Выпуск 16

В. П. РОМАНОВ

ДОЗИМЕТРИСТ
АЭС

Рекомендовано Управлением рабочих кадров
Минэнерго СССР в качестве
учебно-методического пособия
для профессионального обучения рабочих
на производстве по профессии дозиметрист

МОСКВА
ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ
1986
ЬЬКЗ! 47

Р69

УДК 1621 311 25 621.039] :539.1.074

Рецензенты В. В. Зверков, И. Е. Сысоев

Романов В. П.

Р69 Дозиметрист АЭС: Учеб, пособие для рабочих. — М.: Энерго-
атомиздат, 1986. — 280 с.: ил. — (Б-ка эксплуатационника
АЭС; Вып. 16).

Рассмотрены основные задачи дозиметрической службы АЭС. Опи-
саны практические методы регистрации ионизирующих излучений,
аппаратура дозиметрического и радиометрического контроля, системы
радиационного контроля. Дан анализ типичных ошибок в работе дози-
метристов, приведены рекомендации по обработке результатов дози-
метрических измерений. Изложены основные правила работы с радио-
активными веществами и требования к охране труда дозиметристов
АЭС.

Для подготовки и повышения квалификации рабочих-дозиметрис-
тов АЭС. Может быть полезна инженерно-техническому эксплуатацион-
ному персоналу АЭС.

2304000000-588 .,, о,
-------------- 243—86

051 (01)-86

ББК 31.47
ПРЕДИСЛОВИЕ

Радиационная безопасность атомной станции достигается
выполнением целою комплекса организационных и техничес-
ких мероприятий Эти мероприятия направлены на О1раниче-
ние облучения персонала, отдельных лиц из населения и всего
населения до наиболее низких уровней дозы Одна часть этих
мероприятий реализуется на стадии проектирования АЭС,
другая в процессе ее эксплуатации.

11епосредственный контроль за выполнением мероприятий
и методическое руководство работами по обеспечению радиа-
ционной безопасности при эксплуатации АЭС осуществляют
от телы охраны труда (ООТ) силами входящих в их состав
служб дозиметрии или служб радиационной безопасности.
Эги службы состоят в основном из дозиметристов Таким об-
разом, дозиметристы самым непосредственным образом
участвуют в обеспечении радиационной безопасности АЭС
Они стоят, говоря образно, на самых первых рубежах конт-
роля за соблюдением на АЭС существующих норм радиацион-
ной безопасности и охраны здоровья работающих на ней лю-
дей Это в какой-то степени роднит профессию дозиметриста
с профессией врача Именно в этой высокой гуманности,
осознанной и постоянной готовности войти, когда это потре-
буется, в любое помещение станции, где должны работать
люди, чтобы определить там радиационную обстановку и те
меры безопасности, которые необходимо предусмотреть для
нормальной их работы, и заключена романтика этой про-
фессии

Вместе с тем дозиметрист должен обладать соответствую-
щими его квалификации теоретическими познаниями о
строении атома, о радиоактивности, об основных свойствах
ионизирующих излучений и методах их регистрации, о биоло-
гическом действии ионизирующих излучений, о способах и
средствах защиты от их вредного воздействия, об устройстве
дозиметрических и радиометрических приборов, применяе-
мых им в своей работе, о рациональной организации труда на
рабочем месте и основных правилах по охране труда. Дози-
метрист должен иметь основные понятия о работе атомной
станции Кроме того, он должен обладать соответствующими
практическими навыками для осуществления контроля за со-
стоянием радиационной безопасности на рабочих местах, на
АЭС в целом и на территории санитарно-защитной зоны.

Твердое усвоение всех необходимых дозиметристу теоре-
тических знаний и практических навыков требуется не только
для успешного выполнения своих должностных обязаннос-
тей, но и для того, чтобы принимать активное участие в по-
вышении эффективности эксплуатации атомной станции.

Хорошо знающий свое дело дозиметрист может по незна-
чительному увеличению показаний приборов дистанционного
дозиметрическою и радиометрического контроля определить
начальный момент разгерметизации оборудования и комму-
никаций, содержащих радиоактивные среды под давлением.
Столь малую утечку не может зарегистрировать ни один из
многочисленных приборов обычного технологическою конт-
роля Такое раннее обнаружение дефекта позволяет пре-
дотвратить его развитие и возможный в результате этого вы-
ход из строя оборудования Оно дает возможность техноло-
гам своевременно вывести неисправное оборудование из
эксплуатации, быстро его отремонтировать или заменить и
вновь ввести в работу. От квалификации дозиметриста зави-
сит, как быстро осуществляется допуск бригад на рабочие
места для выполнения технического обслуживания или ремон-
та оборудования. Все это позволяет сократить время простоя
оборудования в ремонте и увеличить выработку и отпуск по-
требителям электрической или тепловой энергии, что в конеч-
ном счете и способствует повышению эффективности эксплуа-
тации атомной станции

В книге рассматриваются вопросы дозиметрии и радиацион-
ной безопасности на отечественных атомных станциях с реак-
торами ВВЭР, РБМК и БН.

Книга предназначена для рабочих, желающих овладеть спе-
циальностью дозиметриста АЭС, и соответствует программе,
утвержденной Управлением рабочих кадров Министерства
энергетики и электрификации СССР. Она может быть также
использована эксплуатационным персоналом атомных станций
и других предприятий атомной промышленности.

В первой главе даются основные понятия о работе АЭС.
Материал, соответствующий первой теме этого раздела про-
граммы "Краткие сведения о развитии энергетики СССР”,
вынесен во введение.

Вторая глава содержит краткие сведения об основах ядер-
ггой физики, дозиметрии и взаимодействии излучения с веще-
ством, а также единицах физических величин в области иони-
зирующих излучений

Материал по разделу "Спентехнология". включающий
нормы и правила радиационной безопасности, сведения о био-
логическом действии ионизирующих излучений и задачах до-
зиметричсских служб, методах регистрации ионизирующих
излучений, аппаратуре дозиметрического и радиометрическо-
го контроля, а также системах радиационного контроля, из-
ложен в главах с третьей пэ седьмую.

В восьмой главе дано описание практических методов дози-
метрических и радиометрический измерений, включая ошибки
в работе дозиметриста.

В девятой главе кратко изложены методы обработки резуль-
татов дозиметрических и радиометрических измерений.

В десятой главе даны сведения о хранении и основных пра-
вилах работы с радиоактивными веществами. Одиннадцатая
глава посвящена вопросам охраны труда дозиметристов АЭС.

Автор выражает глубокую благодарность канд. техн, наук
В. В Зверкову, и взявшим на себя труд по рецензированию
рукописи книги, и заранее признателен всем читателям, ко-
торые пришлют свои замечания и пожелания.
ВВЕДЕНИЕ

Краткие сведения о развитии энергетики СССР. Энергетика играет ве-
дущую роль в развитии всех отраслей народного хозяйства, в осуще-
ствлении его технического прогресса.

Энергетика СССР развивалась на базе основных положений ленинско-
го учения об электрификации, кратко сформулированных им как ло-
зунг: "Коммунизм — это есть Советская власть плюс электрификация
всей страны”. Эти положения предусматрива.ы.

1)	опережающие темпы развития по отношению к другим отраслям
промышленности;

2)	строительство крупных электростанций, обслуживающих целые
районы, для которых в связи с этим вошло в практику название "государ-
ственные районные электрические станции” (ГРЭС);

3)	сжигание непервоклассных, так называемых "местных” топлив,
перевозка которых нерациональна;

4)	использование тепловых электростанций не только для электро-,
но и для теплоснабжения, т. е. для выработки пара на производственные
нужды и горячей воды для бытовых нужд;

5)	широкое использование благоприятных водных ресурсов;

6)	рациональное территориальное размещение электростанций и освое-
ние на этой основе новых районов страны;

7)	использование электрической тяги на железнодорожном тран-
спорте;

8)	строительство линий электропередач и объединение электростан-
ций для параллельной работы, создание энергетических систем для после-
дующего образования единой энергетической системы страны.

Все это нашло свое отражение в Государственном плане электрифика-
ции России — плане ГОЭЛРО, разработанном уже в первые годы Совет-
ской власти по инициативе и под руководством В. И. Ленина и утверж-
денном в декабре 1920 г. на VIII Всероссийском съезде Советов. По это-
му плану за 10-15 лет предполагалось построить 30 новых электростан-
ций общей мощностью 1,5 млн. кВт. План ГОЭЛРО был выполнен со
значительным опережением сроков. Через 10 лет после его принятия
мощность новых электростанций составила 1,75 млн. кВт.

С тех пор энергетика СССР прошла огромный путь. Мощность только
одного блока Игналинской АЭС составляет 1,5 млн. кВт. В 1985 г. выра-
ботка электроэнергии всеми электростанциями СССР достигла 1545 млрд.
кВт • ч в год. Еще более грандиозны планы энергетиков на 12-ю пятилет-
ку: производство электроэнергии в 1990 г. составит 1840—1880 млрд.
кВт • ч.

СССР — единственная промышленно развитая страна, которая пол-
ностью обеспечивает себя топливом и энергией за счет собственных при-
родных ресурсов и осуществляет экспорт топлива и электроэнергии в
значительных объемах.

На современном этапе коммунистического строительства роль топлив-
но-энергетического комплекса особенно возрастает. В решениях партии
и правительства подчеркивается, что развитие тяжелой индустрии и в
первую очередь такой ее базовой отрасли, как топливно-энергетическая,
является одной из безусловных предпосылок решения всех народно-
хозяйственных задач. Особо отмечается актуальность улучшения струк-
туры энергетического баланса страны путем снижения в нем доли неф-
ти, используемой в качестве топлива, и замены ее газом и углем, уско-
ренного развития ядерной энергетики, в том числе реакторов на быст-
рых нейтронах, продолжения поиска принципиально новых источников
энергии, включая создание основ термоядерной энергетики.

Очень важно по-хозяйски использовать уголь, природный газ, нефть,
нефтепродукты, тепловую и электрическую энергию. Это требует опре-
деленной перестройки во всех отраслях и прежде всего широкого внед-
рения энергосберегающей технологии, улучшения нормативов, более
строгого спроса за перерасход, превышение норм и лимитов, использо-
вания материальных и моральных стимулов в борьбе за экономию.

Все эти идеи положены в основу разработки Энергетической про-
граммы СССР, которая исходит из предварительных расчетов развития
экономики Советского Союза до 2000 г. и определяет научно обосно-
ванные принципы, главные направления и важнейшие мероприятия по
расширению энергетической базы и дальнейшему качественному совер-
шенствованию топливно-энергетического комплекса страны. При этом
перед очередным пятилетием программа должна уточняться с тем, чтобы
она определяла с учетом роста экономики страны уровни и направления
развития отраслей топливно-энергетического комплекса на последую-
щие 20 лет.

Реализация Энергетической программы СССР является одним из не-
обходимых условий для ускорения перевода экономики страны на ин-
тенсивный путь развития, позволит существенно увеличить энерговоору-
женность отраслей народного хозяйства, особенно агропромышленного
комплекса, будет содействовать успешному выполнению Продоволь-
ственной программы СССР.

Развитие ядерной энергетики. Одним из основных положений Энерге-
тической программы СССР является ускоренное развитие ядерной энер-
гетики для производства электрической и тепловой энергии и высвобож-
дения на этой основе значительного количества органического топлива,
которое является ценным химическим сырьем.

Энергетическая программа СССР полностью соответствует проводи-
мому Коммунистической партией и Советским правительством последо-
вательному курсу на создание крупномасштабной, высокоэффективной
ядерной энергетики.
Первая в мире АЭС была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнин-
ске Калужской области. Электрическая мощность первой АЭС составляла
всего 5 МВт В 1956 г. была пущена первая АЭС в Англии, в 1957 г. -
в США, а в 1958 г. — вторая АЭС в СССР.

В соответствии с решениями XXVII съезда КПСС ввод в действие
новых мощностей на АЭС за годы двенадцатой пятилетки должен обес-
печить выработку в 1990 г 390 млрд. кВт  ч электроэнергии Это позво-
лит увеличить вклад ядерной энергетики в общую выработку электро-
энергии по сравнению с 11-й пятилеткой почти в два раза.

Глава 1

ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ О РАБОТЕ АЭС

Электрические станции в зависимости от источника энергии подразде-
ляются на несколько типов Существуют тепловые и атомные электро-
станции, гидроэлектрические, ветроэлектрические, магнитогидродинами-
ческие генераторы (МГД-генераторы). К тепловым электростанциям
(ТЭС) относятся конденсационные, вырабатывающие главным обра-
зом электроэнергию, теплофикационные или теплоэлектроцентрали,
отпускающие потребителям электроэнергию и теплоту, геотермальные,
использующие глубинное тепло земли, газотурбинные и дизельные
электростанции. Два последних типа электростанций применяют как
дополнительные источники энергии для покрытия нагрузок в часы пик
либо как аварийные. Дизельные, кроме того, используются в качестве
передвижных электростанций.

Гидроэлектростанции (ГЭС) преобразуют энергию потока воды в
электрическую энергию и обладают высокой маневренностью. Важ-
нейшая особенность гидроэнергетических ресурсов - их непрерывная
возобновляемость, поэтому сооружение ГЭС особенно целесообразно
там, где размешаются электроемкие производства.

Ветроэлектрические станции преобразуют энергию ветра в электри-
ческую энергию и используются в СССР сравнительно редко - в райо-
нах с устойчивым ветровым режимом.

В магнитогидродинамическом генераторе (МГД-генераторе) энергия
электропроводящей среды (жидкости или газа) преобразуется непо-
средственно в электрическую энергию МГД-генератор может использо-
ваться как резервный или аварийный иеючник электроэнергии в энер-
госистеме и в качестве генератора тока в устройствах с кратковремен-
ным потреблением больших мощностей.

Атомные станции (АС) преобразуют энергию деления ядер атомов
в тепловую или электрическую энергию.

1.1.	ОСНОВНЫЕ ТИПЫ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Атомная электростанция (АЭС) от традиционной тепловой электро-
станции на органическом топливе отличается источником получения теп-
ловой энергии, превращаемой в механическую в паровой турбине На
АЭС таким источником служит ядерный реактор. Он представляет собой
устройство, в активной зоне которого осуществляется управляемая
реакция деления ядер урана и кинетическая энергия продуктов деле-
ния преобразуется в тепло. Реакторы подразделяются на тепловые и
быстрые в зависимости от того, идет ли процесс деления ядер урана
на тепловых или быстрых нейтронах.

Атомные станции подразделяют по их назначению, числу контуров,
типу реактора и т. д.

1.1.1.	Классификация атомных станций по назначению

Чтобы отводить тепло, выделившееся в реакторе, нужен теплоноси-
тель. А для дальнейшего преобразования этого тепла в механическую
энергию необходимо еще рабочее тело. Рабочим телом является водяной
пар. Он совершает работу, вращая турбину. Турбина находится на одном
валу с генератором, образуя единый комплекс, называемый турбоагрега-
том. В нем механическая энергия вращения преобразуется в электричес-
кую энергию. Станции такого типа называют конденсационными Имен-
но такие электростанции, отпускающие потребителям только электро-
энергию, получили название атомных (АЭС).

Однако возможно создание атомггьгх станций, отпускающих потреби-
телям не только электроэнергию, но и тепло Такие станции называют
атомными теплоэлектроцентралями (АТЭ11). Первая отечественная
АТЭЦ мощностью 48 МВт(эл.) уже мггого лет дает тепло поселку энерге-
тиков Билибино на Чукотке.

В ггастоящее время разработан проект и ведется строительство Одес-
ской и Минской АТЭЦ. гга которых в качестве источников энергии исполь-
зуются серийные водо-водяные энергетические реакторы ВВЭР-1000
электрической мощностью 1000 МВт

Кроме АЭС и АТЭЦ, существуют еще атомные станции теплоснабже-
ния (.4 СТ), которьге используют ядерную энергию для производства
горячей воды для бытовых целей. В таких АСТ парообразование отсут-
ствует, поэтому рабочее давление в реакторе и контуре теплоносителя
может быть гораздо ниже, чем на АЭС. Это делает АСТ более безопас-
ными, их разрешается располагать в двух километрах от границы город-
ской застройки крупных городов. В настоящее время разработаны
проекты Воронежской и Горьковской АСТ и ведется их строительство

Разрабатываются также атомные станции для снабжения технологи-
ческим паром промышленных предприятий Это так называемые атом-
ные станции промышленного теплоснабжения (АС11Т}.

1.1.2.	Классификация АЭС по числу контуров

С точки зрения организации технологического процесса производ-
ства электроэнергии наибольшее значение для АЭС имеет классифика-
ция по числу контуров. В настоящее время существуют одно-, двух-
и трехконтурные АЭС
Рис. 1 1 Классификация АЭС в зависимости от числа контуров

а одноконтурные; б - двухконтурные; в - трехконтурныс; I - реактор;
2 - паровая турбина; 3 - электрический генератор; 4 конденсатор 5 питатель-
ный насос; 6 - циркуляционный насос; 7 - компенсатор объема; 8 - парогенера-
тор; 9 промежуточный теплообменник

Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах
(твэлах) необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому контур
теплоносителя всегда замкнут. Кроме того, как только в ядерном реак-
торе начинается управляемая цепная реакция деления урана, теплоноси-
тель становится радиоактивным. По этой причине также необходимо,
чтобы контур теплоносителя был замкнут и герметичен.

Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько вы-
соки, что они могут быть удовлетворены с экономически приемлемыми
показателями только при конденсации всего пара и возврате конденсата
в цикл. Поэтому контур рабочего тела также замкнут.

Одноконтурные АЭС. Если контуры теплоносителя и рабочего тела
не разделены, то АЭС называют одноконтурной (рис. 1.1, а). В реакторе
такой АЭС происходит кипение теплоносителя и образовавшийся пар
направляется в турбину, где производит работу, превращаемую в генера-
торе в электроэнергию. После турбины пар направляется в конденсатор,
где превращается в воду, которая конденсатным насосом снова пода-
ется в реактор. Такие реакторы работают с принудительной циркуляци-
ей теплоносителя, осуществляемой с помощью главного циркуляцион-
ного насоса.

В одноконтурных схемах все оборудование и трубопроводы, обра-
зующие контур, р.1 щоактивны, что осложняет их эксплуатацию. Однако
большими преимуществами таких схем являются их простота и более
высокая экономичность. Они имеют меньшие по сравнению с двухкон-
турными схемами тепловые потери, и параметры пара перед турбиной
незначительно отличаются от параметров пара на выходе из реактора.
По одноконтурной схеме с канальными уран-графитовыми реакторами
типа РБМК-1000 у нас в стране созданы Ленинградская, Чернобыльская,
Курская и Смоленская АЭС, а с реакторами типа РБМК-1500 - Игна-
линская АЭС

Двухконтурные АЭС. В тех случаях, когда контуры теплоносителя и
рабочего тела разделены, АЭС называют двухконтурной (рис. 1.1, б).
При этом контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего
тела — вторым В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем,
перекачиваемым через него и парогенератор главным циркуляцион-
ным насосом. В систему первого контура вводится еще компенсатор
объема, так как объем теплоносителя зависит от его температуры Обра-
зованный таким образом первый контур является радиоактивным, так
как в нем циркулирует радиоактивный теплоноситель.

Пар из парогенератора двухконтурной АЭС поступает в турбину, за-
тем в конденсатор, где превращается в воду за счет охлаждения трубок
конденсатора водой техническою водоснабжения. Сконденсировавший-
ся пар (конденсат) насосом перекачивается через систему рсюнератив-
ных подогревателей в паро! оператор. Образованный таким путем второй
контур не является радиоактивным. Это упрощает эксплуатацию стан-
ции. Таким образом, на двухконтурной станции обязательно наличие
парогенератора-элемента, разделяющею оба контура. Он в равной мере
принадлежит как первому, так и второму контуру. Теплоноситель про-
качивается через него по многочисленным парогенераторным трубкам,
а вода второго контура омывает эти трубки, нагревается и превраща-
ется в пар. Передача тепла через поверхность на! рева требует перепада
температур между теплоносителем и кипящей водой в паро! снераторе
Для водного теплоносителя это означает поддержание в первом контуре
давления более высокого, чем давление пара, подаваемого на турбину.
Причем, чтобы избежать закипания теплоносителя в реакторе, необходи-
мо иметь в первом контуре давление, существенно превышающее давле-
ние второго контура. Это вынуждает делать корпус реактора ВВЭР тол-
стостенным, способным выдержать такое высокое давление

По двухконтурной схеме с корпусными энергетическими реакторами
водо-водяного типа работают Нововоронежская, Кольская, Армянская,
Ровенская, Запорожская, Калининская, Южно-Украинская АЭС, а также
АЭС, построенные при техническом содействии СССР в ГДР, НРБ, ЧССР
и Финляндии.

Одно- и двухконтурные АЭС с водным теплоносителем являются наи-
более распространенными в мире, причем предпочтение отдастся двухкон-
турным АЭС. В СССР также большая часть действующих энергоблоков
АЭС работает по двухконтурной схеме.

Трехконтурные АЭС. В процессе эксплуатации двухконтурной АЭС
возможно возникновение неплотностей на отдельных участках парогене-
ратора, особенно в местах вварки нарогенсраторных трубок в коллекто-
ры или за счет коррозионных повреждений. Если давление в первом кон-
туре выше, чем во втором, то может возникнуть псрстечка теплоносите-
ля, вызывающая радиоактивность второго контура В определенных пре-
делах такая псретечка не нарушает нормальную эксплуатацию АЭС Но
существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром
и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ
в обслуживаемые помещения Таким теплоносителем является, напри-
мер, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточ-
ный) контур, для того чтобы даже в аварийных ситуациях можно было
избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром
Такие АЭС называют трехконтурными (рис. 1.1, в).
Радиоактивный жидкометаллический теплоноситель насосом прока-
чивается через реактор и промежуточный теплообменник, в котором от-
дает теплоту нерадиоактивному жидкометаллическому теплоносителю.
Последний прокачивается через парогенератор по системе, образующей
промежуточный контур. Давление в промежуточном контуре поддержи-
вается более высоким, чем в первом контуре, поэтому перетечка радио-
активного натрия из первого контура в промежуточный невозможна.
В связи с этим при возникновении неплотности между промежуточным
и третьим по счету контуром будет происходить взаимодействие воды или
пара с нерадиоактивным натрием. Система третьего по счету контура на
трехконтурной АЭС аналогична системе второго контура двухконтур-
ной АЭС Из-за этой аналогии ее принято также называть системой второ-
го контура, учитывая, что для второго по счету контура принято назва-
ние — промежуточный. Стоимость трехконтурных АЭС наиболее высо-
кая из-за большого количества дорогостоящего оборудования. По такой
схеме работают Шевченковская АЭС с реактором типа БН-350 и третий
блок Белоярской АЭС с реактором БН-600.

1.1.3.	Классификация АЭС по типу реактора

В реакторах на тепловых нейтронах обязательно наличие замедлителя,
для того чтобы быстрые нейтроны, образующиеся во время реакции де-
ления урана, замедлять до энергии тепловых нейтронов, с помощью
которых эта реакция осуществляется. В соответствии с этим реакторы
классифицируют в зависимости от того, какие вещества применяются
в нем в качестве замедлителя и теплоносителя. Так, например, суще-
ствуют водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР), в которых за-
медлителем и теплоносителем является обыкновенная химически обес-
соленная вода, водографитовые, в которых теплоносителем является
вода, а замедлителем графит и т. д.

Развитие АЭС, работающих по одноконтурной схеме, в СССР шло на
базе канальных кипящих реакторов большой мощности типа РБМК-1000
электрической мощностью 1000 МВт. Интенсификация теплообмена в
тепловыделяющих сборках (ТВС) реактора РБМК-1000 позволила без
изменения размеров и числа топливных -каналов повысить мощность
каждого канала в 1,5 раза и приступить к строительству АЭС с реактора-
ми РБМК-1500. Развитие же корпусных энергетических реакторов водо-
водяного типа шло с постепенным увеличением единичной установлен-
ной электрической мощности до 440 МВт. Более мощный водо-водяной
реактор типа ВВЭР-1000, электрическая мощность которого 1000 МВт,
появился сравнительно недавно. Первый в СССР реактор такой мощнос-
ти был установлен на V блоке Нововоронежской АЭС. Количество двух-
контурных АЭС в ближайшие годы существенно возрастет в связи с вы-
ходом на полную мощность завода ”Атоммаш”, предназначенного для
выпуска комплектного оборудования для АЭС с реакторами ВВЭР-1000,
а также за счет перехода на поточный метод строительства АЭС и АТЭЦ
с реакторами этого типа.
В качестве теплоносителя в схеме двухконтурпой АЭС, показанной
на рис. 1.1, б, могут быть использованы также и газы. Газовый тепло-
носитель прокачивается через реактор и парогенератор газодувкой, иг-
рающей ту же роль, что и 1лавный циркуляционный насос, но в отличие
от водного дня газовых теплоносителей давление в первом контуре мо-
жет быть не только выше, но и ниже, чем во втором. При использовании
вместо паровой турбины газовой атомные электростанции с газовым теп-
лоносителем мо1ут работать и по одноконтурной схеме. Реакторы с га-
зовым теплоносителем могут работать как на тепловых, так и на быст-
рых нейтронах Но пока все действующие АЭС с 1азовым теплоносителем
двухконтурные и работают с реакторами на тепловых нейтронах.

[Пирокос распространение за рубежом получили одноконтурные АЭС
с корпусными кипящими реакторами на тепловых нейтронах. Оборудо-
вание контура, включая турбину, работает на них в условиях радиоактив-
ности. Продукты коррозии конденсатно-питательною тракта попадают
в реактор, тде происходит их активация, что приводит к повышению ра-
диоактивности теплоносителя и оборудования контура. Кроме того,
такие реакторы имеют настолько большие габариты, что доставка их
железнодорожным транспортом к месту строительства АЭС невозможна.
В нашей стране реакторы такого типа нс нашли промышленного при-
менения

Так как в реакторах водо-водяного типа замедлителем и теплоноси-
телем является обычная химически обессоленная вода, то их еще назы-
вают легководными Кроме них существуют еще тяжеловодные реак-
торы, в которых в качестве замедлителя используется тяжелая вода.
АЭС с канальными реакторами, использующими в качестве теплоноси-
теля обычную воду, а в качестве замедлителя — тяжелую, получили ши-
рокое распространение только в Канаде. Их большим преимуществом
является то, что они позволяют использовать в качестве топлива необо-
гащенный природный уран. Однако высокая стоимость получения тя-
желой воды ограничивает применение этого типа реакторов.

1	2. ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ОТЕЧЕСТВЕННЫХ АЭС

Как и для любой отрасли энергетики, общей тенденцией развития
основного оборудования АЭС является его укрупнение. Это позволяет
создавать АЭС большой мощности Кроме того, укрупнение оборудова-
ния позволяет сократить удельные затраты труда и материалов, т с. за-
траты, отнесенные к I кВт установленной мощности, при изготовлении
и монтаже оборудования. В связи с этим рост единичных мощностей ос-
новных агрегатов и мощностей АЭС в целом является магистральным
путем развития ядерной энергетики, позволяющим обеспечить запла-
нированные темпы роста выработки электроэнергии

1.2.1.	Основное оборудование АЭС с реакторами ВВЭР

Среди реакторов водо-водяного типа к числу наиболее освоенных у
нас в стране относятся реакторы ВВЭР-440. В последние годы основны-

13


Рис. 1.2. Компоновка АЭС с ВВЭР-1000

7 - турбинное отделение, 2 - обстройка герметичной защитной оболочки; 3 - защитная герметичная оболочка; 4 - компенсатор
объема; 5 - реактор с бассейном перегрузки; 6 - вентиляционная труба; 7 - мостовой полноповоротный кран; 8 - парагенератор;
9 - электродвигатель ГЦН; 10 - бассейн выдержки; 11 - транспортно-технологическая часть; 12 - гидроаккумулирующие емкости;
13 - подогреватель высокого давления (ПВД); 14 - питательные турбонасосы; 15 -деаэратор; 16 - подогреватель низкого давления
(ПНД); 17 - въездные пути, 18 - возбудитель электрогенератора; 19 - электрогенератор; 20 - цилиндр низкого давления (ЦНД);
27 - цилиндр среднего давления (ЦСД); 22 - сепаратор-промперегреватель (СПП)
ми становятся блоки с реакторами ВВЭР-1ООО. Схема расположения
основного оборудования первого контура реактора ВВЭР-1000 показа-
на на рис 1 2. В состав реакторной установки входит сам реактор и глав-
ный циркуляционный контур (ГЦК), состоящий из 4 петель. Каждая
петля включает в себя главный циркуляционный трубопровод Ду-800,
парогенератор (ПГ) и главный циркуляционный насос (ГЦН). Ту часть
петли, по которой теплоноситель поступает из реактора в парогенератор,
называют "горячей” ниткой, а ту, по которой возвращается в реактор,—
"холодной” ГЦН устанавливается на "холодной” нитке. На блоках с
ВВЭР-440 и на головном блоке с ВВЭР-1000 имеется возможность отклю-
чения петель от реактора главными запорными задвижками (ГЗЗ). На
серийных блоках с ВВЭР-1000 ГЗЗ отсутствуют.

Увеличение единичной мощности реакторных установок типа ВВЭР
показано в табл 1 1 Из этой таблицы видно, что рост единичной мощнос-
ти реактора достигнут не только за счет увеличения диаметра корпуса
и соответственно увеличения размеров активной зоны, но и за счет повы-
шения средних значений удельной плотности теплового потока. Это до-
стигается увеличением скорости воды в активной зоне.

Корпус реактора сварен из нескольких толстостенных цилиндричес-
ких обечаек и сферического днища. Толщина корпуса определяется тем
давлением, которое он должен выдерживать. Чем выше давление внут-
ри реактора, тем выше будут параметры пара на выходе из парогенерато-

Таблица 11 Основные характеристики АЭС с реакторами типа ВВЭР

Параметр	Реактор	
	ВВЭР-440	ВВЭР-1000
Электрическая мощность, МВт	440	1000
Давление в корпусе реактора, МПа	12,5	16,0
Температура воды, С		
на входе в реактор	268	289
на выходе из реактора	301	322
Давление пара перед турбиной, МПа	4,4	6,0
Расход воды, циркулирующей в реакторе,	3,9 • 104	7,6 104
м3/ч		
Число парогенераторов и число петель глав-	6	4
кого реакторного контура, шт		
Производительность ГЦН, м3/ч	6,5 103	1,9 104
Диаметр корпуса, м	3,84	4,50
Высота корпуса, м	11,8	10,85
Скорость воды в активной зоне, м/с	3,5	5,3
Удельная плотность теплового потока, кВт/м2	440 103	632 • 103
Высота активной зоны, м	2,5	3,5
Условный (эквивалентный) диаметр активной	2,88	3,2
зоны, м		
Диаметр стержневого твэла, мм	9,1	9,1
Среднее обогащение топлива подпитки, %	3,5	3,3-4,4
Средняя расчетная глубина выгорания.	28,6	26-40
МВт сут/кг		
Рис 1 3 Реактор ВВЭР-440 (продольный разрез)

1	- верхний съемный блок с устройствами СУЗ;

2	блок защитных труб стержней СУЗ; 3 - корпус;

4	- корзина с активной зоной; 5 - выемная шахта
активной зоны с экраном и днищем

ра, тем выше тепловая экономичность АЭС.
Современная технология производства корпу-
сов реакторов позволяет изготовлять корпу-
са, выдерживающие давление до 16 МПа.

Сферическая крышка реактора конструк-
тивно совмещена с чехлами, в которые уста-
навливаются приводы системы управления и
защиты (СУЗ), и называется верхним блоком
реактора.

Внутрикорпусные устройства (ВКУ) реак-
тора ВВЭР-440 показаны на рис. 1.3 К ним
относятся блок защитных труб (БЗТ), корзи-
на, активная зона, экран и шахта с днищем
Корзина служит для размещения в ней актив-
ной зоны, собранной из ТВС. Каждая ТВС
состоит из стержневых твэлов диаметром
9,1 мм, в каждом из которых в герметичной
цилиндрической оболочке из циркониевых
сплавов содержится ядерное топливо в виде
таблеток из двуокиси урана В задачу БЗТ
входит удержание ТВС от всплытия под дей-
ствием потока теплоносителя, поступающего
снизу, и защита от повреждения при переме-
щении вверх-вниз кассет или сборок автома-
тического регулирования и компенсации реак-
тивности (АРК)

Выемная шахта необходима для организа-
ции потока теплоносителя через реактор сни-
зу вверх Теплоноситель из ГЦК поступает в
реактор через нижние (холодные) патрубки
в зазор между стенкой шахты и корпусом
реактора и, охлаждая его, направляется вниз
Там он, пройдя через отверстия в днище шах-
ты. попадает в нижнюю камеру смешения,
а затем направляется вверх к активной
зоне Проходя через тепловыделяющие

сборки активной зоны, теплоноситель омывает твзлы, отбирая от

них тепло, выделяющееся в результате деления урана Подогретый
теплоноситель проходит через БЗТ в верхнюю камеру смешения и выхо-
дит из реактора через верхние (горячие) патрубки, затем, пройдя по

2- 5236

1 7
главному циркуляционному трубопроводу в парогенератор, передает
там тепло второму контуру.

На первых АЭС с ВВЭР применялись бессальниковые ГЦН, имевшие
такие недостатки, как высокая стоимость, низкий КПД и др. На
АЭС с ВВЭР-1000 их сменили ГЦН-195, которые имеют механическое
уплотнение вала и более высокую производительность. Недопустимость
утечки из насоса во внешнюю среду радиоактивной воды — одно из основ-
ных требований, предъявляемых к ГЦН. Насосы с механическим уплот-
нением вала обеспечивают ограниченные и довольно стабильные утечки,
контролируемые во время эксплуатации. Насосы устанавливают на шаро-
вых опорах, что позволяет им перемещаться при температурных расшире-
ниях главного циркуляционного трубопровода. ГЦН-195 имеет маховик
на валу электродвигателя, который позволяет ему при прекращении
электропитания в течение 30 с обеспечивать циркуляцию теплоносителя
с расходом, достаточным для нормального охлаждения активной зоны.
Другими словами, инерция маховика в такой аварийной ситуации, какой
является отключение электропитания ГЦН, позволяет избежать перерыва
в циркуляции теплоносителя через активную зону и нарушения целост-
ности оболочек твэлов из-за перегрева. В течение же 30 с должно быть
восстановлено электропитание ГЦН или подключена система аварийно-
го охлаждения зоны (САОЗ).

На АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 установлены парогенераторы (ПГ)
горизонтального типа, представляющие собой цилиндрические сосуды
диаметром более 3 и длиной 12 — 15 м. Теплоноситель поступает в ПГ
снизу через горячий коллектор и выходит из него через холодный кол-
лектор. От горячего коллектора к холодному теплоноситель проходит
через систему трубок (трубчатку). На ВВЭР-440 таких трубок в каждом
ПГ более 5 тыс., диаметр 16 мм. На ВВЭР-1000 число трубок в каждом
ПГ увеличено в 3 раза, а диаметр уменьшен до 12 мм.

Доступ для контроля металла в местах вварки трубок в коллекторы
и для заглушивания трубок, ставших в ходе эксплуатации негерметйч-
ными, осуществляется сверху через люки в коллекторах, закрываемые
крышками. В проекте АЭС для выполнения таких работ дистанционно,
чтобы не подвергать облучению персонал, предусмотрено специальное
оборудование. Доступ в ПГ для контроля состояния трубчатки и сварных
швов коллекторов со стороны второго контура осуществляется через
люк, расположенный в торцевой части ПГ.

В систему первого контура АЭС с реакторами ВВЭР входит также
компенсатор объема (КО), предназначенный для компенсации темпе-
ратурных изменений объема теплоносителя. КО подключается к одной
из петель ГЦК в его неотключаемой части как можно ближе к реактору.
"Паровая подушка" в компенсаторе объема держит под рабочим давле-
нием всю реакторную установку, поэтому КО называют еще компенса-
тором давления. В нижней части КО, где при всех режимах работы име-
ется вода, установлены электрические нагреватели. Часть нагревателей
находится постоянно в работе для возмещения тепловых потерь, а ос-
тальные включаются по команде регулятора давления. Система компен-
сации объема используется также для создания давления при пуске и огра-
ничения отклонений давления в аварийных режимах. Минимальное началь-
ное давление в КО создается азотом.

Сброс пара из парового объема КО осуществляется через предохрани-
тельные клапаны (ПК). Из-за радиоактивности пара выброс его в
атмосферу недопустим, поэтому он поступает под воду в барботер (или
барботажный бак), вода из которого по мере необходимости спивается
в баки "грязного” конденсата. Из общего объема барботера вода зани-
мает примерно 2/3 части. Проходя через эту воду (барботируя), пар по-
падает в верхнюю (паровую) часть барботера, куда подается азот для
предотвращения образования гремучей смеси. Вся эта газовая смесь по-
ступает на фильтры спецгазоочистки (СГО) и только после этого направ-
ляется в вентиляционную трубу

Корпус реактора находится под воздействием нейтронного потока и
требует периодического контроля состояния металла корпуса и сварных
швов. На первых реакторах типа ВВЭР возможность такого контроля
отсутствовала, в современных конструкциях такая возможность
предусмотрена: между сухой защитой и корпусом реактора имеется
свободное пространство с шириной сечения 720 мм.

Для пуска, нормальной и аварийной остановки реактора, перехода с
одного уровня мощности на другой и поддержания заданного уровня
мощности служит система управления и защиты реактора (СУЗ). СУЗ
состоит из компенсирующих, регулирующих и аварийных стержней.
Компенсирующие стержни служат для компенсации избыточной реактив-
ности, регулирующие поддерживают мощность постоянной или меняют
ее по заданию оператора, а стержни аварийной защиты (АЗ) обеспе-
чивают быстрое прекращение реакции деления (остановку реактора)
при наступлении аварийной ситуации. Так как механизмы воздействия
на реактивность всех стержней одинаковы, во многих случаях их функции
объединяются. В качестве материала, поглощающего нейтроны, в стерж-
нях СУЗ используется бор. В реакторах типа ВВЭР вещество, поглощаю-
щее нейтроны, добавляют в теплоноситель. Таким веществом является
раствор борной кислоты. Борное регулирование позволяет существенно
уменьшить количество органов СУЗ и обеспечивает компенсацию мед-
ленных изменений реактивности, связанных в основном с выгоранием
топлива и изменением его изотопного состава.

В настоящее время на основе опыта работы головного блока ВВЭР-1000
на Нововоронежской АЭС создан серийный блок ВВЭР-1000.

На каждом блоке АЭС с реактором ВВЭР-440 установлено по две тур-
бины К-220-44 мощностью 220 МВт каждая. На головном блоке с реакто-
ром ВВЭР-1000 установлены две турбины по 500 МВт (V блок НВАЭС)
На серийных блоках АЭС с ВВЭР-1000 устанавливается по одной турбине
мощностью 1000 МВт.

1.2.2. Основное оборудование АЭС с реакторами РБМК

Реакторы типа РБМК наряду с реакторами ВВЭР нашли широкое при-
менение на АЭС в СССР.
20,7
±

18 8	$

З-^гг^Фзоо

26,7
Л.

2500

83Б'Ч>70

<>0,3

Возбрат
.от ИОФ

12,95
лг

836*Ф50 На ИОФ

Зля очистки. ее

,Ь, оо
у _

2<>’Ф30и

21,5

Питательная
Вова

С. = 30м
2*<РЬ00

Питательная

Вода

ФЭОО

‘>*Ф750 Дренаж

Рис. 1.4. Контур многократной прину-
дительной циркуляции реактора
РБМК-1000.

1 - барабаны-сепараторы; 2 -
всасывающий коллектор ГЦН; 3 -
ГЦН; 4 - напорный коллектор ГЦН;

5 - РГК

Для РБМК система реакторного контура, которую еще называют кон-
туром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), существенно
сложнее, чем для ВВЭР. На рис. 1.4 изображена правая половина реактор-
ной установки, включающая два барабана-сепаратора диаметром 2300 мм
и длиной 30 м. Питательная вода поступает по двум трубам диаметром
400 мм в коллекторы двух барабанов-сепараторов. Смешиваясь с реактор-
ной водой, она по 24 опускным трубам диаметром 300 мм поступает во
всасывающий коллектор диаметром 900 мм и по четырем линиям диа-
метром 750 мм из него подается к четырем ГЦН, откуда поступает в на-
порный коллектор ГЦН и из него в 22 раздаточных групповых коллек-
тора (РГК) диаметром 300 мм. Из них по 836 трубам диаметром 50 мм,
называемым нижними водяными коммуникациями (НВК), питательная
вода поступает вг реактор. В связи с парообразованием в реакторе объе-
мы теплоносителя существенно возрастают и от диаметра 50 мм каждый
канал переходит к диаметру 70 мм. По трубам этого диаметра, называе-
мым пароводяными коммуникациями (ПВК) пароводяная смесь посту-
пает в барабаны-сепараторы. Осушенный пар отводится к турбинам, а
реакторная вода, смешиваясь' о питательной, снова поступает в КМПЦ.

Реактор расположен в бетонной шахте размером 21,6 х 21,6 м и высо-
той 25,5 м, которая тоже намного больше, чем для реактора типа
ВВЭР-1000.

Реакторы типа РБМК уже на первых блоках (Ленинградская АЭС)
имели единичную мощность 1000 МВт. В 11-й пятилетке вступили в строй
первые энергоблоки АЭС с более мощными реакторами РБМК-1500
(табл. 1.2). Особенно следует отметить, что размеры активной зоны со-
храняются прежними, а подъем мощности обеспечивается за счет
роста интенсивности теплообмена при помощи специальных интен-
сификаторов.

Преимущество канального варианта — важная' для эксплуатации реак-
торной установки возможность перегрузки на ходу. Специальная машина
для перегрузки стыкуется с каналом той ТВС, которая подлежит замене,
при полном рабочем давлении. Заменяемая сборка извлекается и вместо
20
~	а 12 Основнь е характеристики АЭС с реакторами РБМК

Параметр	Гип реактора	
	РЬМК-	1000	РБМК 1X00
Электрическая мощность, МВт	1000	1500
Давление в барабанах-сепараторах. МПа	7,0	7,0
Расход воды, циркулирующей в реакторе, т/ч	37 500	29 000
Высота активной зоны, м	7.0	7,0
Условный (эквивалентный) диаметр актив-	1 1,8	11,8
ной зоны, м		
Число испарительных каналов, пи	1693	1661
Диаметр оболочки 1 валов, мм	13.6	13,6
Среднее обогащение топлива подпитки, '/<	2,0	2.0
Средняя Шубина вьпорания, МВт сут/кг	18.1	18,1

нее устанавливается свежая. Предусмотрено непрерывное охлаждение
перегрузочной машины Ежесуточно перегружается 2—3 ТВС.

На АЭС с реакторрм РБМК-1000 установлены восемь ГЦН типа
ЦВН-8 по четыре на каждую половину реактора (по три работающих и
по одному резервному). Все ГЦН каждой половины работают с общим
всасывающим и общим напорным коллектором (см. рис. 1.4).

На действующих в настоящее время блоках АЭС с реакторами
РБМК-1000 и РБМК-1500 установлено по две турбины на каждый блок
мощностью соответственно по 500 и 750 МВт

1.2.3. Основное оборудование АЭС с реакторами БН

В СССР первой АЭС с жидкометаллическим теплоносителем является
Шевченковская АЭС с быстрым реактором БН-350, которая работает
с 1973 г. и предназначена для выработки электроэнергии и опреснения
морской воды. Схема такой АЭС показана на рис. 1.1, в.

Первый контур реактора БН-350 имеет шесть петель и соответственно
шесть промежуточных теплообменников и шесть парогенераторных уста-
новок, каждая в составе двух испарителей и одного пароперегревателя.
Компоновка выполнена с раздельным расположением оборудования ре-
актора и парогенератора и называется петлевой или контурной. Каждая
петля первого контура оборудована двумя задвижками, установленными
на напорной и всасывающей линиях. Топливные сборки активной зоны
и зоны воспроизводства помещены в напорном коллекторе, смонтиро-
ванном на напорной камере корпуса реактора. Активная зона состоит
из топливных сборок с ядерным горючим - окись плутония в смеси с
двуокисью урана значительного обогащения. По торцам и по периметру
она окружена экраном — зоной воспроизводства из двуокиси обедненно-
го отвального урана. Корпус реактора представляет собой сосуд пере-
менного диаметра (наибольший диаметр 6000 мм) из нержавеющей аусте-
нитной стали. Нижняя часть корпуса образует напорную камеру, в кото-
рую по трубопроводам поступает натрий от насосов. Протекая снизу
Рис. 1.5. Баковая (интегральная) компо-
новка реактора ЬН-600 (продольный раз-
рез) .

1 - опорный пояс, 2 - корпус; 3 -
насос; 4 электродвигатель; 5 - пово-
ротные пробки; 6 - верхняя неподвиж-
ная защита; 7 - теплообменник; 8
центральная колонна с механизмами СУЗ;
9 - механизм пере1-рузки

вверх через активную зону и зону
воспроизводства, натрий нагревается
и через верхнюю смесительную каме-
ру корпуса по трубопроводам на-
правляется в теплообменники. Для
предотв,- чпения утечки натрия при
разгерметизации основной корпус
заключен в страховочный кожух.
Верхняя часть корпуса служит опо-
рой для двух поворотных пробок,

обеспечивающих наведение механизма перегрузки на топливную сборку
активной зоны или зоны воспроизводства. Поворотные пробки одно-
временно служат верхней биологической защитой.

