M.: Наука,1984.
15. Радиация: Дозы,эффекты, риск. Пер с англ. — M.: Мир, 1990.