Топливные сборки загружают и выгружают комплексом механизмов
механизмом перегрузки, установленным на малой поворотной проб-
ке и переставляющим топливные сборки внутри реактора; элеваторами
загрузки-выгрузки, транспортирующими топливные сборки из реактора
в передаточный бокс и обратно; механизмом передачи топливных сбо-
рок, расположенным в герметичном боксе и передающим отработанные
топливные сборки из реактора во внешнее хранилище и свежие - из хра-

нилища в реактор.

На АЭС применены турбины с противодавлением, что позволяет не
только снабжать греющим паром мощные опреснительные установки,
но одновременно решать вопросы- теплоснабжения (отопление, горячее
водоснабжение) для г Шевченко. Таким образом, АЭС с БН-350 является
по существу трехнелевой станцией, снабжающей город электроэнер) ией,
теплотой и дистиллятом.

Дальнейшим развитием отечественных АЭС на жидкометаллическом
теплоносителе является III блок Белоярской АЭС с реакюром БН-600
(рис. 1.5). Компоновка реакторной установки интегральная (бакового
типа): активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биоло-
гическая защита размещены совместно в корпусе реактора, который
представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим дни-
щем и конической верхней частью.

Теплоноситель первого контура движется внутри корпуса реактора по
трем параллельным петлям, каждая из которых включает в себя два теп-
лообменника и циркуляционный центробежный насос погружного тина
с двусторонним всасыванием. Насосы снабжены обратными клапана-
ми. Активная зона и зона воспроизводства смонтированы в напорной
камере, где расход теплоносителя распределяется по ТВС соответ-
ственно их тепловыделению, и окружены внутрикорпусной биологичес-
кой защитой Активная зона по торцам и периметру окружена зоной
воспроизводства, состоящей из сборок, заполненных двуокисью обед-
ненного урана Циркуляция натрия в каждой петле промежуточного
контура осуществляется центробежным насосом погружного типа с
односторонним всасыванием.

Топливные сборки загружают и выгружают с помощью комплекса
механизмов, куда входят два механизма перегрузки, установленных на
поворотной колонке, два элеватора (загрузки-выгрузки), механизм пе-
редачи поворотного типа, размещенный в герметичном боксе. Атомные
электростанции с жидкометаллическим теплоносителем на быстрых
нейтронах имеют коэффициент воспроизводства ядерного горючего бо-
лее единицы. Большое преимущество такого теплоносителя - возмож-
ность работы при низких давлениях в первом контуре. Значительная,
по сравнению с другими теплоносителями, плотность жидких металлов
позволяет перекачивать относительно малые объемы, т. е. снижать рас-
ходы на собственные нужды и уменьшать диаметры трубопроводов.

Пока для АЭС с реакторами БН наиболее пригоден жидкий натрий,
который в качестве теплоносителя выдвигает ряд требований к обору-
дованию и эксплуатации. Температура плавления натрия высокая
(97 °С), поэтому для пуска станции с нуля необходим предварительный
электро разогрев всего оборудования и трубопроводов Количество пус-
ков и остановов реактора должно быть сведено к минимуму.

Для АЭС с жидкометаллическим теплоносителем очень большое зна-
чение имеет надежность работы реактора, так как ликвидация послед-
ствий аварий в условиях таких реакторов наиболее сложна.

Для обоих блоков с натриевым теплоносителем в табл. 1 3 сведены
их основные показатели. Учитывая несомненную перспективность АЭС
с реакторами на быстрых нейтронах, в настоящее время ведется проек-
тирование еще более мощных блоков.

Таблица 13 Основные характеристики АЭС с реакторами БН-350 и БН-600

Параметр	Тип реактора	
	БН-350	БН-600
Тепловая мощность. МВт  Электрическая мощность. МВт	1000	1500
эквивалентная	350	600
непосредственная	150	
Материал оболочек твэлов	Нержав ею-	Нержавежи
	щая сталь	щая сталь
Температура натрия на входе в реактор, °С	300	380
Температура натрия на выходе из реактора, С	500	550
Расход натрия в первом контуре, т/ч	14 000	24 000
Температура натрия на входе в промежуточ- ный теплообменник, °С	270	320
Таблица 13 (продолжение)

Параметр	Тип реактора	
	БН-350	БН-600
Температура натрия на выходе из промежу-	460	520
точного теплообменника. С		
Давление пара на выходе из парогенератора. МПа	5.0	14,0
Температура на выходе из парогенератора. С	435	505
Температура промежуточного перегрева пара. С		505

Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя - воз-
можность использования паротурбинных установок обычной теплоэнер-
гетики, так как в связи с высокими температурами теплоносителя дав-
ление и температура пара перед турбиной могут быть существенно
выше, чем для турбин на АЭС с водным теплоносителем.

1.3.	ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОЙ РАБОТЫ АЭС

Основным регламентирующим документом по безопасности отече-
ственных АЭС являются "Общие положения обеспечения безопасности
атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации”
(ОПБ-82).

Согласно ОПБ-82 к мерам обеспечения безопасности АЭС относятся

выбор благоприятной площадки расположения АЭС и надлежащее
удаление ее от крупных населенных пунктов;

установление необходимой санитарно-защитной зоны вокруг АЭС;

оснащение АЭС системами безопасности;

высокое качество проектов систем (элементов), важных для безопас-
ности, и всей АЭС в целом:

высокое качество строительно-монтажных работ в соответствии с
проектной документацией;

поддержание в надежном состоянии важных для безопасности систем
путем проведения профилактических мер (периодического контроля
состояния оборудования, проверки -его работоспособности, ремонта)
и замены износившегося оборудования:

эксплуатация АЭС в соответствии с действующей нормативно-техни-
ческой документацией и инструкциями по эксплуатации;

высокий уровень квалификации персонала.

Предельно допустимые дозы облучения персонала, пределы доз для
населения и нормативы по содержанию радиоактивных продуктов в
окружающей среде при нормальной эксплуатации и проектных авариях
устанавливаются в соответствии с действующими санитарными правила-
ми и нормами радиационной безопасности, о которых подробно будет
сказано в гл. 3.

Специальные нормы и правила дополняют и развивают ОПБ-82, как
правило, в части, касающейся какого-либо одного аспекта безопасности
24
ядерной, технической и т. д. Такая структура нормативно-технических
документов отражает сложившуюся в СССР структуру органов Государ-
ственного надзора за безопасностью АЭС

Государственный надзор за технической и ядерной безопасностью
АЭС осуществляет Госкомитет СССР по надзору за безопасным веде-
нием работ в атомной энергетике (I осагомэнертонадзор)

Государственный надзор за радиационной безопасностью осуществляют
органы Государственного санитарного надзора Министерства здравоохра-
нения СССР (Госсаннадзор)

Для безопасной работы АЭС решающее значение имеет надежность
и безопасность работы реакторной установки, которая требует тщатель-
ного контроля оборудования как при его изготовлении, так и во время
эксплуатации Безопасность работы реакторной установки базируется
на следующих принципах

1)	обеспечение высокою качества изготовления и монтажа обору-
дования.

2)	обеспечение технологической и схемной невозможности опасных
последствий етшничных нарушений и повреждений:

3)	ограничение последствий возможных аварий

Дтя предупреждения аварий и ограничения их последствий комплекс
систем нормальной эксплуатации АЭС дополняют системами безопас-
ное ги

Системы безопасности по функциям подразделяются на защитные,
локализующие, обеспечивающие и управляющие

Защитные системы безопасности предназначены для предотвращения
или ограничения повреждения ядерного топлива, оболочек твэлов, пер-
вого контура и предотвращения ядерных аварий, .ижа.шзу ющие систе-
мы — для предотвращения или ограничения распространения внутри
АЭС и выхода в окружающую среду выделяющихся при аварии радиоак-
тивных веществ, обеспечивающие - дтя снабжения систем безопасности
энергией, рабочей средой и создания условий Д1я их функционирования,
управляющие - Д1Я приведения в действие систем безопасности, осуще-
ствления контроля и управления ими в процессе выполнения заданных
функций

Для АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК системы безопасности конструк-
тивно различаются.

На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (рис. 1 6) весь реакторный контур,
включая парогенераторы, расположен в защитной оболочке из напряжен-
ных железобетонных конструкций с герметизирующей облицовкой.
Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми
системами аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) Каждая из
этих систем имеет бак аварийного запаса раствора борной кислоты, тедло-
обменники расхолаживания, насосы аварийного расхолаживания высо-
кого и низкого давления

При нарушении герметичности реакторного контура и небольшом исте-
чении теплоносителя для компенсации этих утечек включаются насосы
высокого давления, подавая беспрерывно борный раствор в контур.
Мощность реактора снижают или вообще останавливают блок.
Рис 1.6 Принципиальная схема систем безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000

/ - реактор; 2 - парагснераюр; 3 ГЦН; 4 - компенсатор объема; 5 турби-
на; 6 - конденсатор; 7 - конденсатный насос; 8 - группа ПИД; 9 - деаэратор;
10 - питательный насос; 11 группа ПВЛ; 12 - генератор; 13 - птдроаккумули-
рующая емкость, 14 - бак запаса гидразингидрата; 75 бак аварийного запаса
раствора бора: 76 - бак запаса борного концентрата; 17 - теплообменник САОЗ;
18 - насос высокого давления аварийной подачи раствора бора; 79 спринклер-
ный насос; 20 насос аварийного расхолаживания низкого давления; 21 теп-
лообменники промежуточного контура технической воды; 22 насос подачи тех-
нической воды; 23 - шины электропитания первой категории; 24 дизель-генера-
тор; 25 - шины электропитания второй категории; 26 аккумуляторная батарея
При большой течи с падением давления в реакторе в пространство над
и под активной зоной автоматически начинает поступать вода из гидро-
аккумулирующих емкостей Имеется 4 такие емкости объемом по 60 м3
каждая (в том числе 50 м3 заняты водой). Емкости подключены попарно
к входному и выходному объему реактора. Одновременно автоматичес-
ки включаются насосы низкого давления с теплообменниками, охлаждае-
мыми технической водой, и подают воду непосредственно в реакторный
контур Каждая из систем имеет дополнительно спринклерную (раз-
брызгивающую) установку со своим спринклерным насосом для конден-
сации образующегося при истечении теплоносителя пара и предотвращения
повышения давления в герметичной защитной оболочке сверх расчет-
ного Вода, собирающаяся на полу в приямках герметичной оболочки,
через теплообменники расхолаживания спринклерными насосами и насо-
сами низкого давления снова закачивается в контур и в спринклерную
установку, т е. продолжает циркулировать до полного расхолаживания
реактора В воду спринклерной системы может подаваться гидразин для
связывания иода Для охлаждения воды 1еплообменников СЛОЗ исполь-
зуются брыз1 альные бассейны

Каждая система на случай обесточивания АЭС имеет свой дизель-
генератор. Его мощность для АЭС с ВВЭР-1000 - 5,5 МВт (для ВВЭР-400
3,5 МВт). Он рассчитан на 1009!-ную на1рузку одной системы безопасности
и должен обеспечивать аварийное расхолаживание реактора при любом
типе аварий. В режиме полной потери напряжения срабатывает АЗ реак-
тора и подается импульс на запуск .щзель-генераторов, которые запус-
каются через 20	40 с Электропитание потребителей первой категории,

не допускающих перерыва в питании (приводы СУЗ, системы питания
контрольно-измерительных приборов и автоматики, аварийное освеще-
ние) до запуска дизель-генератора, обеспечивается от аккумуляторной
батареи. Дизель-1 енераторы обеспечивают переменным током потреби-
телей второй группы, к которым относятся все механизмы, обеспечиваю-
щие расхолаживание реактора. От сети надежного электропитания запус-
каются также аварийные насосы технической воды

За счет работы САОЗ предотвращается не только плавление топлива,
состоящего из двуокиси урана, но и повышение температуры оболочек
твэлов до более чем 1200 °С Эта температура опасна тем, что при ней
начинается интенсивное взаимодействие циркония оболочек твэлов
с водяным паром с выделением водорода и образованием взрывоопас-
ной смеси

В отдельных случаях системы безопасности и их элементы использу-
ются одновременно в качестве систем нормальной эксплуатации, когда
в проекте обосновано, что такое совмещение функций не приведет к на-
рушению требований обеспечения безопасности. К системам, выполняю-
щим мноюцелевые функции, относится, например, СУЗ.

На АЭС с ВВЭР пар, поступающий на турбину, может сбрасываться
в атмосферу при отключении турбины или при аварии на первом контуре.

На АЭС с РБМК пар радиоактивен, поэтому при отключении турбины
весь пар дросселируется и сбрасывается в основные конденсаторы (на
первых блоках АЭС с РБМК .для приема пара устанавливалосьнесколько
27
технологических конденсаторов). Под реакторным помещением распо-
ложен бассейн-барботен вместимостью 3000 мч. Он может принять пол-
ный расход пара реактора (5600 т/ч). В помещении вспомогательных
систем реакторного отделения устанавливаются гидроаккумулирующие
емкости, из которых при начальной стадии разгерметизации вода через
быстродействующие клапаны системы аварийною охлаждения реактора
(САОР) поступает в реакторный контур для восполнения утечки

1.4.	ОРГАНИЗАЦИОННАЯ СТРУКТУРА УПРАВЛЕНИЯ АЭС

Организационная структура управления АЭС' зависит от типа реакто-
ров, количества энергоблоков и других местных особенностей Основ-
ные производственные функции распределяются между цехами и отде-
лами АЭС следующим образом.

Реакторный цех (РЦ) осуществляет эксплуатацию блока с основны-
ми и вспомогательными системами, комплекса разгрузочно-загрузочной
машины, а также подюговку тепловыделяющих сборок к загрузке в
реактор, их хранение и отправку на переработку.

Турбинный цех ведет эксплуатацию основного и вспомогательною
турбинного оборудования, гидротехнических сооружений, оборудова-
ния дизель-электростанций, а также оборудования сооружений питье-
вого, пожарного и технического водоснабжения, канализационных и сан-
технических устройств, трубопроводов и устройств теплоснабжения.

Электрический цех проводит эксплуатацию, ремонт, контроль, налад-
ку и испытание электротехнического оборудования, средств релейной
защиты, электроавтоматики и электроизмерений, диспетчерского и тех-
нологического управления.

Цех тепловой автоматики и измерений (ТАИ) выполняет ведомствен-
ный надзор, обслуживание, ремонт, контроль, ншадку. испытания прибо-
ров технологического, химического и радиационного контроля, электро-
оборудования СУЗ, устройств внутриреакторною контроля и автомати-
ки тепловых процессов, технологических защит и сигнализации, дистан-
ционного управления регулирующей и запорной арматурой, вычислитель-
ной техники и системы управления технологическими процессами

Химический цех осуществляет эксплуатацию оборудования водопод-
готовки (со складом реагентов), спецводо- и Iазоочиетки. химический
и радиохимический контроль, разработку и внедрение технологии дезак-
тивации оборудования, помещений и спецодежды, а также способов пере-
работки и захоронения жидких и твердых (горючих) радиоактивных
отходов

Отдел охраны труда (ООТ) осуществляет радиационный технологи-
ческий и дозиметрический контроль, контроль за соблюдением правил
радиационной и общей техники безопасности, соблюдением правил лич-
ной гигиены работников при эксплуатации и ремонте оборудования
АЭС, а также осуществляет контроль за соблюдением действующих норм
по охране окружающей среды Ядром ООТ является служба радиацион-
ной безопасности (дозиметрическая служба) Основной состав ее голг-
метристы Подробнее о задачах этой службы см в гл 3. На некоторых
28
АЭС в функции 00 Г включают ремонт и ведомственную проверку при-
боров радиационного контроля.

Цех наладки, испытаний и пуска (ЦНИП) выполняет наладку и испы-
тания реакторного и тепломеханического оборудования АЭС, оборудова-
ния водоподготовки, спецводо- и газоочистки, разработку режимных
карт работы этого оборудования

Отдел ядерной безопасности и надежности обеспечивает контроль за
выполнением правил ядерной безопасности, проводит измерения нейт-
ронно-физических и теплофизических параметров активной зоны реак-
торов, выполняет расчеты по обоснованию перегрузок топлива и допус-
каемым режимам эксплуатации блока, анализирует работу оборудования.

Цех дезактивации проводит периодическую и предремонтную дезакти-
вацию оборудования и производственных помещений, переработку и за-
хоронение радиоактивных отходов, контролирует выполнение персона-
лом правил санпропускного режима, а также обеспечивает персонал
спецодеждой и средствами индивидуальной защиты с последующей их
дезактивацией.

Цех централизованного ремонта (ЦЦР) осуществляет ремонт тепло-
механического оборудования реакторного и турбинного цехов, хими-
ческого оборудования, оборудования спецводоочистки, внешних соору-
жений, в том числе гидротехнических, систем вентиляции, теплоснабже-
ния и подземных коммуникаций, станочно-механического и транспорт-
но-технологического оборудования

Лаборатория металлов проводит контроль и анализ состояния свар-
ных швов и металла оборудования, арматуры и трубопроводов.

Конструкторско-технологический отдел (КТО) выполняет конструк-
торские и технологические разработки по ремонту и модернизации обо-
рудования, механизации и автоматизации трудоемких и потенциально
опасных работ, улучшению условий труда персонала АЭС, а также рабо-
ты по планированию и подготовке к ремонтам.

Ремонтно-строительный цех (РСЦ) осуществляет надзор за состояни-
ем и текущий ремонт промышленных зданий, сооружений и дорог на
территории АЭС

Административно-управленческие отделы осуществляют руковод-
ство, внешние связи, материально-техническое снабжение, подготовку
кадров и т. п.

На отдельных АЭС могут быть некоторые различия в распределении
производственных функций между цехами и отделами, объясняющиеся
сложившимися традициями или особенностями местных условий. Напри-
мер, при необходимости на АЭС организуется гидротехнический цех для
обслуживания гидротехнических сооружений и подземных комму-
никаций.

Кроме того, для ремонта теплоизоляции, градирен и вентиляционных
труб, турбоагрегатов, трансформаторов и распределительных устройств,
как правило, администрация АЭС привлекает специализированные орга-
низации. На АЭС имеются также вспомогательные службы, которые не
входят в состав промышленно-производственного персонала. АЭС обслу-
живается эксплуатационным и ремонтным персоналом.
Ремонт оборудования на АЭС осуществляется цехом централизован-
ного ремонта, ремонтными службами цехов (электроцех, ТАИ, РСЦ)
с привлечением персонала эксплуатационных служб, контролирующих
ход и качество ремонта, а также подрядными ремонтными предприя-
тиями.

Глава 2

КРАТКИЕ СВЕДЕНИЯ ОБ ОСНОВАХ ЯДЕРНОЙ ФИЗИКИ
И ДОЗИМЕТРИИ

2.1.	АТОМНОЕ ЯДРО

Все вещества состоят из молекул Молекула — наименьшая частица
вещества, обладающая его химическими свойствами. Она состоит из оди-
наковых (в простом веществе) или разных (в химическом соединении)
атомов, объединенных химическими связями.

Атом — наименьшая частица химического элемента, которая еще явля-
ется носителем его химических свойств. Атом состоит из положительно
заряженного ядра и движущихся вокруг него отрицательно заряженных
электронов. Диаметр атома порядка 1О“10 м.

Электроны в атоме движутся по определенным орбитам. Каждая ор-
бита соответствует вполне конкретному значению энергии связи, благо-
даря которой электроны удерживаются в атоме. Электроны, получившие
дополнительную энергию, могут перейти на орбиту, более удаленную от
ядра, или вообще покинуть пределы атома. Атом, в котором электроны
обращаются на более удаленной от ядра орбите, чем им дозволено, назы-
вается возбужденным. Возбужденный атом неустойчив, и время его жиз-
ни около 1СГ8 с. При переходе электрона с дальней на более близкую к
ядру орбиту выделяется энергия Электроны в атоме сгруппированы по
оболочкам, которые принято обозначать буквами К, Ь, М, И.

Центральной частью атома является ядро, состоящее из протонов и
нейтронов. Диаметр ядра порядка 1СГ1 4 м. Несмотря на то что ядро в
104 раз меньше атома, в нем сосредоточена почти вся масса атома, по-
этому плотность ядсрного вещества исключительно велика.

Протон — элементарная частица, имеющая единичный положительный
заряд, равный по абсолютной величине заряду электрона Он представля-
ет собой ядро атома водорода.

Нейтрон — незаряженная элементарная частица с массой покоя, не-
сколько превышающей массу протона. В свободном состоянии нейтрон -
неустойчивая частица и претерпевает превращения.

Протон и нейтрон обозначаются соответственно 1р и 'цп, где нижние
индексы обозначают заряд, а верхние - массу в атомных единицах мас-
сы (а. е. м.), округленную до единицы. (В качестве а. е. м. принята
1/12 часть массы атома углерода ) Масса протона и нейтрона в 1840 раз
больше массы электрона.
Для протонов и нейтронов существует общее название нуклоны. По-
ложительный заряд ядра определяется количеством протонов в нем.
Заряд ядра совпадает с порядковым номером элемента в периодической
таблице Менделеева.

Количество электронов, движущихся вокруг ядра, соответствует коли-
честву протонов в ядре. Таким образом, суммарный отрицательный заряд
электронов нейтрализует положительный заряд ядра, и атом в нормаль-
ном состоянии является электрически нейтральной системой.

Силы, удерживающие нуклоны в ядре, называются ядерными. Общее
число нуклонов в ядре называют массовым числом: А =№ + 2, где IV
и 2 — количество нейтронов и протонов в ядре соответственно.

Заряд и массовое число являются основными характеристиками атом-
ных ядер. Вид атомов, характеризующийся определенным массовым
числом и атомным номером, называют нуклидами и обозначают симво-
лом элемента с указанием атомного номера (внизу слева) и массового
числа (вверху слева), например *Не, ' °В.

2.2.	РАДИОАКТИВНОСТЬ

2.2.1.	Общая характеристика радиоактивности

Каждый элемент периодической системы состоит из нескольких сор-
тов атомов. Ядра при одном и том же числе протонов могут иметь раз-
личное число нейтронов, а следовательно, разные массовые числа Нукло-
ны с одинаковым атомным номером, но разными массовыми числами
называют изотопами. Например, природный уран имеет три изотопа:

В настоящее время известно около 1500 изотопов.
Одни из них устойчивые (стабильные), другие — неустойчивые, радио-
активные. У химических элементов с атомным номером (зарядом ядра)
2 < 83 существуют как стабильные, так и радиоактивные изотопы.
У элементов с атомным номером 2 > 84 имеются лишь радиоактивные
изотопы. Такие изотопы называют еще радионуклидами. Радиоактив-
ность заключается в том, что ядра радиоактивных элементов обладают
способностью самопроизвольно распадаться с испусканием а-, /3-частиц
и у-квантов или путем деления: при этом исходное ядро превращается
в ядро другого элемента.

Естественная радиоактивность. В земной коре, воде и воздухе встре-
чается около 70 радионуклидов. Последовательность нуклидов, каждый
из которых самопроизвольно, благодаря радиоактивному распаду, пере-
ходит в следующий до тех пор, пока не будет получен стабильный изо-
топ, называется радиоактивным рядом. Исходный нуклид называется
материнским, а все остальные нуклиды в ряду называют дочерними.
Все они генетически связаны между собой и находятся в определенном
соотношении. В природе существуют три радиоактивных ряда (семейст-
ва) : урана, актиноурана и тория. В природе встречаются и отдельные ра-
дионуклиды, не имеющие генетической связи между собой, например. ’^С,
Юг, 4 8г„	8 7 пи „ „„	6

1 9К’ 20Са’ 3 7РЬ И ДР'
Искусственная радиоактивность. Принципиальной разницы между
естественной и искусственной радиоактивностью нет; ядерные превраще-
ния можно вызывать с помощью заряженных частиц (протонов, а-частиц
и др.), фотонного излучения или нейтронов.

Основная масса радиоактивных изотопов получена искусственно
в ядерных реакторах и ускорительных установках в результате взаи-
модействия ионизирующих излучений со стабильными изотопами.

2.2.2.	Превращения атомных ядер

При радиоактивном распаде различают следующие типы превраще-
ний: а-распад, /3-распад, электронный захват (/С-захват) и спонтанное
деление.

4льфа-распад. При а-распаде радиоактивное ядро испускает а-частицу,
представляющую собой ядро атома гелия, имеющую двойной положи-
тельный заряд и четыре атомные единицы массы, и превращается в ядро,
электрический заряд которого меньше первоначального на две единицы,
а массовое число меньше первоначального на четыре единицы. Такой про-
цесс распада характерен для ядер элементов, расположенных в конце
периодической таблицы Менделеева.

Бета-распад. При /3-распаде ядра могут испускать электроны (с-)
или позитроны (е + ) В зависимости от этого распад будет называться
электронным или позитронным. Позитрон в отличие от электрона име-
ет положительный заряд, но равную с ним массу. В результате электрон-
ного распада массовое число ядра остается без изменения, а заряд увели-
чивается на единицу, ядро исходного элемента превращается в ядро с
порядковым номером на единицу больше, чем у исходного. В результате
позитронного распада массовое число ядра остается также без измене-
ния, а заряд уменьшается на единицу; ядро исходного элемента превра-
щается в ядро с порядковым номером на единицу меньше, чем у исход-
ного Испускаемые при /3-распаде электроны и позитроны называются
/3-частицами. Кроме /3-частиц ядро испускает нейтрино - незаряженную
частицу с массой, близкой к нулю.

Альфа- и бета-распад часто сопровождается коротковолновым
электромагнитным излучением, по своим физическим свойствам не от-
личающимся от жесткого рентгеновского.

Электронный захват. У некоторых радионуклидов атомное ядро за-
хватывает электрон с ближайшей к нему К -оболочки. В результате захва-
та электрона один из протонов ядра превращается в нейтрон, массовое
число ядра остается без изменения, а заряд уменьшается на единицу,
т. е. порядковый номер элемента уменьшается на единицу, как и при
позитронном /3-распаде. Процесс захвата электрона с А--оболочки атома
называют еще К-захватом.

Процесс электронного захвата сопровождается излучением характерис-
тического рентгеновского излучения.

Спонтанное деление. При спонтанном делении ядро самопроизвольно
распадается на осколки средней массы, которые в свою очередь могут
распадаться с испусканием /3-частиц и 7-квантов. Этот процесс свойствен
32
тяжелым ядрам и сопровождается образованием осколков деления —
атомных ядер, имеющих заряды от 30 (722п) до 63 (157Еи) и соответ-
ственно массовые числа от 72 до 157.

Все типы ядерных превращений, происходящих при радиоактивном
распаде, сопровождаются испусканием ионизирующих излучений.

2.2.3.	Виды ионизирующих излучений

Различают следующие виды ионизирующих излучений: а-, /3-излуче-
ние, фотонное и нейтронное излучение.

Альфа-излучение. В результате а-распада радионуклидов образуется
поток а-частиц, представляющих собой ядра атомов гелия, которые обла-
дают кинетической энергией порядка нескольких мегаэлектрон-вольт.
Электрон-вольт — это энергия, приобретенная электроном при перемеще-
нии в ускоряющем электрическом поле с разностью потенциалов в 1 В.
Чаще применяются десятичные кратные единицы: килоэлектрон-вольт
(1 кэВ = 103 эВ) и мегаэлектрон-вольт (1 МэВ = 106 эВ). В соответствии
с ГОСТ 8.417-81 внесистемная единица электрон-вольт и кратные ей еди-
ницы применяются без ограничения срока наравне с единицами СИ
(см. § 2.4). 1 эВ = 1,602 • 1СГ’9 Дж.

Энергия а-частиц зависит от того, каким радионуклидом они испуска-
ются. При этом а-частицы, испускаемые данным радионуклидом, либо
имеют одинаковую энергию, либо разделяются по своей энергии на не-
большое число энергетических групп. Как правило, в таких случаях по-
давляющее число а-частиц принадлежит к группе, имеющей минимальную
энергию.

Бета-излучение. В результате /3-распада радионуклидов образуется по-
ток /3-частиц. Испускаемые частицы имеют непрерывный энергетический
спектр, т. е. по энергии они распределяются от нуля до определенного
максимального значения, характерного для данного нуклида. Макси-
мальная энергия /3-спектра различных радионуклидов лежит в интерва-
ле от нескольких кэВ до нескольких МэВ.

Фотонное излучение. Это понятие включает в себя рентгеновское и
гамма-излучение. После радиоактивного распада атомное ядро конечно-
го продукта часто оказывается в возбужденном состоянии. Переход яд-
ра из этого состояния на более низкий энергетический уровень (в нор-
мальное состояние) происходит с испусканием гамма-квантов. Таким
образом, гамма-излучение имеет внутриядерное происхождение и пред-
ставляет собой довольно жесткое электромагнитное излучение, распрост-
раняющееся со скоростью света. В отличие от него рентгеновское излу-
чение имеет атомное происхождение, т. е. образуется в возбужденных
атомах при переходе электронов с удаленных орбит на более близкую к
ядру орбиту или возникает при торможении заряженных частиц в поле
ядра тяжелых атомов. Соответственно первое имеет дискретный энер-
гетический спектр и называется характеристическим, второе — непре-
рывный спектр и называется тормозным, Но, несмотря на различное про-
исхождение этих излучений, природа их одинакова, и поэтому рентге-
новское и гамма-излучение называют фотонным излучением. Обычно
3-5236	33
энергия гамма-квантов лежит в диапазоне от нескольких килоэлектрон-
вольт до нескольких мегаэлектрон-вольт.

Нейтронное излучение. При делении тяжелых ядер или при некоторых
типах взаимодействия различных видов излучения с веществом возника-
ют нейтроны. Источниками нейтронного излучения на АЭС являются.

а)	ядерные реакторы, плотность потока нейтронов в которых состав-
ляет Ю10 - 1014 нейтр/(см2 с);

б)	изотопные источники, содержащие естественные или искусствен-
ные радионуклиды, смешанные с веществом, испускающим нейтроны
под влиянием бомбардировки его а-частицами или 7-квантами. Такие
источники применяют для градуировки контрольно-измерительной ап-
паратуры. Они дают потоки порядка 107 — 108 нейтр/с.

2.2.4.	Закон радиоактивного распада

Радиоактивный распад приводит к непрерывному умены. .нию числа
ядер исходного радионуклида Уменьшение числа исходных ядер для
всех радионуклидов происходит по одному и тому же экспоненциаль-
ному закону:

А=Аое-Х',	(2.1)

где к'о — число радиоактивных атомов в начальный момент времени
[ = 0;	— число оставшихся радиоактивных атомов в момент времени

Г; X — коэффициент, называемый постоянной распада. Постоянная рас-
пада показывает долю ядер, распадающихся в единицу времени. Закон
радиоактивного распада применим как для естественных, так и для ис-
кусственных радионуклидов.

Для характеристики скорости радиоактивного распада пользуются
периодом полураспада 7’1/2, т- е- временем, в течение которого число ядер
радионуклида в результате радиоактивного распада уменьшается в два
раза. Если принять, что ^ = О,5^о, т. е. М/ 1У0 =е ’ 1/2 = 1/2, то получим
соотношение, которым постоянная распада связана с периодом полу-
распада

ХТ1/2 = 1п2 = 0,693 или Г1/2 = 0,693/Х.	(2.2)

Период полураспада — величина строго постоянная для каждого радио-
нуклида и практически не зависит от внешних условий, таких как тем-
пература, давление, а также от магнитных и электрических полей, хими-
ческого состояния вещества и т. д.

Численные значения периода для различных радионуклидов могут
иметь самые различные значения -- от долей секунды до многих милли-
ардов лет, причем у одного и того же элемента могут быть радиоизотопы
с различными периодами полураспада.

Закон радиоактивного распада применим только к большому числу
радиоактивных атомов (при небольшом числе атомов наблюдаются ста-
тистические колебания около среднего значения)
2.2.5.	Активность и единицы ее измерения

При работе с радиоактивными веществами более важно знать не массо-
вое количество радионуклида, а его активность.

Активность радионуклида — это отношение числа ЛУ спонтанных
ядерных переходов из определенного ядерно-энергетического состояния
радионуклида, происходящих в данном его количестве за интервал вре-
мени Л, к этому интервалу:

А = (Ш/сН.

За единицу активности радионуклидов в СИ принимается активность
нуклида в радиоактивном источнике, в котором за время 1 с происходит
один спонтанный переход из определенного ядерно-знергетического со-
стояния или 1 акт распада (расп./с). Эту единицу называют бекке-
рель (Бк).

Внесистемной единицей активности является кюри (Ки). Кюри — это
активность радионуклида, при которой в 1 с происходит 3,7 • 1О10 актов
распада. Такое число распадов в 1 с дает 1 г 22 6На.

Внесистемная единица активности кюри связана с беккерелем следую-
щим образом: 1 Ки = 3,7 • 1О10 Бк; 1 Бк = 2,7 • 1СГ11 Ки.

Активность может быть удельной, объемной, поверхностной.

Отношение активности радионуклида в источнике (образце) к массе
и объему источника (образца) называется удельной и объемной актив-
ностью радионуклида соответственно. Единицами измерения удельной
и объемной активности в СИ являются соответственно Бк/кг и Бк/м3,
а внесистемными единицами, часто встречающимися на практике, Ки/кг
и Ки/л.

Наряду с Международной системой единиц временно на период пере-
хода на новую систему единиц допускается применение внесистемных
единиц активности и некоторых дозовых характеристик полей ионизи-
рующих излучений (см. § 2.4).

В соответствии с Методическими указаниями РД 50-454-84 о порядке
внедрения ГОСТ, 8.417-81 в области ионизирующих излучений в качест-
ве предпочтительной единицы для измерения удельной активности пред-
лагается пользоваться единицей Бк/г.

Учитывая, что единица Бк/м3 крайне неудобна для характеристики
объемной активности радиоактивных жидкостей, предлагается в каче-
стве предпочтительных пользоваться единицами Бк/мл, Бк/л и кратными
единицами.

Основная характеристика радиоактивных газов — объемная актив-
ность, выражается в Бк/м3 . Эта же единица применяется и для измерения
объемной активности радиоактивных аэрозолей.

Отношение активности радионуклида в источнике (образце), распре-
деленной на поверхности источника, к площади этой поверхности назы-
вается поверхностной активностью источника. Единицей поверхностной
активности в СИ является Бк/м2. Предпочтительными единицами по-
верхностной активности являются Бк/см2 и кБк/см2, а для измерения
поверхностной активности больших территорий — МБк/км2 и ГБк/км2.
2.3.	ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

С ВЕЩЕСТВОМ

2.3.1.	Основные понятия и определения

Законы взаимодействия ионизирующего излучения с веществом явля-
ются теоретической и практической основой дозиметрии. На них основа-
ны методы регистрации ионизирующего излучения и методы расчета
защиты.

Ионизирующим излучением называется любое излучение, взаимодей-
ствие которого с веществом приводит к образованию ионов разных
знаков. Видимый свет и ультрафиолетовое излучение в это понятие при-
нято не включать.

Различают непосредственно ионизирующее и косвенно ионизирующее
излучение.

Непосредственно ионизирующее излучение создается заряженными
частицами с кинетической энергией, достаточной для ион”зации при
столкновении. Косвенно ионизирующее излучение создается незаряжен-
ными частицами (нейтронами, фотонами), которые могут создавать не-
посредственно ионизирующее излучение и (или) вызывать ядерные пре-
вращения при взаимодействии со средой.

Ионизирующее излучение, создаваемое частицами с массой, отличной
от нуля, называют корпускулярным. К корпускулярному излучению
относится и нейтринное излучение.

Энергией ионизирующего излучения называют суммарную энергию
ионизирующих частиц (без учета энергии покоя), испущенную, передан-
ную или поглощенную. Единицей измерения энергии ионизирующего
излучения в СИ является джоуль (Дж).

Для измерения энергии отдельных ионизирующих частиц рекоменду-
ется применять уже упоминавшуюся в п. 2.2.3 внесистемную единицу
электрон-вольт и десятичные кратные ей единицы. Под ионизирующи-
ми частицами в соответствии с Методическими указаниями РД 50-454-84
понимают частицы корпускулярного излучения и фотоны. В соответствии
с этими же Методическими указаниями здесь и далее наряду с единица-
ми СИ будут приводиться предпочтительные производные единицы с
использованием внесистемных единиц, допущенных к применению без
ограничения срока (см. § 2.4).

В дозиметрии и при расчете защиты для характеристики ионизирующе-
го излучения и его поля широко используют такие величины, как поток,
плотность потока и флюенс (перенос) ионизирующих частиц и энергии
ионизирующего излучения.

Потоком ионизирующих частиц называют отношение числа ионизирую-
щих частиц ДУ, проходящих через данную поверхность за интервал вре-
мени (11. к этому интервалу:

/' = ДУ/Дг.

Единицей измерения в СИ является секунда в минус первой степени,
т е. поток, при котором через данную поверхность проходит 1 частица
в 1 с (част./с, 1/с, или с’1).

36
Дчя потока частиц, который характеризует степень загрязнения по-
верхностей радиоактивными веществами, предпочтительной внесистем-
ной единицей является минута в минус первой степени (мин-1, или
част./мин, или 1/мин)

Флюенсом (переносом) ионизирующих частиц называют отношение
числа ионизирующих частиц аИ, проникающих в элементарную сферу,
к площади центрального сечения <75 этой сферы:

ф = аы/аз.

Единицей измерения в СИ является метр в минус второй степени
(м'2), т. е. такой флюенс ионизирующих частиц, при котором в сферу с
площадью центрального сечения 1 м2 проникает одна частица. Предпочти-
тельной единицей является сантиметр в минус второй степени (см-2
или 1/см2).

Плотностью потока ионизирующих частиц называют отношение пото-
ка ионизирующих частиц аР, проникающих в элементарную сферу, к
площади центрального сечения <75 этой сферы:

= ар/аз = аФ/аг = а^/азат.

Единицей измерения в СИ является секунда в минус первой степени
на метр в минус второй степени, т. е. такая плотность потока ионизи-
рующих частиц, при которой в сферу с площадью центрального сечения
1 м2 за 1 с проникает одна частица (с'1  м2). Предпочтительными еди-
ницами являются: с'1 • см'2 и мин-1 см'2 или 1/(с  см2) и 1/(мин • см2).

Потоком энергии ионизирующего излучения называют отношение
энергии ионизирующего излучения а™, проходящего через данную по-
верхность за интервал времени <7/. к этому интервалу

р„ = а™/аг.

Единицей измерения в СИ является ватт, т. е. такой поток энергии
ионизирующего излучения, при котором через данную поверхность за
1 с проходит излучение с энергией 1 Дж.

Флюенсом (переносом) энергии ионизирующего излучения называется
отношение энергии ионизирующего излучения <7и>, проникающего в эле-
ментарную сферу, к площади центрального сечения <75 этой сферы:

Фн. = <7и,/<75.

Единицей измерения в СИ является джоуль на квадратный метр
(Дж/м2), т. е. такой флюенс энергии ионизирующего излучения, при
котором в сферу с площадью центрального сечения 1 м2 проникает излу-
чение с энергией 1 Дж.

Плотностью потока энергии (интенсивностью) ионизирующего излу-
чения называется отношение потока энергии ионизирующего излучения
ар^, проникающего в элементарную сферу, к площади сечения аз этой
сферы:

= арк/аз = аФк/аг = а^/азат
Единицей измерения в СИ является ватт на квадратный метр (Вт/м2),
т. е. плотность потока энергии ионизирующего излучения, при которой
в сферу с площадью центрального сечения 1 м2 за 1 с проникает излу-
чение с энергией 1 Дж.

Единицы потока энергии, флюенса энергии и плотности потока энер-
гии ионизирующего излучения часто выражаются с использованием
внесистемной единицы энергии электрон-вольт и ее десятичных крат-
ных единиц. При использовании этих единиц как промежуточных, напри-
мер при определении дозовых характеристик поля, эти единицы необ-
ходимо переводить в джоули или его десятичные дольные и кратные
единицы.

Ионизирующее излучение, проходя через вещество, взаимодейству-
ет с орбитальными электронами и ядрами атомов и при этом теряет
энергию. Потери энергии обусловлены следующими процессами:

1)	ионизация и возбуждение молекул и атомов поглощающей среды.
Эти потери энергии называют ионизационными',

2)	торможение частиц в поле ядра. Эти потери энергии называют
радиационными;

3)	упругое рассеяние излучения на орбитальных электронах и ядрах
атомов;

4)	ядерные реакции.

Каждый из этих процессов происходит с определенной вероятностью.
Какой процесс является преобладающим, зависит от вида и энергии
излучения. Для количественной характеристики вероятности каждого
из этих процессов вводится понятие сечения взаимодействия.

Сечением взаимодействия ионизирующих частиц называется отношение
числа л. определенного (? -го) типа взаимодействий ионизирующих час-
тиц и частиц-мишеней в элементарном объеме при флюенсе Ф ионизи-
рующих частиц к числу Л’ частиц-мишеней в этом объеме и к этому
флюенсу

а. = л./ФМ

Единицей измерения в СИ является квадратный метр (м2), т. е. такое
сечение взаимодействия, при котором в веществе, содержащем одну час-
тицу-мишень в объеме 1 м3, флюенс падающих частиц (1/м2) приводит
в среднем к одному акту взаимодействия определенного типа в 1 м3.
Методические указания РД 50-454-84 рекомендуют в качестве предпочти-
тельной единицы для сечения взаимодействия квадратный фемтометр
(фм2), 1 фм2 = 1О~30 м2.

Сумма всех сечений взаимодействия а(. ионизирующих частиц данно-
го вида, соответствующих различным реакциям или процессам, называ-
ется полным сечением взаимодействия:

а = 2 о..

Кроме названных величин для характеристики процессов взаимодей-
ствия ионизирующего излучения с веществом существуют такие вели-
чины, как линейный, массовый и атомный коэффициенты ослабления,
38
линейный и массовый коэффициенты передачи энергии, линейный и мас-
совый коэффициенты поглощения энергии и др. Определения некоторых
из названных величин будут даны ниже.

2.3.2.	Взаимодействие заряженных частиц с веществом

Поглощающее действие среды на заряженную ионизирующую частицу
характеризуется прежде всего линейным и массовым пробегами.

Средним линейным пробегом заряженной ионизирующей частицы на-
зывается среднее значение модуля вектора между началом и концом про-
бега заряженной частицы в данном веществе. Его длина зависит от приро-
ды поглотителя, вида и энергии ионизирующей частицы. Единицей изме-
рения является метр и его дольные единицы: мкм, мм, см.

Средним массовым пробегом заряженной ионизирующей частицы
называется произведение среднего линейного пробега Я заряженной иони-
зирующей частицы в данном веществе на плотность этого вещества р:
Кт =Яр. Единицей его измерения в СИ является килограмм на квадрат-
ный метр (кг/м2). Предпочтительной единицей измерения является
грамм на квадратный сантиметр (г/см2). Толщину поглотителя удобно
определять через массовый пробег, потому что для частиц с одинаковой
энергией в различных веществах он имеет одинаковое значение.

Взаимодействие альфа-излучения с веществом. При прохождении
а-частиц через вещество их энергия в основном расходуется на иониза-
цию и возбуждение атомов поглощающей среды (ионизационные поте-
ри) . К концу пробега, когда энергия а-частиц уменьшается и становится
недостаточной, чтобы производить ионизацию, она, присоединив к себе
два электрона, превращается в атом гелия. Полная ионизация для а-час-
тиц составляет сотни тысяч пар ионов. Например, при энергии 7 МэВ
частица образует 2 • 105 пар ионов.

Пробег а-частиц с одинаковой энергией (моноэнергетических) в погло-
тителе практически одинаков. Так как а-частицы обладают большой мас-
сой, то пробег их практически прямолинеен.

Несмотря на высокие значения энергии а-частиц из-за большой плот-
ности ионизации на единицу пути, их проникающая способность крайне
мала. Например, в воздухе их пробег составляет всего 4—10 см.

Взаимодействие бета-излучения с веществом. В отличие от а-частиц,
0-частицы, испускаемые радионуклидами, имеют непрерывный спектр.
Он обычно характеризуется значением максимальной энергии ^дтах-
Наиболее вероятная энергия составляет одну треть максимальной. Сплош-
ной спектр 0-частиц объясняется тем, что при 0-распаде энергия с разной
вероятностью распределяется между 0-частицами и нейтрино.

В зависимости от энергии 0-частиц различают мягкое 0-излучение
(до нескольких десятков килозлектрон-вольт) и жесткое (для 0-частиц
большей энергии).

При прохождении 0-частиц через вещество их энергия расходуется на
ионизационные и радиационные потери и на рассеяние 0-частиц.

Ионизационные потери (3-частиц связаны с ионизацией и возбужде-
нием атомов поглотителя, но вероятность взаимодействия их с веще-
ством меньше, чем для а-частиц, так как )3-частицы имеют в два раза
меньший заряд и в 7000 раз меньшую массу по сравнению с а-частицами.

При ионизации /3-частицы выбивают орбитальные электроны, которые
могут производить вторичную ионизацию. Полная ионизация равна
сумме первичной и вторичной ионизации. На 1 мкм пути в веществе
/3-частица создает несколько сот пар ионов.

Продолжительность жизни замедленного электрона и позитрона раз-
лична. Электрон может существовать неограниченно долгое время. За-
медлившись, он останется свободным или присоединится к атомам и
окажется в связанном состоянии. Позитрон приблизительно через 1СГ9 с
после своего образования аннигилирует, т. е. захватывает орбитальный
электрон атома и превращается в два у-кванта.

Радиационные потери ^-частиц происходят, когда они, пролетая вблизи
ядра атома поглотителя, тормозятся в поле ядра и меняют направление
своего движения. Уменьшение энергии в результате торможения электро-
на в поле ядра поглотителя связано с испусканием тормозного излуче-
ния. Тормозное излучение — зто фотонное излучение с непрерывным
спектром, испускаемое при изменении кинетической энергии заряжен-
ных частиц. Радиационные потери пропорциональны энергии /3-частиц и
квадрату атомного номера элемента поглотителя, поэтому для сниже-
ния тормозного излучения защиту для /3-источников выполняют из ма-
териалов с малым атомным номером.

Так как масса /3-частиц невелика, то для них характерен эффект рас-
сеяния. Рассеяние /3-частиц происходит при соударениях с орбитальными
электронами атомов вещества поглотителя. При рассеянии энергия
/3-частицы теряется большими порциями, в отдельных случаях до поло-
вины. В результате рассеяния в поглотителе путь /3-частиц в отличие от
пути а-частиц не является прямолинейным. Максимальный пробег /3-час -
тиц в воздухе достигает нескольких метров, но в биологической ткани
не превышает 1 см.

2.3.3.	Взаимодействие фотонного излучения с веществом

Напомним, что рентгеновское и у-излучение принято называть фо-
тонным, так как природа их одинакова.

Фотонное излучение, проходя через вещество, взаимодействует с орби-
тальными электронами и ядрами атомов и теряет энергию в результате
следующих нс зависимых друг от друга процессов фотоэлектрического
эффекта (фотоэффекта), комптон-эффекта и эффекта образования пар.

Фотоэффект — такое взаимодействие фотонного излучения с атомами
поглотителя, при котором фотон полностью отдает свою энергию орби-
тальному электрону и прекращает свое существование. Часть его энер-
гии, равная энергии связи электрона, тратится на вырывание электрона
из оболочки атома, а остальная часть передается электрону в виду кине-
тической энергии (рис. 2.1). Электрон, удаленный таким образом из
атома, называется фотоэлектроном.

Фотоэффект в основном наблюдается на электронах К- и Л-оболочек.
После того как электроны покидают К- или А-оболочку в результате
40
Рис 2.1 Схема фотоэффекта

Рис. 2.2. Схема комптон-эффекта

фотоэффекта, их места заполняют электроны с более далеких от ядра
орбит, которые выделяют при этом энергию в виде характеристического
излучения. Это излучение может вырвать внешние валентные электроны
из атома. Электроны, освобожденные из атома таким образом, называют
электронами Оже, а само явление - эффектом Оже

Фотоэффект является главным механизмом поглощения фотонного
излучения при энергии фотонов ниже 0,5 МэВ для тяжелых атомов и
ниже 0,05 МэВ для легких

Комптон-эффект - упругое столкновение фотонного излучения с
электронами внешней оболочки атома, при котором фотон передает
часть своей энергии электрону и изменяет направление своего движе-
ния (рис. 2.2) Отраженный фотон называется вторичным, или рассе-
янным.

Комптон-эффект является основным процессом взаимодействия фо-
тонного излучения в диапазоне энергий 0,5- 10 МэВ. С ростом энергии фо-
тонов вероятность комптоновского рассеяния убывает Многократный
процесс рассеяния за счет комптон-эффекта приводит в конечном сче-
те к тому, что рассеянный фотон в результате фотоэффекта поглотит-
ся атомом.

Образование пар  это такое взаимодействие фотонного излучения с
веществом, при котором энергия фотона в поле ядра переходит в энергию
массы покоя и кинетическую энергию электрона и позитрона (рис. 2.3)
Так как энергия покоя как электрона, так и позитрона равна 0,51 МэВ,
то образование нар возможно лишь при энергии фотона 1,02 МэВ и бо-
лее. Образование пар возможно только в поле ядра. Ядро в соответствии
с законом сохранения импульса принимает на себя часть импульса фото-
на. Часть энергии фотона, превышающая 1,02 МэВ, передается электрону
и позитрону в виде кинетической энергии. Позитрон через короткое вре-
мя аннигилирует с образованием двух вторичных фотонов, каждый из
которых имеет энергию 0,51 МэВ и поэтому не может образовывать пары.

Поглощение фотонного излучения в результате образования пар наблю-
дается в основном на атомах тяжелых элементов. Этот процесс является
преобладающим при энергии фотонов более 10 МэВ.
Рис. 2.3. Схема образования электронно
позитронном пары

Ар I

0	0	''Ф

Итак, фотонное излучение вызывает ионизацию атомов среды только
косвенным образом. Для дозиметрии особенно существенна та часть
энергии фотонного излучения, которая преобразуется в кинетическую
энергию заряженных частиц.

Геометрия узкого и широкого пучка, фактор накопления. В дозимет-
рии существуют понятия "широкие” и "узкие” (коллимированные)
пучки фотонного излучения. Коллиматор подобно диафрагме ограни-
чивает попадание рассеянного излучения в детектор. Узкий пучок исполь-
зуют, например, в некоторых установках для градуировки дозиметри-
ческих приборов.

Ослабление узкого пучка фотонного излучения в защите в результате
взаимодействия его с веществом происходит по экспоненциальному
закону:

I = /ое^х,	(2.3)

где /0 — произвольная характеристика (плотность потока, мощность
и др.) первоначального узкого пучка фотонов: / — произвольная харак-
теристика узкого пучка после прохождения зашиты толщиной х, см:
д — линейный коэффициент ослабления, определяющий долю моноэнер-
гетических (имеющих одинаковую энергию) фотонов, испытавших
взаимодействие в веществе защиты на единицу пути, см-1.

Выражение (2.3) справедливо также при использовании массового
коэффициента ослабления цт вместо линейного. При этом толщина
защиты должна быть выражена в граммах на квадратный сантиметр
(г/см2), тогда произведение ц1Пх будет оставаться безразмерным.

В большинстве случаев при расчетах ослабления фотонного излуче-
ния используют широкий пучок, т. е. пучок фотонов, где присутствует
рассеянное излучение, которым пренебречь нельзя.

Различие между результатами измерений узкого и широкого пуч-
ков характеризуется фактором накопления В:

В ~ ^шир/^узк,	(2.4)

который зависит от геометрии источника, энергии первичного фотонного
излучения, материала, с которым взаимодействует фотонное излучение,
и его толщины, выраженной в безразмерных единицах цх.

Закон ослабления для широкого пучка фотонного излучения выража-
ется формулой

I - I их _ Т ~Р-ШИРХ

'шир - ;о«е - /ое

где д, дшир - линейный коэффициент ослабления для узкого и широко-
42
го пучков фотонов соответственно. Значения д и В для различных энер-
гий и материалов приведены в справочниках по радиационной безопас-
ности. Если в справочниках указан д для широкого пучка фотонов, то
фактор накопления учитывать не следует.

Для защиты от фотонного излучения наиболее часто применяют следую-
щие материалы: свинец, сталь, бетон, свинцовое стекло, воду и т. п. Под-
робнее о защите от фотонного излучения см. в гл. 4.

2.3.4.	Взаимодействие нейтронного излучения с веществом

Благодаря отсутствию электрического заряда нейтрон проникает
внутрь атома и легко достигает ядра. Он может отскочить от поверхности
ядра, но может проникнуть в ядро и поглотиться в нем.

Нейтроны обладают весьма широким диапазоном энергий - от долей
до десятков миллионов электрон-вольт. В зависимости от кинетической
энергии нейтроны условно подразделяют на группы: медленные с энер-
гией до 1 кэВ; промежуточные - от 1 кэВ до 0,2 МэВ; быстрые -
от 0,2 МэВ до 20 МэВ.

Среди медленных выделяют группу тепловых нейтронов с энергией
от 5 • 1СГ3 до 0,2 эВ. Тепловые нейтроны находятся в термодинамичес-
ком равновесии с атомами среды, в которой они распространены.

Наиболее вероятная скорость движения тепловых нейтронов при тем-
пературе 295 К (22 °С) составляет 2200 м/с, а соответствующая энер-
гия - 0,025 эВ.

В зависимости от энергии нейтроны могут по-разному взаимодейство-
вать с ядрами атомов.

Упругое рассеяние. В большинстве случаев нейтроны рассеиваются
на ядре-мишени на некоторый угол, теряя при этом часть своей энергии.
Такое взаимодействие нейтронов с ядрами вещества принято называть
упругим рассеянием. Оно может повторяться до тех пор, пока энергия
нейтрона не станет тепловой. Нейтрон и ядро в процессе такого взаимо-
действия ведут себя подобно упругим шарам.

Неупругое рассеяние. При этом процессе взаимодействия быстрые
нейтроны передают часть своей кинетической энергии ядрам, которые
переходят в возбужденное состояние. Переход ядер в основное состоя-
ние сопровождается испусканием гамма-квантов. Неупругое рассеяние
быстрых нейтронов незначительно на легких ядрах и более значительно
на тяжелых. В этом процессе нейтрон не захватывается ядром.

Радиационный захват. При достаточной тепловой скорости нейтрон
может быть захвачен ядром-мишенью, которое переходит при этом в
возбужденное состояние. Переход ядра в этом случае в основное состоя-
ние происходит путем испускания 7-квантов. В отличие от неупругого
рассеяния при радиационном захвате нейтрона наряду с испусканием
7-кванта образуется новый нуклид, который может быть как стабильным,
так и радиоактивным. Например, в результате захвата нейтрона ядром
23Ка образуется радиоактивный 24 Йа. Радиационный захват нейтрона
возможен при любой его энергии и на любых ядрах, но более вероятен
на медленных нейтронах и тяжелых ядрах, что следует учитывать при
выборе материала защиты.

Активация ядер. В процессе взаимодействия нейтронов с ядром
в зависимости от энергии нейтронов и сечения активации возможны
различные ядерные реакции, в результате которых образуются искусст-
венные изотопы. Активация ядер под действием нейтронов широко ис-
пользуется для получения искусственных радионуклидов, а также в по-
роговых детекторах нейтронов при исследовании спектра их энергий.

Деление ядер. При захвате нейтрона ядра некоторых тяжелых элемен-
тов (урана, тория, плутония) способны делиться с образованием двух
новых ядер (осколков) и высвобождением в среднем около 2,5 новых
нейтронов. При этом выделяется около 200 МэВ энергии на один акт
деления. Большинство продуктов деления радиоактивно с различными
периодами полураспада. Благодаря процессу деления ядер под воздей-
ствием нейтронов появилась возможность широкого использования
ядерной энергии в народном хозяйстве.

Вероятность того или иного из указанных выше процессов определя-
ется энергией нейтронов, атомным весом элементов и сечениями взаи-
модействия. Быстрые нейтроны в основном испытывают упругие и не-
упругие рассеяния, а тепловые и медленные нейтроны в основном захва-
тываются ядрами атомов. Поэтому зашита от нейтронов сооружается
с целью замедления быстрых нейтронов до тепловых, а затем поглощения
их ядрами.

2.4.	ОСНОВНЫЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ

И ЕДИНИЦЫ ИХ ИЗМЕРЕНИЯ

С 1 января 1982 г ГОСТ 8 417—81 (СТ СЭВ 1052-78) введена в дей-
ствие Международная система единиц физических величин (СИ) как обя-
зательная при использовании в народном хозяйстве СССР Как обяза-
тельные введены также десятичные кратные и дольные единицы. Суще-
ствуют единицы, которые наравне с единицами СИ допущены к приме-
нению в обоснованных случаях без ограничения срока. Среди них: тон-
на (т) и атомная единица массы (а. е м.) для массы; минута (мин),
час (ч), сутки (сут) для времени; литр (л) для объема; электрон-вольт
(эВ) для энергии

Наряду с единицами СИ используются такие внесистемные единицы,
как рентген, рад, бэр и кюри, которые должны изыматься из обращения
после переходного периода.

Учитывая широкое использование в различных отраслях народного
хозяйства этих единиц, "Методическими указаниями РД 50-454-84 Гос-
стандарта о порядке внедрения и применения ГОСТ 8.417-81 в области
ионизирующих излучений” установлен единый для всех министерств
и ведомств СССР переходный период до 1 января 1990 г. В связи с этим
в настоящем параграфе наряду с единицами СИ приводятся внесистем-
ные единицы измерения дозовых характеристик полей ионизирующих
излучений.
Соотношения между единицами СИ и внесистемными единицами актив-
ности и характеристик поля излучения приведены ниже.

Для количественной оценки действия ионизирующего излучения на
облучаемый объект в дозиметрии введено понятие дозы.

2.4.1.	Поглощенная доза и ее мощность

Основной физической величиной, определяющей степень радиацион-
ного воздействия, является поглощенная доза излучения.

Поглощенная доза ионизирующего излучения (доза излучения) О —
отношение средней энергии <М, переданной ионизирующим излучением
веществу в элементарном объеме, к массе <1т вещества в этом объеме

О = <1М I дт.

За единицу поглощенной дозы излучения в СИ принят грей (Гр).
Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой
веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения
любого вида 1 Дж (1 Гр = 1 Дж/кг).

Внесистемной единицей поглощенной дозы излучения является рад,
который соответствует поглощению 100 эрг энергии любого вида излу-
чения в 1 г вещества. Таким образом, 1 рад = 100 эрг/г = 1 • 10"2 Дж/кг =
= 1  1СГ2 Гр; 1 Гр = 100 рад.

Значение поглощенной дозы излучения зависит от свойств излучения,
поглощающей среды и не определяет в полной мере реакцию облучаемо-
го объекта на воздействие излучения, так как при одинаковой погло-
щенной энергии ионизирующего излучения биологическое действие раз-
личных видов излучения различное.

Мощность поглощенной дозы ионизирующего излучения (мощность
дозы излучения) Й — отношение приращения поглощенной дозы дИ за
интервал времени <11 к этому интервалу времени:

Й = дИ/сП.

За единицу мощности поглощенной дозы в СИ принят грей в секунду
(Гр/с), т. е. такая мощность поглощенной дозы излучения, при которой
за 1 с в веществе создается доза излучения 1 Гр.

При ликвидации последствий аварий и планировании повышенного
облучения время пребывания человека в условиях повышенного уровня
ионизирующего излучения, как правило, измеряется минутами. Поэтому
предпочтительной единицей для мощности поглощенной дозы в области
радиационной безопасности (аварийное облучение) должны быть милли-
грей в минуту (мГр/мин) вне зависимости от размера величины. Эта еди-
ница является предпочтительной и для нанесения на шкалы измерителей
мощности поглощенной дозы, используемых при контроле радиационной
безопасности.

Внесистемной единицей мощности поглощенной дозы излучения явля-
ется рад в секунду (рад/с): 1 рад/с = 1(Г2 Гр/с.
2.4.2.	Керма и ее мощность

Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений
используют понятие керма.

Керма К — отношение суммы начальных кинетических энергий ЛЕК
всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием
косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества,
к массе Лт вещества в этом объеме:

К = ЛЬ. к/ Лт.

Единица измерения кермы в СИ такая же, как и единица измерения
поглощенной дозы, т. е. грей. Грей равен керме, при которой сумма на-
чальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц,
образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в
веществе массой 1 кг, равна 1 Дж.

Если пренебречь потерями энергии на тормозное излучение, которые,
например, для 7-излучения кобальта-60 в легкоатомных материалах не
превышают 1%, то керма совпадает с поглощенной дозой от вторичных
заряженных частиц. Мощность кермы К определяется аналогично мощ-
ности поглощенной дозы и измеряется в тех же единицах.

2.4.3.	Экспозиционная доза и ее мощность

Для оценки поля фотонного излучения с энергией 1 кэВ — 3 МэВ часто
используют понятие экспозиционной дозы.

Экспозиционная доза фотонного излучения X — отношение суммар-
ного заряда ЛО всех ионов одного знака, созданных в воздухе, когда
все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном
объеме воздуха с массой Лт, полностью поглотились в воздухе, к массе
воздуха в указанном объеме'

X = ЛО/Лт.

За единицу экспозиционной дозы в СИ принят кулон на килограмм
(Кл/кг). Кулон на килограмм равен экспозиционной дозе, при которой
все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в воздухе массой
1 кг, производят ионы, несущие электрический заряд 1 Кл каждого знака.

Внесистемная единица экспозиционной дозы рентген (Р) связана с
единицей СИ этой величины следующими соотношениями: 1 Р = 2,58 х
х 1СГ4 Кл/кг (точно); 1 Кл/кг =3,88 • 103 Р (приблизительно).

Рентген - экспозиционная доза фотонного излучения, при прохожде-
нии которого через 0,001293 г [масса 1 см3 сухого воздуха при нормаль-
ных условиях (273 К; 0,1 МПа)] воздуха в результате завершения всех
ионизационных процессов создаются ионы, несущие одну электростати-
ческую единицу количества электричества каждого знака.

Из определения единицы рентген нетрудно найти его энергетические
эквиваленты во внесистемных единицах. Принимая заряд одного иона
равным 4,8 • 1О“10 ед. СГСЕ и среднюю энергию образования одной пары
ионов равной 33,85 эВ, получаем, что экспозиционной дозе 1 Р будет
46
соответствовать поглощенная энергия 0,113 эрг/см3, или в пересчете
на 1 г воздуха - 87,7 эрг/г.

Следовательно, в воздухе в условиях лучевого равновесия заряженных
частиц экспозиционной дозе в 1 Р соответствует поглощенная доза
0,877 рад, а в ткани при тех же условиях — 0,96 рад. Поэтому с погреш-
ностью 4% экспозиционную дозу в рентгенах и поглощенную дозу в тка-
ни в радах можно считать совпадающими.

Мощность экспозиционной дозы фотонного излучения (мощность
экспозиционной дозы) X — отношение приращения экспозиционной
дозы (IX за интервал времени Л к этому интервалу времени:

X = <1X1(11.

За единицу мощности экспозиционной дозы принят ампер на кило-
грамм (А/кг), т. е. такая мощность экспозиционной дозы, при которой
за 1 с создается экспозиционная доза 1 Кл/кг.

Внесистемной единицей мощности экспозиционной дозы является
рентген в секунду (Р/с). Коэффициент связи этой единицы с системной
единицей тот же, что и для экспозиционной дозы.

Соотношения между системными и внесистемными единицами экспо-
зиционной дозы и мощности дозы не равны целому числу, что затрудняет
их совместное использование. Цо этому и по ряду других причин в про-
цессе перехода на единицы СИ экспозиционная доза и мощность дозы под-
лежат изъятию из употребления.

Имея в виду постепенный отказ от практического использования
экспозиционной дозы и ее мощности, во время переходного периода
их значения рекомендуется указывать во внесистемных единицах (Р,
Р/с или в соответствующих дольных и кратных единицах). Значения
этих величин в единицах СИ (Кл/кг, А/кг или в соответствующих деся-
тичных дольных и кратных единицах) приводить не следует. Отмеченное
выше распространяется и на использование гамма-постоянной (постоян-
ной мощности экспозиционной дозы). Использование экспозиционной
дозы и ее мощности после 1 января 1990 г. не рекомендуется.

2.4.4.	Эквивалентная доза и ее мощность

Для оценки радиационной опасности хронического облучения челове-
ка в малых дозах излучения произвольного состава вводится понятие
эквивалентной дозы.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения Н — произведение по-
глощенной дозы О на средний коэффициент качества ионизирующего
излучения к в данном элементе объема биологической ткани стандартно-
го состава:

Н = Ок = ЕО. к. ,

где индексы / относятся к компонентам излучения разного качества.

Безразмерный коэффициент качества к определяет зависимость небла-
гоприятных биологических последствий облучения человека в малых
дозах от полной линейной передачи энергии (ЛПЭ) излучения. ЛПЭ заря-
47
жснных частиц в среде Ь д есть отношение энергии </Ед, переданной веще-
ству заряженной частицей вследствие столкновений на элементарном
пути с!1, к длине этого пути. Ад = с!Г-д/<11 В качестве единицы измере-
ния ЛПЭ используется килоэлектрон-вольт на микрометр воды
1 кэВ/мкм = 0,16 нДж/м.

В табл. 2.1 представлена регламентированная зависимость коэффи-
циента качества от полной ЛПЭ В табл. 2.2 приведены значения коэф-
фициента качества для излучения различных видов

Единица эквивалентной дозы в СИ - зиверт (Зв). Зивер! равен экви-
валентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологи-
ческой ткани стандартного состава на средний коэффициент качества
равно 1 Дж/к1 Предпочтительными единицами эквивалентной дозы яв-
ляются миллизиверт (мЗв) и микрозиверт (мкЗв)

В качестве биологической ткани стандартного состава принимается
состав, рекомендованный МКРЕ 0 - 76,29С. С — 11,Г/. Н - 10.Г/,
\ - 2,667.

Внесистемная единица эквивалентной дозы - бэр 1 Зв = 100 бэр
Мощность эквивалентной дозы Н — отношение прирашения эквивалент-
ной дозы с1Н за интервал времени <11 к этому интервалу времени'

Н = <1Н/<11.

Единица мощности эквивалентной дозы в СИ - зиверт в секунду
(Зв/с), т. е. такая мощность эквивалентной дозы, при которой за 1 с соз-
дается эквивалентная доза 1 Зв. Внесистемная единица - бэр в секун-
ду (бэр/с).

Время пребывания человека в поле излучения при низких уровнях
ионизирующего излучения измеряется, как правило, часами (6-часовой
рабочий день, 36-часовая рабочая неделя). Поэтому предпочтительной
единицей для мощности эквивалентной дозы должен быть микрозиверт
в час (мкЗв/ч) вне зависимости от размера величины. Использование

Таблица 2.1 Зависимость коэффициента качества
ионизирующего излучения

ЛПЭ в воде	кэВ/мкм	< 3,5	7,0	23	53	> 175
	нДж/м	< 0,56	1,1	37	8,5	> 28
	к	1	2	5	10	20

Таблица 22 Значения коэффициента качества для разных видов излучения

Вид излучения	к	Вид излучения	к
Рентгеновское и 7-излучение	1	Нейтроны с энергией 0.1-10 МэВ	10
Электроны, позитроны, (3-излу- чение	1	а-Излучение с энергией меньше 10 МэВ	20
Нейтроны с энергией меньше 20 кэВ 3		Тяжелые ядра отдачи	20
этой единицы удобно, например допустимая среднегодовая мощность
эквивалентной дозы при облучении всего тела работающих равна
28 мкЗв/ч при 36-часовой рабочей неделе. Естественный фон на террито-
рии СССР создает мощность эквивалентной дозы, находящуюся в преде-
лах 0,05 — 0,2 мкЗв/ч.

2.4.5.	Гамма-постоянная и гамма-эквивалент

При работе с радионуклидами необходимо иметь в виду, что число
распадов не всегда совпадает с количеством испускаемых частиц. На-
пример, радиоактивное ядро 60 Со на один распад дает один электрон
и два 7-кванта. Несовпадение активности с количеством испускаемых
частиц можно учесть, если знать схему распада радионуклида.

От схемы распада, т. е. количества фотонов, приходящихся на один
распад, и энергии фотонов зависит и мощность дозы, создаваемая
7-излучением на единицу активности. Мощность дозы 7-излучения еди-
ничной активности можно всегда определить, если известна гамма-по-
стоянная, характеризующая данный радионуклид. Гамма-постоянная
{постоянная мощности экспозиционной дозы) представляет собой до-
зовую характеристику поля 7-излучения точечного изотропно излучающе-
го источника при фиксированных значениях активности радионуклида А
и расстоянии от источника до детектора I.

Различают дифференциальные и полные гамма-постоянные.

Дифференциальная гамма-постоянная (Г,.) относится к определен-
ной моноэнергетической (какой-нибудь одной) линии гамма-спектра
радионуклида.

Полная или просто гамма-постоянная (Г) равна сумме дифферен-
циальных гамма-постоянных.

Гамма-постоянная во внесистемных единицах — это мощность экспо-
зиционной дозы (Р/ч), создаваемая 7-квантами всех линий точечного
изотропного 7-источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см без
начальной фильтрации.

Для точечного изотропного 7-источника

где Г — гамма-постоянная (постоянная мощности экспозиционной дозы),
Р • см2/(ч  мКи); А - активность, мКи; / - расстояние, см; X - мощ-
ность экспозиционной дозы, Р/ч.

Ионизационное действие 7-излучения любых источников иногда оцени-
вают путем сравнения их с радиевым эталонным источником при одина-
ковых условиях измерения. Так появилась величина, называемая гамма-
эквивалентом, которая измеряется в миллиграмм-эквивалентах радия
(мг-экв Ра) или грамм-эквивалентах радия (г-экв Ра).

Миллиграмм-эквивалент радия - единица гамма-эквивалента радио-
активного препарата, 7-излучение которого при данной фильтрации и тож-
дественных условиях измерения создает такую же мощность экспозици-
онной дозы, как 7-излучение 1 мг государственного чтяпона ряпия н рап.
4-5236	р9
новесии с основными дочерними продуктами распада при платиновом
фильтре толщиной 0,5 мм.

Экспериментально было установлено, что точечный источник радия
с фильтром из платины толщиной 0,5 мм активностью 1 мКи, находящий-
ся в равновесии с продуктами распада, создает на расстоянии 1 см мощ-
ность экспозиционной дозы 8,4 Р/ч. Значение гамма-постоянной радия
ГКа = 8 Л Р ’ см2/(ч • мКи) принимается для сравнения мощности дозы
от источников у-излучения, имеющих различные гамма-постоянные.

Для определения гамма-эквивалента активности радионуклидов Л/,
если известна их активность в мКи, пользуются простой формулой'

где М — гамма-эквивалент, мг-экв Ка; Г — гамма-постоянная сравнивае-
мого радионуклида, Р • см2/(ч • мКи); А — активность сравниваемого
радионуклида, мКи.

Например, необходимо определить гамма-эквивалент, соответствую-
щий активностй 60 Со А = 10 мКи, если полная гамма-постоянная 60 Со
равна 12,9 Р • см2 / (ч • мКи) Гамма-эквивалент будет равен:

М =(Г-Л)/8,4 = (12,9  10)/8,4 = 15,36 мг-экв Ка.

Вместо широко использовавшихся ранее гамма-постоянной (постоян-
ной мощности экспозиционной дозы) и гамма-эквивалента, определяв-
шихся во внесистемных единицах, вводятся постоянная мощности воз-
душной кермы и керма-эквивалент источника, определяемые в едини-
цах СИ.

Постоянная мощности воздушной кермы радионуклида (керма-по-
стоянная) Г$ — отношение мощности воздушной кермы К$, создавае-
мой фотонами с энергией больше заданного порогового значения 6 от
точечного изотропно-излучаюшего источника данного радионуклида,
находящегося в вакууме, на расстоянии / от источника, умноженной на
квадрат этого расстояния, к активности А источника:

г5 = йу’/л.

Единица измерения кермы-постоянной в СИ: грей-метр в квадрате в
секунду-беккерель [Гр • м2/(с • Бк)]; предпочтительная единица изме-
рения — аттогрей-метр в квадрате в секунду-беккерель [аГр • м2 / (с • Бк) |

Керма-постоянная в аГр • м2/(с • Бк) численно равна гамма-постоян-
ной данного радионуклида, выраженной в Р • см2 / (ч мКи) и умножен-
ной на 6,55.

Керма-эквивалент источника К<. — мощность воздушной кермы фо-
тонного излучения с энергией фотонов больше заданного порогового
значения 5 от точечного изотропно-излучаюшего источника, находящегося
в вакууме, на расстоянии / от источника, умноженная на квадрат этого
расстояния: К(, = К/2.

Единица измерения кермы-эквивалента источника в СИ — грей-метр
в квадрате в секунду (Гр  м2/с): предпочтительная единица - нано-
грей-метр в квадрате в секунду (нГр • м2/с).
50
Керма-эквивалент источника, выраженный в нГр • м2/с, численно
в 2 раза больше гамма-эквивалента этого источника, выраженного
в мг-экв Ка.

Керма-эквивалент объемного источника равен сумме керма-эквива-
лентов составляющих его точечных источников.

2.5.	ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ

2.5.1.	Общие определения

Ядра различных атомов могут взаимодействовать между собой в
процессе ядерных реакций аналогично взаимодействию молекул в хи-
мических реакциях. Одна из особенностей ядерных реакций — выделение
или поглощение колоссальной энергии, в миллионы раз превышающей
изменение энергии в химических реакциях.

Ядерные силы действуют на расстоянии примерно 1СГ15 м. Если в зоне
действия ядерных сил появляется частица (нейтрон, протон, альфа-час-
тица и другие ядра), то между ядром и частицей происходит ядерная ре-
акция. В ядерной реакции сохраняется число нуклонов и заряд, как и
при радиоактивном распаде. Происходит только перераспределение за-
ряда и нуклонов между ядрами и частицами.

В ядерных реакциях выполняются также законы сохранения энергии
и количества движения (импульса).

В ядерных реакциях может происходить преобразование части энергии
покоя ядра-мишени и бомбардирующей частицы в кинетическую энергию
продуктов реакции. Такая реакция называется экзоэнергетической (экзо-
термической), т. е. идет с выделением тепла. Изменение кинетической
энергии в реакции, равное по абсолютному значению изменению энергии
покоя, называют энергией реакции (тепловым эффектом).

Ядерные реакции другого типа, в которых происходит преобразование
кинетической энергии в энергию покоя, называются эндоэнергетическими
(эндотермическими). Такие реакции протекают при кинетической энер-
гии бомбардирующей частицы больше пороговой /?пор, поэтому их назы-
вают пороговыми реакциями.

Ядерную реакцию принято записывать в виде уравнения, в левой час-
ти которого указывают бомбардируемое ядро (ядро-мишень) и налетаю-
щую частицу, а в правой части — частицу, покидающую ядро, и ядро отда-
чи (ядро-продукт). Например, реакция захвата протоном нейтрона с об-
разованием ядра дейтерия и испусканием 7-кванта запишется так:

'[Н +	7 + |Н.

Иногда используют сЪкращенную запись ядерной реакции. При этом
налетающую частицу и покидающую ядро частицу заключают в скобки.
Для рассматриваемого примера захвата нейтрона протоном короткая за-
пись имеет вид: * Н (п, у) 2 Н.

Тип ядерной реакции определяется бомбардирующей и вылетающей
частицами.
В реакции (а, Ь) частица а исчезает, поглощается, а вместо нее испус-
кается частица Ь, при этом состав ядра-мишени изменяется, т. е. происхо-
дит ядерное превращение. Некоторые (а, Ь)-реакции имеют специаль-
ные названия. Так, (а, у)-реакцию называют радиационным захватом
частицы а . Поглощение частицы а в радиационном захвате сопровожда-
ется испусканием 7-квантов.

Если бомбардирующая и вылетающая частицы совпадают, то протекает
реакция (а, а), называемая рассеянием частицы а . Различают упругое
и неупругое рассеяние частиц.

При упругом рассеянии ядро и частица взаимодействуют как два упру-
гих шарика. В этой реакции внутреннее состояние и состав ядра не изме-
няются, а между ядром и частицей происходит перераспределение кине-
тической энергии. Ядро, движущееся после упругого рассеяния нейтрона,
называют ядром отдачи.

Неупругое рассеяние сопровождается возбуждением ядра-мишени без
изменения его состава. Возбужденное ядро испускает у-квант’  Часть ки-
нетической энергии неупруго рассеянной частицы тратится на возбужде-
ние ядра. В этой реакции возникает ядро, отличающееся от ядра-мишени
энергетическим состоянием. Такое ядро называют ядром-продуктом.

Изучение ядерных реакций дает основные сведения о строении ядер
и природе ядерных сил, а кроме того, имеет практическое значение.
Так, радиоактивные вещества, получаемые в ядерных реакциях, исполь-
зуют во многих отраслях науки и техники. Для современной ядерной
энергетики наибольший интерес представляют реакции взаимодействия
нейтронов с ядрами различных веществ.

В соответствии с теорией составного (промежуточного) ядра, пред-
ложенной Нильсом Бором для теоретического объяснения ядерных пре-
вращений, ядерные реакции имеют две фазы. Первая наступает непосред-
ственно после столкновения налетающей частицы с ядром-мишенью.
В результате образуется возбужденное промежуточное ядро, обладаю-
щее избытком энергии. В энергию возбуждения переходит лишь часть
энергии налетающего нейтрона. Остальная часть переходит в кинетичес-
кую энергию промежуточного ядра, которая, однако, не может влиять
на процесс ядерной реакции.

В течение очень короткого времени (порядка ПГ14 с) избыточная
энергия распределяется между всеми нуклонами. Далее начинается вто-
рая, более продолжительная фаза. В процессе столкновения нуклонов
в ядре может наступить такой момент, когда один или несколько нук-
лонов приобретут энергию, достаточную для вылета их из ядра.

Однако существует и другая возможность протекания второй фазы.
Ядро может в процессе столкновения нуклонов потерять всю избы-
точную энергию в виде 7-излучения, т. е. произойдет реакция радиацион-
ного захвата. Наконец, при бомбардировке нейтронами ядер тяжелых
элементов возбужденное ядро может оказаться столь неустойчивым,
что распадется на два ядра более легких элементов, т. е. произойдет
реакция деления.

Для количественной характеристики вероятности какой-либо ядерной
реакции, как и любого взаимодействия ионизирующих частиц, вводят
52
понятие сечения данной реакции. Сечения для различных ядер, ха-
рактеризующие различные ядерные реакции, находятся в диапазоне
1СГ26 — 1(Г30 м2. Поэтому за единцу сечения условились принимать
1СГ28 м2, которую называют барн. Эта внесистемная единица получила
широкое распространение в отечественной и зарубежной практике.
Барн связан с квадратным фемтометром (фм2), рекомендованным
Методическими указаниями РД 50-454-84 Госстандарта в качестве пред-
почтительной единицы измерения сечения взаимодействия, следующим
соотношением: 1 барн = 100 фм2.

Нейтроны, взаимодействуя с веществом, рассеиваются или поглоща-
ются ядрами. В зависимости от типа взаимодействия различают сечение
рассеяния {замедления) и сечение поглощения оа . Последнее вклю-
чает в себя сечения- радиационного захвата о^, деления сечения
{п, а)- и (и, 2и)-реакций и др. Эти сечения называют микроскопичес-
кими. В некоторых случаях используется понятие макроскопического
сечения 2, представляющего собой произведение полного микроскопи-
ческого сечения реакции на число ядер ТУ в единице объема:

2 =	= Ко,

где о = оа + а5.

Например, ослабление параллельного пучка нейтронов в мишени за-
висит от макроскопического сечения. Закон ослабления имеет вид:

#(х) = ч>0<Г*ах,

где 1р0,	— плотность потока нейтронов первоначальная и на глуби-

не х.

Расстояние, пробегаемое нейтроном между двумя последовательны-
ми рассеивающими столкновениями, называют .длиной свободного про-
бега рассеяния. После ряда последовательных рассеяний нейтрон погло-
щается средой. Полный путь, проходимый нейтроном в среде от рожде-
ния до поглощения, называют длиной свободного пробега поглощения
{длиной поглощения). Средняя длина рассеяния Х5 и поглощения Х^ свя-
заны очень простым соотношением с макроскопическими сечениями:

X, = 1/2$; Хв = 1/2в.

Диффузия (перемещение) нейтронов обусловлена рассеивающими
столкновениями с ядрами среды и описывается примерно такими же
соотношениями, как и диффузия молекул в жидкостях и газах. Рассеи-
вающие свойства среды характеризуются коэффициентом диффузии,
который обратно пропорционален числу столкновений нейтрона в
среде на единице пути.

Сечения взаимодействия зависят от энергии нейтронов. Например,
сечение деления урана-235 на тепловых нейтронах гораздо больше, чем
на быстрых.

Замедление быстрых нейтронов, образующихся при делении ядер-
ного горючего, до тепловых энергий осуществляется в результате упру-
гих и неупругих столкновений с ядрами.
При упругом столкновении (рассеянии) процесс замедления нейтро-
нов происходит до тех пор, пока их энергия не станет тепловой. При
этом происходит обмен кинетической энергией без изменения внутренне-
го состояния ядра. Наиболее эффективно процесс замедления идет на
легких ядрах и средняя потеря энергии нейтроном при одном столкнове-
нии тем больше, чем легче ядро. Идеальное замедление происходит при
лобовом столкновении нейтрона с ядром водорода, так как их массы
примерно равны. В этом случае нейтрон может потерять всю кинетичес-
кую энергию, т. е. в одном акте столкновения может произойти полное
замедление.

Замедляющие свойства характеризуются замедляющей способностью
вещества. Чем она выше, тем быстрее замедляются нейтроны в нем.
Легкие вещества имеют наиболее высокую замедляющую способность
и называются замедлителями.

Второй характеристикой замедлителя является коэффициент замед-
ления нейтронов, который пропорционален отношению удельных скорос-
тей образования и поглощения тепловых нейтронов. Наилучшим замедли-
телем является тяжелая вода. Однако наиболее широко в ядерной энер-
гетике применяют не тяжелую воду, стоимость которой высока, а деше-
вые воду и графит.

2.5.2.	Деление ядер и управляемая цепная ядерная реакция

Для ядерной энергетики наибольший интерес представляет реакция
деления ядер нейтронами, так как в этом случае удается осуществить не-
прерывную или, как ее обычно называют, цепную управляемую реак-
цию деления.

Дело в том, что при каждом акте деления ядра испускаются два или
три нейтрона (в среднем для 23511 2,5 ± 0,1), которые, в свою очередь,
могут вызывать деление других ядер. Каждый из испускаемых при
делении ядер нейтронов обладает значительной энергией (в среднем
около 2 МэВ), достаточной для деления всех изотопов урана (233Ч,
235II, 238II), а также 232ТЬ и 239Ри. Вместе с тем было установлено,
что если эти нейтроны замедлить до тепловой энергии (0,025 — 0,30 эВ),
то они с еще большей вероятностью будут делить ядоа 233II, 23 5Ч и
239Ри.

Ядро в процессе деления распадается на два осколка, атомные числа
которых нахЬдятся в пределах от 70 до 165. Наиболее вероятные атомные
числа продуктов деления близки к 95 и 140. Типичный пример образова-
ния и радиоактивного распадка нуклидов, возникающих при делении ядра
23 5II, показан на рис. 2.4. Средняя энергия, выделяющаяся при делении
одного ядра 235II, 193 МэВ. Прямые калориметрические измерения дают
значения около 175 МэВ =0,775 • 1СГ17 кВт • ч. Если учесть, что в 1 грамм-
атоме содержится 6,022 • 1023 атомов (число Авогадро), то энергия, вы-
деляющаяся при делении 1г 235Ч, составит:

. 2оооо кВт-ч 1 МВт • сут.
Рис. 2.4. Схема деления ядра 235у и радиоактивного распада продуктов его деле-
ния (7’1р - период полураспада; Е - средняя энергия (Участии)

Энергия деления в основном проявляется в виде кинетической энергии
осколков. Последние с огромной скоростью разлетаются в разные сто-
роны и разогревают среду, в которой они образуются. Использование
этого тепла и представляет собой основную цель ядерной энергетики.
Ниже приведено примерное распределение энергии, выделяющейся при
делении одного ядра 13 5У, МэВ:

Кинетическая энергия осколков деления................. 162

Кинетическая энергия мгновенных нейтронов................5

Энергия мгновенных 7-квантов деления.....................5

Энергия ^-излучения продуктов деления ...................6

Энергия (^излучения продуктов деления....................5

Энергия Тизлучения, сопровождающего захват нейтронов....10

Всего..................................................193
Рис 2 5 Схема ядсрного реактора на тепловых
нейтронах

7 - регулирующие стержни; 2 - замедли-
тель; 3 - тепловыделяющие элементы, 4
теплоноситель. 5 - отражатель, 6 - бетонная
защита

Однако возникновение цепной реакции не всегда возможно, посколь-
ку свободные нейтроны не только вызывают процессы деления, но и по-
глощаются ядрами без деления, а часть нейтронов уходит из системы
вследствие их утечки. Цепная реакция будет происходить лишь в том
случае, если хотя бы один из указанных 2,5 нейтронов примет участие
в дальнейшем процессе деления. Обозначив к — отношение числа нейтро-
нов некоторого поколения к соответствующему числу нейтронов поколе-
ния, непосредственно ему предшествующего, можно записать условие
цепной реакции (условие критичности): к = 1. Число к называется коэф-
фициентом размножения. Если к > 1, то реакция идет с непрерывно воз-
растающей мощностью (надкритическое состояние); если к < 1 — цеп-
ная реакция вообще невозможна (подкритическое состояние).

На рис. 2 5 представлена принципиальная схема реактора на тепловых
нейтронах, в котором осуществляется цепной управляемый процесс де-
ления урана. В таких реакторах (их называют еще тепловыми) большая
часть делений происходит вследствие захвата ядрами делящегося веще-
ства тепловых нейтронов

Активная зона представляет собой совокупность определенным обра-
зом размещенных тепловыделяющих элементов (твэлов), представляю-
щих собой тонкостенные металлические герметичные трубки, в которых
размешен уран Между твэлами находится замедлитель. Через активную
зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий твэлы В некоторых
конструкциях реакторов функции замедлителя и теплоносителя выпол-
няет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода Для
регулирования работы реактора (изменения коэффициента размноже-
ния к) в активную зону вводятся регулирующие стержни, состоящие
из материалов, хороню поглощающих нейтроны Реактор окружен слоем
бетона для защиты персонала и оборудования от действия ионизирующе-
го излучения

Имея некоторое представление о принципе работы реактора, мы те-
перь можем говорить о балансе нейтронов в активной зоне

Судьба нейтронов может быть разной Они могут участвовать в деле-
нии 23‘’С (медленные и быстрые нейтроны) и 2 3 8 Ц (быстрые нейтро-
ны). захватываться без деления изотопами 2 3 5 С и 2 3 3 С. поглощаться
конструкционными материалами, замедлителем, теплоносителем, при-
5 6
месями в топливе, продуктами распада и, наконец, покидать активную
зону

Обозначим т? число нейтронов, рождающихся в среднем на один по-
глощенный нейтрон в уране. До того момента, как быстрые нейтроны за-
медлятся, часть их вызовет деление ядер 23 8П и 2 3 5 П и поэтому число
быстрых нейтронов возрастет в д раз; д называют коэффициентом раз-
множения на быстрых нейтронах

Часть нейтронов в процессе замедления поглотится в процессах, не
приводящих к делению. Доля нейтронов, избежавших поглощения в
процессе замедления, учитывается фактором - вероятностью избежать
резонансного захвата. Из всех замедлившихся нейтронов только часть
их, определяемая коэффициентом использования тепловых нейтронов в,
будет поглощена ураном. Остальные (1—0) поглотятся замедлителем,
примесями и конструкционными материалами.

Таким образом, коэффициент размножения для активной зоны беско-
нечно больших размеров (т. е. без учета утечки нейтронов) равен:

кх = г1р$е.

Полученная формула имеет важное значение для расчета реакторов;
часто ее называют формулой четырех сомножителей.

В действительности всякий реактор имеет конечные размеры и всегда
происходит большая или меньшая утечка из активной зоны. Чтобы умень-
шить утечку нейтронов, активная зона окружается отражателем, состоя-
щим часто из тех же материалов, что и замедлители. Поскольку утечка
нейтронов зависит от размеров реактора, то последний может находиться
в критическом состоянии (к = 1) лишь при определенных минимальных
размерах, называемых критическими размерами реактора С повышением
степени обогащения топлива изотопом урана 2 3 5 Ы критические размеры
реактора уменьшаются, так как растет коэффициент использования теп-
ловых нейтронов.

Помимо коэффициента размножения часто используется понятие ре-
активность реактора (р), которая характеризует относительное отклоне-
ние коэффициента размножения от единицы:

Если значение к мало отличается от единицы, то

р == к - 1.

Мощность реактора подразделяют на тепловую и электрическую. Под
тепловой мощностью реактора понимают его действительную мощность,
являющуюся результатом деления ядер и непосредственно зависящую от
плотности нейтронного потока. Под электрической мощностью — мощ-
ность, снимаемую с электрического генератора энергоблока; если блок
имеет несколько турбогенераторов, работающих от одного реактора, то
учитывается их суммарная мощность.

Для измерения тепловой мощности реактора применяют ионизацион-
ные камеры, которые регистрируют поток нейтронов и располагаются
вокруг корпуса реактора. В последнее время стали применять всевозмож-
ные детекторы (камеры деления, детекторы прямой зарядки и т. п.),
которые измеряют не только тепловую мощность, но и ее распределение
по объему активной зоны.

Тепловая мощность может быть определена также, если измерять при-
ращение температуры и расхода теплоносителя.

Регулирование мощности реактора сводится к изменению коэффи-
циента размножения к. Для повышения мощности этот коэффициент
увеличивают до значения, несколько превышающего единицу. При этом
число вновь образующихся нейтронов в каждом последующем поколении
будет возрастать до тех пор, пока с помощью устройств регулирования
не установится снова условие к = 1. Для уменьшения мощности обеспе-
чивают на некоторое время условие к < 1.

К системе регулирования мощности реактора предъявляются особо
высокие требования, так как выход реактора из-под контроля связан
с чрезвычайно серьезной аварией. При рассмотрении вопросов регулиро-
вания мощности приходится учитывать очень быстрый цепной процесс
ядерной реакции. Например, при коэффициенте размножения к = 1,005
и среднем времени жизни поколения нейтронов, т. е. времени между
двумя поколениями, равном 0,001 с, число нейтронов за секунду воз-
растет в системе в 150 раз.

Управлять такими быстро дейсзвующими процессами было бы практи-
чески невозможно, если бы в цепной реакции наряду с мгновенными
(высвобождаемыми в течение 1СГ12 с) не испускались запаздывающие
нейтроны. Их число для 235И, например, составляет 0,75% общего коли-
чества нейтронов, но они играют важную роль в процессе регулирования
цепной реакции деления.

Среднее время запаздывания этих нейтронов составляет 13 с. Они ис-
пускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления. Запазды-
вающие нейтроны существенно замедляют скорость нарастания нейтрон-
ного потока и тем самым облегчают задачу регулирования мощности
реактора.

При рассмотрении переходных процессов часто используется поня-
тие период реактора, который характеризует скорость этих процессов
и представляет собой время, в течение которого плотность потока нейтро-
нов (или мощность реактора) изменяется в е раз.

2.5.3.	Термоядерные реакции

Освоенный к настоящему времени способ извлечения и использова-
ния внутриядерной энергии — деления ядер урана-235 имеет свои преде-
лы расширения, так как запасы 2 3 5 II меньше запасов органических топ-
лив. Поэтому одной из важнейших задач ядерной энергетики является
самообеспечение топливом путем наработки искусственного горючего —
изотопа 2 3 9 Ри из 2 3 8II. Это осуществимо не только в реакторах на быст-
рых нейтронах, но и в термоядерных реакторах.

Реакции термоядерного синтеза (слияния легких ядер) возможны
лишь при сверхвысоких температурах - порядка 108 К и выше. Необхо-
58
димость таких температур обусловлена тем, что из-за электростатичес-
ких сил взаимного отталкивания при обычных температурах ядра не
могут сблизиться на такие малые расстояния, на которых начинают дей-
ствовать ядерные силы. При сверхвысоких температурах ядра получа-
ют дополнительно большую кинетическую энергию, что позволяет им
сблизиться, чтобы прореагировать. Термоядерные реакции сопровожда-
ются выделением огромных количеств энергии, что способствует поддер-
жанию сверхвысоких температур. Например, при полном превращении
1 кг водорода в гелий выделяется около 800 ТДж (800 • 1012 Дж) -
примерно в 10 раз больше, чем при делении 1 кг 235II, и в 20 • 106 раз
больше, чем при сжигании 1 кг бензина.

В естественных условиях термоядерные реакпии происходят на Солн-
це, в звездах, являясь основным источником излучаемой ими энергии.
Искусственные термоядерные реакции получены пока только в форме
неуправляемых нестационарных реакций, используемых, например, в
термоядерном оружии. Главная трудность осуществления управляемой
искусственной термоядерной реакции связана с созданием эффектив-
ной системы, обеспечивающей длительную теплоизоляцию термоядерно-
го рабочего вещества от окружающей среды, В качестве рабочего веще-
ства предполагается использование высокотемпературной плазмы из
смеси тяжелого и сверхтяжелого изотопов водорода — дейтерия и три-
тия. Плазма представляет собой такое состояние вещества, когда оно
состоит из электронейтральной смеси положительно заряженных ионов
и электронов.

Решение проблемы управляемого термоядерного синтеза будет до-
стигнуто в плазме при температуре выше 108 К и выполнении критерия
Лоусона: пт > 1014 см'3 • с, где п — плотность высокотемпературной
плазмы; т — время удержания ее в системе.

Исследования проводятся в квазистационарных системах (т 1 с,
и^Ю14 см'3) и импульсных системах (т ~1СГ8 с, и^Ю22 см'3). В пер-
вых (токамаки, стеллараторы, зеркальные ловушки и т. д.) удержа-
ние и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях раз-
личной конфигурации. В импульсных системах плазма создается при облу-
чении твердой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусиро-
ванным излучением мощного лазера или электронными пучками: при
попадании в фокус пучка малых твердотельных мишеней происходит
последовательность термоядерных микровзрывов.

Решение проблемы управляемого термоядерного синтеза обеспечит
человечество энергией практически на неограниченный срок.

Реакция синтеза дейтерия и трития (О—Т-реакция) сопровождается
образованием ядра 4 Не и нейтрона, энергии которых 3,5 и 14,1 МэВ
соответственно. Нейтрон необходимо использовать для получения три-
тия из лития, так как в природе трития практически нет. Однако жела-
тельно перед этим размножить число нейтронов.

Для размножения нейтронов, наработки 23 9Рц и получения дополни-
тельной энергии наиболее привлекательна реакция деления 238[] нейтро-
нами, образующимися при реакции синтеза дейтерия и трития. Система,
в которой протекают реакции синтеза и деления, а также осуществляется
наработка искусственного ядерного горючего, называется гибридной
или симбиозной.

Развитие термоядерной энергетики будет происходить в три этапа.
Сначала в энергетических системах будут совместно работать АЭС и
гибридные термоядерные электростанции. На втором этапе будут внед-
рены "чистые” (негибридные) электростанции на основе О—Т-реакции.
Продолжительность двух этапов лимитируется только запасами лития,
которые огромны, и будет достаточной для того, чтобы завершить работы
по созданию реакторов синтеза на основе В-В- или В-Т-реакций. В ре-
зультате этих реакций возможно осуществить прямое преобразование
энергии синтеза в электрическую с помощью МГД-преобразователей
(третий этап).

2.6. Я ДЕРНОЕ ТОПЛИВО

В качестве ядерного топлива используют радиоактивные вещества,
которые могут поддерживать цепную реакцию деления ядер. Их назы-
вают еще делящимися веществами. К ним относятся 233С1, 235В, 238Ри,
239Ри, 240Ри или вещества, содержащие любой из перечисленных изо-
топов. Наиболее широко в качестве ядерного топлива используются
233В, 235Ч и 239Ри.

В природе встречается только один вид ядерного топлива - 235II.
Природный уран состоит из смеси трех изотопов: 238II, 235II, 234II.
Большую часть его (99,274%) составляет 238Ч, тогда как упоминавший-
ся уже изотоп урана-235, который служит в качестве ядерного топлива
для наиболее хорошо освоенных и получивших ныне широкое распро-
странение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах (тепловых реакто-
ров) , составляет лишь 0,72% всего природного урана. Для использования
в качестве ядерного горючего природный уран обогащают по урану-235
до 2,0 — 4,4%.

Обогащением называют процесс искусственного повышения содержа-
ния изотопа урана-235 в смеси изотопов урана. Для этого изотопы пред-
варительно разделяют, используя, например, различия в физических
свойствах гексафторидов 2 3 811Р6 и 23511Р6 •

Основным методом промышленного обогащения урана является
газодиффузионный метод. В этом методе газообразный гексафторид
урана пропускается через пористую перегородку. Легкий изотоп диффун-
дирует через перегородку быстрее, чем тяжелый, и в процессе перетека-
ния газ за перегородкой оказывается обогащенным легким изотопом.

В последние годы получает все большее промышленное развитие цент-
рифужный (центробежный) метод разделения изотопов урана, основан-
ный на применении высокоскоростных газовых ультрацентрифуг. Рабо-
чим материалом технологического процесса обогащения этим методом
также является гексафторид урана.

После обогащения природного урана по изотопу урана-235 оставший-
ся обедненный уран идет в отвал. Отвальный уран, так же как и природ-
ные уран и торий, могут быть использованы в качестве сырьевых мате-
60
риалов для наработки вторичного топлива в реакторах на быстрых нейт-
ронах. Только в таких реакторах может быть достигнуто глубокое ис-
пользование уранового топлива. Реакторы на быстрых нейтронах перево-
дят ядерное топливо из разряда невосполняемого, как уголь и нефть,
в разряд практически вечных источников энергии. Это происходит за
счет того, что в процессе своей работы реактор на быстрых нейтронах
попутно перерабатывает уран-238 в плутоний-239, а торий-232 в уран-233,
т. е. воспроизводит новое ядерное топливо. При этом коэффициент вос-
производства, представляющий собой отношение числа атомов вновь
образовавшегося делящегося вещества к числу атомов израсходованно-
го первичного топлива, может быть больше единицы. Реакторы на быст-
рых нейтронах, работающие с коэффициентом воспроизводства больше
единицы, называются реакторами-размножителями (за рубежом их
называют бридерами). Образование вторичного ядерного топлива
(239Ри или 233Ц) в них происходит в зоне воспроизводства, которая
располагается вокруг активной зоны и содержит в основном 238Н или
2 32ТЬ. Вылетая из активной зоны, нейтроны почти полностью погло-
щаются в зоне воспроизводства, образуя новые делящиеся материалы.

Процесс воспроизводства горючего, т. е. превращение урана-238 в плу-
тоний-239, происходит и в реакторах на тепловых нейтронах, но там
коэффициент воспроизводства значительно меньше единицы. Тем не ме-
нее в водо-водяных реакторах, работающих на тепловых нейтронах,
тонна выгружаемого топлива содержит 12 кг урана-235 и более 5 кг плу-
тония-239.

Как видим, ядерное горючее используется далеко не полностью и в вы-
гружаемом топливе его содержится еще так много, что экономически
целесообразно пустить его на переработку для дальнейшего повторного
использования. Это в свою очередь потребовало создания специальной
отрасли промышленности по переработке отработавших тепловыделяю-
щих сборок (ТВС) реакторов.

Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное
топливо. Наиболее широкое применение в качестве ядерного топлива по-
лучила двуокись урана 150г. Это — керамика. Ее температура плавления
равна 3073 К (2800 °С), а плотность - 10,2 т/м3. У нее нет фазовых пе-
реходов, она меньше подвержена распуханию в процессе деления, чем
сплавы урана. Двуокись урана не взаимодействует при высоких тем-
пературах с' цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и дпугими ма-
териалами, применяемыми для изготовления оболочек твэлов.

Наименьшая масса урана в активной зоне ядерного реактора, при
которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция (СЦР)
деления ядер, называется критической массой урана. Конкретное значе-
ние критической^ массы зависит от конструкции реактора, обогащения
ядерного топлива и замедлителя нейтронов. Каждому делящемуся веще-
ству присуща своя критическая масса.

Из-за выгорания ядерного топлива и образования в процессе работы
реактора продуктов деления снижается реактивность системы. Когда
запас реактивности уменьшится до значения, близкого к нулю, реак-
тор останавливают для перегрузки топлива. На отечественных АЭС с
61
реакторами ВВЭР установилась в настоящее время практика проводить
перегрузку один раз в год, сочетая период перегрузки с проверкой со-
стояния и ремонтом оборудования.

Ограничивать одним годом также и кампанию загруженного в реак-
тор топлива экономически невыгодно, так как переработка отработан-
ного топлива и изготовление новых твэлов связаны с большими затра-
тами. Поэтому срок службы твэлов в реакторе стремятся продлить,
например до трех лет, выгружая и заменяя ежегодно лишь одну треть ТВС.

Наиболее эффективной является непрерывная перегрузка топлива,
осуществляемая в виде постепенной замены твэлов непосредственно
в процессе работы реактора. В этом случае можно организовать работу
реактора без создания высокого начального запаса реактивности, а в ком-
пенсирующих органах регулирования вообще отпадает надобность. Но не-
прерывная перегрузка связана с преодолением серьезных конструктив-
ных трудностей и осуществляется только на реакторах типа РБМК и БН.

Важной характеристикой твэлов является глубина выгорания топлива,
представляющая собой количество тепла, которое можно получить из
единицы массы ядерного топлива. Глубина выгорания измеряется в
МВт • сут/кг и зависит от обогащения топлива. Например, в реакторе
ВВЭР-1000 при обогащении 4,4% глубина выгорания достигает 40 МВт х
х сут/кг.

Продолжительность работы твэлов в реакторе определяется не только
запасом в них делящегося вещества. Она зависит также от целостности
их оболочек, которые испытывают в процессе работы реактора длитель-
ные воздействия высокого давления газообразных продуктов деления
(под оболочкой), коррозионно-агрессивной среды теплоносителя, высо-
кой температуры и нейтронного излучения.

Отработанное топливо обладает очень высокой активностью. Для
того чтобы эта активность несколько снизилась за счет распада продук-
тов деления, обладающих короткими периодами полураспада, оно хра-
нится некоторое время на АЭС в бассейнах выдержки. Затем его от-
правляют в специальных транспортных контейнерах на заводы по пере-
работке отработанного топлива для извлечения оставшихся делящих-
ся веществ и выделения некоторых наиболее ценных продуктов деления.

Глава 3

ЗАДАЧИ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ СЛУЖБ, БИОЛОГИЧЕСКОЕ
ДЕЙСТВИЕ И ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ

Особенностью ионизирующих излучений является их чрезвычайно вы-
сокая биологическая опасность. Например, получение человеком при
внешнем облучении его 7-квантами, а также тепловыми и быстрыми
нейтронами поглощенной энергии (дозы) соответственно 315, 105 и
32 Дж (при массе человека 70 кг) приводит в 50% случаев к смерти
в течение последующего месяца. Никакой другой вид энергии, поглощен-
62
ной в том же количестве, не сопровождается столь же тяжелыми пораже-
ниями организма. Кроме того, ионизирующие излучения в отличие от
других видов опасного и вредного воздействия на организм (электри-
ческий ток, вибрация и др ) не воспринимаются органами чувств чело-
века и их действие не сопровождается какими-либо ощущениями.
"Почувствовать” эти излучения можно только с помощью специальных
приборов, предназначенных для дозиметрического и радиационного
технологического контроля. В связи с этим на каждой АЭС существуют
специальные структурные подразделения, образующие службу радиа-
ционной безопасности. Основные цели всей деятельности этой службы за-
ключаются в том, чтобы путем систематического и тщательного контроля
за состоянием радиационной обстановки на АЭС и в окружающей среде
обеспечить радиационно безопасные условия труда, не допустить превы-
шение установленных доз облучения персонала и населения прилегающей
местности и нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в
окружающей среде, а также содействовать снижению доз облучения
персонала до возможно низкого уровня. Для достижения этих целей
на службу радиационной безопасности возлагается выполнение ряда кон-
кретных задач.

3.1.	ЗАДАЧИ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ СЛУЖБ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ
РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС

Для обеспечения радиационной защиты персонала, населения и окру-
жающей среды от вредного влияния работающей АЭС на каждой стан-
ции создаются службы радиационной безопасности. Как правило, эти
службы, которые на АЭС чаще называют службами дозиметрии, струк-
турно входят в состав отделов охраны труда (ООТ). Они включают в
себя следующие подразделения:

1)	дежурный персонал по контролю за радиационной обстановкой
на АЭС, состоящий из начальников смен ООТ и дежурных дозиметристов;

2)	группу индивидуального дозиметрического контроля (ИДК);

3)	лабораторию радиационного контроля окружающей среды или внеш-
ней дозиметрии (ВД).

Обязанности и ответственность, возлагаемые на дозиметрические служ-
бы, могут значительно отличаться в зависимости от организационной
структуры и местных особенностей. Однако для осуществления целей
радиационной защиты обычно на эту службу возлагаются следующие
ответственность и обязанности:

1)	организация и осуществление дозиметрического контроля внешнего
и внутреннего облучения персонала, радиационного обследования помеще-
ний и площадки станции;

2)	классификация и разграничение зон облучения и загрязнения, перио-
дическое их обследование и дозиметрический контроль;

3)	установление контрольных уровней: поступления радионуклидов,
содержания их в организме, мощности дозы излучения, загрязнения по-
верхности;
4)	осуществление контроля за выполнением норм и правил радиа-
ционной безопасности и мероприятий по радиационной защите персо-
нала станции;

5)	участие в планировании любой деятельности, которая может при-
вести к облучению персонала, превышающему установленные контроль-
ные уровни;

6)	обеспечение соответствия состояния вывозимых за пределы площад-
ки АЭС активных или загрязненных отходов или компонентов действую-
щим правилам перевозки;

7)	участие в расследовании случаев переоблучения персонала, изучении
условий аномальной радиационной обстановки и чрезвычайных ситуа-
ций;

8)	быстрая и надлежащая передача обратной информации по вопросам,
связанным с радиационной безопасностью, возникшим в период строи-
тельства, ввода в эксплуатацию и эксплуатации, для внесения необходи-
мых или желательных изменений и усовершенствований;

9)	подготовка и ведение всей документации, касающейся обеспечения
радиационной безопасности АЭС;

10)	уведомление административного руководства станции о любых
индивидуальных дозах, превышающих установленные пределы;

11)	разработка программ контроля радиоактивности в окружающей
среде как во время предзксплуатационного периода, так и в период экс-
плуатации, а также обеспечение их выполнения;

12)	разработка мероприятий по'радиационной защите персонала и со-
ставление перечня защитного оборудования для работы в радиационно
опасных условиях;

13)	разработка графиков дозиметрического контроля и бланков для
регистрации данных;

14)	разработка инструкции по радиационной безопасности на АЭС;

15)	участие в разработке плана мероприятий по защите персонала и
населения на случай аварии;

16)	получение необходимых приборов для дозиметрического и радиа-
ционного технологического контроля, а также счетчиков излучения че-
ловека (СИЧ) и анализаторов;

17)	составление перечня специальных приборов и оборудования для
обеспечения радиационной защиты при аварийных ситуациях и укомп-
лектование ими атомной электростанции;

18)	подбор и подготовка соответствующих кадров дозиметристов;

19)	участие в обучении всего персонала атомной электростанции мерам
радиационной защиты, соответствующим их обязанностям, и в проверке
их знаний;

20)	пересмотр контрольных уровней облучения персонала, жидких
сбросов и газо аэро зольных выбросов с учетом накопленного опыта,
результатов разработок и усовершенствования оборудования АЭС.

Вся деятельность службы дозиметрии должна быть направлена на вы-
полнение основных принципов действующих норм радиационной без-
опасности (НРБ-76): непревышение установленных основных дозовых
пределов; исключение всякого необоснованного облучения и снижение
дозы излучения до возможно низкого уровня.

Исследования, проведенные на отечественных и зарубежных АЭС,
показали, что мероприятия по радиационной безопасности, направленные
на снижение облучения персонала при выполнении основных наиболее
радиационно опасных работ, дают такой же эффект, как и мероприятия,
направленные на снижение облучения при выполнении большого коли-
чества остальных работ, выполняемых в условиях, менее радиационно
опасных.

Таким образом, выполнение основных принципов НРБ-76 зависит от
того, насколько грамотно, последовательно и настойчиво персонал служ-
бы дозиметрии будет воплощать эти принципы в повседневной своей ра-
боте и добиваться выполнения их от персонала других подразделе-
ний АЭС.

3.1.1.	Задачи по обеспечению радиационной безопасности

на АЭС при нормальной эксплуатации

Основным документом, определяющим безопасную эксплуата-
цию АЭС, является технологический регламент, разрабатываемый адми-
нистрацией АЭС с участием научного руководителя, главного конструк-
тора реакторной установки и генерального проектировщика АЭС. Он
содержит правила и основные приемы безопасной эксплуатации станции,
общий порядок выполнения операций, а также пределы и условия
безопасной эксплуатации.

Технологический регламент служит основой для разработки на АЭС
эксплуатационных инструкций, которые содержат конкретные указания
эксплуатационному персоналу по режиму работы оборудования, его
обслуживанию, способам ведения работ при нормальной эксплуатации,
в период ППР и перегрузок ядерного топлива, а также определяют
действия персонала при нарушениях и отказах оборудования. Дей-
ствия персонала по обеспечению безопасности при всех учитываемых
проектом АЭС исходных событиях, приводящих к авариям, регламен-
тируются также специальными инструкциями на случай аварий.

В технологической инструкции по эксплуатации оборудования, уста-
новки или системы АЭС, как правило, указываются его краткая харак-
теристика: порядок подготовки к пуску, порядок пуска, остановки и
обслуживания; порядок допуска к осмотру, ремонту и испытаниям;
специальные требования по технике безопасности, ядерной и радиацион-
ной безопасности, взрыво- и пожаробезопасности при их обслуживании.

Кроме технологических инструкций, должны быть разработаны долж-
ностные инструкции по каждому рабочему месту и инструкции по охра-
не труда для рабочего по каждой профессии, включая профессию дози-
метриста В этих инструкциях должны быть указаны:

1)	перечень инструкций по обслуживанию оборудования, знание кото-
рых обязательно для данной должности или данной профессии;

2)	объем знаний правил технической эксплуатации, радиационной
безопасности, техники безопасности, ядерной и пожарной безопасности;

5-5236	65
3)	права, обязанности и ответственность персонала;

4)	взаимоотношения с вышестоящим, подчиненным и другим, связан-
ным по работе персоналом.

Разрабатываемая дозиметрической службой каждой АЭС "Инструкция
по радиационной безопасности” является основным документом, опре-
деляющим обеспечение радиационной безопасности на действующей
атомной станции. Она разрабатывается в соответствии с действующими
нормативными документами (ОПБ-82, ИРБ-76, ОСП-72/80, СП АЭС-^Э,
ПРБ АЭС и др.), а также с учетом накопленного опыта обеспечения радиа-
ционной безопасности при эксплуатации отечественных АС.

Общее руководство всей работой по обеспечению радиационной без-
опасности на АЭС осуществляет директор станции, он же несет за это пер-
сональную ответственность. На главного инженера возлагается организа-
ция работ по обеспечению радиационной безопасности и персональная
ответственность за ее состояние.

Руководители цехов и других подразделений несут персональную от-
ветственность за организацию изучения, выполнение и соблюдение подчи-
ненным персоналом требований "Инструкции по радиационной без-
опасности на АЭС” и обязаны:

1)	обеспечить инструктаж и обучение персонала безопасным методам
работы, контроль за соблюдением технологических инструкций и "Ин-
струкции по радиационной безопасности" подчиненным персоналом,
включая прикомандированных лиц;

2)	разрабатывать и реализовывать под методическим руководством
дозиметрической службы организационные и технические мероприятия
по созданию радиационно безопасных условий труда, снижению доз
внешнего и внутреннего облучения подчиненного персонала и прико-
мандированных лиц.

3)	осуществлять контроль за соответствием радиационной обстановки
в закрепленных за цехом помещениях допустимым и контрольным уров-
ням и уменьшением загрязнения в них до возможно низкого разумно
достижимого уровня;

4)	обеспечивать персонал спецодеждой, спецобувью и средствами ин-
дивидуальной защиты в соответствии с существующими нормами, а
также обеспечивать защитной техникой и приспособлениями;

5)	обеспечивать своевременное прохождение персоналом периодиче-
ских медицинских осмотров.

К работе в зоне строгого режима АЭС допускаются лица, не моложе
18 лет, прошедшие при поступлении на работу медицинский осмотр и
не имеющие медицинских противопоказаний к работе с радиоактивны-
ми веществами и другими источниками ионизирующих излучений.

Весь персонал должен предварительно пройти производственное обу-
чение и проверку знаний в объеме, установленном должностной инструк-
цией, а также должен предварительно освоить приемы пользования сред-
ствами индивидуальной защиты и индивидуальными дозиметрами.

Подготовка и аттестация эксплуатационного и ремонтного персонала
для АЭС проводится в соответствии с "Руководящими указаниями по
организации работы с персоналом на электростанциях, в электрических
66
и тепловых сетях” по специально разработанным программам. Програм-
мы подготовки персонала по вопросам радиационной безопасности
согласовываются с дозиметрической службой. Персонал службы при-
нимает участие в проверке знаний правил радиационной безопасности
у персонала других цехов и отделов.

Персонал дозиметрической службы проходит подготовку по правилам
радиационной безопасности в гораздо большем объеме. О формах под-
готовки и повышения квалификации дозиметристов подробнее расска-
зано в гл. 11.

Задачи дозиметрических служб по обеспечению радиационной без-
опасности при эксплуатации АЭС практически заключаются в выполне-
нии всех возложенных на них обязанностей, перечисленных в § 3.1.
Основными из них являются: определение радиационной обстановки
в местах пребывания персонала и защита его от ионизирующих излу-
чений. Защита осуществляется проведением дезактивации загрязнен-
ного оборудования, устройством защитных теневых экранов, установле-
нием допустимых и контрольных уровней облучения, нормированием
времени работы, а также осуществлением ряда других организационных
и технических мероприятий.

Дозиметрический контроль осуществляется с помощью комплекса
аппаратуры радиационного контроля и подразделяется на плановый
(рутинный) и специальный.

Плановый контроль проводится в соответствии с заранее разработан-
ным графиком дозиметрического контроля, объем которого (точки
контроля, частота измерений) определяется по согласованию с местными
органами Госсаннадзора и уточняется на основе анализа сложившейся
радиационной обстановки на АЭС. Плановый контроль, как правило,
вкючает в себя следующие измерения:

1)	индивидуальной и коллективной доз внешнего облучения по всему
контролируемому персоналу и отдельно по различным цехам, отделам,
лабораториям, ремонтным работам и операциям и т.д.;

2)	содержания радиоактивных веществ в организме работающих;

3)	мощности эквивалентной дозы гамма- и нейтронного излучения;

4)	уровня загрязнения радиоактивными веществами поверхностей по-
мещений и оборудования, кожных покровов, специальной и личной
одежды;

5)	концентрации и нуклидного состава радиоактивных газов и аэро-
золей в воздухе производственных помещений;

6)	активности и нуклидного состава выброса радиоактивных веществ
в атмосферу и сброса жидких радиоактивных отходов во внешнюю среду,
активности проб грунтовых вод из наблюдательных скважин, располо-
женных на расстоянии 5—10 м от хранилищ жидких отходов (ХЖО),
для обнаружения возможных протечек из них;

7)	активности жидких и твердых отходов, поступающих на захоро-
нение;

8)	уровня радиоактивного загрязнения выносимых и вывозимых из
АЭС оборудования и материалов, территории АЭС, транспортных средств,
выезжающих с территории АЭС.
Специальный контроль проводится по отдельно разработанным про-
граммам для получения дополнительных сведений в период проведения
планово-предупредительных ремонтов и перегрузок топлива, а также
при аварийных ситуациях. Кроме того, его проводят с целью углублен-
ного исследования радиационной обстановки во всех случаях нестандарт-
ных (нештатных) операций или работ на АЭС либо радиационно опасных
работ, выполняемых впервые на АЭС, а также для уточнения объема
планового дозиметрического контроля.

Результаты дозиметрических и радиометрических измерений, а также
данные индивидуального дозиметрического контроля регистрируются
в блоке памяти ЭВМ и (или) в специальных журналах, учетных кар-
точках индивидуального облучения, журнале учета работ с повышенной
радиационной опасностью, проводимых по дозиметрическим нарядам.

Непосредственный контроль за соблюдением правил радиационной
безопасности и за радиационной обстановкой на АЭС осуществляют де-
журные дозиметристы отдела ОТ. В необходимых случаях дозиметриче-
ский контроль осуществляется персоналом других подразделений АЭС
под методическим руководством отдела ОТ.

Полученные результаты радиационного контроля периодически под-
вергаются анализу при составлении регулярных отчетов с целью разра-
ботки мероприятий по уменьшению облучения персонала.

3.1.2.	Задачи по обеспечению радиационной безопасности

на АЭС при ремонтных работах и перегрузке
ядерного топлива

Снижение облучения персонала до возможно низкого уровня особен-
но актуально для периода проведения планово-предупредительных ре-
монтов (ППР) и перегрузок ядерного топлива, так как за этот период
персонал АЭС получает, как правило, 70—80% годовой коллективной до-
зы. В период ППР и перегрузки топлива на АЭС выполняется основной
объем ремонтных и профилактических работ, большая часть которых
является радиационно опасными. Поэтому указанные работы тщательно
планируются и контролируются.

Основным направлением снижения облучения персонала в этот период
является тщательное предварительное планирование дозовых затрат при
выполнении таких радиационно опасных работ, как транспортно-техноло-
гические операции на реакторе, операции по ревизии и ремонту реактора
и оборудования первого контура, работы по его дезактивации и контро-
лю состояния металла.

Делается расчет ожидаемых дозовых затрат на этих операциях и срав-
нение их с планируемыми дозозатратами. Если ожидаемые дозозатраты
окажутся выше планируемых, разрабатываются дополнительные техни-
ческие средства и организационные меры для снижения их до необходи-
мого уровня.

Перед началом ППР и перегрузки ядерного топлива составляется се-
тевой план-график, который утверждается главным инженером АЭС.
68
В нем указываются все операции, выполняемые с момента остановки
реактора и до ею пуска по окончании ППР и перегрузки. По каждой
операции указывается время ее начала и окончания, количество чело-
век, участвующих в ее выполнении, т.е. планируемые трудозатраты.
В отдельном документе или непосредственно на плане-графике при-
водятся дозовые затраты (чел-бэр) на выполнение каждой операции.

Основная задача службы дозиметрии перед началом ППР заключается
в том, чтобы своевременно проконтролировать включение в план-гра-
фик ППР и перегрузки топлива всех мероприятий по радиационной без-
опасности Они включают проведение радиационного контроля перед
началом радиационно опасных работ, выполнение дезактивации поме-
щений и оборудования, выгораживание ремонтных зон, организацию пере-
носных санитарных шлюзов, установку переносных свинцовых защитных
экранов и т.п.

Кроме сетевого плана-1 рафика, перед ППР, как правило, составляется
"План мероприятий по общей технике безопасности, радиационной и
пожарной безопасности, выполняемых до начала ППР и пере1рузки ядер-
ною топлива” В него входят такие мероприятия, как подготовка необ-
ходимых приборов радиационного контроля и нештатных приборов
контроля за нейтронным потоком в активной зоне, узлов дезактивации
ГЦН и приводов АРК и установок дезактивации мелкого оборудова-
ния, промышленных телевизионных камер, используемых для осмотра
ТВС под слоем воды во время их выгрузки и проведения КГО и для
осмотра корпуса реактора, изготовление переносных защитных
свинцовых экранов, переносных барьеров для ограждения ремонтных
зон, переносных саншлюзов, предупредительных знаков, специального
защитного оборудования, дистанционных приспособлений, инструмента
и т п Кроме того, перед началом ППР и перегрузки в центральном зале
и других помещениях, 1де планируется выполнение наиболее радиационно
опасных работ, размещаются аварийные дозиметры. Такими же дозимет-
рами обеспечивается персонал, участвующий в этих работах.

В задачу службы дозиметрии входит проверка выполнения этих ме-
роприятий по ра;щационной безопасности до начала перегрузки и состав-
ление акта готовности соответствующих приборов и оборудования
к ППР и перегрузке ядерного топлива

Кроме того, в задачу службы дозиметрии входит качественное выпол-
нение разрабатываемых ею и другими подразделениями следующих до-
кументов "Плана размещения ремонтных зон и оборудования в цент-
ральном зале' на период ППР и перегрузки”, "Плана организации путей
массовою прохода персонала на период ППР и перегрузки”, 'Трафика
радиационного контроля на период ППР и перегрузки".

Во время ППР и перегрузки ядерного топлива в задачи службы до-
зиметрии входит обеспечение своевременного и качественного допуска
на ра.диационно опасные работы и контроль за выполнением графика
радиационного контроля и всех намеченных на этот период мероприятий
по радиационной безопасности.

Обьем радиационного контроля в этот период, как правило, увеличи-
васчся. а сам контроль усложняется Добавляется контроль активности и
радионуклидного состава продуктов деления и коррозии в отложениях
на оборудовании первого контура, в воздухе рабочих помещений, конт-
роль мощности дозы 7-излучения от остановленного оборудования, за-
грязненного радиоактивными веществами, в строго определенных по
картограмме точках до и после его дезактивации.

Знание радионуклидного состава в отложениях на оборудовании пер-
вого контура необходимо для того, чтобы определять относительный
вклад в мощность лозы 7-излучения отложений отдельных радионуклидов
(54Мп, 59Ее, 58Со, 60Со. 11ОША§). Это позволяет выявить радионук-
лиды, которые формируют основной вклад в коллективную дозу облу-
чения персонала, и принять меры по уменьшению их активности Так,
например, на первых блоках АЭС с серийными реакторами ВВЭР-440
был выявлен значительный вклад в мощность дозы 7-излучения от отло-
жений на оборудовании первого контура радионуклида ’10'"А§. При-
чиной этого являлось серебро, входящее в состав припоя тсплоэлектро-
нагревательных элементов в компенсаторе объема. Хороню растворяясь
в теплоносителе, серебро попадало в реактор, активировалось и затем
откладывалось на внутренних поверхностях оборудования. Знание
причины появления этого радионуклида в отложениях позволило при-
нять соответствующие меры, и на последующих аналогичных блоках
ее устранить.

Все это необходимо, чтобы до начала ПИР уточнить радиационную об-
становку. выявить основные факторы, которые ее определяют, уточнить
и дополнить перечень технических и организационных мероприятий по
радиационной безопасности, запланированных на этот период, рассчитать
или уточнить ожидаемые дозовые затраты персонала на планируемые
операции.

3.1.3.	Задачи по обеспечению радиационной безопасности
населения и окружающей среды

Для проведения дозиметрического контроля за окружающей средой
в зоне наблюдения АЭС (радиусом 10 -12 км) создается сеть специально
оборудованных пунктов Их распола1ают преимущественно в поселках
и местах, доступных для подъезда автомашин и обслуживания в течение
всего года. Пункты наблюдения располагают по четырем основным на-
правлениям- по господствующему направлению ветров в данной мест-
ности, а также в противоположном и перпендикулярном направлениях
Кроме того, за пределами зоны наблюдения с наветренной стороны от
АЭС устанавливают контрольный пункт, принимая в качестве фоновых
данные измерения на этом пункте

Лаборатория внешней дозиметрии (ВЛ) имеет специально оборудован-
ные автомобили, предназначенные для отбора проб объектов внешней
среды, а также проведения дозиметрических и спектрометрических изме-
рений непосредственно на местности. Пробы доставляются в лаборато-
рию ВД, оснащенную необхо;1имым набором оборудования и приборов
для радиохимического, радиометрического и спектрометрического ана-
лизов. Лабораторию обычно размещают в отдельном здании на террито-
’0
рии жилого поселка АЭС, а рядом устанавливают метеомачту для не-
прерывного измерения метеорологических параметров (скорости и
направления ветра, температуры и влажности воздуха).

Контроль загрязнения окружающей среды на пунктах наблюдения и вне
их включает

1)	контроль на местности мощности дозы у-излучения и дозы за год
(с помощью интегрирующих дозиметров типа ТЛД);

2)	контроль загрязнения атмосферного воздуха, радиоактивных вы-
падений, во,'ты открытых водоемов, донных отложений, планктона, гид-
робионтов, рыбы, почвы, растительности, злаков, представителей назем-
ной и водной фауны, сельскохозяйственных продуктов питания, моло-
ка, кормов местного производства.

Загрязнение атмосферного воздуха радиоактивными аэрозолями опре-
деляют на аспирационной установке, прокачивая его с помощью электро-
воздуходувки в течение 7-10 сут через аэрозольный фильтр ФПА-15.
За это время через него проходит около 106 м3 воздуха, после чего
фильтр озоляют или прессуют и анализируют на у-спектрометре.

Для контроля атмосферных выпадений радиоактивных веществ на
пунктах наблюдения устанавливают кюветы или планшеты размерами
50 х 50 х Юсм на высоте 1-2 м от земли. В них собираются твердые
и жидкие аэрозоли, осаждающиеся из атмосферы под действием собст-
венной силы тяжести или вымываемые дождем, снегом, туманом. Пе-
риодически, один раз в 10-30 сут, помещенную на дно кюветы подложку
из фильтровальной бумаги с осевшими на нее выпадениями и воду из
кюветы собирают, радионуклиды концентрируют и анализируют на спект-
рометре.

Пробы снега обычно отбираются один раз в год перед началом весен-
него снеютаяния методом конверта, те. берутся 5 проб по углам и в
центре квадрата со стороной 10 м на всю глубину снежного покрова
с помощью пробоотборника - трубы диаметром 15-20 см.

Пробы почвы, овощей и корнеплодов, зерновых культур отбирают,
как правило, один раз в год Масса пробы каждого вила должна состав-
лять около 3 кг Приэбы травы на выпасах и молока для контроля на
содержание йола-131 отбирают в течение всего вегетационного периода
нс реже двух раз в месяц объемом не менее 3 л. Пробы мяса и щитовид-
ных желез сельскохозяйственных животных отбирают при забое в каж-
дый сезон

Все пробы подвергают обработке, позволяющей уменьшить их объем
без потери радионуклидов, по специальным методикам, рекомендован-
ным Министерсовом здравоохранения СССР, которые включают озоле-
ние. ра.мохимическое осаждение, выщелачивание, пропускание через
ионообменные колонки, селективно улавливающие отдельные радио-
нуклиды. 1 (о.дготовленные этими методами пробы анализируют на
спектрометре
3.2.	БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Чтобы иметь правильное представление о биологическом действии
ионизирующих излучений, надо знать пути воздействия ионизирующего
излучения на организм, относительную радиационную опасность различ-
ных видов ионизирующего излучения, а также то, к каким последствиям
приводит воздействие излучений на человека.

3.2.1	Пути воздействия ионизирующих излучений
на организм и возможные причины
повышенного облучения персонала

Воздействие ионизирующего излучения на организм можно условно
подразделить на внешнее, контактное и внутреннее. В практике работы
на АЭС возможны случаи и комплексного воздействия.

Внешним облучением называют воздействие на организм ионизирую-
щего излучения, приходящего извне. Внешнее облучение подразделяют
на облучение всего тела и местное (локально- ) Внешнее облучение всего
тела по его вкладу в индивидуальные и ко.шективные дозы является
основным видом воздействия на персонал АЭС. Его источниками яв-
ляются, в первую очередь, у-излучение ядерного реактора, технологиче-
ских контуров и оборудования с радиоактивными средами, а также
любых поверхностей, загрязненных радиоактивными веществами. Зна-
чительно меньший вклад во внешнее облучение персонала АЭС дают
нейтронное и 7-излучение.

Под местным (локальным) облучением понимают облучение опреде-
ленной части организма.

Внешнее облучение подразделяют также на хроническое (постоянное),
острое и дробное. Под острым облучением понимают однократное, крат-
ковременное облучение организма значительной дозой, под дробным —
мноюкратное облучение с интервалами между отдельными воздействия-
ми. Острое облучение может произойти в результате радиационной ава-
рии или грубых нарушений правил радиационной безопасности. Послед-
ствия зависят от полученной дозы.

Контактное облучение - такая разновидность внешнего облучения,
когда радиоактивное вещество или источник ионизирующего излучения
непосредственно соприкасается с кожными покровами. Это может
произойти в результате грубого нарушения правил радиационной без-
опасности, например, когда человек берет незащищенными руками пред-
меты, загрязненные радиоактивными веществами, или источники иони-
зирующих излучений. Кожа рук при лом подвергается интенсивному
облучению. Глубина поражения зависит от дозы, вида и энергии ионизи-
рующего излучения. В случае непосредственного попадения радиоак-
тивных веществ на участки кожи, они фиксируются поверхностью кож-
ного покрова в мелких бороздках, порах, протоках сальных и потовых
желез Характер и прочность фиксации зависят от физико-химического
состава радиоактивного вещества и состояния кожного покрова. Дли-
тельное воздействие ионизирующего излучения является нередко причи-
ной хронических дерматитов. При своевременной дезактивации загряз-
72
ненных участков кожи лучевые поражения, как правило, не наблю-
даются

Внутреннее облучение происходит за счет радионуклидов, проникших
внутрь организма при вдыхании воздуха, загрязненного радиоактивными
веществами, при заглатывании или через кожные покровы, имеющие
повреждения в виде ран, порезов, трещин и т.д. Опасность внутреннего
облучения по сравнению с внешним значительно выше, так как уве-
личивается время облучения, источник облучения приближается к
облучаемому органу вплотную и применение защиты невозможно. Кро-
ме того, радионуклиды, как правило, концентрируются в отдельных ор-
ганах избирательно

Проникновение радиоактивных веществ внутрь организма через орга-
ны дыхания является наиболее распространенным путем и происходит,
как правило, в результате неправильного применения или отсутствия
средств индивидуальной защиты органов дыхания при работе в условиях
аэрозольного загрязнения воздуха.

Аэрозольные загрязнения воздуха могут происхо;щть при испарении
жидких радиоактивных веществ и конденсации их на неактивных части-
цах, при загрязнении неактивной пыли протечками теплоносителя, при
активации нерадиоактивных частиц потоками нейтронов. Загрязнение
воздуха происходит также за счет движения потоков воздуха, созда-
ваемою работающей вентиляцией в помещениях, где имеются загряз-
нения радиоактивными веществами поверхностей пола, стен и обору-
дования. И, наоборот, при высокой концентрации радиоактивных аэро-
золей в воздухе возможно загрязнение поверхностей

Радиоактивные вещества с загрязненных поверхностей не только пере-
ходят в воздух, но и загрязняют спецодежду и кожные покровы и с них
могут попадать в легкие и желудочно-кишечный тракт при резком
встряхивании во время снятия загрязненной спецодежды и средств инди-
видуальной защиты, а также при нарушении правил личной гигиены

Степень опасности определяется многими факторами, например путя-
ми и продолжительностью поступления ра;шонуклидов в организм, их рас-
пределением в организме и избирательностью, количеством поступивших
и осевших в организме радиоактивных аэрозолей, их дисперсностью,
физико-химическими свойствами, агрегатным состоянием, типом излу-
чения, периодом полураспада, а также биологическим периодом полувы-
ведения, т.е. временем, в течение которого активность нуклида, накоп-
ленного в организме или органе, уменьшается вдвое за счет процессов
биологического выведения Правильно организованные режим дня и
лечебно-профилактическое питание способствуют уменьшению периода
полувыведения радионуклидов

Наиболее опасны при попадании внутрь организма радионуклиды с
большим периодом полураспада, так как они производят постоянное
облучение организма, даже после прекращения работы с ними. Особенно
опасны те из них, которые концентрируются в костях, вблизи костного
мозга (стронций и плутоний) Из аэрозолей наибольшую опасность для
здоровья представляют те, которые поступают с вдыхаемым воздухом
в легкие и задерживаются ими Это касается аэро' лей с дисперсностью
от 0,1 до 1,0 мкм, так как они не задерживаются верхними дыхательными
путями и трудно удаляются с выдыхаемым воздухом, оседая в альвео-
лах легких. Более того, через несколько минут они обнаруживаются в
крови, нарушая ее структуру.

Инертные радиоактивные газы (аргон, ксенон, криптон и др.), попав-
шие через легкие в кровь, через некоторое время полностью удаляются
из организма Радиационная опасность от присутствия их в воздухе опре-
деляется не внутренним, а вненшим облучением.

При попадании радионуклидов через дыхательные пути в количествах,
значительно превышающих допустимые, могуг отмечаться различные
изменения со стороны легочной ткани.

3.2.2.	Понятие об относительной радиационной опасности
излучений и их источников

Лля количественной характеристики биологических аффектов различ-
ных видов излучений используется эквивалентная доза Н, определяемая
как произведение поглощенной дозы И на коэффициент качества к из-
лучения. Коэффициент качества характеризует степень относительной
радиационной опасности различных видов излучений Па первом месте
по степени радиационной опасности стоит а-излучение и тяжелые ядра
отдачи (к = 20, см. табл 2.3). Но а-излучение опасно только при внут-
реннем облучении, а внешним облучением ор! анизма а-частицами можно
пренебречь, так как они задерживаются кожным покровом и не достигают
чувствительных к изучению клеток Опасность попадания внутрь а-из-
лучающих радионуклидов при нормальной эксплуатации АЭС может
возникнуть только при работах со свежим и отработанным топливом
и на остановленном реакторе во время ППР.

На втором месте по степени опасности находятся быстрые нейтроны
и протоны отдачи (к = 10). Быстрые нейтроны испытывают упругие
соударения с леткими ядрами ткани, прежде всего с атомами водорода,
образуя протоны отдачи, которые на своем пути дают большую плот-
ность иониза]щи

Тепловые нейтроны обычно захватываются ядрами водорода и азота,
находящимися в ткани При захвате теплового нейтрона ядром водоро-
да происхо;шт реакция 'Н(н, у)2Н и излучается у-квант с энергией
2,23 МэВ. а при захвате нейтрона ядром азота - реакция 14М(н, р)14С с
образованием протона с энергией 0,62 МэВ и ^-активного изотопа угле-
рода 14С, испускающего 3-излучение с максимальной энер1ией 0,155 МэВ
и периодом полураспада 5600 лет

Одним и тем же биологическим действием обладает 3- и у-излучение
(к = 1). Несколько большая плотность ионизации при 3-излучении ком-
пенсируется меньшим объемом облученной ткани, так как проникаю-
щая способность 3-частиц в ткани обычно не превышает 1 см в отличие
от у-квантов, ле| ко пронизывающих человеческий организм и лишь ча-
стично истощаемых им

Потоки 3-частиц в основном воздействуют на покровные ткани, вызы-
вая сухость и ожоги кожи, хрупкость и ломкость ногтей, а также на гла-
74
за, вызывая помутнение хрусталика. Особенно опасны большие потоки
/3-излучения от внугрикорпусных устройств и деталей, извлекаемых из
реактора. В этих случаях, особенно при контактном облучении, возможно
возникновение медленно заживающих ожогов кожи и язв.

Реакция организма на облучение в значительной степени зависит от
продолжительности облучения. Например, поражающее действие дроб-
ного облучения несколько меньше, чем однократного при той же дозе.
Это объясняется восстановительными процессами в организме, мешаю-
щими развиваться лучевому поражению.

Чувствительность отдельных органов и тканей к воздействию ионизи-
рующего излучения различна. Максимальной радиочувствительностью
обладают органы кроветворения (красный костный мозг) и половые
железы (гонады). Степень лучевого поражения организма уменьшается
при сокращении площади облучения. На этом основано облучение орга-
низма в медицинских целях для лечения злокачественных опухолей
узкими пучками ионизирующего излучения.

Людям также свойственна индивидуальная радиочувствительность.
Большую роль при этом играет общее состояние организма, его возраст.
Детские организмы более чувствительны к воздействию ионизирующего
излучения. Наиболее радиочувствительны организмы в эмбрионном
периоде. Доза, абсолютно безвредная для матери, может вызвать серьез-
ные нарушения в развитии плода. Поэтому в соответствии с действую-
щими в СССР "Нормами радиационной безопасности (НРБ-76)” экви-
валентная доза для женщин репродуктивного возраста (до 40 лет)
на область таза за любые два месяца не должна превышать 10 мЗв
(1 бэр). В течение двух месяцев наличие беременности достоверно опре-
деляется, и в дальнейшем женщина освобождается от работы в зоне
строгого режима АЭС на весь период беременности и на период кормле-
ния ребенка.

Для сравнительной оценки радиационной опасности для человека раз-
личных источников ионизирующего излучения, включая действую-
щие АЭС, полезно знать уровни фонового облучения населения за счет
таких видов радиационного воздействия, как естественный радиацион-
ный фон, техногенный радиационный фон и медицинские рентгенодиаг-
ностические процедуры.

Естественный радиационный фон включает внешнее облучение за счет
космического излучения и у-излучения горных пород и почвы. Естествен-
ный фон на территории СССР создает мощность эквивалентной дозы
0,05—0,2 мкЗв/ч (5-20 мкбэр/ч), что соответствует эквивалентной
годовой дозе 0,4- 1,8 мЗв (0,04—0,18 бэр). Кроме того, возникает внут-
реннее облучение радионуклидами семейства урана и тория, а также
40К, 3Н, 14С, которые поступают в организм с пищей, водой, воздухом
и избирательно распределяются по различным органам.

Техногенный радиационный фон связан с деятельностью человека,
применяющего в домостроении стройматериалы с повышенным содержа?
нием естественных радионуклидов уранового и ториевого рядов. Наи-
большему воздействию этого источника облучения подвергаются легкие
в результате вдыхания 2 2 2 Кп, 228Тп и продуктов их распада (210РЬ
и 21 °Ро) Лоза нале! кие за год равна 6 мЗв (0.6 бэр) Дополнительный
вклад в техногенный радиационный фон дают выбросы естественных
радионуклидов (2 2 6 Ка, 2 2 8 Ка, 2 ’7Т1т. 210Ро. 210РЬ. 40К) при сжигании
топлива на (силовых электростанциях Максимальная концентрация ук.т
запных радионуклидов зарегистрирована в выбросах ГЭС. работающих
на уте Облучение населения за счет выбросов АЭС в 5 л0 раз меньше
чем облучение от выбросов утольной ТЭС этой же мощности По про-
гнозным оценкам вклад АЭС в облучение населения к 2000 т не пре-
высит Г/ естественного радиационною фона

Рентгеновское облучение населения, используемое для ранней диат-
ностики злокачественных опухолей и туберкулеза, приво;ти1 к обл>
чению легких средней дозой 3.3 мЗв (0,33 бэр) в год

3.2.3.	Острые поражения и отдаленные последствия
облучения ионизирующим излучением

Действие ионизирующею излучения вызывает вредные эффекты.
которые проявляются в ортанизме облученного человека (табл 3 1)

К соматическим эффектам мотут относиться следующие те, ве
рояпюсть возникновения которых рассматривают как функцию дозы
без порогового значения (стохастические эффекты), или те. при которых
тяжесть поражения изменяется в зависимости от дозы и при которых
может существовать порог (нестохастические эффекты)

Накопленный к настоящему времени большой фактический материал,
полученный при проведении экспериментов на животных и путем обоб-

I а б т и н а 3 1 Зависимость соматического эффекта от условий облучении
и поглощенной дозы 1)

. У< ювия обл\ Чехия	/>. рал	Эффект
Олиокрл нос внешнее 7-06-	50 100	Не знача 1 елытые обратимые изменения
|>чсни< в<его гена	100 25(1	Лет кая форма лучевой болезни
	250 400	Лучевая болезнь сре (ней тяжести
	400 600	I яжелая форма лучевой болезни Ьез лечения возможна смертность в 50'  с зу чаев
гЗ-( )Г).।у чсние участков кожи	100-1000	Крайне тяжелая форма тучевой болезни При активном течении возможно выживание
	НОО 1000	11окраснение кожи
при ряякнии продуктами	1000 НПО	Отек и покраснение кожи н пос Те-
1с ДНИЯ		лу кинем су хое нте те нтенис
	1500 2500	Поив тение ну зырей на фоне отека и покраснения
Вну 1 [кННс1	]у ЧеШК	2500 5000	Я звенное поражение кожи
	450 1200	Лет кие тучевые поражения
жслу ц>ччо-кинкчни|-* 1ракта	1200 2500	I [оражения с ре.шей с 1 с пени т яжес нт
при ПгттМД.ШИИ 1 Мт.еи Пр«г	2500 4000	1 яжельк- поражения
Д\ К 1 <>В 1с к НИ Я у. ВО	\ ‘)М	>4000	Краине 1яжх тыс поражения со
ВиДОИ И НИТ!к И		смерю ПИТЫМ Ис со Том

в
щения и изучения данных о состоянии здоровья рентгенологов, радио-
логов и других лиц, подвергавшихся воздействию ионизирующих излу-
чений, позволил установить, что при однократном облучении всего тела
дозой до 0,25 Зв (25 бэр) не обнаруживаются какие-либо изменения
в состоянии здоровья человека.

Потенциально опасными дозами облучения считаются однократные
дозы свыше 0,25 Зв (25 бэр), а также разовые поступления радионукли-
дов внутрь организма сверх пятикратного предельно допустимого годо-
вого поступления (ПДП) для профессиональных работников.

Ущерб от эффектов отдаленных последствий облучения в настоящее
время принято определять на основе беспороговой линейной зависимости
доза-эффект. Для оценки ущерба, наносимого при облучении средней
индивидуальной дозой Н группы лиц численностью ТУ за счет проявления
таких последствий, вводится понятие коллективной дозы 8, равной
произведению НМ и измеряемой в СИ в человеко-зивертах (чел-Зв).
Коэффициенты пропорциональности в линейной зависимости доза-эффект
устанавливают по имеющимся данным о смертности в результате зло-
качественных новообразований, а также генетических дефектов в пер-
вых двух поколениях потомства тех лиц, которые получили дозу облу-
чения более 1 Зв (100 бэр). Эти коэффициенты выражают числом п слу-
чаев смерти в год от указанных причин, деленным на коллективную
дозу 5 = 104 чел-Зв.

Так, в случае внешнего облучения всего тела коэффициент пропор-
циональности для отдаленного соматико-стохастического эффекта ра-
вен 125 • 10-4 (чел-Зв  год)-1, а для генетического эффекта —
40-10-4 (чел-Зв • год)-1.

Эти коэффициенты представляют интерес в том отношении, что по-
зволяют сравнить условия работы и ущерб, связанный с облучением в
атомной энергетике, с условиями работы и ущербом в других отраслях
промышленности, где облучение отсутствует, а также с частотой смерт-
ности от заболеваний раком, не связанных с профессиональной дея-
тельностью.

Для такого сравнения вводятся дополнительные понятия - индиви-
дуальный риск смерти Я и параметр риска г .

Например, индивидуальный годовой риск раковых заболеваний, не
связанных с облучением, для возрастной группы 40—45 лет по данным
статистики составляет 10"2 (чел • год)-1. Другими словами, один чело-
век из ста в этом возрасте умирает в год от раковых заболеваний.

Каков же в сравнении с этим индивидуальный риск смерти для той же
возрастной группы в атомной энергетике?

Средняя индивидуальная доза Н персонала возрастной группы 40-
45 лет, проработавшего в среднем в течение 20 лет после начала облу-
чения, полученная по данным эксплуатации, усредненным по всем АЭС,
составляет 0,7 сЗв • год. При таком значении дозы среднее значение инди-
видуального риска возникновения злокачественных новообразований в
результате облучения в этой возрастной группе равной = 1,0 • 10"4 (чел х
х год)-1.
Как видим, это значение в 100 раз меньше риска раковых заболева-
ний, не связанных с облучением Другими словами, риск для персонала
ЛЭС составляет не более \ч< показателя смертностиот раковых заболева-
ний населения, те находится в пределах статистической погрешности
определения этого показателя и поэтому последствия профессионального
облучения даже не могут быть непосредственно обнаружены.

3.3.	НОРМЫ И ПРАВИЛА РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

3.3.1.	Основные принципы, нормы

и правила радиационной безопасности

Чтобы предотвратить соматические и свести к минимуму соматико-
стохастические и генетические последствия облучения, необходимо огра-
ничивать внешнее и внутреннее облучение персонала, отдельных лип из
населения и всею населения при широком использовании ядерных реак-
торов, рентгеновских аппаратов, ускорителей и других источников иони-
зирующего излучения

В нашей стране в соответствии с рекомендациями МКРЗ и "Основами
законодательства СССР и союзных республик о здравоохранении", с уче-
том "Санитарных норм проектирования (СН 245-71)" и накопленного
опыта разработаны и действуют "Нормы ра.тиационной безопасности
(НРЬ-76)" и "Основные санитарные правила работы с радиоактивными
веществами и другими источниками ионизирующих излучений
(ОС11-72/80)" Эти нормативные документы являются основополагаю-
щими в отечественной системе радиационной безопасности Они пред-
ставляют собой е.тиный комплекс правил и регламентаций по радиацион-
ной безопасности, обязательный для выполнения на всей террито-
рии ( ССР

В соответствии с этими основными нормативными документами разра-
батываются узкоспециализированные правила К ним относятся "Сани-
тарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростан-
ций (СИ АЭС-79)"

Ввод в действие мошных АЭС ставит задачи обеспечения радиационной
безопасности не только обслуживающего персонала, но и населения, про-
живающею в районе расположения ЛЭС, а также задачи охраны окру-
жающей среды от загрязнения радиоактивными отходами и от сбросов
избыточного тента СИ АЭС-79 являются основным документом, регла-
ментирующим способы решения перечисленных задач В них введены
новые значения предела дозы, получаемой отдельными лицами из насе-
ления за счет газоаэрозольных выбросов и жидких отходов АЭС.

Для обеспечения ра.тиационной безопасности на действующих АЭС
разрабатывается новая редакция "Правил раттиационной безопасности
при эксплуатации атомных станций (ПРЬ АЭС)"

Здесь полезно напомнить, что по всем аспектам безопасности атомных
станций основным ретламентируюшим документом являются "Общие
положения обеспечения безопасности атомных станций при проектирова-
нии, сооружении и эксплуатации (ОИЬ-82)" Они содержат организаттион-
ные и технические требования, выполнение которых является необхо-
димым условием обеспечения ядерной, технической и радиационной без-
опасности АС Упомянутые же выше нормативные документы являются
ретламентируюшими только в части радиационной безопасности АС.

Остановимся на некоторых наиболее важных положениях существую-
щих Норм ра.гиационной безопасности

НРБ-76 устанавливают систему дозовых пределов и принципы их при-
менения Они предусматривают следующие основные три принципа радиа-
ционной безопасности 1) непревышение установленного основного дозо-
вого предела: 2) исключение любою необоснованного облучения: 3) сни-
жение дозы излучения до возможно низкого уровня

Но допустимым основным дозовым пределам НРЬ-76 устанавливают
следующие три категории облучаемых лиц

категория А персонал, т.е. лица, которые постоянно или временно
работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений;

категория Б ограниченная часть населения, т.е. лица, которые не ра-
ботают непосредственно с источниками излучения, но по условиям про-
живания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздейст-
вию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяе-
мых в учреждениях и (или) удаляемых во внешнюю среду с отходами
К этой катетории относятся отдельные лица из населения, проживающие
вблизи АЭС и подвергаемые облучению за счет сбросов и выбросов
радиоактивных веществ, которые образуются при работе АЭС;

категория В — население области, края, республики, страны.

Для каждой катетории облучаемых лиц НРБ-76 устанавливают три
класса нормативов, основные дозовые пределы, допустимые уровни и
контрольные уровни.

Основным дозовым пределом для категории А является предельно
допустимая доза (ПИД), а для катетории Ь предел дозы (ПД).

Допустимые и контрольные уровни являются производными нормати-
вами от ИДД и ПД

Допустимые уровни - это нормативные значения поступления радио-
активных веществ в организм, содержания их в организме, их кон-
центрации в воздухе, в воде, мощности дозы излучения и плотнос-
ти потока.

Контрольные (рабочие) уровни устанавливаются на основании анализа
статистических данных радиационной обстановки с целью отратгичения доз
облучения, планирования мероприятий по радиационной защите и опера-
тивного дозиметрического контроля Контрольные уровни должны быть,
как правило, меньше соответствующих допустимых уровней. Для кате-
гории А контрольные уровни устанавливаются администрацией АЭС и
со1 ласовываются с органами Государственною санитарного надзора,
а .для лиц категории Б устанавливаются органами Государственного
санитарною надзора по представлению администрации предприятия.

Различные ор1аны и ткани тела человека обладают разной радиочув-
ствительностью к ионизирующему излучению

Критическим органом (при облучении) называют орган или ткань.
часть тела или все тело, облучение которого в данных условиях причи-
няет наибольший ущерб здоровью данною лица или его потомства

В порядке убывания ра,(нечувствительности НРБ-76 устанавливают
три группы критических органов

I группа все тело, юнады и красный костный мозг;

II группа мышцы, щиювидная железа, жировая ткань, печень, почки,
селезенка, желудочно-кишечный тракт (ЖКТ). легкие, хрусталик глаза и
другие органы, за исключением тех, которые относятся к I и 111 группам:

111 группа - кожный покров, костная ткань, кисты, предплечья, ло-
дыжки и стопы

3.3.2.	Дозовые пределы

Лозовые пределы внешнего и внутреннего обчучении категории А и Б
приведены в табл 3 2 Дозовые пределы не включают дозу, обусловлен-
ную естественным фоном излучения и полученную при медицинском об-
следовании и лечении

Облучение персонала (категория А). Для персонала индивидуальная
эквивалентная доза за юд не должна превышать значения 11ДД, указан-
ного в габл 3 2 для категории А Эквивалентная доза Я (бэр), накоплен-
ная в критическом ороне за время Т (лет) с начала профессиональной ра-
боты, не должна превышать значения, получаемого по формуле

н = пдд т.

где ПДД измеряется в бэрах за I од

Д1я случая облучения всею гсла эта формула будет иметь вид Н =
= 57’. бэр

В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать
1 2 ПДД, т с. 60 бзр (600 мЗв)

Значение ПДД. равное 5 бэр (50 мЗв), при облучении I группы крити-
ческих органов установлено таким, что риск последствий профессиональ-
ного облучения такой дозой за год человека, работающего в условиях

I а б (и на 3 2 Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения,
Зв год (бзр юд)

I руина критических органов

Дозовые преле (ы	1	11		 	III
Предельно допустимая доза	' 10‘- (5)	15 10’2	(15)	3 10"1 (30)
для катеюрии А (ПДД) Преле ( лозы д (я категории	5 10'3 (05)	15 10’3	(1.5)	3 10~2 (3)
Ь (ПД)  Предет дозы для категории Ь обуслов (енный ра.ыоак-	2 5 Ю-4 (2 5 10~2)	7.5 10’4 (7 5 10"	- >	1.5 Ю’3 <1.5 10’1)

тинными отходами АД(

11 р и меча и и < Дтя какчории \ ।за исключением женщин ло 40 лет) распре-
де (ение дозы внешнего из (учения в (счсние 1 о за не рез таментиру ется
воздействия ионизирующих излучений, не превышает риска смерти от
профессиональных причин в других отраслях промышленности, где
гарантирована высокая степень безопасности.

Единичное воздействие облучения дозой, равной предельно допусти-
мой, не приводит к каким-либо нарушениям функций организма неза-
висимо от тою, получена ли Ота доза однократно в короткий промежу-
ток времени или воздействие длилось равномерно в течение года. Только
для женщин до 40 лет НРБ-76 регламентируют равномерность обручения.
Для женщин этого возраста эквивалентная доза на тазобедренную об-
ласть не должна превышать 1 бэр за любые два последовательные месяца.

По фактической индивидуальной дозе внешнего и внутреннего облу-
чения, установленной по данным дозиметрического контроля, персонал
подразделяется на две группы.

а)	лица, условия труда которых таковы, что доза за год может пре-
вышать 0,3 ПДД; для лиц этой группы обязателен индивидуальный до-
зиметрический контроль;

б)	лица, условия труда которых таковы, что доза за год не может пре-
высить 0,3 ПДД; для лиц этой группы индивидуальный дозиметрический
контроль не является обязательным, сохраняется контроль мощности
дозы внешнего излучения и концентрации радионуклидов в воздухе ра-
бочих помещений. Оценка облучения персонала проводится по этим
данным.

Аварийное облучение персонала. На АЭС, как и в каждом учреждении,
где ведутся работы с радионуклидами и другими источниками ионизи-
рующих излучений, должны быть разработаны мероприятия, направлен-
ные на предупреждение аварийной ситуации, а также на ликвидацию
последствий в случае возникновения аварии. При возникновении аварии
должны быть приняты все возможные меры для сведения к миниму-
му внешнего облучения и поступления радионуклидов в организм
человека. Если потенциальную аварийную дозу внешнего излучения и
(или) поступления радионуклидов предвидеть невозможно, то плани-
руемое переоблучение может быть оправдано спасением людей, пре-
дотвращением крупных аварий и переоблучения большого числа
людей.

При осуществлении мероприятий по ликвидации последствий аварий
НРБ-76 разрешают производить планирование повышенного облучения
персонала при выполнении следующих условий: допускается внешнее
облучение или поступление радионуклидов в организм выше годовой
предельно допустимой дозы или предельно допустимого поступления
в 2 раза в каждом отдельном случае или в 5 раз на протяжении всего
периода работы. В каждом подобном случае персонал должен быть
предупрежден о дополнительном облучении. Такое облучение допускается
только с письменного разрешения администрации предприятия и личного
согласия исполнителя. Разрешение оформляется выдачей наряда на вы-
полнение таких работ с подробным указанием перечня и регламента ра-
бот и мер предосторожности.

Увеличение дозы или поступление радионуклидов выше значений,
установленных в табл. 3.2, оправдано только тогда, когда нет возмож-
6-5236	81
ности применить меры, исключающие такое облучение персонала. При
планировании повышенного облучения персонала НРБ-76 требуют раз-
работки мероприятий, направленных на ограничение доз облучения.

Планируемое повышенное облучение не разрешается, если добавление
планируемой дозы к полученной работником ранее, превысит значения
дозы, определяемой возрастной формулой (Н = ПДД  Т), или, если
работник ранее при аварийном или случайном облучении получил 5 ПДД
и более. Не допускается также планируемое повышенное облучение
женщин в возрасте до 40 лет.

Доза, полученная при планируемом повышенном облучении, сама по
себе не может служить причиной для отстранения данного лица от его
обычной работы, но работнику, подвергшемуся повышенному облуче-
нию, можно разрешить продолжать работу при отсутствии медицинских
противопоказаний.

Каждое аварийное или планируемое повышенное облучение должно
быть скомпенсировано в последующем периоде так, чтобы накопленная
доза не превысила значений, определенных формулой Н = ПДД • Т. При
дозе до 2 ПДД период компенсации должен быть не более 5 лет, при дозе
до 5 ПДД - не более 10 лет.

Однократное внешнее облучение свыше 5 ПДД, а также поступление
в организм радионуклидов более 5 ПДД должно рассматриваться как
потенциально опасное. После такого воздействия работник должен быть
направлен на медицинское обследование.

Облучение ограниченной части населения (категория Б). При облуче-
нии лиц категории Б индивидуальная эквивалентная доза за год не должна
превысить ПД, указанного в табл. 3.2. Оценка проводится по среднему
значению индивидуальной эквивалентной дозы для критической группы
лиц категории Б, находящихся на территории зоны наблюдения. Зна-
чение ПД = 0,5 бэр при облучении I группы критичных органов установ-
лено таким, чтобы опасность облучения и связанный с этим риск не пре-
вышали опасности и риска таких природных явлений, как землетрясе-
ние, наводнение, ураган и т.п.

Надзор за дозой излучения и поступлением радионуклидов в организм
для лиц категории Б осуществляется установлением контроля радиа-
ционной обстановки по месту их работы и проживания. По месту рабо-
ты контролируется мощность эквивалентной дозы внешнего излучения
и концентрация радионуклидов в воздухе рабочих помещений и на тер-
ритории. По месту проживания контролируется доза внешнего излучения
и поступлейие в организм радионуклидов с воздухом, водой и рационом.

Если по результатам длительного наблюдения облучение критической
группы лиц категории Б не превысит 0,1 ПДД, то НРБ-76 разрешают со-
кратить объем радиационного контроля по согласованию с органами
Госсаннадзора при обязательном сохранении контроля за источниками
выбросов в атмосферу и сбросов в водоемы.

Для каждой АЭС создается санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона на-
блюдений (ЗН). В пределах СЗЗ (обычно радиусом 3—5 км вокруг про-
мышленной длощадки) возможно облучение, превышающее ПД, поэто-
82
му проживание населения здесь не допускается. На территории ЗН
(до 20-30 км от АЭС) облучение населения может достичь ПД.

Пределы дозы, приведенные в табл. 3.2, устанавливаются для границы
санитарно-защитной зоны или за ее пределами на таком расстоянии, где
ожидается наибольшая доза внешнего и внутреннего облучения.

Чтобы исключить превышение пределов дозы, указанных в табл. 3.2,
в СП АЭС-79 регламентированы среднесуточный и среднемесячный допу-
стимые выбросы (ДВ) газов и аэрозолей в атмосферу, основанные на
опыте эксплуатации действующих АЭС (табл. 3.3 и 3.4).

В условиях нормальной эксплуатации АЭС соблюдение указанных норм
и правил обеспечивает полную радиационную безопасность персонала и
населения, проживающего вблизи АЭС.

Облучение населения (категория В). Ограничение облучения населения
области, края, республики, страны (категория В) определяется возникно-
вением отдаленных эффектов и генетических последствий. Регламента-
ция и контроль за облучением лиц категории В относится к компетенции
Министерства здравоохранения СССР. В случае радиационной аварии
Главным санитарно-эпидемиологическим управлением Минздрава СССР
исходя из масштаба аварии устанавливаются временные допустимые
уровни облучения и допустимые поступления радионуклидов внутрь
организма. НРБ-76 требуют от учреждений во всех случаях принимать
меры по ограничению облучения населения. В частности, требуют огра-
ничивать облучение при медицинских ренттенорадиологических ис-

Таблица 3 3. Среднесуточный допустимый выброс радионуклидов

в атмосферу АЭС электрической мощностью Аэ < 6000 МВт (эл.)

Радионуклид	Допустимый выброс  Бк/[сут • 1000 МВт (эл.) ] Ки/[сут • 1000 МВт (эл.) ]
РБГ (любая смесь) 1311 (газовая + аэро- зольная фаза) Смесь долго жив ущих нуклидов (ДЖН) Смесь короткоживущих нуклидов (КЖН)  Примечания- 1	18,5-Ю12	500  3,7 • 10*	0,01  5,5-10*	0,015  7,4-109	0,2  Под термином РБГ понимается любая смесь благород-

ных радиоактивных газов - аргона, криптона и ксенона.

2. Смесью долгоживущих нуклидов (ДЖН) названы радиоактивные аэрозоли,
экспонированные на фильтре в течение 1 сут и измеренные через 1 сут после
снятия пробы. При необходимости период экспонирования фильтра может быть
изменен.

3. Смесью короткоживущих радионуклидов (КЖН) названы радиоактивные
аэрозоли, экспонированные на фильтре в течение 1 сут и измеренные через 1/2ч
после снятия пробы. При необходимости период экспонирования может быть из-
менен.

4. Допускается однократный (или суточный) выброс радионуклидов, в 5 раз
превышающий приведенный в табл. 3.3 среднесуточный допустимый выброс при
условии, что суммарный выброс за один квартал не превысит соответствующего
расчетного значения.
Таблица 3.4. Среднемесячный-допустимый выброс некоторых
радионуклидов из АЭС в атмосферу

Радионуклиды

^Сг

Аэ < 6000 МВт (ЭЛ.) : Бк/ 5,5 • 107 5,5 • 108 5,5 • 108 5,5  108 5,5 • Ю8 5,5 • 10®
[мес • 1000 МВт (эл.) ]
мКи/[мес • 1000 МВт(эл.) ]	1,5	15	15	15	15	15

>6000 Мвт (эл.) :Бк/мес 3,3 • 108 3,3 •	109	3,3	• 109	3,3 • 109	3,3 •	109	3,3	 Ю9

мКи/мес	9	90	90	90	90	90

Примечания: 1. Если номинальная электрическая мощность АЭС не
превышает 6000 МВт, то для определения допустимого выброса следует пользо-
ваться табл. 3.3. и табл. 3.4 , т.е. нормализованным допустимым выбросом. При
номинальной электрической мощности менее 1000 МВт следует использовать зна-
чение ДВ для мощности 1000 МВт (эл.).

2.	Если номинальная электрическая мощность АЭС превышает 6000 МВт, то
допустимый выброс не должен превышать уровня, приведенного в табл. 3.4.

3.	Приведенные в табл. 3 3 и 3.4 значения ДВ относятся к трубе высотой от 80
до 150 м и равномерной среднегодовой розе ветров. При отклонении от этих усло-
вий требуется вводить поправки в значения ДВ.

4.	Среднемесячное значение выброса в исключительных случаях может быть
больше в 5 раз при условии, что не будет превышен годовой предел выброса.

следованиях населения, особенно беременных женщин, детей и подрост-
ков. В целях охраны населения и окружающей среды требуют принимать
меры по предупреждению и ограничению образования радиоактивных
отходов и максимальному снижению активности, удаляемой учреждением
во внешнюю среду.

3.3.3. Допустимые поступления радиоактивных веществ
в организм человека и допустимые концентрации их в воздухе

Согласно НРБ-76 суммарное воздействие внешних и внутренних источ-
ников на каждый критический орган не должно превышать соответствую-
щей ПДЦ в год.

Чтобы обеспечить эти требования, НРБ-76 регламентируют допустимое
содержание каждого радионуклида в органе и соответствующие ему до-
пустимые поступления радионуклида в организм через органы дыхания
и допустимую его концентрацию в воздухе и воде.

В конечном итоге радиационное воздействие радиоактивных веществ
при попадании их в организм человека определяется поглощаемой орга-
низмом или отдельными его органами дозой. Так как измерение этой до-
зы является иногда сложной задачей, то практически дозиметрия радиоак-
тивных газов и аэрозолей сводится к определению концентрации послед-
них в воздухе рабочих помещений (для персонала) или атмосферном воз-
духе (для отдельных лиц из населения).

Допустимое содержание (ДС) — среднегодовое содержание радиоактив-
ных веществ в организме (критическом органе), при котором эквива-
лентная доза равна ПДЦ для категории А или ПД для категории Б.
Предельно допустимое годовое поступление (ПДП) для лиц катего-
рии А — поступление радиоактивных веществ в организм в течение года,
которое за время профессиональной работы (50 лет) создает в критиче-
ском органе ежегодную эквивалентную дозу не более 1 ПДД.

Предел годового поступления (ПГП) для лиц категории Б — поступле-
ние радиоактивных веществ в организм в течение года, которое за 70 лет
создает в критическом органе ежегодную эквивалентную дозу не более
1 ПД.

Для предотвращения попадания радионуклидов в организм человека
с воздухом через органы дыхания, с водой и продуктами питания через
желудочно-кишечный тракт, кожу или повреждения кожи необходимо
ограничить их содержание и осуществлять контроль в этих средах. Для
этой цели устанавливаются нормы — допустимые концентрации радиоак-
тивных нуклидов для тех контролируемых сред, из которых они могут
проникать в организм человека.

Допустимая концентрация (ДК) - отношение ПДП или ПГП радиоак-
тивных веществ к объему V воды и воздуха, с которыми они поступают
в организм человека в течение года. Соответственно допустимая концент-
рация аэрозолей в воздухе производственных помещений для лиц кате-
гории А (ДКд) вычисляется по формуле, Бк/м3:

ДКд = ПДП/ИЛ ,	(3.1)

где Ид — объем воздуха, вдыхаемого работником за 2000 рабочих ча-
сов в году, принимается равным 2500 м3/год.

Для лиц категории Б среднегодовая концентрация аэрозолей в воз-
духе (ДКб) определяется по формуле, Бк/м3:

ДКБ = ПГП/ИБ ,	(3.2)

где ИБ — объем воздуха, вдыхаемого работником, принимается равным
7300 м3.

Из способа установления ДК следует, что если в течение всего года вды-
хать воздух со среднегодовой концентрацией ДКд или ДКБ, то доза
в критическом органе за год будет равна ПДД или ПД соответственно.

Числовые значения ДК рассчитаны из условия, что на критический
орган действует только один радионуклид, который и создает ПДД за год.
В реальных условиях действует не один, а несколько радионуклидов,
а также внешнее излучение. Поэтому необходимо оценивать суммарное
воздействие всех радионуклидов и внешнего излучения на каждый кри-
тический орган.

В НРБ-76 регламентированы также ДКд и ДКБ для случая, когда со-
став смеси радионуклидов неизвестен или известен частично.

В отличие от аэрозолей допустимая концентрация радиоактивных бла-
городных газов (РБГ) определяется по допустимой мощности дозы
(ДМД) внешнего (3-, у-облучения по формуле

ДК = ДМДД7 ,	(3.3)

где ДМД — допустимая мощность дозы в критическом органе — коже,
подкожных тканях, гонадах, во всем теле, и - дозовый коэффициент,
определяемый по мощности дозы в критическом органе, создаваемой при
концентрации РЬГ, равной 1 Бк/м3. Значения с/ увеличиваются с ростом
размеров помещения и достигают максимума на открытой местности так
как фотоны могут приходить из значительного объема воздуха

ЛК для РЬГ, содержащихся в воздухе рабочих помещений и на откры-
той местности, приведены в табл 5 НРБ-76 Значения ДК уменьшаются
пропорционально росту обьема воздуха, из которого поступают фотоны
В больших помещениях и на открытой местности критическими орга-
нами являются гонады или все тело В помещениях меньшего размера
еще одним критическим органом становится кожа В помещениях мало-
го размера критическим органом является, главным образом, кожа за
счет ее 0-облучения

Внешнее 0-, у-излучснис обычно контролируется индивидуальными или
переносными дозиметрами, поэтому дополнительную оценку дозы от
РЬГ по концентрации в таких случаях делан, нс следует, чтобы не учесть
се дважды.

3.3.4. Допустимые загрязнения поверхностей

При правильном обращении с источниками ионизирующего излучения
их вредное воздействие можно свести к минимуму, а. пренебрежение
требованиями правил радиационной безопасности может привести к тя-
желым последствиям для здоровья самою работающего и окружающих
его людей. Степень радиационной опасности при работе с источниками
ионизирующих излучений определяется видом источника (закрытый или
открытый), энергией ионизирующего излучения, активностью и периодом
полураспада Из открытых источников радиоактивные вещества в виде
аэрозолей могут попадать на поверхность помещений, оборудования и
в воздух. ИРЬ-76 регламентируют допустимые уровни загрязнения рабо-
чих поверхностей, так как загрязненные радиоактивными веществами
открытые поверхности помещений и оборудования являются возмож-
ным источником внутреннего облучения при поступлении радиоактивных
веществ внутрь организма Такое поступление возможно путем перехода
их с загрязненных поверхностей в воздух (десорбции) и последующего
их вдыхания. Другой путь - контактный перенос радиоактивных веществ
на кожные покровы рук и тела, последующие проникновение внутрь
организма через повреждения в коже (раны, царапины, ссадины) или с
рук в желудочно-кишечный тракт пероральным путем.

Перенос радиоактивных веществ с зазрязненных поверхностей в воз-
дух происходит в основном при нефиксированном загрязнении в резуль-
тате движения воздуха, создаваемого работающей вентиляцией, а также
при выполнении различных работ Следует помнить, что ликвидировать
загрязнение радиоактивными веществами всегда труднее, чем предупре-
дить его. Поэтому при работе с радиоактивными веществами в открытом
виде необходимо соблюдать особую осторожность и выполнять все тре-
бования, предусмотренные ОСП-72/80, СП АЭС-79 и местными инструк-
циями по радиационной безопасности
Таблица 3.5. Допустимые загрязнения поверхностей (ДЗд), част./(см2-мин)

-1
а-Активные нуклиды- |3-Актив-

Объект загрязнения------------------------------------ные нук-

Кожные покровы, полотенца, спсцбельс,	1	1	100
внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты Основная спецодежда, внутренняя поверх-	5	20	800
ность дополнительных средств индивидуаль- ной защиты  Наружные поверхности спецобуви и допол- нительных средств индивидуальной защиты, используемых в помещениях  постоянного пребывания персонала	5	20	2000
периодического пребывания персонала	50	200	8000
Спсциа; ьная одежда	5	20	800
Другие 1 ндивидуальные средства защиты внутренняя поверхность	5	20	800
наружная поверхность	50	200	8000
Поверхности помещений постоянного пре-	5	20	2000
бывания персонала и находящегося в них оборудования  Поверхности помещений периодического	50	200	8000
пребывания персонала и находящегося в них оборудования  Транспортные средства и наружная поверх-	10	10	100

ность защитных контейнеров и охранной

тары упаковочных комплектов радиоактив-

ных веществ*4

•* Для поверхностей рабочих помещений, оборудования, транспортных средств,
защитных контейнеров и охранной тары, загрязненных «-активными нуклидами,
нормируется нефиксированное (снимаемое) загрязнение, для остальных поверх-
ностей - суммарное (фиксированное и нефиксированное) загрязнение. "Снимае-
мое" загрязнение определяется методом сухого мазка.

** К отдельным радионуклидам относятся «активные нуклиды, допустимая
концентрация (ДКд) которых в воздухе производственных помещений меньше
3,7 10"’ Бк/м3 (1 • 10~14 Ки/л).

Для 9а8г, 908г + 90У допустимое загрязнение устанавливается в 5 раз мень-
ше; загрязнение тритием не нормируется, так как его воздействие контролируется
по содержанию в воздухе и организме.

Вне санитарно-защитной зоны нефиксированное загрязнение транспортных
средств и наружной поверхности охранной тары упаковочных комплектов не до-
пускается.

В табл. 3.3 приведены значения допустимых уровней загрязнения
(ДЗд) поверхностей рабочих помещений, наружных поверхностей обо-
рудования, индивидуальных средств защиты и кожных покровов. До-
пустимые уровни загрязнения поверхностей помещений являются показа-
телями, определяющими необходимость проведения дезактивации. Они
позволяют судить о герметичности технологического оборудования и
надежности санитарно-гигиенических барьеров, ограничивающих рас-
пространение радиоактивных веществ за пределы различных помещений
и зон АЭС.	87
3.3.5. Допустимая мощность дозы ионизирующего излучения

Для проектных расчетов толщины биологической защиты от внешнего
ионизирующего излучения ОСП 72/80 устанавливают коэффициент запаса,
равный 2. Этот проектный запас дается в связи с возможными неточно-
стями в исходных данных, используемых в расчетах. Кроме того, при
расчетах дополнительно учитываются такие факторы, как сорбция ра-
диоактивных веществ конструкционными материалами, перспективное
увеличение активности источников и др.

Проектная толщина стен, выполняющих функцию защиты от внешнего
ионизирующего излучения, определяется с учетом назначения помещений
и в зависимости от категории работающих в них лиц и времени облуче-
ния. При расчете защиты проектная мощность эквивалентной дозы излу-
чения Й на поверхности защиты определяется по формуле, мбэр/ч,

Н = 500Н/1,	(3.4)

где Н — предельно допустимая доза, равная 5 бэр в год для категории Л
и 0,5 бэр в год для категории Б; ( — продолжительность работы персо-
нала, часы в год; в этой формуле учтен используемый при проектирова-
нии коэффициент запаса, равный 2.

Для стандартной продолжительности работы (36- 41-часовая рабочая
неделя) значения проектной мощности эквивалентной дозы приведены
в табл. 3.6.

Для удобства планирования и контроля облучения на АЭС, как прави-
ло, вводят условные предельно допустимые дневную, недельную и ме-
сячную дозы, равные соответственно 0,2; 1,0 и 4,0 мкЗв (0,02; 0,1 и
0,4 бэр). Их можно рассматривать как контрольные дозы за день, неде-

Таблица 3.6 Мощность эквивалентной дозы II, используемая
при проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения

Категория облучае- мых лиц	Назначение помещений и территории	Проектная мощ- ность дозы Н, мбэр/ч
А	Помещения постоянного пребывания пер- сонала	1,4
А	Помещения, в которых персонал пребы- вает нс более половины рабочего времени	2.8
А	Любые другие помещения для лиц катего- рии А, не занятых непосредственно рабо- той с источниками ионизирующего излу- чения	0.1
Б	Любые помещения на территории пром- площадки	0,03

Примечания 1. Переход от плотности потока частиц или фотонов разных
энергий к мощности эквивалентной дозы производится по табл 7- 14 НРБ-76.

2. Для лиц категории А проектные значения мощности эквивалентной дозы от-
носятся к рабочему месту.
лю и месяц. При этом предельно допустимая дневная доза рассчитана из
условий работы в зоне ионизирующих излучений в течение 5 ч

Допустимая мощность дозы при I (ч) работы в день и шестиднев-
ной рабочей неделе равна

0,1	Ю'2 106	4.63 10~2	167

Н]\ =--------------=--------------(мкЗв/с) = ----- (мкЗв/ч)

6 / 3600	Г	I

или

/7Д = 4.63/Г (мкбэр/с) = 16,7/г (мбэр/ч)

Дия шестичасового рабочего дня допустимая мощность дозы будет
равна

= 0,772 • 10“2 мкЗв/с = 28 Зв/ч

(Яд = 0,772 мкбэр/с = 2,8 мбэр/ч).

Глава 4

ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

4.1.	ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА АЭС

Основными источниками радиационной опасности на АЭС являются:
ядерный реактор, трубопроводы и оборудование первого контура, бас-
сейны выдержки с отработанным ядерным топливом, системы спец-
водоочистки и их оборудование и т д.

Основными факторами радиационного воздействия на персонал яв-
ляются потоки внешнего ионизирующего излучения от этих источников,
а также загрязненность воздуха рабочих помещений радиоактивными
газами и аэрозолями, загрязненность рабочих поверхностей, кожных
покровов и спецодежды радиоактивными веществами.

4.1.1.	Источники внешнего ионизирующего излучения

Ядерный реактор АЭС является мощным источником нейтронного и
у-излучения, так как в активной зоне его осуществляется управляемая
цепная реакция деления. Загружаемое в реактор ядерное топливо яв-
ляется слабоактивным материалом, не представляющим опасности как
источник внешнего излучения. Но с началом цепной реакции оно начи-
нает испускать мощные потоки нейтронного и у-излучения. Процесс
деления сопровождается также образованием целого ряда радиоактивных
продуктов деления и превращением урана-238 в высокоактивный альфа-
излучатель - плутоний-239.

Плотность потока нейтронов в активной зоне при работе реакторов
современных АЭС достигает 1013 — 1014 нейтр/(см2 • с). Наиболее ве-
роятное значение энергии нейтронов деления составляет 0,75 МэВ, а
средняя энергия — около 2,0 МэВ. При делении урана-235 образуется
также мгновенное у-излучение с энергией фотонов в диапазоне 0,2-
7,0 МэВ и средней энергией около 1,0 МэВ.

Продукты деления содержат очень большое количество радионукли-
дов, являющихся /3- и у-излучателями, активность которых зависит как
о г рабочего, так и нерабочего времени реактора

При захвате нейтронов ядрами топлива, теплоносителем, замедлителем
и конструкционными материалами реактора и ею внутрикориусных уст-
ройств по (н, у)-реакции возникает захватное у-излучение с энер1ией
до 10 МэВ

Работа ядерного реактора характеризуется постоянным образованием
и накоплением долюживуших высокорадиоактивных продуктов деления
по мере выгорания ядерного топлива Так, например, в активной зоне
водо-водяных реакторов типа ВВЭР-440 ежесуточно образуются такие
радиотоксичные нуклиды, как иол-131 и стронции-90 в количестве
1,1 • 106 и 1,8	102 Ки (4,1	1016 и 6.5 • 1012 Бк) соответственно

К концу трехлетней кампании этого реактора полная активность продук-
тов деления составляет около 6 109 Ки (2,2 • 102° Бк), или 1,4 10к Ки
(5,2	10'* Бк) на 1 т топлива, при этом более 50'/ активности при-

хо.гщтся на долю I азообразных продуктов деления

В остановленном ядерном реакторе основными источниками у-излу-
чения от него являются фотоны долюживуших продуктов деления и
излучения от его конструкционных элементов, подвергшихся сильной
активации нейтронами

Трубопроводы и оборудование первого контура (элавные циркуля-
ционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объема и тд.) являются
источниками ионизирующего излучения в результате того, что внутри
них находится радиоактивный теплоноситель Активность теплоносителя
обусловлена "собственной”, осколочной и коррозионной активностями

Собственная активность зависит от свойств ядер самого теплоносителя
Так. например, для водного теплоносителя в результате взаимодействия
в активной зоне потоков быстрых нейтронов с ядрами кислорода и водо-
рода теплоносителя возникают следующие реакции |(1О(л. р),6\г. 1 7Ох
х(п. />)'7Х. |8О(ц у)|9О. 211 (ц у)3Н Основную активность теплоно-
сителя обусловливает 16\. образующийся в результате первой реакции.
Это объясняется большим сечением взаимодействия быстрых нейтронов
с |6О и тем. что естественное содержание в природе этою изотопа рав-
но 99.8'% 16М имеет период полураспада 7,11 с и испускает у-кванты с
энергией 2.75: 6,13 и 7,11 МэВ. Собственная активность теплоносителя
при работе реактора достигает 10~ 1 Ки/л (4 10у Ьк/л2), а мощность
дозы у-излучения вплотную к трубопроводу первого контура 100 бэр/ч
(13 Зв/ч). После остановки реактора активность азога-16 быстро сни-
жается

Для натриевого теплоносителя реакторов БН основной реакцией
активации теплоносителя будет 23\а(ц у)24\'а на тестовых нейтронах
Образующийся 24\'а имеет период полураспада 15 ч и испускает два
у-кванга с энертией 2.75 и 1,37 МэВ

Осколочная активность теплоносителя обусловлена продуктами целе-
ния, попадающими в первый контур при разгерметизации оболочек
90
твэлов. Менее значительный вклад в осколочную активность теплоноси-
теля дает поступление продуктов деления с поверхностей оболочек твэ-
лов, загрязненных топливом при изготовлении.

Разгерь с 1изация твэлов происходит в основном в результате корро-
зионно-усталостных процессов и начинается с появления микротрещин
В реакторах отечественных АЭС используется в основном ядерное топ-
ливо на основе двуокиси уроана-238, обогащенного ураном-235
Твэлы активной зоны реактора представляют собой стержни с цилиндри-
ческой оболочкой из циркониевою сплава, заполненные таблетками из
спеченной двуокиси урана Между таблетками и оболочкой имеется за-
зор, а в верхней части твэла свободное пространство, лак как в про-
цессе работы реактора происходит распухание таблеток двуокиси ура-
на В центре таблеток имеется осевое сквозное отверстие. При работе
реактора в топливе образуются твердые, летучие и газообразные про-
дукты целения

Газообразные и летучие продукты деления (РБГ, цезий, иод, бром)
мигрируют вначале в открытые поры в спеченной двуокиси урана, за-
тем поступают в осевое отверстие, зазор под оболочкой и в объем сво-
бодного пространства в верхней части твэла. При появлении микро тре-
щин они выходят из-под оболочки твэла в теплоноситель со скоростью,
пропорциональной степени негерметичности твэла

В результате воздействия различных факторов (высокая темпера-
тура, коррозия, радиационное охрупчивание, вибрация, переменные теп-
ловые и гидравлические нагрузки) микротрещины в некоторых случаях
развиваются в крупные дефекты оболочек твэлов. При таких дефектах
возможен прямой контакт теплоносителя с топливом и выход в теплоно-
ситель твердых продуктов деления и урана.

На отечественных АЭС с ВВЭР, как и на зарубежных с реакторами
Р\УК. число газонеплотных твэлов (с микротрещинами) не должно пре-
вышать 1%, а число твэлов с крупными дефектами 0,1%. Для АЭС с
РБМК проектные пределы повреждения оболочек твэлов такие же, хотя
в проектах АЭС они снижены соответственно до 0,1 и 0,01%. Факти-
ческие показатели негерметичности оболочек твэлов на 1 -2 порядка
меньше этих предельных значений

Третьим видом активности теплоносителя является наведенная ак-
тивность примесей. К примесям теплоносителя относятся минеральные
соли (особенно соли натрия), растворенные газы (аргон и др.) и про-
дукты коррозии (окислы железа, никеля, кобальта, хрома и др),
попадающие в теплоноситель при их смыве с конструкционных элементов
и внутренних поверхностей трубопроводов. Основной вклад в этот вид
активности теплоносителя после остановки реактора вносят активиро-
ванные продукты коррозии. Они накапливаются на внутренних поверх-
ностях оборудования и трубопроводов и являются основным источни-
ком у-облучения персонала при проведении ремонта на загрязненном
оборудовании. Накопление их происходит в результате длительной
многократной циркуляции теплоносителя. При этом происходит смыв
продуктов коррозии контура и отложение их на поверхностях активной
Таблица 4.1. Характеристика радиоактивных продуктов коррозии,
входящих в состав отложений

Реакция образования

Период полурас-
пада

Энергия фотонов,МэВ

<;81 е(л. у)591 с	45.1 суг	1,1; 1,29
50Сг(/г. у)51Сг	27,8 сут	0,32
55Мп(«, у)56Мп	2.58 ч	0,846, 1,81: 2 11
541 е(п. />)54Мп	31 2,3 сут	0,835
59Со(я, у)60Со	5,25 гола	1,17; 1,33
58\Ш/,р)58Со	70 сут	0,511, 0,81
94/г(л, У)952г	64 сут	0,72, 0,75
109А,<«. У)"'1"'А,	250,4 сут	0.66, 0,88. 0,94; 1,38

зоны, гас под воздействием потоков нейтронов происходит их активация.
Последующий смыв активированных продуктов коррозии и перенос их
из активной зоны ведет к образованию пленки активных отложений на
внутренних поверхностях оборудования А.ЗС' парогенераторов, насосов,
барабанов-сепараторов, арматуры и трубопроводов.

Радионуклидный состав и активность теплоносителя и отложений на
оборудовании зависят от типа теплоносителя, материалов контура и ак-
тивной зоны, герметичности оболочек твзлов, способности радионуклидов
к осаждению на поверхности и поступлению их в теплоноситель

В волоохлаждаемых ядерных реакторах оборудование техноло; иче-
ского контура изтотовляется из коррозионно-стойких сталей, поэтому в
состав коррозионных отложений вхо.дят радионуклиды кобальта, желе-
за, хрома, марганца и др (табл 4.1). Они образуются из химических эле-
ментов, входящих в состав этих сталей, сплавов циркония и других ма-
териалов, применяемых в реакторостроении.

Наибольший вклад в мощность дозы вносит кобальт-60. Вклад продук-
тов деления в мощность дозы незначителен и, как правило, не превы-
шает 1 О'/.

С увеличением времени эксплуатации АЭС активность отложений на
оборудовании растет и вместе с этим возрастает мощность дозы у-излуче-
ния от оборудования. Так, мощность лозы у-излучения вблизи трубо-
провода первого контура на остановленном реакторе ВВЭР-440 поте
1 года эксплуатации составляет 10 20 мкР/с (0,1 -0,2 мкЗв/с), через
2 года работы возрастает до 50- 60 мкР/с (0,5-0,6 мкЗв/с), через 3 го-
да 70—100 мкР/с (до 0,7—1 мкЗв/с), а в отдельных участках контура
до 500-1000 мкР/с (5-10 мкЗв/с).

Кроме ядерного реактора и оборудования первого контура мощными
источниками ионизирующих излучении являются бассейны выдержки
с отработанным ядерным топливом; системы спецводоочистки и их обо-
рудование. хранилища отходов, детали и механизмы СУЗ, датчики КИП
и ра;щационного технологического контроля, связанные с измерением
параметров первого контура.
Второй контур и различные вспомогательные технологические конту-
ры могут быть источниками излучения, если будет происходить протеч-
ка в них теплоносителя из основного технологического контура (на-
пример, при разгерметизации коллектора или теплообменных трубок
в парогенераторе).

4.1.2.	Источники загрязнения радиоактивными аэрозолями

и газами воздуха помещений АЭС

Кроме внешнего нейтронного и у-излучения радиационную обстановку
на АЭС определяют радиоактивные газы и аэрозоли, присутствующие
в воздухе рабочих помещений, и радиоактивные загрязнения поверхно-
стей помещений и оборудования.

Радиоактивные аэрозоли представляют собой взвешенные в воздухе
(в виде тумана или дыма) мельчайшие твердые или жидкие частицы ра-
диоактивного вещества.

Поступление их в организм и распределение в нем зависят от размеров
аэрозольных частиц. Поэтому для оценки степени радиационной опасно-
сти аэрозолей необходимо, кроме их объемной активности в воздухе,
определять дисперсность аэрозольных частиц.

Дисперсность частиц при распределении их размеров по логарифмиче-
ски нормальному закону, которое обычно наблюдается при эксперимен-
тах, характеризуют медианным (геометрическим) диаметром с1 и стан-
дартным геометрическим отклонением о от него. Задержка аэрозольных
частиц в верхних дыхательных путях и легких определяется не геометри-
ческим, а аэродинамическим размером этих частиц (1а, отражающим
способность их следовать по направлению воздушного потока и поведе-
ние их в органах дыхания, в воздуховодах вентиляционных систем и
воздухозаборных трубках. Связь между диаметрами следующая:
<Уа = с1\Гр (р — плотность вещества). От дисперсности частиц зависит
также их проскок через фильтры очистки воздуха при выбросе его из
АЭС и через индивидуальные респираторы.

Согласно рекомендациям МКРЗ принимается следующее распределение
вдыхаемых аэрозолей: 50% осаждается в верхних дыхательных путях
(носоглотка, трахея, бронхи), 25% — в альвеолах легких, 25% выдыхается
в воздух. В дальнейшем было уточнено, что в трахеях и бронхах отклады-
вается 10% частиц с медианным диаметром с!а = 11,2 + 10,0 мкм, в носо-
глотке — от 40 до 90% частиц с диаметром с1а = 1 + 10 мкм, в легких —
от 25 до 60% диаметром <1а = 0,1 -г1,0 мкм.

В воздухе помещений и вытяжных вентиляционных системах АЭС
обнаружены экспериментально как естественные, так и искусственные
радиоактивные аэрозоли. Первые представляют собой рассеянные в
природной среде продукты распада урана, тория и радия. Ко вторым
относятся продукты деления ядерного топлива и продукты активации
примесей теплоносителя, мигрировавшие в воздух.

Из примесей следует отметить прежде всего активированные продук-
ты коррозии, перечисленные в табл. 4.1. Растворенный в водном тепло-
носителе вместе с воздухом 40Аг превращается при активации в 41 Аг
по реакции 40 Аг (и, у)41 Лг. Применение на АЭС с ВВЭР борного регули-
рования путем добавления в теплоноситель борной кислоты приводит к
образованию трития 3Н по реакции 10В (и, 2«)3Н. Последний образуется
также по реакции 2Н(ц у)3Н за счет активации дейтерия, входящего
(0,0159?) в состав воды. Кроме перечисленных радионуклидов в теплоно-
сителе образуются 18 Г (1,87 ч), 24№ (14,9 ч), 4'К (12,3 ч), которые
представляют опасность при нормальной работе АЭС только внутри стан-
ции из-за малых периодов полураспада. Значительная временная задержка
их перед выбросом в атмосферу приводит практически к полному их
распаду до выхода из АЭС.

Продукты деления ядерного топлива представляют собой около
600 различных радионуклидов. В зависимости от физико-химического
состояния продукты деления разделяют на следующие группы 1) радио-
активные благородные газы (РБГ). ксенон, криптон, аргон; 2) летучие
вещества (например, иод, цезий); 3) нелетучие вещества (например,
стронций, лантан, цирконий, рутений, церий) Большая часть продуктов
деления радиоактивна. Барьерами, ограничивающими распространение
их в помещения АЭС. служат ооолочки твэлов и контур теплоносителя
Однако идеально юрмстичных оболочек твэлов не бывает. О причинах
и допустимых пределах разгерметизации оболочек твэлов было подробно
сказано выше (см п 4.1.1).

Что касается контура теплоносителя, то технологические системы,
содержащие его, сконструированы таким образом, чтобы обеспечить
изоляцию радионуклидов, попавших в него через дефекты в оболочках
твхюв Для этою часть теплоносителя непрерывно направляется на про-
дувку (очистку) в специальную систему водоочистки. На АЭС с
ВВЭР-440 количество теплоносителя, идущего на очистку, составляет
20 т/ч, на ВВЭР-1000 - около 60 т/ч, те Около НУ/. общею количества
теплоносителя первою контура за 1 ч. Главным элементом спецводо-
очистки является ионообменный фильтр, который улавливает в той или
иной степени все радионуклиды, кроме РБГ и трития в форме 2Н‘ПО.
На реакторе ВВЭР-1000 дополнительно производится дегазация очи-
щаемою теплоносителя для удаления Iазообразных и летучих продуктов
деления.

Из барботажного и других баков и емкостей с жидкими радиоактив-
ными средами сдувки газов направляют в специальную систему газо-
очистки

Однако, несмотря на перечисленные меры, в период нормальной экс-
плуатации АЭС мо1ут иметь место неорганизованные утечки теплоноси-
теля через различные нешютности фланцевых соединений и приводов за-
порной арматуры первого контура. Проектное значение их нс превышает
100- 200 кг/ч, а фактическое для реактора ВВЭР-440 находится в преде-
лах 5 -50 кг/ч Истечение воды с температурой 523 К сопровождается
парообразованием С образующимся паром в воздух помещений будут
выходить Практически все РБГ и тритии. Доля других радионуклидов,
уносимых из теплоносителя с паром, составит А'р0 Здесь А'р коэф-
фициент распределения радионуклида между паровой и водной фазами
94
при парообразовании, 6 — доля теплоносителя, превращающегося в пар
при утечке из контура. Обычно Кр принимают равным 10-2 для иода,
3 • 10"2 для цезия, 4 • 10"2 - для церия, кобальта и других нелетучих
радионуклидов: 0 принимают равным 0,4, полагая, что 40% воды пре-
вращается в пар. Остальная часть вытекающего теплоносителя поступает
в спецканализацию либо остается в помещении и в дальнейшем частично
или полностью испаряется.

Наибольшую опасность при протечках теплоносителя представляет
иод. так как его в теплоносителе сравнительно много. Попав в воздух,
а затем в организм, он облучает в основном щитовидную железу.

Лтя РБГ, попадающих в воздух, определяющим является не внутрен-
нее, а внешнее (3-, у-излучение из объема воздуха.

Большие концентрации аэрозолей образуются в период планово-пре-
дупредительною ремонта (ПНР) и перегрузки топлива, когда прово-
дятся такие радиационно опасные работы, как разуплотнение главного
разъема реактора, зачистка гнезд шпилек этого разъема, шлифовка метал-
ла корпуса реактора, зачистка, сварка и шлифовка в парогенераторе,
дезактивация парогенераторов и тавных циркуляционных насосов и т.п.

В этот период при выполнении некоторых из перечисленных работ сум-
марная концентрация аэрозолей (51Сг, 58Со, 60Со, 59Ре, 54Мп, 110ШАд,
1311) в местах проведения работ в помещениях может кратковременно
повышаться до 70- 3000 Бк/м3.

4.2.	РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА НА АЭС

Целью радиационной защиты на АЭС является снижение суммарной
дозы от всех источников внешнего и внутреннего облучения до уровня,
не превышающею предельно допустимой дозы для персонала или преде-
ла дозы для лиц категории Ь.

Принципы, положенные в основу разработки радиационной защиты,
зависят от геометрии источников и вида излучения.

Так, внешнее а-излученис полностью экранируется хирургическими
перчатками, спецодеждой, листом картона или стекла. Для защиты от
внешнего /3-излучения достаточно экрана из легких материалов (алю-
миния, оргстекла) Поэтому основной принцип защиты от радионукли-
дов, являющихся а- и /?-излучателями, заключается в предотвращении
попадания их внутрь ор! анизма.

В основе разработки проектных решений радиационной защиты от
нейтронов деления лежит принцип замедления их и последующего но-
тотения, а при защите от фотонного излучения - ослабление его ма-
териалом с большим атомным номером и высокой плотностью

Доза внешнего облучения от источников нейтронного и у-излучения
пропорциональна времени облучения. Кроме того, для тех источников,
которые по своим размерам можно считать точечными, доза обратно про-
порциональна квадрату расстояния от него. Следовательно, уменьшение
дозы облучения персонала от этих источников может быть доспи нуто
не только использованием принципа защиты материалом, но и ограни-
чением времени работы (защита временем) или увеличением расстояния
от источника излучения до работающего (защита расстоянием). Эти три
принципа используются при организации радиационной защиты на АЭС.

Радиационная защита обеспечивается целым комплексом технических
средств и организационных мер: создание надежных барьеров распро-
странению радиоактивных веществ, экранов биологической защиты,
промежуточных контуров охлаждающей воды, организованный сбор и
очистка радиоактивных протечек, организованный сбор и хранение сухих
и жидких радиоактивных отходов, поддержание нормальных радиа-
ционно-клима’тических условий в производственных помещениях систе-
мами спецвентиляции, разделение производственных помещений на
зоны строгого и свободного режимов и создание санпропускников, орга-
низация санитарно-защитной зоны вокруг АЭС, организация радиацион-
ного контроля и т.д.

4.2.1.	Технические средства радиационной защиты

Для предотвращения выхода радиоактивных продуктов деления в по-
мещения постоянного пребывания персонала и в окружающую среду
создана система защитных барьеров, включающая в себя оболочки твэ-
лов, герметичный первый контур, герметичный объем реакторного отде-
ления. Состояние каждого из этих барьеров контролируется в процессе
эксплуатации АЭС и поддерживается на уровне, соответствующем
требованиям действующих нормативных документов по безопасно-
сти АЭС.

Снижение мощности эквивалентной дозы от внешнего ионизирующего
излучения до уровня, не превышающего допустимый во всех режимах
работы АЭС, осуществляется экраном биологической защиты.

Защитные материалы выбирают с учетом защитных и механических
свойств, плотности и стоимости. Защитные свойства материалов от нейт-
ронного излучения определяются их замедляющей и поглощающей спо-
собностью, степенью активации. Быстрые нейтроны наиболее эффективно
замедляются веществами с малым атомным номером, такими как гра-
фит и водородсодержащие вещества (легкая и тяжелая вода, пластмассы,
полиэтилен, парафин). Для эффективного поглощения тепловых нейтро-
нов применяются материалы, имеющие большое сечение поглощения:
соединения с бором -- борная сталь, бораль, борный графит, карбид бора,
а также кадмий и бетон (на лимонитовых и других рудах, содержащих
связанную воду).

Гамма-излучение наиболее эффективно ослабляется материалами с
большим атомным номером и высокой плотностью (свинец, сталь, бе-
тон, магнетитовые и другие руды, свинцовое стекло).

Кроме защитных свойств материалы, выбираемые для защиты от
ионизирующих излучений на АЭС, должны быть конструкционно проч-
ными, иметь низкую стоимость, высокую радиационную и термическую
стойкость, огнестойкость, химическую инертность, не выделять ядо-
витых, с резким запахом и взрывоопасных газов под действием нагрева
и облучения, сохранять стабильные размеры, допускать возможность
механической обработки.
В наибольшей степени перечисленным требованиям отвечает бетон.
На АЭС в качестве материала для биозащиты обычно используется строи-
тельный бетон, железобетон и тяжелый бетон (наполнитель — магнетит,
барит и др.), плотность соответственно 2,2-2,3; 3,3 и 4,5 г/см3, а также
металлические конструкции и вода.

Рассмотрим более подробно физические характеристики некоторых
из перечисленных материалов.

Бетон - наиболее широко применяется в качестве материала для за-
шиты от излучений, особенно в тех случаях, когда масса и размер защиты
не ограничиваются другими условиями. Бетон, применяемый для защиты
от излучений, состоит из заполнителей, связанных между собой цемен-
том. В состав цемента входят в основном окисли кальция, кремния, алю-
миния, железа и легкие ядра, которые интенсивно поглощают у-излуче-
ние и замедляют быстрые нейтроны. Ослабление плотности потока нейтро-
нов бетоном зависит от содержания воды в нем, которое определяется
типом бетона. Ослабление можно увеличить еще путем введения в со-
став бетона соединений бора.

Ослабление у-излучения зависит от плотности бетона. Наибольшая
плотность получается при использовании в качестве заполнителя же-
лезного скрапа (стальных шариков, проволоки, обрезков стального
лома), наименьшая - при использовании песка и гравия.

Бетон в зависимости от применяемых заполнителей и условий его
эксплуатации подразделяется на следующие марки.

Строительный бетон изготовляется на основе заполнителя из гранита
и известняка, используется при сравнительно низких рабочих температу-
рах или при наличии системы охлаждения.

Серпентинитовый бетон (р = 2,5	2,7 г/см3) изготовляется из серпен-

тинитовых заполнителей, состоящих из 3 М§0 • 8Ю2 • 2Н2О с приме-
сями А12О3, ЕеО, Ге2О3. При 780 К он теряет связанную воду Рабочая
температура — 750 К. Для улучшения защитных свойств добавляется
железная дробь или металлические опилки.

Бруситовый бетон (р = 2,1 -г 2,2 г/см3) изготовляется из М§(ОН)2
с примесями СаО и 8Ю2, содержащих до 30% воды, которая теряется
при 650 К. Рабочая температура - 600 К.

Магнетитовые бетоны (р = 3 г/см3) изготовляются из магнетитовых
(Ее3О4) заполнителей. Используются при температуре 800 К.

Хромитовые бетоны (р = 3,2 4- 3,3 1/см3) изготавливают из хроми-
товых заполнителей (ЕеСгОН) и используют как жароупорный бетон
с рабочей температурой 1100 К.

Баритовые бетоны (р = 3,0 4- 3,6 г/см3) состоят из 80-85% Ва8О4
и используются как строительный материал.	у

Металлические защитные конструкции изготавливают в основном из
железа, которое используется в виде стали и чугуна (прокат, поковки,
дробь) Сталь (углеродистая и с легирующими элементами) является
основным конструкционным материалом основных узлов реакторной
установки и относится к материалам, которые хорошо сочетают в себе
конструкционные и защитные свойства К недостаткам ее относится
активация железа, являющеюся основной составляющей стали, тепловы-
7-5236	97
ми нейтронами с образованием 5 9 Ее, испускающего фотонное излучение
(см. табл. 4.1). Кроме того, при захвате нейтронов ядрами железа возни-
кает высокоэнергетическое захватное у-излучение с энергией 7,7 МэВ.
Железо плохо ослабляет промежуточные нейтроны. Содержание в стали
примесей марганца, никеля, кобальта и тантала должно быть огнаничен-
ным, так как они являются причиной наведенной у-активности при
облучении стали нейтронами.

Вода используется не только как замедлитель нейтронов, но и как
защитный материал от нейтронного излучения благодаря высокой
плотности атомов водорода. После нескольких столкновений с ядрами
атомов водорода быстрый нейтрон замедляется и становится тепловым,
а затем поглощается. При поглощении тепловых нейтронов ядрами водо-
рода по реакции *Н(л, у)2Э возникают захватные у-кванты с энергией
2,23 МэВ. Их выход можно значительно снизить, применяя борированную
воду. При этом тепловые нейтроны будут поглощаться бором по реак-
ции [10В(д а)71л], а сопутствующее вторичное излучение будет иметь
существенно меньшую энергию (Еу = 0,5 МэВ). Конструктивно защита
из воды выполняется в виде секционных баков из стали или других ма-
териалов.

Биологической защитой для реакторов типа ВВЭР является, прежде
всего, сам металлический корпус толщиной 15—20 см (рис. 4.1), закры-
тый сверху крышкой. Защита реактора разделяется на внутри корпусную
и внекорпусную. Внутрикорпускная защита служит как для снижения
потока нейтронов на корпус до допустимых значений, так и для биологи-
ческой защиты. Она представляет собой чередующиеся компоненты
внутрикорпусных устройств из стали общей толщиной 35—50 см и воды.
Защита в верхнем направлении от активной зоны состоит из слоя воды
и крышки реактора, а в нижнем — из воды и чередующихся слоев воды и
стали.

Внешняя биологическая защита реакторов ВВЭР выполнена в виде
кольцевой бетонной шахты с железобетонными стенами толщиной до
2,5—3 м. Нижняя защита под реактором обычно выполняется из армиро-
ванною бетона и служит фундаментом для реактора Защита в радиаль-
ном направлении с внешней стороны реакторов на первых АЭС с ВВЭР-440
осуществляется с помощью кольв.евого стального бака с водой (толщина
слоя во.ды 95 см, стали 2,5 см и бетона 300 см), который служит одно-
временно тепловым экраном. На последующих реакторах ВВЭР-440 и
на реакторах ВВЭР-1000 вместо кольцевого бака с водой применяется
сухая кольцевая защита из серпентенитового бетона, охлаждаемого спе-
циальным контуром. Шахта реактора сверху герметично закрывается бе-
тонным или металлическим колпаком. Зазор между корпусом реактора
и бетонной защитой в районе патрубков, подводящих и отводящих теп-
лоноситель, перекрывается разборной защитой, состоящей из металли-
ческих коробов с засыпкой из серпентинита и чугунной дроби, иногда
с добавлением карбида бора.

Верхний и нижний объемы шахты реактора разделяет бетонная кон-
соль и сильфон.
Рис. 4.1. Схема зашиты реактора ВВЭР-440

I - корпус реактора, 2 - защита из воды (кольцевой бак с водой); 3 - бетон-
ная шахта реактора (обычный строительный бетон)

Канальный реактор типа РБМК-1000 размещают в бетонной шахте
квадратного сечения с толщиной стен 200 см (рис. 4.2). Графитовая
кладка и отражатель размещены в герметичной полости, расположенной
в цилиндрическом кожухе реактора и между торцами металлоконструк-
ций коробчатого типа. Верхняя металлоконструкция (диаметр 19,5 м,
высота 3 м) является опорой технологических каналов, нижняя (диа-
метр 16,5 и высота 2 м)- опорой реактора. За графитовой кладкой
в радиальном направлении располагаются кольцевой стальной бак с
99
1

2

Рис 4.2. Схема защиты реактора РЬМК-ЮОО (а) и верхнего перекрытия реакто-
ра (6).

а. 1 - плитный настил (материал ЖБСЦК); 2 - засыпка из серпентинита в ко-
робчатой металлоконструкции; 3 - бетонная шахта реактора (обычный строитель-
ный бетон); 4 - засыпка из речного песка, 5 - кольцевой бак с водой; 6 - блоки
защиты из стали; 7 - графитовая кладка реактора; 6 1- съемные блоки плит-
ного настила (материал ЖБСЦК); 2 - нижние несъемные блоки (материал ЖБСЦК);
3 - периферийные блоки (материал ЖБСЦК); 4 - головки технологических кана-
лов реактора

водой (толщина слоя воды 1,2 м), засыпка из речного песка толщиной
1,3 м и строительный бетон толщиной 2 м. Бак водяной защиты снижает
плотность потока ионизирующего излучения на бетон шахты и одновре-
менно служит тепловым экраном. Для снижения плотности потока излуче-
ния на нижнюю и верхнюю металлоконструкции между ними и кладкой
100
реактора устанавливают стальные защитные блоки 6 толщиной 20 см
(внизу) и 25 см (вверху). Пространство между технологическими канала-
ми и металлоконструкциями заполнено серпентинитом в коробчатой ме-
таллоконструкции. Эта засыпка вместе с опорными плитами металло-
конструкций выполняет роль основной защиты (толщина: вверх —
2,8 м серпентинита и 0,3 м стали, вниз — 1,8 м серпентинита и 0,25 м ста-
ли) . Верхняя часть защиты реактора РБМК выполняется разборной и со-
стоит из плитного настила толщиной 90 см из железобарийсерпентинито-
вого цементного камня (ЖБСЦК). Периферийная часть шахты реактора
перекрыта металлическими коробами, заполненными также ЖБСЦК или
засыпкой из смеси серпентинита и чугунной дроби (рис. 4.2, б).

Биологическая защита реактора БН-600 показана на рис. 1.5. Внутри-
корпусная биологическая защита состоит из цилиндрических стальных
экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем. В верх-
нем направлении роль биологической защиты выполняют поворотная
пробка и поворотная колонна, которые обеспечивают наведение механиз-
ма перегрузки 9 на ТВС. Внекорпусная защита выполнена из бетона.

На АЭС с реакторами любого типа стены и перекрытия помещений,
стены бассейнов выдержки, шахт ревизии оборудования выполняются,
как правило, из железобетонных конструкций. Металлическими кон-
струкциями биозащиты являются защитные двери, люки, плиты, за-
кладные детали и т.п.

Вода в качестве материала биозащиты, кроме названных случаев, при-
меняется также в бассейнах выдержки и перегрузки и в шахтах ревизии
оборудования. Работы на реакторах по перегрузке ядерного топлива
и ревизии внутрикорпусных устройств выполняются под водой с при-
менением манипуляторов, контейнеров, телевизионной техники, дистан-
ционных приспособлений и инструмента.

При выполнении эксплуатационных операций во время нормальной
работы оборудования, кроме биологической защиты, в полной мере ис-
пользуются такие технические средства защиты, предусмотренные проект-
ными решениями, как герметизация необслуживаемых помещений, ди-
станционное управление оборудованием с блочных и местных щитов или
из коридоров обслуживания, дезактивация оборудования и поверхностей
помещений.

При выборе конструкционных материалов для изготовления реактор-
ной установки конструкторы обращают внимание на ограничение приме-
нения материалов, в результате активации которых образуются радио-
нуклиды с большим периодом полураспада, испускающие фотоны высо-
ких энергий. В процессе эксплуатации снижения активности отложений
добиваются организацией и поддержанием водно-химического режима,
способствующего уменьшению скорости коррозии, повышением эффек-
тивности очистки теплоносителя от радиоактивных продуктов коррозии
и деления.

К техническим средствам радиационной защиты относятся также
системы радиационного контроля, о которых подробно говорится в гл. 7.
4.2.2.	Организационные меры обеспечения
радиационной защиты на АЭС

Основным организационным принципом обеспечения радиационной
безопасности персонала и населения при эксплуатации АЭС является
строгое соблюдение режима зон, устанавливаемых в соответствии с "Са-
нитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных электро-
станций". а также строгий контроль за пересечением установленных гра-
ниц зон людьми и радиоактивными материалами. При разделении на зоны
учитываются не только грузовые и людские потоки, но и технологи-
ческий процесс, характер и возможная степень загрязнения помещений
радиоактивными веществами

В соответствии с СП АЭС-79 при размещении производственных зданий
и сооружений промышленная площадка АЭС должна быть условно разде-
лена на чистую зону и зону возможного загрязнения. В чистой зоне рас-
полагаются административно-служебные помещения, столовые, мастер-
ские по ремонту чистого оборудования и другие объекты, где не прово-
дятся работы с радиоактивными веществами В зоне возможного загряз-
нения располагаются главный корпус, хранилища радиоактивных отхо-
дов, здания спецводоочистки, спецгазоочистки, газогольдеры выдержки,
мастерские для ремонта загрязненного радионуклидами оборудования и
другие объекты, где могут проводиться работы с радиоактивными веще-
ствами.

Все здания и сооружения АЭС четко разделяются на две зоны зону
строгого и зону свободного режима В зоне строгого режима возможно
воздействие на персонал радиационных факторов внешнего гамма-бета-
нетронного излучения, загрязнение воздушной среды помещений радиоак-
тивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхности строительных
конструкций и оборудования радиоактивными веществами В зоне сво-
бодного режима практически исключается воздействие на персонал ра-
диационных факторов. Радиационная безопасность в зданиях и сооруже-
ниях этой зоны регламентируется допустимыми уровнями непрофессио-
нального облучения.

Вход в помещения зоны строгою режима осуществляется через сани-
тарные пропускники с обязательным переодеванием персонала Воз-
можность входа в помещение зоны строгого режима из зоны свободного
режима и выхода из них. минуя санпропускник, исключается В сан-
пропускнике осуществляется радиационный контроль чистоты рук и тела
после санитарной обработки при выходе из зоны строгого режима. В со-
став помещений санпропускника входят помещения для хранения и оде-
вания личной одежды, душевые и умывальные помещения, помещения
для хранения и одевания спецодежды и пункт дозиметрического конт-
роля.

Помещения зоны строгого режима, в свою очередь, разделяются на
необслуживаемые помещения - боксы, камеры и другие герметичные
помещения, где размещается технологическое оборудование и коммуни-
кации, являющиеся основными источниками излучения и радиоактивного
102
Рис 4.3 Знак радиационной опасности:

/ - красный цвет; 2 - желтый цвет; 3 - место для
текста

загрязнения. Пребывание персонала в необслуживаемых помещениях при
работающем технологическом оборудовании не допускается;

периодически обслуживаемые помещения — помещения для проведе-
ния ремонта оборудования, других работ, связанных с вскрытием техно-
логического оборудования, узлы загрузки и выгрузки радиоактивных
материалов, временного хранения и удаления отходов;

помещения постоянного пребывания персонала - щитовые, оператор-
ские и другие помещения, где персонал может находиться в течение всей
смены

Для прохода персонала в необслуживаемые помещения и обратно при
проведении ремонтных аварийных работ по ревизии оборудования на вхо-
де в эти помещения или группы помещений оборудуются стационарные
саншлюзы с принудительным дозиметрическим контролем проходящего
через них персонала

На наиболее радиационно опасных участках работ, особенно при про-
ведении ППР и перетрузок ядерного топлива, используются временные
(переносные) саншлюзы, для хранения которых проектом предусмат-
риваются специальные помещения На АЭС с ВВЭР, например, такой сан-
шлюз оборудуется перед входом в центральный зал, на АЭС с РБМК -
перед входом в бокс турбины.

Одним из важных организационных мер радиационной защиты яв-
ляется выдача разрешений на производство работ в зоне строгого режи-
ма. При проведении работ, требующих предварительной подготовки ра-
бочего места, а также радиационно опасных работ, как правило, оформ-
ляется письменное распоряжение на проведение работ — наряд. В нем
указывается место, время и условия производства работ, необходимые
меры и средства обеспечения радиационной безопасности (дополнитель-
ные средства индивидуальной защиты и индивидуального дозиметриче-
ского контроля, дополнительная местная защита и т.п ), состав бригады
и дру1ие лица, ответственные за выполнение правил радиационной без-
опасности при производстве работ. Перечни работ, выполняемых по на-
рядам, определяются распоряжением главного инженера АЭС.

При проведении радиационно опасных работ по нарядам должны
выполняться следуюпще условия

инструмент и приспособления, применяемые для работы с загрязнен-
ным оборудованием, хранятся в специально отведенных местах, отдель-
но от другого инструмента, а после окончания работ дезактивируются;

перед начхлом ремонта оборудование подвергается дезактивации,
при разборке сложного оборудования дезактивация осуществляется
поэтапно; инструмент, демонтированные детали и радиоактивные отхо-
ды размещаются на поддонах из нержавеющей стали или пластиката.

На двери помещений с высокими уровнями внешнего гамма-, бета- и
нетронного излучения и концентрациями радиоактивных газов и аэро-
золей в воздухе наносится предупреждающий знак радиационной опас-
ности (рис. 4.3). Знак должен иметь форму и размеры, соответствующие
требованиям ГОСТ 17925-72.

4.2.3.	Меры и средства, дополнительно применяемые
при ремонтных работах и перегрузке ядерного топлива

Период проведения планово-предупредительного ремонта (ППР) основ-
ного оборудования и перегрузки ядерного топлива, как известно, дает
основной вклад в годовую коллективную дозу облучения персонала.
Поэтому основным направлением снижения облучения персонала в этот
период является тщательное предварительное планирование радиационно
опасных работ и дозозатрат на их выполнение

Для улучшения радиационной обстановки вблизи оборудования перво-
го контура перед началом его ремонта проводится дезактивация. На
оборудовании, работающем при повышенном давлении, в тех местах, где
должен проводиться контроль состояния металла и сварных швов, под-
готовку поверхностей под контроль выполняют путем осветления их
электрохимическим методом или шлифовкой. Осветление выполняют,
как правило, на внутренней поверхности корпуса реактора в зоне горя-
чих и холодных патрубков, на улитке главного циркуляционного насоса,
на внутренней поверхности крышки реактора и в других местах, имею-
щих значительное поверхностное загрязнение бета-активными вещества-
ми. Для защиты глаз от интенсивного бета-излучения на этих операциях
применяют защитные очки и щитки из оргстекла (рис. 4.4).

Отдельные операции дезактивации и ремонта съемного оборудования
производятся в защитных боксах (рис. 4 5) или в вытяжных шкафах
(рис. 4.6).

Для сокращения трудозатрат и дозозатрат проводится поузловой и
поагрегатный ремонт радиоактивного оборудования путем демонтажа и
замены требующих ремонта узлов и агрегатов на готовые, резервные.

Ремонт демонтированных агрегатов и узлов
осуществляется в период между ППР и
перегрузками в более благоприятных ра-
диационных условиях, чем при ремонте на
штатных местах установки оборудования.
Например, ремонт главных циркуляцион-
ных насосов (ГЦН) удобнее выполнять
с использованием специальных стапелей
после предварительной тщательной их де-
зактивации.

Кроме того, при ППР широко исполь-
зуются переносные защитные экраны, а

Рис. 4.4. Защитный щиток также дистанционные приспособления и ин-
104
Рис. 4 5. Защитный бокс с манипуляторами

Рис. 4.6. Вытяжной шкаф с перчатками

Рис. 4.7 Дистанционные приспособления и инструмент для работы с радиоактив-
ным оборудованием
струмент (рис. 4.7). Прозрачные защитные
экраны выполняют из свинцового стекла,
а непрозрачные, как правило, из листово-
го свинца или стали в виде ширм, создаю-
щих теневую защиту Свинцовые листы
удобно использовать в качестве защиты,
обертывая ими, например, активированные
концы приводов СУЗ или изготавливая
из них настил на трубчатку при работах

внутри парогенератора.

Рис 4 8 Фильтр очистки от	При некоторых осмотрах и ремонте

аэрозолей	оборудования первого контура, корпуса

реактора и тепловыделяющих сборок при-
меняются промышленные телевизионные установки. Для визуального
осмотра и ремонта корпуса реактора используют защитный контейнер,
оборудованный смотровыми окнами из толстого свинцового стекла

и манипуляторами.

При проведении работ по сварке, шлифовке и резке на загрязненном
оборудовании широко используются местные отсасывающие вентиляторы,
снабженные фильтрами очистки (рис. 4 8)

При контроле радиационной обстановки вблизи оборудования пер-
вого контура перед его ремонтом или в помещениях реакторного отделе-
ния дозиметристам полезно пользоваться бланками типовых картограмм.
Готовые бланки сокращают время на зарисовку и снятие картограммы
и позволяют более точно снимать ее При повторном допуске на ремонт
оборудования снятая у-картограмма позволяет вместо повторного опре-
деления радиационной обстановки сделать замеры в 2—3 точках, чтобы
проверить, не изменилась ли радиационная обстановка. За счет этого эко-
номится время допуска персонала и снижается доза облучения дозимет-
ристов при контроле радиационной обстановки

4.2.4.	Средства индивидуальной защиты

При входе в зону строгого режима АЭС персонал в санитарном про-
пускнике полностью переодевается в спецодежду В комплект повседнев-
ной спецодежды персонала для работы в зоне строгого режима входит
комбинезон или костюм, спецбелье, шапочка хлопчатобумажная (или ко-
сынка при длинных волосах), носки, легкая обувь или ботинки, полотен-
це и носовые платки разового пользования (на одну смену).

Кроме повседневной спецодежды в зависимости от радиационной об-
становки дозиметрист или начальник смены ООТ совместно с ответствен-
ным руководителем или производителем работ определяют необходимый
набор дополнительных средств индивидуальной защиты (СИЗ) для за-
щиты от попадания радиоактивных веществ на кожу или внутрь орга-
низма

К дополнительным средствам защиты кожи относятся пластикатовые
полукомбинезон, полухалат и фартук, нарукавники, бахилы (типа сапог),
чулки и следы (рис. 4.9—4.12), а также резиновые перчатки Пленочная
спецодежда изготовлена из поливинилхлоридного пластиката, обладаю-
106
Рис. 4.10. Пластикатовый фартук

Рис 4.11. Пластикатовые бахилы

щего химической стойкостью к кислотам и щелочам, морозостойкостью,
хорошо дезактивируется моющими средствами. Эту одежду надевают
поверх повседневной спецодежды. Используют ее, как правило, при
дезактивации полов и оборудования (без вскрытия последнего), сорти-
ровке и стирке спецодежды, отборе и обработке жидких и сыпучих радио-
активных сред. Под резиновые перчатки, при длительной работе в них,
надевают, как правило, хлопчатобумажные перчатки.

Кроме перечисленных существуют еще средства индивидуальной защи-
ты глаз, органов дыхания и комбинированные.

К средствам защиты глаз относятся очки и щитки-экраны из оргстекла
(см. рис. 4.4), применяемые при работах на оборудовании с интенсивным
бета-излучением.

Средства защиты органов дыхания подразделяются на фильтрующие и
изолирующие. К фильтрующим относятся респиратор и противогазы, в
Рис. 4 13. Респиратор одноразового использования ШБ-1 ”Лепесток-200”
которых внешний вдыхаемый воздух проходит очистку на специальных
фильтрах В изолирующих СИЗ обеспечивается подача чистого воздуха в
зону дыхания по шлангам (шланговые СИЗ) или от автономных кисло-
родных приборов (автономные СИЗ).

В условиях радиоактивного загрязнения к СИЗ органов дыхания
предъявляются высокие требования, поскольку необходимо обеспечить
эффективную защиту от попадания радионуклидов внутрь организма.
Выбор конкретного типа этих СИЗ определяется их эффективностью,
а также характером и условиями работы. Эффективность СИЗ опреде-
ляется значениями коэффициентов проникновения и подсоса радионукли-
дов, временем действия фильтрующих элементов и временем нарастания
сопротивления дыханию. Под характером и условиями работ с примене-
нием СИЗ понимаются: климатические условия (температура, влажность,
содержание кислорода в воздухе, освещение рабочего места), характер
физической нагрузки, труднодоступность и замкнутость оборудования
или ею размещения, работа, связанная с неудобством выполнения опера-
ций или с высотой. Кроме того, учитывается радиотоксичность, уровень
содержания радионуклидов в воздухе и дисперсность аэрозолей.

На АЭС наибольшее применение получили бесклапанные респираторы
ШБ-1 типа ''Лепесток-200'’, ”Лепесток-40” и ”Лепесток-5” (рис. 4.13).
Они представляют собой фильтрующую полумаску с фильтрующим ма-
териалом соответственно из ткани ФПП-15-1,5; ФПП-70-0,5 и ФПП-70-0,2
и эффективностью задержки аэрозолей 99,9; 99,5 и 96,0% соответственно.
Респираторы одноразового пользования. Подгонка их по размерам лица
производится самим работающим. Эту операцию следует проводить осо-
бенно тщательно. Как показал опыт эксплуатации СИЗ, при пользовании
неправильно подогнанным респиратором может быть незаметное неболь-
шое ослабление обтюрации (прилегания), из-за чего возможен непред-
виденный проскок или подсос радионуклидов.

Поэтому респираторы ШБ-1 применимы в условиях благоприятного
микроклимата (температура воздуха около 293 К, относительная влаж-
ность не более 80%) при легких и средних физических нагрузках и кон-
108
Рис. 4.14. Пневмомаска ЛИЗ-5

Рис. 4.15. Пневмокостюм ЛГ

центрациях мелкодисперсных аэрозолей, не превышающих соответственно
200, 40 и 5 ДКд. В условиях крупнодисперсных аэрозолей (более 1 мкм)
предпочтительнее использование респираторов типа ”Лепесток-5”, имею-
щих наименьшее сопротивление дыханию и пригодных в этих условиях
при концентрациях до 200 ДКд.

В условиях неблагоприятного микроклимата или при тяжелой физиче-
ской нагрузке применяют клапанные респираторы со сменными фильтра-
ми (например, респиратор ”Астра-2” при концентрациях аэрозолей до
100 ДКд).

При концентрациях от 200 до 2000 ДКд используют изолирующие
СИЗ: пневмомаску ЛИЗ-5 (рис. 4.14) или пневмошлем ЛИЗ-4 с подачей
чистого воздуха по шлангу длиной до 20 м, а также пневмокостюмы типа
ЛГ-4а и ЛГ-5а, ЛГ-56 (рис. 4.15).
4.3.	ЭЛЕМЕНТЫ РАСЧЕТОВ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

4.3.1.	Расчет защиты от а- и /3-излучения

Для расчета защиты от а- и /3-излучения обычно достаточно определить
максимальную длину пробега, которая зависит от их начальной энергии,
а также от атомного номера, атомной массы и плотности поглощающего
вещества,

Как уже было сказано ранее, необходимость решать вопросы защиты
от а-излучения на АЭС возникает крайне редко, кроме того, из-за малой
длины пробега защита от внешнего а-излучения вообще не представляет
трудностей. На тот случай, если такая необходимость все-таки появится,
предлагаем воспользоваться для расчета длины пробега а-частиц в воздухе
с энергией Еа = 3 -г 8 МэВ следующей приближенной эмпирической фор-
мулой:

Ла ~ ч/Л’/З.	(4.1)

Длина пробега а-частиц в других средах может быть определена по фор-
муле Брэгга, см:

Аа=10-47^/р	(4.2)

и более точно при известном атомном номере, см:

Ка = Ю’4Л	(4.3)

где Еа — энергия а-частиц, МэВ; А — атомная масса; р — плотность погло-
щающего вещества, г/см3; 2 — атомный номер.

Максимальную длину пробега /3-частиц можно определить по следую-
щим приближенным формулам, см:

для воздуха

я» 450^ , где Ер — граничная энергия /3-частиц, МэВ;
для легких материалов (алюминий)

Ер « 0,1Ер (при Ер < 0,5 МэВ);

Кр « 0,2Ер (при Ер > 0,5 МэВ).

(4-4)

4.3.2.	Определение безопасных условий работы

с источниками фотонного излучения

В практике работы на АЭС встречаются источники у-излучения раз-
личной конфигурации и размеров. Мощность дозы от них может быть
измерена соответствующими приборами или рассчитана математически.
В общем случае мощность дозы от источника определяется полной или
удельной активностью, испускаемым спектром и геометрическими
условиями — размерами источника и расстоянием до него. Кроме того,
расчет может выполняться как с учетом, так и без учета самопоглощения,
т.е. поглощения у-излучения материалом источника.

Простейшим типом у-излучателя является точечный источник. Он пред-
ставляет собой такой у-ипучатель, для которого без существенной потери
110
точности расчета можно пренебречь его размерами и самопоглощением
излучения в нем. Практически можно считать точечным источником лю-
бое оборудование, являющееся у-излу'ателем на расстояниях, более чем
в 6—8 раз превышающих его размеры.

Для точечного источника активностью А, мкКи, гамма-постоянная ко-
торого Г, Р • см2 / (ч • мКи), мощность экспозиционной дозы на расстоя-
нии /, см, от источника можно определить по формуле

ЛГ	, ч

X = —7	(4.5а)

I 2

или, если активность источника А выражена в мг-экв Ка, по формуле

Для расчета защиты от фотонного излучения удобно пользоваться
универсальными таблицами расчета толщины в зависимости от кратно-
сти ослабления и энергии у-квантов. Такие таблицы приведены в при-
ложении 2 и вычислены на основании формулы ослабления в вещест-
ве широкого пучка фотонов от точечного источника с учетом фактора
накопления.

Кратность ослабления излучения к представляет собой отношение
измеренной или рассчитанной экспозиционной дозы X (мощности экс-
позиционной дозы X) без защиты к предельно допустимой экспозицион-
ной дозе Ад (мощности экспозиционной дозы Адмд) в той же точке за
защитным экраном толщиной х:

к(х, Еу) = — = ----------- .	(4.6)

*Д *ДМД

При определении по универсальным таблицам приложения 2 необхо-
димой толщины защитного слоя данного материала х (см), следует
знать энергию фотонов Еу (Мэв) и кратность ослабления излучения к.

На ряде типичных примеров покажем, как должен выполняться расчет
защиты от фотонного излучения с помощью универсальных таблиц (изме-
нение фактора накопления от взаимного положения источника, защиты
и детектора при этом не учитывалось).

Пример 1. При работе с оборудованием, содержащим смесь радиоактив-
ных продуктов деления с эффективной энергией Е3ф = 1,5 МэВ, при-
шлось изменить расстояние с 5 до 1 м. Во сколько раз необходимо уве-
личить толщину свинцового экрана для того, чтобы по-прежнему за защи-
той соблюдалась допустимая мощность экспозиционной дозы? Предус-
мотреть двукратный запас. Источник считать точечным изотропным.

Решение. Кратность ослабления определяем с помощью формул (4.5)
и (4.6)

,	*2 лП?	52

к = — = —----------- = — = — = 25 .

71ЛГ II 12
С учетом двукратного запаса кратность ослабления равна к = 25 -2 = 50
Толщина свинцового экрана, определенная по табл. П.1а (приложение 1)
равна 8,2 см.

Пример 2. По условиям работы точечный изотропный источник 60Со
в течение 24 ч транспортируется на место его постоянного хранения. Ак-
тивность источника А = 5,4 Ки. Требуется определить толщину свище-
вого защитного контейнера, учитывая, что расстояние от источника до во-
дителя автомобиля и экспедитора / = 2 м и что экспедитор находится при
грузе круглосуточно

Решение. Определим экспозиционную дозу за 24 ч по формуле (4.5)

ЛГ/ 5,4 103  12.9  24

Предельно допустимая (контрольная) дневная доза равна 0,0167 Р (см.
п. 3.3.5). Кратность ослабления к = 41,8/0,0167 = 2500. По табл. 2а
определяем толщину свинцовой защиты, которая равна 13,7 см.

При отсутствии универсальных таблиц оперативное определение при-
мерной толщины защиты можно выполнять, пользуясь приближенными
значениями слоя половинного ослабления фотонов в геометрии широ-
кого пучка. Слой половинного ослабления △ 1/2 представляет собой та-
кую толщину защиты, которая ослабляет дозу излучения в 2 раза При
известной кратности ослабления к можно определить требующееся число
слоев половинного ослабления п и, следовательно, толщину защиты.
По определению к = 2”. Кроме формулы, приведем приближенную таб-
личную зависимость между кратностью ослабления и числом слоев по
повинного ослабления

Кратность ос- лабления, к  Число слоев половинного	2	4	8	16	32	64	125	250	500	1000
ослабления п	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10

Полезно знать, что слой половинного ослабления для свинца равен
1,3 см, для свинцового стекла - 2,1 см.

Покажем на нескольких примерах, как но слоям половинного ослаб-
ления рассчитать толщину защиты.

Пример 3. Рассчитать толщину свинцового экрана, чтобы снизить ин-
тенсивность 7-излучения в 4000 раз

Решение. Число слоев половинного ослабления, соответствующее крат-
ности ослабления к = 4000 = 4 • 1000, равно 2 + 10 = 12 слоев. Толищина
свинцового экрана равна 1,3  12 = 15,6 см.

Пример 4. Определить толщину защиты из свинцового стекла для того,
чтобы уменьшить мощность эквивалентной дозы 6,0 бэр/ч до допустимого
значения для персонала категории А при 36-часовой рабочей неделе.
Решение. Допустимая мощность дозы равна 2,8 мбэр/ч (см. п. 3.3.5).
Кратность ослабления излучения защитой:

к = Я/Яд = 6,0/2,8 • 10-3 = 2,14 ДО3 « 2-1000.

Отсюда находим п = 1 + 10= 11. Тогда толщина защиты равна 2,1 • 11 =
= 23,1 см.

Если мощность дозы у-излучения на рабочем месте превышает допу-
стимую для лиц категории А при 6-часовом рабочем дне, т.е. 28 мкЗв/ч
(2,8 мбэр/ч), или 0,8 мкР/с, то определение продолжительности работы
производится с учетом разрешенных доз облучения по формуле

( = Н/Н,	(4.7)

где Я — разрешенная эквивалентная доза облучения, Зв (бзр); Я —
мощность эквивалентной дозы у-излучения на рабочем месте, измеренная
приборами, Зв/ч (бэр/ч); У — допустимое время работы, рассчитанное по
данным измерений, ч.

Пример 5. Требуется рассчитать продолжительность работы при ремон-
те оборудования, если разрешенная доза облучения Я = 1,0 мЗв
(100 мбэр), а мощность дозы у-излучения на рабочем месте Я = 1,0 мЗв/ч
(100 мбэр/ч).

Решение. Время работы рассчитаем по формуле (4.7)

( = Н/Н = 1,0/1,0 = 1 ч.

При осуществлении допуска к работе или проведении дозиметрических
измерений в полях с высокой мощностью дозы у-излучения возникает
иногда необходимость оперативно рассчитывать продолжительность ра-
боты из условий предельно допустимой дневной дозы облучения. Учиты-
вая, что такие вычисления приходится выполнять в уме, предлагаем поль-
зоваться в этих случаях следующими простыми приближенными форму-
лами:

I = 300/Я, мин;	(4.8а)

I = 5/Я, ч	(4.86)

где У - время работы; Я - мощность дозы, мкбэр/с (мкР/с).

Пример 6. Требуется провести дозиметрические измерения в помеще-
нии и получить при этом дозу облучения, по возможности не превышаю-
щую предельно допустимую дневную.

Решение. При выполнении измерений средняя мощность дозы в поме-
щении оказалась равной 30 мкР/с. Таким образом, допустимое время,
рассчитанное по формуле (4.8а), равно

У = 300/30 = 10 мин.

Пример 7. Определить продолжительность работы бригады при допуске
ее к ремонту оборудования при мощности дозы на рабочем месте
2 мкбэр/с (2 мкР/с) и разрешенной дневной допустимой дозе облучения.

Решение. Оценка продолжительности работы по формуле (4.86) дает
У = 5/2 = 2,5 ч.
Определение безопасных условий работы с источниками ионизирующих
излучений можно выполнять с помощью номограмм, которые представ-
ляют собой графическое изображение зависимости дозы от времени ра-
боты при разной мощности дозы или продолжительности работы от из-
меренной мощности дозы при заданной дозе облучения и др. Кроме но-
мограмм, которые приводятся в литературе, можно самостоятельно изго-
товлять любые номограммы, необходимые в постоянной работе дозимет-
рической службы.

4.3.3.	Расчет защиты от нейтронного излучения

Расчет дозы от нейтронов требует знания или оценки не только числа
частиц (потока), но и их энергетического спектра.

Наиболее просто задача расчета дозы от нейтронов решается в случае
монохроматических (имеющих одинаковую энергию) нейтронов.

Соответствующими расчетами и экспериментами установлен., что пре-
дельно допустимой мощности эквивалентной дозы для персонала при
6-часовом рабочем дне при 6-дневной неделе соответствует плотность
потока тепловых нейтронов, равная 770 нейтр/(см2 • с), а для ( часов
в день при 6-дневной неделе

,рт-н = 4620/г, нейтр/(см2 - с).	(4.9)

Для быстрых нейтронов с энергией 0,2—20 МэВ допустимая плотность
потока для 6-часового рабочего дня при 6-дневной неделе 20 нейтр/ (см2 х
х с), а для { часов в день при 6-дневной неделе

^б-н = 120/Г, нейтр/(см2 - с).	(4.10)

Отсюда можно получить простые формулы, связывающие мощность эк-
вивалентной дозы от нейтронов Н, мкбэр/с, с плотностью потока у.

для тепловых нейтронов

^т’н

Ят н = ----- 0,8,	(4.11)

770

для быстрых нейтронов

б.Н

Яб н =------ 0,8.	(4.12)

20

Глава 5

МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Прибор для регистрации любого вида ионизирующего излучения со-
стоит из детектора и измерительной аппаратуры. Детектор включает в се-
бя чувствительный объем, в котором энергия излучения в процессе взаи-
модействия излучения с веществом преобразуется в другой вид энергии,
удобный для измерения. Вещество чувствительного объема может быть
114
газом, жидкостью или твердым телом, соответственно детекторы назы-
ваются газовыми, жидкостными или твердотельными. В ионизационных
детекторах измеряется ионизация регистрируемым излучением газового
чувствительного объема. В полупроводниковых детекторах измеряется
ионизация в твердотельном чувствительном объеме. В сцинтилляционных
детекторах (твердых, жидких, газовых) регистрация излучения происхо-
дит благодаря вспышке, возникающей под действием излучения. В фото-
детекторах регистрация излучения становится возможной благодаря об-
разованию при действии его на фотоэмульсию центров скрытого изобра-
жения.

Основной характеристикой детектора является эффективность реги-
страции излучения, равная отношению энергии, поглощенной в чувстви-
тельном объеме, к энергии излучения, проходящей через этот объем.

Измерительная аппаратура характеризуется прежде всего чувствитель-
ностью, определяемой минимальным уровнем регистрируемого сигнала
детектора. Попытки увеличить чувствительность измерительной аппа-
ратуры приводят к увеличению ее габаритов и массы. Чтобы избежать
этого, конструкторы дозиметрических приборов стремятся использовать
такие детекторы, которые обладают физическим или химическим ме-
ханизмом усиления первичного эффекта (газовый разряд в счетчике,
вторичная электронная эмиссия в сцинтилляционном блоке детекти-
рования, проявление в фотодетекторе).

5.1.	ИОНИЗАЦИОННЫЙ МЕТОД

5.1.1.	Физические основы ионизационного метода

При взаимодействии излучения с веществом часть энергии излучения
передается атомам и молекулам этого вещества и расходуется на их иони-
зацию и возбуждение. Для ионизирующих излучений в большинстве
практически важных случаев главным из эффектов взаимодействия с
веществом является процесс ионизации атомов и молекул среды. Метод
регистрации называется ионизационным именно потому, что в детекто-
ре излучения используется процесс ионизации. Под ионизацией понимают
процесс вырывания электрона из атома, который в результате этого пре-
вращается в положительный ион.

Для уяснения принципа ионизационного метода регистрации излуче-
ний рассмотрим схему простейшей измерительной цепи, состоящей из
воздушного конденсатора, источника питания и измерителя тока
(рис. 5.1). Так как в обычных условиях воздух является изолятором, то
ток в цепи, состоящей из воздушного конденсатора и источника питания,
будет отсутствовать. В этом можно убедиться, если в цепь включить по-
следовательно чувствительный прибор для измерения тока. Если к
воздушному конденсатору поднести источник ионизирующего излуче-
ния, то его излучение, взаимодействуя с атомами и молекулами в воз-
духе, будет их ионизировать, т.е. превращать из электрически нейтраль-
ных в положительные ионы. Освобожденные в результате ионизации
электроны в воздухе быстро захватываются нейтральными молекулами
кислорода или воды, что приводит к образованию тяжелых отрицатель-
ных ионов.

При столкновении разноименно заряженных ионов отрицательный ион
теряет слабо связанный электрон, передавая его положительному иону.
В результате образуются две нейтральные молекулы. Этот процесс, обрат-
ный ионизации, приводит к уменьшению числа пар ионов и называется
рекомбинацией.

В отсутствие электрического поля в чувствительном объеме иониза-
ционного детектора (в нашем примере между обкладками воздушного
конденсатора) при постоянной интенсивности излучения устанавливается
равновесная концентрация ионных пар, которую находят из условия ра-
венства скоростей ионизации газа и рекомбинации.

Если к электродам детектора приложена разность потенциалов, то в
измерительном объеме возникает электрическое поле, под действием ко-
торого положительные ионы перемещаются к отрицательному электроду,
а отрицательные — к положительному электроду. В результ—е этого в
цепи потечет электрический ток. Сила тока при определенных условиях
пропорциональна интенсивности излучения, воздействующего на воздух,
находящийся между обкладками конденсатора, что и позволяет исполь-
зовать ионизационный метод для регистрации ионизирующего излучения.

Энергия заряженной частицы, потерянная в чувствительном объеме
ионизационного детектора, определяется по числу созданных ей пар по-
ложительных и отрицательных ионов и энергии образования одной пары
ионов. Экспериментально установлено, что энергия образования одной
пары ионов слабо зависит от энергии заряженной частицы, ее массы,
заряда и вида ионизирующего газа. Для воздуха в широком диапазоне
энергий заряженных частиц энергия образования одной пары ионов прини-
мается равной 5,42 • 10"18 Дж (33,85 эВ).

Если на плоскопараллельных электродах воздушного конденсатора
(детектора) имеется разность потенциалов Ц то в измерительном объе-
ме возникает электрическое поле напряженностью Е = 11/1 (I — расстояние
между электродами).

На заряд е в электрическом поле напряженностью Е действует сила,
равная еЕ. Под действием этой силы и происходит перемещение поло-
жительных ионов к отрицательному электроду, а отрицательных ионов —
к положительному электроду.

При ещё большем увеличении напряженности электрического поля в
измерительном объеме детектора скорость перемещения электронов под
действием поля возрастает настолько, что электрон на длине свободного
пробега (до столкновения) разгоняется до энергии, превышающей по-
тенциал ионизации атомов и молекул газа. Неупругие столкновения с
таким электроном приводят к ионизации атомов или молекул, называе-
мой ударной ионизацией. Этот процесс увеличивает число образующихся
в газовом объеме пар ионов и является механизмом газового усиления
ионизационного эффекта регистрируемого излучения.

Ионизационный метод регистрации используется в ионизационных ка-
мерах и газоразрядных счетчиках. Ионизационными камерами называют
ионизационные детекторы с низкими значениями напряженности электри-
116
Рис. 5 1. Схема измерительной цепи плоской токовой ионизационной камеры-
1,2 - электроды; 3 - измерительный прибор; 4 - источник питания

Рис. 5.2. Вольт-амперная характеристика токовой ионизационной камеры

ческого поля в' чувствительном объеме, не достаточными для возникно-
вения ударной ионизации. Газоразрядными счетчиками называют детек-
торы с высокими значениями напряженности электрического поля,
использующие механизм газового усиления. В этом состоит их принци-
пиальное отличие от ионизационных камер.

5.1.2.	Ионизационные камеры

Описанный выше воздушный конденсатор как раз представляет собой
простейшую ионизационную камеру. Важнейшей характеристикой иони-
зационной камеры является вольт-амперная характеристика, представ-
ляющая собой зависимость тока, протекающего через ионизационную ка-
меру, от приложенной к ее электродам разности потенциалов (рис. 5.2).

Ионизационные камеры подразделяют по принципу действия (токовые
и импульсные), конструкционным особенностям (плоские, цилиндриче-
ские, сферические), по назначению (для регистрации а-, |3-, у-излуче-
ния) и т.д.

Чтобы лучше уяснить принцип действия, рассмотрим вольт-амперную
характеристику токовой ионизационной камеры (рис 5.2). На электро-
ды 1 и 2 плоской токовой камеры подается напряжение Г от источника
питания 4 (рис. 5.1). При движении разноименно заряженных ионов к
электродам часть их может столкнуться и рекомбинировать, а другая
часть под влиянием теплового движения атомов передвинуться не к
электродам, а к другим конструктивным деталям камеры. Обе эти груп-
пы будут потеряны при определении силы тока, протекающего через ка-
меру. По этим причинам на начальном участке вольт-амперной характе-
ристики ионизационной камеры ток отличается от значения тока на участ-
ке 2, которое соответствует собиранию на электродах всех ионов, обра-
зованных излучением в чувствительном объеме камеры.

По мере повышения разности потенциалов, приложенной к электро-
дам 1 и 2, все большая часть образованных излучением ионов "вытяги-
вается” из чувствительного объема к электродам, не испытывая рекомби-
нацию и диффузию, и ток через камеру возрастает, несмотря на постоян-
ство интенсивности облучения (участок 1 вольт-амперной характеристи-
ки, приведенной на рис. 5.2).
Наконец, устанавливается такая разность потенциалов, при которой все
ионы, образованные излучением в объеме камеры, достигают электродов
При дальнейшем увеличении разности потенциалов до известного предела
ток, протекающий через ионизационную камеру, подвергаемую постоян-
ному облучению, остается неизменным (участок 2 на рис 5.2). Все обра-
зуемые излучением ионы достигают при этом электродов. Значение иони-
зационного тока в данной области, называемое током насыщения 1Я, од-
нозначно связано с числом пар ионов, образованных излучением в чув-
ствительном объеме камеры:

М =	(5 1)

где /н — ток насыщения; — число пар ионов, образуемых излуче-
нием данной интенсивности в газе-наполнителе камеры; е — заряд иона,
численно равный заряду электрона.

Если интенсивность излучения остается постоянной по всему объему
камеры (равномерная ионизация), то имеет место соотношение

/н = Л^оИое,	(5.2)

где Л'о — число пар ионов, образуемых излучением в 1 см3 за 1 с; Ио -
чувствительный объем камеры, см3.

Следовательно, зная объем камеры и измерив ток насыщения, можно
легко определить число пар ионов, образуемых излучением в 1 см3 возду-
ха за 1 с, т.е. измерить мощность дозы ионизирующего излучения. Таким
образом, ионизационная камера позволяет не только обнаружить ионизи-
рующее излучение, но и измерить его количественно.

Естественно, что практическая реализация изложенного выше прин-
ципа определения мощности дозы ионизирующего излучения встречает
определенные трудности. Первая из них заключается в малом уровне
измеряемого эффекта. Например, для камеры с чувствительным объе-
мом 10-3 м3 значение ионизационного тока равно 2,6 • 10“13 А при до-
пустимой мощности эквивалентной дозы у-излучения, равной 28 мкЗв/ч
(2,8 мбэр/ч). Поэтому схема дозиметра с ионизационной камерой долж-
на неизбежно содержать блок усилителя слабых токов Можно, конечно,
прибегнуть к повышению давления 1 аза-наполнителя в чувствительном
объеме камеры, но одновременно с этим возрастет рекомбинация ионов
и для получения правильного результата измерений необходимо будет
повышать напряжение и вводить трудно определяемые поправки. Дру-
гая трудность связана с необходимостью точно знать значение чувствитель-
ного объема, ,чля чего необходимо обеспечить однородность электриче-
ского поля между электродами камеры. В ряде случаев для этого в
конструкцию ионизационной камеры вводят дополнительные электроды
со специально подобранным распределением потенциалов, способствую-
щим выравниванию собирающего электрического поля.

В измерительной аппаратуре применяются ионизационные камеры раз-
личной формы. В плоской камере электродами являются параллельные
диски, диаметр которых значительно превышает расстояние между ними
Цилиндрическая камера имеет два соосных (коаксиальных) цилиндри-
ческих электрода, длина которых больше диаметра. В сферической каме-
1 1 8
ре электроды представляют собой две концентрические сферы. При
дозиметрии мягких рентгеновских лучей применяют камеры без стенок.

Ионизационные камеры, которые служат для измерения суммарного
ионизационного эффекта (силы тока, вызванного значительным количе-
ством ионизирующего излучения, или заряда, накопленного за значитель-
ное время на электродах камеры), называют токовыми или интегрирую-
щими камерами. Такого рода интегрирование (суммирование) эффекта
от большого числа актов ионизации, имеющих место в чувствительном
объеме камеры, достигается выбором ЛС-цепочки входной цепи усили-
теля.

Камеры второго типа, которые служат для измерения отдельных иони-
зирующих частиц, называют импульсными камерами.

В тоКовой камере предъявляются высокие требования к сопротивле-
нию изоляции, поскольку протекающий через него ток утечки будет вно-
сить искажения в результаты измерений. Из этих соображений сопротив-
ление входной цепи должно быть не менее 10*5 Ом. Тогда при емкости
системы "собирающий электрод—земля” порядка 10"11 Ф постоянная
времени для упомянутой собирающей системы составит- т = КС= 104 с.
Эти камеры в принципе могут быть преобразованы в импульсные простым
изменением сопротивления К Если при той же емкости выбрать К рав-
ным 108 Ом, то постоянная времени будет составлять всего 10-3 с. За
это время заряд, накопленный на емкости С, т.е. на собирающем электро-
де, разрядится через сопротивление до 1/е его первоначальной величины
и электронная схема зарегистрирует электрический импульс. Для повы-
шения быстродействия импульсных камер вместо собирания ионов при-
меняют собирание электронов Поскольку подвижность их в тысячи раз
выше, чем у положительных ионов, то собирание заряда происходит за
время около микросекунды Таким образом, импульсные камеры по-
зволяют регистрировать отдельные частицы, а токовые - суммарную
ионизацию, создаваемую большим числом ионизирующих частиц.

Токовая ионизационная камера, в чувствительном объеме которой
ионизация создается вторичными электронами, возникшими в результате
взаимодействия у-квантов с воздухом, называется бесстеночной (нор-
мальной) камерой.

Токовая камера, в чувствительном объеме которой ионизация со-
здается вторичными электронами, возникающими в результате взаимо-
действия у-квантов со стенками, называется стеночкой ионизационной ка-
мерой. Твердое вещество стенки такой камеры служит одним из элект-
родов Второй электрод (собирающий) находится в полости, образующей
чувствительный объем, и изолируется от стенки. Стеночные камеры бы-
вают цилиндрическими и сферическими. Воздух является сложным ве-
ществом (газовой смесью) и имеет эффективный атомный номер/”ф =
= 7,6. Можно подобрать вещество стенки камеры и газ, заполняющий
полость с равными значениями 7. Такие стеночные камеры называют
гомогенными. Частным случаем гомогенной камеры является воздухоэк-
вивалентная камера, эффективный атомный номе^ стенки которой 7^
равен эффективному атомному номеру воздуха 7эф, заполняющего чув-
ствительный объем камеры
В дозиметрии главной задачей является измерение энергии, поглощен-
ной тканями человеческого тела. Эффективный атомный номер тканей
человеческого тела (вода, кровь, мышцы), равный 7,42, близок к эф-
фективному атомному номеру воздуха (7,64). Это позволяет определять
поглощенную энергию для тканей человеческою тела по результатам
измерения ионизации, создаваемой анализируемым излучением в воз-
духе

Требованию воздухоэквивалентности или тканеэквивалентности отве-
чают материалы, имеющие одинаковые коэффициенты поглощения
первичного излучения и одинаковую атомную тормозную способность
для вторичных частиц. К материалам, у которых 2Эф близко к /®ф,
можно отнести бакелит, плексиглас, полистирол и др.

Материал и толщина стенок камеры вляют на "ход с жесткостью",
под которым понимают зависимость дозовой чувствительности камеры
от энергии регистрируемого излучения. Ход с жесткостью наблюдается
у камер, стенки которых не являются воздухоэквивалентными. При
проведении измерений такими камерами следует помнить, в каком
энергетическом диапазоне у-излучения они могут быть использованы.
Энергетическая зависимость дозовой чувствительности (ход с жестко-
стью) отсутствует, если стенка камеры выполнена из воздухоэквивалент-
ного вещества (7е. = 7*$).

К преимуществам ионизационных камер относится их высокая надеж-
ность, к недостаткам — низкое значение выходного сигнала Однако при-
менение полевых транзисторов с изолированным затвором, которые
имеют ток утечки менее 10”15 А, а также магнитоуправляемых герме-
тичных контактов (герконов) с сопротивлением изоляции более 1014 Ом
позволяет создать малогабаритный надежный узел для работы с током
ионизационной камеры на уровне 10”14 А и Преобразовать его в мощ-
ный выхо/щой си1 нал

5.1.3.	Газоразрядные счетчики

Газоразрядные счетчики являются наиболее распространенными сред-
ствами обнаружения и измерения ионизирующих излучений Эти детекто-
ры отличаются от ионизационных камер большей чувствительностью -
они способны ^регистрировать появление в их чувствительном обьеме
единичной пары ионов - и часто применяются ,ыя измерений количества
радиоактивных веществ по интенсивности испускаемых ими ионизирую-
щих ихтучений Гак, если ионизационные камеры, рстистрирующие
суммарную ионизацию, используются преимущественно для целей
дозиметрии, 1.е измерения энергии, переданной облучаемому веществу,
то газоразрядные счетчики в основном применяются в целях радиометрии,
т е. определения количества радиоактивных веществ.

По принципу устройства газоразрядный счетчик не отличается от иони-
зационной камеры: он также является конденсатором, к которому при-
ложена разность потенциалов Существенное отличие газоразрядного
счетчика от ионизационной камеры состоит в значении напряженности
электрическою поля между электродами, которое приво.чит к возникло
120
вению в чувствительном объеме детектора нового процесса, называемого
газовым усилением.

Из изложенного следует, что простым изменением разности потен-
циалов, приложенной к электродам конденсатора, он может быть превра-
щен из ионизационной камеры в газоразрядный счетчик и наоборот. Одна-
ко это внешне незначительное отличие камер от счетчиков сопровож-
дается существенным изменением механизма протекания тока через га-
зовый промежуток благодаря возникновению процесса умножения ионов.

Рассмотрим детальнее процесс умножения ионов в газовом промежут-
ке между электродами счетчика. Под влиянием приложенной разности
потенциалов ионы, образованные регистрируемым излучением, начнут
двигаться к противоположно заряженным электродам. При этом, как уже
отмечалось в предшествующем параграфе, положительно заряженные
ионы, являющиеся атомами газа-наполнителя, лишенными в результате
ионизации электронов, имеют значительную массу и двигаются с относи-
тельно малыми скоростями. Наоборот, электроны, обладающие малой
массой, под влиянием той же ускоряющей разности потенциалов будут
двигаться с более высокими скоростями по направлению к собирающему
электроду. С некоторого значения приложенного напряжения кинетиче-
ская энергия ускоряемых электронов будет настолько большой, что
превзойдет потенциал ионизации атомов газа-наполнителя Очевидно, что
при этом значении напряжения, приложенного к электродам, произойдет
переход от режима ионизационной камеры к режиму счетчика Электро-
ны, ускоренные до столь значительной энергии, при столкновении с элект-
рически нейтральными атомами газа-наполнителя будут выбивать из
них электроны и превращать их в ионы. Число ионов будет возрастать
по мере движения электронов к электродам.

Главной характеристикой этого процесса является коэффициент газо-
вого усиления А, численно равный отношению количества ионов, при-
шедших на собирающий электрод, к общему числу первоначально образо-
ванных ионов Очевишю, что в ионизационных камерах К = 1, а в газо-
разрядных счетчиках К всегда больше единицы. В зависимости от кон-
струкции счетчика и приложенного напряжения коэффициент газового
усиления может быть весьма значительным и достигать величины 107.

Использование процесса газового разряда в газоразрядных счетчиках
позволяет резко увеличить чувствительность счетчиков в сравнении с
ионизационными камерами и существенно упростить регистрирующие
электрические схемы. С этим же связано и изменение сферы использова-
ния этих детекторов излучения Импульс тока, создаваемый одиночной
ионизирующей частицей, очень мал (порядка 10~18	10-’ 4 .4) и не

может быть заретистрирован без специальных усиливающих электрон-
ных устройств: именно поэтому ионизационные камеры, как правило,
используются для измерений большого числа ионизирующих частиц и
имеют значительные размеры По этим же причинам газоразрядные счет-
чики чаше всего используются для измерений отдельных частиц и имеют
небольшие размеры, ибо даже незначительной массы газа-наполнителя
оказывается достаточно для развития процесса газового усиления. Ци-
линдрические счетчики ГеЙ1 ера • Мюллера (рис 5 3). например, состоят
Рис 5 3. Схема измерительной цепи
газоразрядного счетчика:

7 - анод; 2 - катод

из внешнего электрода (стеклянного, покрытого изнутри слоем проводя-
щего вещества, или металлического) диаметром до 1-3 см, длиной до
10-15 см и тонкой внутренней нити (из вольфрама или другого металла)
диаметром несколько сотых или десятых долей миллиметра. В отличие
от ионизационных камер, работающих, как правило, при атмосферном
или повышенном давлении, газоразрядные счетчики часто наполняются
смесью газов под пониженным давлением.

5.1.4.	Развитие разряда в газоразрядных счетчиках

В зависимости от приложенного напряжения (и соответственно значе-
ния коэффициента газового усиления) различают несколько типов га-
зоразрядных счетчиков. Для более ясного представления физического
смысла такой классификации рассмотрим зависимость амплитуды им-
пульса А от напряжения (7 для различных режимов работы импульсного
ионизационного детектора (рис. 5.4).

Если вместо амплитуды импульса, измеренной в вольтах, отложить по
оси ординат ток в импульсе, то эта же зависимость будет представлять
собой вольт-амперную характеристику. Первые две области вольт-ампер-
ной кривой подробно обсуждались при рассмотрении ионизационных
камер Отметим только, что первичная ионизация измеряется по ам-
плитуде импульса Ан в области насыщения Значение Ан в этой области
не зависит от напряжения (7 на электродах детектора и определяется
только числом пар ионов, которые образуются заряженной частицей в
чувствительном объеме Таким образом, амплитуда импульса в области
насыщения пропорциональна первичной ионизации, те. энергии заряжен-
ной частицы, поглощенной в чувствительном объеме. Поэтому амплитуда
импульса для а-частицы Апа, образующей около 104 пар ионов на 1 см,
гораздо больше, чем для (3-частиц Лн0, образующей на том же пути лишь
около 30 пар ионов. В то же время без дополнительных измерений в
этих случаях будет невозможно определить число ионизирующих ча-
стиц, пересекающих чувствительный объем камеры

После увеличения разности потенциалов выше области тока насыще-
ния начинает действовать механизм газового усиления, в результате чего
амплитуда импульсов от а- и /3-частиц пропорционально возрастает На на-
чальном участке этой области напряжений, где коэффициент газового уси-
ления не зависит от амплитуды импульса (К < 103), кривые зависимости
тока, протекающего через счетчик, от приложенного напряжения идут
параллельно друг другу для частиц с различной удельной ионизацией Та-
ким образом, счетчики, с помощью которых получают импульс тока, про-
порциональный первичной ионизации, получили название пропорциональ-
122
А,В1'

Область I
ионизационной камеры

Пропорциональная Область ограниченной
область пропорциональности

Область
насыщения.

/ Область Область

/ _ Гейгера^ непрерывных разрядов

I | Газовое I усиление

1--------------------------------

| Несамостоя-1
। тельный, ।
газовый разряд'.

Ана

Импульсы

I от а-частиц

Лнр

| Импульсы

| от р-частиц

Самостоятельный
) газовый разряВ

А

о

и,

и, в

Рис. 5.4 Зависимость амплитуды импульса А от напряжения Идля различных режи-
мов работы импульсного ионизационного детектора

ных, а соответствующая область напряжений - пропорциональной
области.

Очевидно, что по амплитуде импульса, возникающего в пропорциональ-
ном счетчике при прохождении через него ионизирующей частицы, можно
получить сведения об ее энергии либо о природе этой частицы. Важные
сведения можно также получить из анализа формы импульса, поскольку
передний фронт импульса определяется приходом на нить счетчика (анод)
лавины нарастающего в геометрической прогрессии числа электронов, а
разряд его - движением более тяжелых положительных ионов и постоян-
ной времени входной .КС-цепи.

Как правило, коэффициент газового усиления К в пропорциональных
счетчиках составляет несколько тысяч; дальнейшее увеличение коэффи-
циента газового усиления наталкивается на явление зависимости его от
количества ионов в образующейся лавине. В этой новой области коэффи-
циенты газового усиления для слабо- и сильноионизирующих частиц
оказываются различными, нарушается параллельность вольт-амперных
характеристик счетчика для частиц различных типов, начинает сказываться
своеобразное "насыщение” процесса газового усиления — в большинстве
случаев в импульсе на нить приходит не более 109 электронов, каким бы
ни было начальное число пар ионов. В этой области напряжений коэффи-
циент газового усиления является функцией амплитуды импульса. Одна-
ко различие между числом пар ионов, создаваемых а- и 0-частицами в
чувствительном объеме счетчика, настолько велико, что и в этой области
еще возможно различать тип частицы, проходящей через счетчик. По этой
причине указанная область вольт-амперной характеристики счетчика
получила наименование области ограниченной пропорциональности.
Если еще повышать напряжение, приложенное к счетчику, и превзойти
при этом значение С/г, то счетчик будет переведен в область самостоя-
тельного разряда, или в так называемую область Гейгера. Здесь импульс
тока, создаваемого счетчиком, не зависит от начального числа пар
ионов в чувствительном объеме счетчика. Газоразрядные детекторы,
работающие в области самостоятельного разряда, называются счетчи-
ками Гейгера-Мюллера. Эта область работы счетчика является своеоб-
разной противоположностью области ионизационной камеры.

С помощью ионизационной камеры можно измерить суммарную иони-
зацию, но нельзя установить число создающих ее частиц. Счетчиком Гей-
гера-Мюллера можно сосчитать число ионизирующих частиц, не иденти-
фицируя их природы; создаваемый им импульс тока будет одним и тем
же как при регистрации а-частицы, создающей в чувствительном объеме
счетчика десятки тысяч пар ионов, так и при регистрации (3-частицы или
у-кванта, образующих несколько пар ионов. Амплитуда импульса зависит
только от приложенной разности потенциалов и значений конструктивных
параметров газоразрядного счетчика.

Нечувствительность счетчика к новым ионизирующим частицам в пе-
риод протекания через него тока разряда, а также необходимость ско-
рейшего возврата его в рабочее состояние приводят к введению в схему
новых элементов, призванных погасить самостоятельный разряд после
того, как его возникновение зарегистрировано соответствующей схемой.
Эта задача осуществляется двумя способами. В первом случае гашение
самостоятельного разряда достигается за счет изменения внутреннего
механизма разряда (внутреннее гашение). Для этой цели в газоразрядный
промежуток вводится специально подобранная смесь газов, поглощаю-
щая фотоны ультрафиолетового света и тем самым препятствующая об-
разованию фотоэлектронов на катоде счетчика. Второй способ называется
внешним гашением самостоятельного разряда, так как в нем используется
специальная гасяшая радиотехническая схема, понижающая напряжение,
приложенное к электродам счетчика, до пределов, при которых дальней-
шее существование самостоятельного разряда в счетчике невозможно.
В соответствии с применяемым методом гашения самостоятельного раз-
ряда счетчики Гейгера—Мюллера разделяются на самогасящиеся (с внут-
ренним гашением) и несамо гасящиеся (с внешним гашением). В прак-
тике наибольшее распространение получили самогасящиеся счетчики.
Это связано с рядом присущих этим счетчикам преимуществ, среди ко-
торых в первую очередь следует назвать высокое быстродействие, обус-
ловленное влиянием гасящей газовой добавки.

Как правило, в самогасящихся счетчиках Гейгера—Мюллера роль га-
сящей газовой добавки играют пары многоатомных газов (спирт, метан,
пентан и др.), которые прерывают развитие дополнительных лавин и тем
самым обеспечивают однолавинный характер разряда счетчика при про-
хождении через него ионизирующей частицы. Сами добавки при этом
постепенно разлагаются на более простые соединения. Производные от
добавок соединения обычно не обладают необходимыми гасящими свой-
ствами, и поэтому с течением времени самогасящиеся счетчики с много-
атомной газовой добавкой к основному наполнителю теряют свои гася-
1 24
щие свойства, что является существенным недостатком таких счетчиков.
Срок службы самогасящихся счетчиков составляет около 108 — 10’ им-
пульсов. Другим недостатком счетчиков с гасящей многоатомной до-
бавкой является высокое значение рабочего напряжения, составляющее
около 1000—1500В.

В последние годы разработана и получила широкое распространение
новая разновидность самогасящихся счетчиков, получившая наименова-
ние галогенных — по названию вводимой газовой добавки с гасящими
свойствами. Главными преимуществами этих счетчиков являются прак-
тически бесконечный срок службы и возможность работы с резкими пере-
грузками по мощности облучения чувствительного объема счетчика.
Оба эти качества связаны с применением галогенной добавки, как пра-
вило, паров брома или хлора, отличительной особенностью которой
оказалось восстановление гасящих свойств вводимых паров после раз-
ложения их в процессе самостоятельного разряда. Новые счетчики
обладают также некоторыми другими преимуществами — низкими ра-
бочими напряжениями (300—500 В), широким температурным диапа-
зоном работоспособности (от —40 до +60 °С), большими количествами
электричества, образуемыми в каждом акте разряда. Последнее обстоя-
тельство позволяет значительно упростить электронные схемы, применяе-
мые для регистрации импульсов тока с использованием этих счетчиков,
и в некоторых случаях даже отказаться от применения электронных уси-
лителей.

Недостатками галогенных счетчиков являются необходимость исполь-
зования относительно толстых стенок корпуса, что связано с необходи-
мостью использования для катода коррозионно-стойкого материала
(нержавеющей стали), и большое время развития разряда (порядка
1(Г5 с) в сравнении с высоковольтными счетчиками, где этот параметр
имеет значения около 10~6 — 10”7 с.

Ввиду того, что в счетчиках с самостоятельным разрядом начальная
ионизация служит своего рода спусковым крючком, запускающим в ход
процесс лавинообразного возрастания числа ионов в газовом промежутке,
количество пар ионов, образованных первоначально регистрируемой ча-
стицей, не играет никакой роли в счетчиках Гейгера—Мюллера. Поэтому
эти детекторы излучений, отличаясь высокой эффективностью регистра-
ции ионизирующих частиц, проникших в их чувствительный объем, в то
же время не дают никаких сведений о природе ионизирующей частицы.
Эффективность регистрации а- и (3-частиц, ионизирующих газ между
электродами счетчика с самостоятельным разрядом, составляет прак-
тически 100%. В действительности эти частицы должны проникнуть внутрь
чувствительного объема через стенку счетчика, что значительно понижает
эффективность их регистрации. С целью уменьшить поглощение излуче-
ния в стенках счетчика разработаны и используются конструкции торце-
вых счетчиков, снабженных тонким входным окном.

Эффективность регистрации у-квантов с помощью счетчиков Гейгера-
Мюллера очень низка, что связано с малой толщиной стенки и, следова-
тельно, маловероятным образованием вторичных электронов, вызываю-
щих ионизацию в чувствительном объеме счетчика. В то же время не-
125
возможно существенно увеличивать толщину стенки с целью повышения
вероятности образования вторичных электронов у-квантами, поскольку
при толщине, превышающей пробег таких электронов в веществе стенки,
образованные излучением дополнительные частицы не смогут достиг-
нуть чувствительного объема счетчика и не будут зарегистрированы.
Возможный путь повышения эффективности счетчиков при измерениях
у-кв антов состоит в применении для изготовления катода более тяжелых
материалов (элементы в конце таблицы Менделеева), для которых ве-
роятность образования вторичных электронов выше, чем для легких ве-
ществ. Однако даже в специально изготовленных счетчиках для реги-
страции у-квантов вероятность образования вторичных электронов мала
и эффективность их не превышает 1—2%.

5.1.5.	Разрешающая способность газоразрядного счетчика

Важной характеристикой любого детектора ионизирующих излучений
является его разрешающая способность, т.е. возможность зарегистриро-
вать как два различных явления прохождение через чувствительный
объем детектора двух ионизирующих частиц, разделенных малым про-
межутком времени.

Прежде чем приводить численные значения разрешающей способности
детекторов, возвратимся к описанию процесса газового разряда в самога-
сящемся счетчике. Напомним, что после прохождения ионизирующей
частицы через чувствительный объем счетчика возникает лавина электро-
нов, которая менее чем за микросекунду достигает нити счетчика и соби-
рается на нем. За это время образуемые одновременно с электронами
положительные ионы из-за своей малой подвижности практически не
успевают сдвинуться со своих мест и образуют, таким образом, слой
объемного заряда вокруг нити, который называют ”ионным чехлом”.
Ионный чехол обрывает разряд, снижая напряженность электрического
поля вблизи нити до значений, при которых не может происходить удар-
ная ионизация. В результате экранирования нити ионным чехлом счетчик
становится нечувствительным к действию ионизирующего излучения.
Положительные ионы движутся к катоду, а электроны, собранные на нити
анода, стекают по нагрузочному резистору и снижают напряжение на счет-
чике (см. рис. 5.3). Напряжение восстанавливается при зарядке от источ-
ника питания эквивалентной емкости С через нагрузочный резистор К
Интервал времени от момента возникновения первичной ионизации до
восстановления напряжения до 1/г называется мертвым временем счет-
чика. За это время ионный чехол передвигается от нити на такое расстоя-
ние, на котором напряженность становится достаточной для возникнове-
ния новых импульсов, но амплитуда этих импульсов пока еще мала.

По мере дальнейшего движения положительных ионов к цилиндру
счетчика поле между нитью и слоем положительного заряда возрастает
все больше и больше и наконец достигает своего первоначального зна-
чения. Начиная с этого момента времени новые импульсы, возникающие
при прохождении через счетчик ионизирующих частиц, обладают нор-
мальной амплитодой и не отличаются от первоначального импульса. Вре-
126
мя гв, необходимое для передвижения слоя пространственного заряда от
нити до цилиндра счетчика, называется временем восстаноавления. Оче-
вино, длительность импульса равна гм + гв.

Изложенные соображения позволяют сделать два важных практиче-
ских вывода, которые необходимо учитывать при работе со счетчиками
Гейгера -Мюллера.

Первый из выводов сводится к тому, что при работе с большими пото-
ками ионизирующих частиц следует принимать во внимание нечувстви-
тельность счетчика в период мертвого времени; поэтому определенная
доля частиц, проникающих в его чувствительный объем, не регистри-
руется. Простые соображения позволяют получить следующую формулу,
связывающую истинную скорость счета с числом зарегистрированных
импульсов «и мертвым временем Гм (при условии, что п1м << 1),

п

нп =------------.

1 пгм

Второй вывод касается возможных ошибок использования дозиметри-
ческих приборов со счетчиками Гейгера—Мюллера в качестве датчиков
при работе в интенсивных полях облучения. В ряде случаев такие приборы
имеют в схеме блок амплитудной дискриминации, отбрасывающий все
импульсы, амплитуда которых ниже определенной, заранее заданной ве-
личины Тогда из-за уменьшения амплитуды импульсов, образуемых
в счетчике с не полностью восстановленным потенциалом, при внезапной
перегрузке последнего мощным облучением показания прибора могут
уменьшиться до нуля. Поэтому при работе в условиях возможного рез-
кого изменения дозы облучения при размещении приборов аварийной
дозиметрической сигнализации следует избегать применять приборы, в
которых в качестве детектора ионизирующих излучений использованы
счетчики Гейгера—Мюллера, либо дублировать их показания с помощью
ионизационных камер, свободных от указанного недостатка.

5.1.6.	Счетная характеристика газоразрядного счетчика

Импульсы, возникающие в счетчике, подаются на усилитель и далее
регистрируются пересчетным устройством. Порог чувствительности уси-
лителя обычно соответствует началу области Гейгера С1Г, поэтому импуль-
сы с амплитудой меньше Аг не попадают на пересчетное устройство. Число
импульсов, зарегистрированных за 1 с, называется скоростью счета п
(имп/с) Зависимость скорости счета п от напряжения II на счетчике Гей-
гера-Мюллера при постоянной интенсивности излучения является счет-
ной характеристикой газоразрядного детектора (рис. 5.5). Счетная харак-
теристика - это интегральная кривая, в каждой точке которой регистри-
руются все импульсы с амплитудой, превышающей значение Лг. В на-
чальной части 1 счетной характеристики значение п быстро возрастает до
практически постоянного в области плато 2 (рабочая область счетчика).
Горизонтальный участок 2 счетной характеристики может быть получен
при полной ликвидации послеразрядов, которые приводят к образованию
Рис. 5.5. Счетная характеристика газоразрядного
детектора

ложных импульсов. В этом случае скорость счета не зависит от напряже-
ния, так как она равна постоянной скорости образования первичных иони-
заций в чувствительном объеме счетчика.

Ложные импульсы появляются за счет прилипания электронов к моле-
кулам галогенов. Образовавшийся отрицательный ион движется к нити
и подходит к области ударной ионизации в момент нейтрализации поло-
жительных ионов, когда напряжение на аноде полностью восстанови-
лось. Электрон, потерянный отрицательным ионом в области ударной
ионизации, приводит к появлению послеразряда, который и формирует
ложный импульс. За областью плато расположен нерабочий участок 3,
в котором число ложных импульсов быстро увеличивается с ростом
напряжения, и в счетчике возникает непрерывный разряд, не поддающийся
гашению.

Счетные характеристики обычно снимаются экспериментально На-
личие у счетчика плато говорит о том, что он находится в режиме Гейге-
ра, и чем больше протяженность плато и меньше его наклон, тем лучше
счетчик.

При уменьшении интенсивности излучения до нуля скорость счета
имеет ненулевое значение и обусловлена регистрацией радиационного фо-
на (нижняя кривая на рис. 5.5). Фон определяется космическим излуче-
нием, радиоактивностью окружающей среды и радиоактивными за-
грязнениями материала счетчика.

5.1.7.	Конструкция счетчиков для регистрации
различных видов излучения

Для регистрации /3-частиц с энергией 0,05-0,3 МэВ, а также а-частиц
применяются торцевые счетчики Гейгера—Мюллера с входным окном 1
на торце, закрытым слюдяной пластинкой, нейлоновой пленкой или
алюминиевой фольгой (рис. 5.6). Толщина входного окна определяет
его проницаемость для регистрируемых частиц заданной энергии. Про-
ницаемость определяется отношением числа прошедших через окно ча-
стиц к числу частиц, падающих на окно заданной толщины. Например,
проницаемость окна толщиной 4 и 1,5 мг/см2 для /3-спектра с граничной
энергией 0,25 МэВ составляет соответственно 40 и 80%. Анодом счетчика
служит вольфрамовая нить 2, впаянная в центре стеклянного корпуса 3.
Нить вводится через стеклянный капилляр 4 для уменьшения краевого
эффекта и ограничения чувствительного объема. На свободном конце
нити вблизи входного окна расположена стеклянная бусинка 5. Като-
дом является медная цилиндрическая стенка 6.
Рис. 5.6. Торцевой счетчик Гейгера-Мюллера для реги-
страции 0-частиц:

I - входное окно из слюды или нейлона; 2 - анод
счетчика (вольфрамовая нить); 3 - стеклянный корпус
счетчика; 4 - стеклянный капилляр; 5 - стеклянный
шарик; 6 - катод счетчика (медная стенка)

Для регистрации 0-частиц с энергией более 0,3 МэВ используются ци-
линдрические счетчики (рис. 5.7, а) с тонким алюминиевым катодом 7.
Проницаемость катода толщиной 100 мкм для 0-частиц с граничной энер-
гией спектра 1,7 и 0,25 МэВ составляет 70 и 1,5% соответственно. Анод
(вольфрамовая нить) 2 крепится в стеклянных трубках 3 и 4. Вывода-
ми для электродов служат контакты 5 к 6.

Для регистрации у-квантов применяют цилиндрические счетчики
(рис. 5.7, б), в которых катодом 1 служит тонкий проводящий слой из
графита, меди или вольфрама, нанесенный напылением в вакууме на
внутреннюю поверхность стеклянной трубки 3. Анодом служит вольфра-
мовая нить 2, натянутая по оси счетчика. На концах счетчика имеются вы-
воды катода 5 и анода 6.

Широкое применение нашли цилиндрические галогеновые счетчики
типа СТС, в которых вместо стеклянной трубки используется тонкая
стальная трубка, служащая катодом.

Представляет интерес эффективность регистрации газоразрядным
счетчиком различных типов излучений. В случае регистрации а-частиц
эффективность хорошего счетчика будет близка к 100%, в случае реги-
страции 0-частиц — несколько меньше; эффективность счетчиков для
нейтронов, рентгеновских и у-лучей в сотни и даже тысячи раз меньше
100%-ной эффективности. Эффективность счетчиков для у-лучей по-
рядка 0,1 — 1% и определяется двумя факторами: коэффициентом по-
глощения у-лучей в стенках счетчика и коэффициентом, учитывающим ту
часть вторичных электронов, которая, будучи образована в стенках
счетчика, попадает внутрь счетного объема.

У газоразрядных счетчиков наблюдается довольно, сильная зависимость
эффективности регистрации от энергии падающего излучения, т.е. на-
блюдается ход с жесткостью, что сильно затрудняет абсолютные измере-
ния, а также проведение измерений в единицах дозы. Надо помнить, что
при измерении у-излучения в рентгенах необходимо учесть не только ”ход
с жесткостью”, но и зависимость мощности дозы от числа падающих ча-
стиц и их энергий. Например, дозовая чувствительность малогабаритного
газоразрядного счетчика СБМ-21, применяемого в приборах индивидуаль-
ного дозиметрического контроля "Стриж” (см. п. 6.2.6), возрастает в
3,6 раза при уменьшении значения Еу от 0,5 до 0,05 МэВ. Использование
Рис. 5 7. Счетчик для ретстрации /3-излучения (а) и у-излучения (6)

1 - катод; 2 - анод; 3, 4 - стеклянные трубки; 5, б - выводы электродов

кадмиевого фильтра снижает зависимость чувствительности счетчика
до ±25% в диапазоне 0,05-3,0 МэВ.

При регистрации нейтронов используют ионизацию, произведенную
атомными ядрами или возникшую в результате ядерных реакций и упру-
гих соударений с нейтронами. Для регистрации медленных нейтронов при-
меняют счетчики с борными наполнителями (ВЕ3), для быстрых нейтро-
нов — с органическими наполнителями. Так как детектирование нейтро-
нов, как правило, ведется при наличии высокого фона у-лучей, дающего
меньший импульс по сравнению с импульсом от атомных ядер и протонов
отдачи, то для регистрации их используют счетчики, работающие в пропор-
циональном режиме.

К основным преимуществам газоразрядных счетчиков относится,
как уже было сказано, значительная амплитуда выходного сигнала, что
упрощает задачу его последующего усиления, а также простота конструк-
ции, низкая стоимость и малое значение фона по сравнению со сцинтилля-
ционными и полупроводниковыми детекторами; к основным недостат-
кам — ограниченный диапазон измерений и меньшая, чем у ионизацион-
ных камер, надежность.

5.2.	РЕГИСТРАЦИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
ПОЛУПРОВОДНИКОВЫМИ ДЕТЕКТОРАМИ

5.2.1.	Принцип действия полупроводниковых детекторов

Полупроводниковый детектор представляет собой ионизационную
камеру, чувствительный объем которой является твердым телом. Иони-
зирующее излучение вызывает появление зарядов в полупроводнике,
что приводит к изменению его проводимости. Регистрация излучения
полупроводниковым детектором может проводиться в импульсном
и токовом режимах. Использование твердого тела в качестве чувствитель-
ного объема вместо газа позволяет увеличить в 104 раз поглощенную
энергию в единице чувствительного объема из-за более высокой плот-
ности вещества и уменьшения на порядок энергии образования пары носи-
телей заряда.

Полупроводник имеет при комнатной температуре проводимость, про-
межуточную между проводимостями металла и изолятора При увеличе-
нии температуры проводимость металла уменьшается, полупроводника
быстро возрастает. Эта особенность полупроводника объясняется зонной
моделью энергетических уровней электронов в кристалле (рис. 5 X)
Электроны в изолированных атомах могут иметь лишь некоторые дис-
130
кретные значения энергии. В результате существования химических свя-
зей между атомами в кристалле каждый энергетический уровень электро-
на расщепляется в непрерывный набор разрешенных уровней, называемый
зоной. Совокупность разрешенных энергетических уровней для свобод-
ных электронов называется зоной проводимости, а для связанных элект-
ронов, которые участвуют в образовании валентных связей между атома-
ми кристалла, — валентной зоной. Для перевода электрона из связанного
состояния в валентной зоне в свободное состояние в зоне проводимости
необходимо передать ему энергию, равную энергии валентной связи. Эта
энергия определяет ширину Д2Г3 запрещенной зоны, разделяющей зону
валентных уровней и зону проводимости. Запрещенная зона не содержит
электронных энергетических уровней, если в кристалле отсутствуют при-
меси и дефекты структуры. Уменьшение значения АЕ3 от 2—3 эВ до
нуля соответствует переходу от изолятора к металлу. При абсолютном ну-
ле температуры валентная зона, образованная энергетическими уровнями
внешних валентных электронов, заполнена целиком, а зона проводимости
не содержит свободных электронов. В этом случае проводимость отсут-
ствует, т.е. кристалл является идеальным изолятором. В таком кристалле
наложение внешнего электрического поля не приводит к появлению
электрического тока. При увеличении температуры электроны могут
переходить из валентной зоны в зону проводимости в результате тепло-
вого возбуждения, что ведет к появлению проводимости, которая возра-
стает с ростом температуры.

Электрон, покидая валентную зону, оставляет в ней незанятый энерге-
тический уровень, называемый дыркой. В электрическом поле дырка ве-
дет себя как положительный заряд, величина которого равна заряду
электрона. Таким образом, дырки в валентной зоне, как и свободные
электроны в зоне проводимости, участвуют в создании тока при наложе-
нии электрического поля на полупроводник. Значение удельной проводи-
мости а полупроводника определяется концентрацией п, и подвижностью
носителей тока — электронов и дырок. Проводимость беспримесного
проводника называется собственной (а,) и обусловлена переходами
электронов при тепловом возбуждении из заполненной валентной зоны
в зону проводимости. При 300 К для кремния ДЕ3 = 1,1 зВ, и,- = 7,0 х
х 10*5 м”3, а, =38 • КГ4 См/м, для германия ДЕ3 = 0,67 эВ, гц =6,0 х
х 10*9 м“3, а, = 2,3 См/м. Для уменьшения собственной проводимости
германий охлаждают жидким азотом до 77 К. Применяемая в настоящее
время технология очистки полупроводниковых кристаллов позволяет
снизить содержание примесных атомов до 1016 м , что при комнатной
температуре соответствует собственной проводимости германия и при-
месной проводимости кремния.

Германий и кремний четырехвалентны, так как являются элементами
четвертой группы Периодической системы Менделеева. Атомы этих эле-
ментов имеют четыре валентных электрона в самой внешней из занятых
электронных оболочек. Введение атомов другой валентности в кристал-
лическую решетку полупроводника приводит к появлению примесной
проводимости, которая связана с возникновением донарных Ед и акцеп-
торных Е3 энергетических уровней в запрещенной зоне (см. рис. 5.8).
Рис. 5.8. Зонная модель энергетических уровней электронов в кристалле

Рис. 5.9. Расположение зарядов в кристаллической решетке кремния при введении
примесного пятивалентного атома Ав

Примесями, замещающими четырехвалентные атомы кристаллов, являют-
ся элементы третьей (бор, алюминий) или пятой (фосфор, мышьяк)
группы. Число валентных электронов у атомов бора и алюминия на один
меньше, у атомов фосфора и мышьяка — на один больше, чем у атомов
германия или кремния в исходном кристалле. При замещении одного из
четырех валентных атомов полупроводника примесным пятивалентным
атомом четыре валентных электрона последнего участвуют в образовании
связей с соседними четырьмя атомами кристалла (рис. 5.9). Каждая из
четырех связей образована одним из электронов внешней оболочки ато-
ма полупроводника и примесного атома. Пятый валентный электрон
примесного атома остается неиспользованным, т.е. в кристалле стано-
вится на один электрон больше, чем необходимо для образования связи.
Этот избыточный электрон, слабо связанный с примесным атомом, пере-
ходит в зону проводимости под действием энергии теплового движения.
Примесный атом в результате этого перехода первращается в положитель-
ный ион. Примеси пятивелентных атомов (фосфора, мышьяка), которые
ионизируются в кристалле, отдавая электроны в зону проводимости, на-
зываются донорными. Донорный примесный уровень Еа располагается в
запрещенной зоне у нижнего края зоны проводимости (см. рис. 5.8).
Величина Еа является энергией ионизции пятивалентного атома. Поло-
жительные ионы донорной примеси связаны в решетке кристалла и не
могут перемещаться во внешнем электрическом поле. Следовательно,
примесная проводимость донорных уровней обусловлена движением
свободных Электронов и поэтому является электронной. В соответствии
с видом проводимости полупроводники с донорной примесью называются
электронными (полупроводниками н-типа).

Замещение четырехвалентного атома полупроводника трехвалентным
примесным атомом (бора, алюминия) приводит к иному результату.
Как и в предыдущем случае, примесный атом сохраняет распределение
связей замещаемого атома. Однако для образования одной химической
связи с каждым из четырех соседних атомов кристалла у трехвалентного
атома не хватает одного электрона. Недостающий электрон для образова-
ния четвертой связи может быть получен от одной из связей между ато-
мами кристалла. Незаполненная связь, возникшая при переходе электро-
на к трехвалентному атому, является дыркой в валентной эоне. Примес-
132
Поло*.ите.льчаз Зь ска.

ИзЭвтооч-'ый
отрицательный
312Р0

Рис. 5.10. Расположение зарядов в
кристаллической решетке кремния при
введении примесного трехвалентного
атома В

ный атом в результате захвата электрона из валентной зоны превращается
в отрицательный ион (рис. 5.10).

Такие примеси трехвалентных атомов (бора и алюминия) создают
акцепторные уровни энергии А’а в запрещенной зоне вблизи верхнего края
валентной зоны (см. рис. 5.8). Величина ЕЛ является энергией ионизации
трехвалентных атомов и сравнима с энергией теплового движения при
комнатной температуре. Поэтому переходы электронов из валентной
зоны на акцепторные уровни возможны при комнатной температуре.
Отрицательные ионы акцепторной примеси связаны в решетке кристалла
и не могут двигаться во внешнем электрическом поле. Примесная про-
водимость, обусловленная акцепторными уровнями, определяется движе-
нием дырок в валентной зоне и называется дырочной. В соответствии с
видом проводимости полупроводники с акцепторной примесью являются
дырочными (полупроводники р-типа). Следовательно, оба вида примес-
ной (несобственной) проводимости полупроводника обусловлены иони-
зацией примесей.

Проводимость полупроводника и-типа уменьшается при добавлении ак-
цепторных примесей. Однако даже минимальная проводимость, до-
стигнутая с помощью компенсирующих примесей, все еще слишком вели-
ка для использования такого полупроводника в качестве детектора из-
лучений из-за больших фоновых токов.

Резкое уменьшение проводимости основано на использовании свойства
перехода между р- и «-полупроводниками.

Рассмотрим возникновение р—«-перехода в кремнии. Кристалл крем-
ния содержит акцепторную примесь бора и является р-полупроводником
с дырочной проводимостью. Область с электронной проводимостью со-
здается диффузией в тонкий поверхностньш слой кристалла донорных
атомов фосфора. Различие в концентрациях носителей заряда приводит к
движению дырок в «-область, электронов — в рюбласть. Ионизированные
атомы фосфора, электроны которых перешли в р-область, образуют не-
скомпенсированный объемный положительный заряд в «-области. Иони-
зированные атомы бора создают объемный отрицательный заряд в р-об-
ласти при уходе из нее дырок в «-область. Между слоями пространствен-
ного заряда, которые аналогичны конденсатору плоской газовой иониза-
ционной камеры, возникает электрическое поле, препятствующее даль-
нейшему движению электронов и дырок через переход.

Под действием поля носители заряда (электроны и дырки) удаляются
из области перехода, проводимость которой становится значительно ниже,
чем в остальном объеме кристалла. Обедненная носителями область
р—«-перехода является основной рабочей областью существующих по-
лупроводниковых детекторов. Амплитуда импульса во внешней цепи де-
тектора пропорциональна числу пар ионов, образованных заряженной ча-
стицей в чувствительном объеме р— «-перехода. Однако ширина этой об-
ласти при отсутствии внешнего напряжения очень мала (около 10"5 м),
что приводит к малым амплитудам импульсов. Для увеличения ширины
р— «-перехода детектора необходимо применять диодную схему включе-
ния, при которой направления внешнего поля и поляр—«-перехода совпа-
дают. Поэтому приложенное электрическое поле также будет удалять
носители из обедненной зоны, ширина которой возрастает пропорцио-
нально корню квадратному из значения напряжения, называемого об-
ратным.

5.2.2.	Полупроводниковые детекторы и режимы их работы

По способу получения р-н-перехода полупроводниковые детекторы
подразделяются на диффузионные, поверхностно-барьерные и литий-
дрейфовые.

Способ создания р—«-перехода в диффузионном кремниевом детекторе
уже рассмотрен. Диффузия атомов фосфора в кремний протекает при
температуре ниже 1073 К в атмосфере аргона и приводит к образованию
слоя с «-проводимостью.

В детекторе второго типа поверхностный слой «-кремния окисляется
кислородом воздуха и приобретает дырочную проводимость. Контакт
с поверхностным р-слоем осуществляется с помощью тонкой пленки
золота, напыляемой в вакууме. При изготовлении поверхностно-барьер-
ных золотогерманиевых детекторов в отличие от диффузионных не
используется высокотемпературная обработка, которая ухудшает одно-
родность кристаллов В литий-дрейфовом детекторе введение донорных
атомов лития в р-кремний обычной чистоты позволяет понизить его
удельную проводимость до 10"3 См/м и увеличить ширину обедненной
области за счет компенсации ионами лития заряда акцепторных приме-
сей. р—«-Переход в детекторе данного типа образуется при диффузии
лития в р-кремний при температуре ниже 873 К. Ионы лития не связаны
в кристаллической решетке кремния и могут перемещаться между ее
узлами под действием внешнего электрического поля, совпадающего
по направлению с полем р-«-перехода. Дрейф в приложенном поле поло-
жительных ионов лития при 473 К в р-кремний приводит к полной ком-
пенсации объемного заряда акцепторов. Слой, в котором осуществлена
компенсация, имеет низкую проводимость, близкую к собственной
(/-проводимость). Таким образом, литий-дрейфовые детекторы имеют
переходы р-/-«-типа. Для увеличения эффективности регистрации 7-из-
лучения р-/-«-переход создается в германии, имеющем больший атомный
номер (7 = 32), чем кримний (7 = 14). Литий-дрейфовые германиевые
детекторы с чувствительным объемом до 100 см3, охлаждаемые жид-
ким азотом, применяются в спектрометрии 7-излучения и имеют более
высокое энергетическое разрешение, чем сцинтилляционные спектро-
метры.

В отличие от газовой ионизационной камеры, чувствительным объе-
мом которой является весь газовый промежуток между электродами,
134
чувствительная область полупроводникового детектора занимает только
часть объема кристалла. Если на детекор подается обратное напряже-
ние И, то оно практически все падает на повышенном сопротивлении
обедненного слоя, увеличивая толщину последнего и приводя к появ-
лению темнового тока /т. Наличие темнового тока является суще-
ственным недостатком полупроводникового детектора по сравнению
с газовой ионизационной камерой.

В токовом режиме полупроводниковые детекторы могут применяться
для дозиметрии у-облучения при мощности дозы более 2 • 103 мкР/с.
Зависимость дозовой чувствительности от энергии (ход с жесткостью)
для детекторов на основе кремния отсутствует при Еу > 0,2 МэВ. При
уменьшении Еу дозовая чувствительность возрастает, проходит через мак-
симум при Еу = 0,03 МэВ, а затем уменьшается. Применение дополнитель-
ных фильтров, закрывающих входное окно детектора, позволяет умень-
шить ход с жесткостью до 10% в диапазоне 0,08- 0,2 МэВ. Для герма-
ниевых детекторов (7 = 32) ход с жесткостью значительнее, чем для
кремниевых (/ = 14).

При длительном применении детекторов их свойства изменяются под
действием у-ихчучения. Допустимая доза при облучении диффузионных
и поверхностно-барьерных детекторов составляет 108 Р, литий-дрей-
фовых — 105 Р.

При работе полупроводникового детектора в импульсном режиме
амплитуда импульса А определяется отношением заряда, созданного реги-
струриемой частицей в чувствительной области, к емкости р-«-перехо-
да. Если толщина чувствительной области больше длины пробега заряжен-
ной частицы, то зависимость между энергией последней и значением А
линейна Образовавшиеся в этой области неравновесные носители заряда
движутся под действием внешнего электрического поля через р-и-пере-
ход к соответствующим электродам. Поскольку подвижность электро-
нов и дырок значительно больше подвижности ионов в газе, время
собирания носителей и нарастания переднего фронта импульса состав-
ляет 10”7 с. Если время жизни носителей заряда в полупроводнике
превышает 10-7 с, то все они собираются на электродах.

В общем случае злектронно-дырочные пары создаются заряженной ча-
стицей и за пределами р— «-перехода. Время диффузии носителей от
места возникновения до чувствительной области составляет 10~3 с. По-
этому импульсы, созданные этими носителями, нарастают медленно, что
ухудшает временную разрешающую способность детектра, а также при-
водит к нарушению линейной зависимости между энергией заряженной
частицы и значением А.

Если постоянная времени измерительной системы значительно мень-
ше времени диффузии носителей, то на электродах не будут собираться
заряды, которые образованы за пределами чувствительной области.

Дозовая чувствительность полупроводниковых детекторов в им-
пульсном режиме значительно выше, чем в токовом, и позволяет реги-
стрировать минимальные значения л — порядка 10“3 мкР/с. Нижний
предел измерений определяется уровнем шума, возникающего в детекто-
ре в результате временных изменений (флюктуаций) темнового тока.

135
Фоновую скорость счета можно значительно снизить, применив дискри-
минатор — устройство, которое не пропускает на пересчетный прибор
импульсы с амплитудой, не превышающей установленный предел. Дан-
ный предел называется уровнем (порогом) дискриминации Ед , кото-
рый обычно выражается в единицах энергетической шкалы (кэВ) на
основании взаимосвязи между энергией, потерянной в чувствительной
области, и амплитудой импульса

При постоянном значении Ед дозовая чувствительность детектора
линейно возрастает с увеличением толщины обедненного слоя, т е. с
ростом обратного напряжения 13 Значение 13 выбирается на участке на-
сыщения вольт-амперной характсристаки из условия максимального от-
ношения сигнала к шуму. Чувствительность нелинейно уменьшается с
ростом порога дискриминации Ед , особенно при низких значениях
энергии у-излучения Еу. Следовательно, выбирая значения Ед , можно
изменять энергетическую зависимость дозовой чувствительности, те.
ход с жесткостью для импульсного детектора

Основными преимуществами полупровод’ совых детекторов являют-
ся линейная зависимость амплитуды импуль а от поглощенной энергии,
нечувствительность к магнитному полю, компактность конструкции,
возможность регистрации короткопробежных заряженных частиц при
значительном фоне 7-излучения, а также высокое энергетическое раз-
решение.

К недостаткам этих детекторов относятся наличие собственной про-
водимости, изменение характеристик при больших дозах, а также
невозможность создания чувствительной области большой толщины для
полного поглощения 7-излучения.

5.3.	СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЙ МЕТОД

Сцинтилляционный метод основан на том, что при прохождении заря-
женных частиц через вещество происходит возбуждение и ионизация ато-
мов и молекул Слабые световые вспышки, сопровождающие эти про-
цессы, могут быть обнаружены и измерены аппаратурой, обладающей вы-
сокой светочувствительностью

Блок-схема сцинтилляционного детектора представлена на рис. 5 11.
В сцинтилляторе 2 при прохождении ионизирующей частицы возникает
слабая световая вспышка, которая в фотоэлектронном умножителе
(ФЭУ) преобразуется в электрический импульс.

Для оптического контакта межд'- ФЭУ и сцинтиллятором в широком
/диапазоне температур используется вазелин марки КВ-3. При тем-
пературе не ниже 273 К для этой цели можно применять оптический
клей (например, ОК-50).

На внутреннюю поверхность стеклянного торца ФЭУ нанесен полупро-
зрачный сурьмяно-цезиевый (8Ь—Са) слой, служащий фотокатодом 3.
Фотоны световой вспышки, возникающей в сцинтилляторе 2 под дей-
ствием заряженных частиц от источника 1, попадают на фотокатод и
вырывают и.3 него фотоэлектроны. Фотоэлектроны проходят через фо-
кусирующую диафрагму 4 и разгоняются электрическим полем, суще-
136
Рис. 5.11 Измерительная схема сцинтилляционного детектора

1 - источник ионизирующего излучения; 2 - сцинтиллятор; 3 - фотокатод ФЭУ;
4 - диафрагма; 5 - динод; 6 - анод; 7 - делитель напряжения; 8 - выходное со-
противление; 9 - усилитель; 10 - псресчетный прибор

ствующим между умножающими электродами (динодами) 5. Для пита-
ния ФЭУ используется источник высокого стабилизированного напряже-
ния с делителем 7. Если энергия падающего электрона в несколько раз
превосходит работу выхода динода, то возможно выбивание вторичных
электронов. Этот процесс умножения числа электронов в ФЭУ назы-
вается вторичной электронной эмиссией. Количественной характеристи-
кой процесса умножения является коэффициент вторичной эмиссии а,
равный отношению числа выбитых из динода электронов к числу электро-
нов, падающих на его поверхность. Максимальное значение а (7—10)
достигается для сплавных динодов при росте энергии электронов
до 500-550 эВ. Коэффициент умножения ФЭУ в сцинтилляционном де-
текторе обычно составляет 105 — 106.

Вещества, применяемые в качестве сцинтилляторов, характеризуются
следующими параметрами сцинтилляционной эффективностью, свето-
вым выходом, временем высвечивания, прозрачностью к собственному
люминесцентному излучению и его спектром.

Механизм люминесценции неорганических кристаллов объясняется
зонной моделью электронных энергетических уровней, которая приме-
нялась в § 5.2 при рассмотрении принципа действия полупроводнико-
вых детекторов (см. рис .5.8). В отличие от полупроводников лю-
минесцирующие неорганические кристаллы не обладают собственной
проводимостью, так как имеют гораздо большую ширину запрещенной
зоны. Люминесценция таких кристаллов связана с существованием
примесных уровней в запрещенной зоне. Если примесный уровень яв-
ляется дырочной ловушкой, то он называется центром люминесценции Ь
(рис. 5 12). Поглощение энергии ионизирующего излучения приводит
к переходу (7) электрона из валентной зоны в зону проводимости.
Дырка, которая образуется в валентной зоне, переходит (2) на уро-
вень Ь. Электрон притягивается (3) избыточным положительным заря-
дом этого уровня и рекомбинирует с дыркой. Центр люминесценции пере-
ходит (4) возбужденное состояние Ь* и возвращается излучательным
переходом (5) в основное состояние. Переход (5) сопровождается испус-
канием фотона с энергией, равной энергии возбуждения центра люми-
несценции Ь. Поскольку энергия фотона меньше ширины запрященной
Зона,
проводимости.

Запрещенная
зона

Валентная
зона

Рис. 5.12. Механизм люминесценции неорганического сцинтиллятора, связанный с
центрами люминесценции I. в запрещенной зоне.

1 - переход электрона из валентной зоны в зону проводимости; 2 - захват дыр-
ки центром люминесценции; 3  рекомбинация электрона с дыркой на центре лю-
минесценции; 4 - возбуждение центра; 5 - излучательный переход в основное
состояние

зоны, для него кристалл является прозрачным. Люминесценция, возни-
кающая по данному механизму в отсутствие центров захвата электронов,
называется сцинтилляцией, а люминесцирующие вещества - неоргани-
ческими сцинтилляторами.

Однако зонная модель неприменима для объяснения механизма высве-
чивания органических сцинтилляторов, в которых энергия взаимодей-
ствия молекул мала и не происходит расщепление электронных уров-
ней. Высвечивание органических сцинтилляторов объясняется внутри-
молекулярными процессами возбуждения одной из химических связей
молекулы и не зависит от агрегатного состояния сцинтиллятора. Поэто-
му органические сцинтилляторы применяются не только в кристал-
лическом состоянии, но также в виде твердых и жидких растворов.

Под сцинтилляционной эффективностью т] понимают часть поглощен-
ной в сцинтилляторе энергии ионизирующего излучения, преобразованной
в энергию световой вспышки. Световым выходом к сцинтиллятора
называется отношение числа фотонов световой вспышки к поглощенной
энергии.

После поглощения энергии заряженной частицы число фотонов свето-
вой вспышки нарастает, затем происходит спад. Временная разрешающая
способность сцинтиллятора определяется временем высвечивания т,
которое необходимо для уменьшения максимального числа испускаемых
фотонов в 3 раза. Значение т зависит от вида заряженных частиц и типа
сцинтиллятора и изменяется для большинства сцинтилляторов от 10"6
до 10“8 с.

Сцинтилляторы должны иметь высокую сцинтилляционную эффектив-
ность р, малое время высвечивания т, прозрачность к собственному
люминесцентному излучению, спектр которого необходимо согласовы-
вать со спектральной чувствительностью фотокатода ФЭУ. Для применения
в дозиметрии 7-излучения следуе! уменьшать ход с жесткостью сцинтил-
. । я го ра

I ’К
В качестве сцинтилляторов в сцинтилляционных детекторах приме-
няются неорганические и органические кристаллы, органические жид-
кие сцинтилляторы и сцинтиллирующие пластмассы, а также газовые
сцинтилляторы - гелий, аргон, криптон, ксенон и смесь 10%Хе + 90%Не.

Из неорганических кристаллов наибольшее распространение получили
№1, К1, Сз1, активированные таллием, и 1л, активированный талием и
европием или самарием Для счета а-частиц распространено применение
2п8, активированного А§ или Си. Некоторое распространение получили
также вольфраматы щелочноземельных элементов, например Са\УО4,
и соли ВаЕ2, СаЕ2.

У сцинтилляторов №1 (Т1) световой выход составляет 8%, время
высвечивания т = 2,5  10“7 с Яркость световой вспышки практически
пропорциональна энергии при регистрации электронов, протонов и
дейтонов. Световой выход при регистрации а-частиц несколько ниже,
причем он не пропорционален энергии. Наоборот, у кристаллов 2п8
(А§) световой выход при регистрации а-частиц достигает 289с, но в то же
время эффективность ретистрации электронов очень низка Это позво-
ляет успешнее использовать кристаллы Хп8 для регистрации тяжелых
частиц при наличии высокого /3- или 7-фона. Недостатком кристаллов
2п8 является высокое значение времени высвечивания — около 10“5 с.

Органические сцинтилляторы по своему химическому составу значи-
тельно ближе к составу биологической ткани. Их существенная особен-
ность - малая длительность импульсов (время высвечивания равно
10-8 - 10-9 с). Недостатком органических сцинтилляторов является
низкое по сравнению с неорганическими кристаллами значение светового
выхода. Из органических кристаллов чаще всего применяются антра-
цен, стильбен, нафталин, толан.

Жидкие сцинтилляторы являются растворами некоторых органических
веществ, например паратерфенила, в органических растворителях —
толуоле, ксилоле и др. В сцинтиллирующих пластмассах различные
органические вещества образуют твердые растворы в полистироле. Жид-
кие и пластмассовые сцинтилляторы имеют ряд существенных до-
стоинств возможно приготовление сцинтилляторов очень большого
объема, введение в них радиоактивных веществ, что особенно ценно
при измерениях мягких /3-излучателей (3Н,14С,35 8).

Основными характеристиками ФЭУ являются квантовый выход, т.е.
вероятность выбивания фотоэлектрона фотоном, попавшим на фотока-
тод, и интегральная чувствительность, которая равна отношению силы
тока на выходе ФЭУ к световому потоку Интегральная чувствитель-
ность пропорциональна коэффициенту умножения системы динодов.

Типы и характеристики сцинтилляторов и фотоумножителей приво-
дятся, как правило, в учебной и справочной литературе по дозиметрии
и спектрометрии.

Сцинтилляционный детектор может работать в импульсном и токовом
режиме в зависимости от того, измеряется ли число импульсов тока или
среднее значение анодного тока ФЭУ.

Использование ФЭУ в сцинтилляционном методе накладывает опреде-
ленные эксплуатационные требования при их проектировании и приме-
139
нении. Основными требованиями можно считать следующие:

1)	минимальная чувствительность к внешним электромагнитным по-
лям и отсутствие необратимых эффектов после их воздействия;

2)	необходимость избегать использования фотоумножителей в элект-
ромагнитных полях;

3)	хорошая виброустойчивость; при эксплуатации необходимо макси-
мально оберегать фотоумножитель от встрясок и ударов;

4)	достаточная надежность выходных контактов и их надежное со-
членение с внешней контактной панелью;

5)	обеспечение полной изоляции фотоумножителя от воздействия
внешних источников света.

Сочетание фотоумножителя с сцинтиллятором дает возможность реги-
стировать различные виды излучений.

При регистрации а-частиц чаще всего используются кристаллы 7п8
(Л§). Толщина кристаллов должна немного превышать пробег а-частиц.

Регистрация быстрых нейтронов производится путем счета протонов
отдачи в сцинтилляторе, содержащем водород. Возможно применение,
кроме того, жидких сцинтилляторов, а также твердых органических
веществ, в которые вводится 7п8.

Для регистрации тепловых нейтронов могут быть использованы сцин-
тилляторы, содержащие литий или бор, в которых под действием теп-
ловых нейтронов происходят ядерные реакции 61л(ц	а)3 И или

10В(Д а)71л. К числу таких сцинтилляторов относятся 1л1 (Т1) или
жидкие сцинтилляторы, в которые добавляются органические соедине-
ния бора, например метилборат В(ОСН3)3.

Для измерения дозы рентгеновских или у-лучей следует пользоваться
сцинтиллятором из тканеэквивалентного вещества, например стильбена
или антрацена

Зависимость дозовой чувствительности сцинтилляционного дозимет-
ра от энергии ионизирующего излучения (ход с жесткостью) определяется
типом сцинтиллятора. Ход с жесткостью устраняется, например, комби-
нацией органических и неортанических веществ или смещением двух
органических и неорганических веществ или смешением двух органи-
ческих сцинтилляторов с различными значениями ДЭф- Содержание ком-
понентов комбинированного сцинтиллятора подбирается таким, чтобы он
был воздухоэквивалентным (7Эф = /®ф).

Таким образом, основными преимуществами сцинтилляционных детек-
торов является высокое временное разрешение, линейная зависимость
между величиной сигнала и поглощенной энергией излучения с низким
значением линейной передачи энергии, возможность применения жидких
детекторов любой формы и объема Эффективность регистрации до-
стигает ЮСУ/. Недостатком метода является сложность и нестабильность
ФЭУ, применяемого для усиления первичного эффекта.
5.4.	ЛЮМИНЕСЦЕНТНЫЕ МЕТОДЫ

Под люминесцентными методами здесь понимаются методы, основан-
ные только на радиотермолюминесценции и радиофотолюминесценции.
Сущность метода заключается в том, что образованные в люминофоре
под действием ионизирующего излучения носители заряда (электроны и
дырки) локализуются в центрах захвата, благодаря чему происходит на-
копление поглощенной энергии, которая может быть затем освобождена
при дополнительном возбуждении. Дополнительное возбуждение может
быть вызвано либо освещением люминофора определенным участком
спектра света, либо нагревом. Наблюдаемые при этом оптические эф-
фекты могут служить мерой поглощенной энергии.

Решающее значение в развитии теории люминесценции имели работы
советских ученых С.И. Вавилова и В.Л. Левшина.

Дозиметрические методы, основанные на явлениях люминесценции,
были предложены в 50-х годах. Особое внимание было первоначально
сосредоточено на термолюминесцентном методе, в развитие которого
существенный вклад внесли советские ученые В.В. Антонов-Романовский,
И.Б. Лущук, И.Б. Кеирим-Маркус.

Если в запрещенной зоне (рис. 5.13) имеется электронная ловушка 5,
то она захватывает (2) электрон, который переходит (7) в зону проводи-
мости при поглощении энергии ионизирующего излучения. Нагрев кри-
сталла приводит к освобождению (3) электрона, после чего он реком-
бинирует (4) с дыркой на центре люминесценции Ь, возбуждая (5) по-
следний до состояния I,*. Излучение, возникающее при обратном пере-
ходе (6) в основное состояние, называется термолюминесцентным. Таким
образом, термолюминесценция возникает при нагреве неорганического

Валентная
зона

Зона
гровсдимости.

Запрещенная
зона

Рис 5.13 Механизм термолюминесценции неорганического сцинтиллятора

1 - переход электрона из валентной зоны в зону проводимости; 2 - захват
электрона ловушкой; 3 освобождение электронов при нагреве кристалла; 4 -
рекомбинация электронов с дырками в центре люминесценции; 5 - возбуждение
центра люминесценции; 6 - излучательный переход в основное состояние
зона
проводимости.

Запрещенная
зона

Валентная

зона

Рис. 5.14. Механизм фотолюминесценции (ФЛ) и радиофотолюминесценции (РФЛ)
для фосфатных стекол-

1 — переход электрона из валентной зоны в зону проводимости под действием
ионизирующего излучения; 2 - захват электронов ловушкой; 3 - термический
переход электрона в зону проводимости; 4, 4' - возбуждение центров ФЛ и РФЛ
коротковолновым излучением; 5, 5' - излучательный переход центров ФЛ и РФЛ
в основное состояние; 6 захват электрона уровнем ФЛ с превращением в уро-
вень РФЛ; 7 - рекомбинация электрона с дыркой

кристалла, который имеет центры захвата электронов и предварительно
облучен ионизирующим излучением.

В фосфатных стеклах примесь серебра образует центр фотолюминес-
ценции (ФЛ), который возбуждается (4) более коротковолновым све-
том (рис. 5 14). С этим центром связана фотолюминесценция (5) стек-
ла, не облученного ионизирующим излучением. Под действием погло-
щенной энергии ионизирующего излучения электрон переходит (7) из
валентной зоны в зону проводимости и захватывается (2) уровне- 5.
В результате термического перехода (5) электрон попадает (б) из зоны
проводимости на уровень ФЛ, который превращается в' центр радиофо-
толюминесценции (РФЛ)

РФЛ возникает при переходе (5') в основное состояние центра РФЛ,
возбуждаемого (4') более коротковолновым ультрафиолетовым светом.
Таким образом, РФЛ связана только с центрами, образованными иони-
зирующим излучением.

До 573 К образование центров РФЛ (рис. 5.15) вследствие термиче-
ских переходов (3) (см рис. 5.14) продолжается и после прекращения
действия ионизирующего излучения Уменьшение числа этих центров
со временем выдержки г при постоянной температуре из-за рекомбина-
ции (7) электронов с дырками в валентной зоне приводит к тому, что
интенсивность радиофотолюминесценции /рфд проходит через макси-
мум. При дальнейшем возрастании температуры увеличивается вероят-
ность перехода электрона из центра захвата в центр ФЛ и ускоряется
образование новых центров РФЛ, что отражается на характере кривых на
рис 5.15.

Спектр люминесценции обусловлен центрами, состоящими из положи-
тельно заряженных атомов серебра, нейтральных атомов и сложных кон-
гломератов. Эти центры создаются под действием ионизирующего излу-
142
Рис. 5 15 Зависимость интенсивности ра-
диофотолюминесценции /рфд фосфатных
стекол от времени выдержки I при раз-
личной температуре после облучения

чения с участием первоначально инкорпорированных ионов Л§+. Создан-
ные таким образом люминесцентные центры не разрушаются в процессе
измерения люминесценции Они только возбуждаются под действием
измерительного света и затем люминесцируют. Эта процедура может по-
вторяться неоднократно.

5 5. ФОТОГРАФИЧЕСКИЙ МЕТОД

Как известно, под действием ионизирующих излучений, так же как и
под действием ви;шмого света, в фотоэмульсии происходит образование
скрытого изображения. Незасвеченная фотопленка после проявления и
фиксирования будез прозрачной; засвеченные участки будут более темны-
ми. они испытывают "почернение" Почернение фотопленки может быть
измерено с помощью фотометра или денситометра.

Обозначим У о интенсивность видимого света, падающею на засвечен-
ную, проявленную и отфиксированную фотопленку, и через У - интен-
сивность прошедшего через эту пленку света. Оптической плотностью
почернения или просто почернением 5 называется величина

Таким образом, если равно 0.1. 0,01; 0,001, то почернение 5
будет соответствовать 1, 2. 3

Степень почернения существенно зависит от процесса проявления.
Для тою чтобы сравнивать между собой различные фотопленки, необхо-
димо проявлять их в тождественных условиях, строго соблюдая по-
стоянство концентрации и температуры проявителя, а также времени
проявления.

Фотоматериалы характеризуются зависимостью между почернением 5
и энерзией излучения, поглощенной фоточувствительным слоем, или экс-
позиционной дозой .V Обычно характеристика фотоматериалов изобра-
жается в полулогарифмическом масштабе 5 = /(12Л) (рис. 5 16). Пря-
молинейный участок АВ (область нормальной экспозиции) является ра-
бочим. _ "контрастность" фотоэмульсии; А ширина фотоэмуль-
сии, характеризующая область экспозиции; вуаль пленки; 8/Х
чувствительность фотопленки. Начальный участок кривой (до точки А)
называют областью недодержки, а конечный (от точки В до максимума
Рис 5 16 Характеристика фотома-
териалов 5 =/(1аЛ'1

Рис. 5 17 Зависимость 5/А = / (/. у)
фотопленки без фильтров (/) и с
фильтрами (2)

кривой) областью передержки. Участок кривой после максимума назы-
вается областью соляризации. Соляризация заключается в уменьшении
почернения под действием доз облучения, значительно превышающих ра-
бочий диапазон, и может оказаться источником грубых ошибок. При
проведении фото! рафической дозиметрии должна быть исключена работа
в области соляризации.

Как уже указывалось, на фотоэмульсию непосредственно воздействуют
не фотоны, а вторичные электроны, образовавшиеся при поглощении
фотонов.

Поскольку фотоэмульсия, в состав которой входит А§Вг. и окружаю-
щая ее среда не являются воздухоэквивалентными материалами, то и
степень почернения пленки при о.динаковых дозах X будет зависеть от
энер1ии этого излучения.

Для уменьшения хода с жесткостью применяют выравнивающие фильт
ры, состоящие из свинца (0.75 мм) и алюминия (0,5 мм). На рис 5.17
приведена зависимость 8/Х = / (/-у) при облучении фотопленки без вы-
равнивающих фильтров (/) и с выравнивающими фильтрами (2)

При определении дозы излучения, создаваемой фотонами, пользуются
относи 1сльным методом почернение щенки от измеряемою излучения
сравнивают с почернением друюй пленки, облученной известной дозой
от у-источника б0Со Обычно для этой цели берут несколько пленок,
которые облучаются одновременно источником известной активности и
на разных расстояниях, чтобы получить различные дозы и затем построить
кривую .V = /(.V) Той же пленкой заряжают специальные кассеты для
ин.швидуальною дозиметрического контроля После облучения все плен-
ки (облученные источником известной активности и подвергнутые дей-
ствию измеряемого излучения) проявляют, фиксируют и сушат при оди-
наковых условиях После просушки пленки фотометрируюгся. строится
кривая .5 = / (.V). по которой затем определяют дозы излучения

Дтя определения плотности почернения служат денситометры. Упро-
щенная схема денситометра показана на рис 5 18 Прибор состоит из
двух селеновых фотоэлементов 2 и 8. включенных по .дифференциаль-
ной схеме От источника света 6 один световой пучок направляется через
круговой оптический клин 5 и диафраг-
му 4 на исследуемый образец пленки 3,
а затем освешает поверхность измери-
тельного фотоэлемента 2. Другой свето-
вой пучок предварительно ослабляется
компенсационным клином 7 и направ-
ляется на компенсирующий фотоэле-
мент 8. Так как фотоэлементы включены
навстречу друг другу, то при равенстве
их освещенностей разность полученных
фототоков равна нулю, что регистрирует-
ся прибором 1.

В отсутствие измеряемой пленки 3
равенство освещенности фотоэле-

ментов 2 и 8 достигается введением перед измерительным фотоэлемен-
том 2 кругового клина 5 определенной плотности, что соответствует
нулевому отсчету по шкале плотностей клина.

Измерительная пленка, помешенная перед фотоэлементом, уменьшает
освещенность, в пени гальванометра появляется ток и стрелка прибора
отклоняется от нулевого положения. Для возвращения стрелки в перво-
начальное положение следует увеличить освещенность фотоэлемента до
первоначального значения. Это достигается выведением клина 5 на более
прозрачный его участок. По шкале, нанесенной на клин, отсчитывается
оптическая плотность экспонированной пленки. Фотодозиметр ИФКУ
описан в п. 6.2.5.

Фотографический метод дозиметрии имеет ряд преимуществ перед
другими методами дозиметрии возможность массового применения для
индивидуального контроля, документальная регистрация полученной до-
зы облучения, невосприимчивость к ударам, изменению температуры.

Наряду с этим метод имеет недостатки относительно небольшая чув-
ствительность к .малым дозам излучения, невозможность измерения по-
лученной дозы непосредственно в процессе облучения, возможность не-
компенсированного хода с жесткостью, сложность обработки пленки.

Глава 6

АППАРАТУРА ДЛЯ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО И РАДИАЦИОННОГО
ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ НА АЭС

6.1.	КЛАССИФИКАЦИЯ И НАЗНАЧЕНИЕ АППАРАТУРЫ

ДЛЯ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО И РАДИАЦИОННОГО

ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Радиационный контроль на АЭС по своему назначению подразделяется
на дозиметрический и радиационный технологический. Первый должен
обеспечивать получение необхо.шмой информации о состоянии радиацион-
ной обстановки на АЭС и в окружающей среде, а также о дозе облучения
персонала, второй — о состоянии защитных барьеров на пути распростра-
нения радиоактивных веществ путем измерения радиационных парамет-
ров технологических сред.

В соответствии с этим происходит разделение и аппаратуры, предна-
значенной для этих видов контроля.

Кроме такого деления аппаратура и приборы для обнаружения и изме-
рения ионизирующих излучений могут быть классифицированы по мно-
гим другим признакам.

Одним из основных признаков классификации является назначение
прибора. С этой точки зрения приборы разделяются на дозиметры, ра-
диометры и спектрометры. Приборы, которые служат для получения
измерительной информации о поглощенной дозе или мощности дозы,
называются дозиметрами. Приборы, предназначенные для получения
информации об активности радионуклидов, а также о плотности пото-
ка ионизирующих ихдучений, называются радиометрами. А те приборы,
которые служат для получения информации о распределении ионизи-
рующих излучений по какому-либо параметру, например по энергии
частиц или 7-квантов, называются спектрометрами. В зависимости от
вида измеряемого ихчучения они подразделяются на а-, и у-спектро-
метры.

Кроме того, существуют универсхльные приборы, которые совмещают
функции дозиметра, радиометра и спектрометра.

В зависимости от конструктивных особенностей и характера проведе-
ния контроля приборы делятся на:

1)	носимые приборы для индивидуального дозиметрического контро-
ля;

2)	переносные приборы для группового дозиметрического или ра-
диационного технологического контроля;

3)	стационарные одноканальные приборы и многоканхльные установки
для непрерывного дистанционного дозиметрического и радиационного
технологического контроля. Последние называют также системами ра-
диационного контроля. О них подробно говорится в гл 7.

Для индивидуальных дозиметрических приборов и другой аппаратуры
радиационного контроля, описываемой ниже в настоящей главе и п 7,
в ряде случаев диапазоны измерения приведены во внесистемных едини-
цах (бэр, рад, рентген и их производные) с учетом того, что применение
этих единиц разрешено на переходный период до 1 января 1990 г
(см. § 2.4).

6.2	ПРИБОРЫ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

6.2.1.	Комплекты индивидуальных дозиметров на основе
ионизационных камер (КИД-2, КИД-6, ДК-02 и ДК-50)

Комплект индивидуальных дозиметров КИД-2 предназначен для изме-
рения экспозиционной дозы 7-ихлучения с энергией от 0.15 до 2.0 МэВ
в диапазоне 0,005-1.0 Р. Диапазон измерений разбит на .тва поддиапазона
I поддиапазон - 0.005-0,05 Р при мощности дозы не более 1,67 мР с-
II поддиапазон - 0,05 -1,0 Р при мощности дозы не более 33 мР с
Рис. 6.1. Комплект индивидуальных дозиметров КИД-2:

а - пульт измерений и зарядки; б - комплект дозиметров; 1 — тумблер вклю-
чения сети; 2 - предохранитель; 3 - стрелочный прибор; 4 - гнездо "Измерение”;
5 - гнездо "Заряд”; 6 - регулятор "Чувствительность 0,05 Р”; 7 - регулятор "Чув-
ствительность 1,0 Р”; 8 - ручка "Установка шкалы”; 9 - дозиметр на 0,05; 10 -
дозиметр на 1,0 Р

В комплект дозиметра КИД-2 (рис. 6.1) входят зарядно-измерительное
устройство и дозиметры. Дозиметры 9 и 10 состоят из ионизационных ка-
мер, рассчитанных на максимальные дозы 0,05 и 1,0 Р соответственно.
Схема дозиметра подобного типа показана на рис. 6.2. Каждая камера
представляет собой электрическую емкость, образованную центральными
электродами 2, 3 и корпусом 1. Перед измерением экспозиционной дозы
ионизационные камеры заряжают до определенного потенциала, после-
довательно вставляя торцы камер в гнездо "Заряд” 5 зарядно-измеритель-
ного устройства. Под воздействием у-излучения в полости ионизационной
камеры образуются ионы, которые снимают заряд с электродов и умень-
шают напряжение на последних. Облученные дозиметры развинчивают
и вставляют в гнездо "Измерение” 4 до упора, отсчитывая значение экспо-
зиционной дозы по шкале стрелочного прибора 3. Корпус дозиметра с
более высоким максимальным значением регистрируемой экспозицион-
ной дозы (1,0 Р) имеет красный цвет, и показания следует читать по шка-
ле прибора 3 под красной полосой. Корпус дозиметра на 0,05 Р имеет
золотистый цвет, и показания этого дозиметра следует читать по шкале
под золотистой полосой. Контрольный уровень дневной дозы при 6-днев-
ной рабочей неделе (0,0167 Р) отмечен на шкале красной риской. За-
рядно-измерительное устройство проверяется контрольным дозиметром,
вставленным в гнездо "Измерение” сразу после его разяда. Стрелка вольт-
метра должна установиться на нулевой отметке шкалы. При отклоне-
нии стрелки необходимо возвратить ее на нулевую отметку потенцио-
метром "Чувствительность 1 Р” 7 или ручкой "Установка шкалы” 8.
Рис. 6.2. Схема дозиметра, состоящего из двух ионизационных камер’
1 - корпус дозиметра; 2,3- центральные электроды

Основная погрешность измерения экспозиционной дозы у-излучения
60Со в нормальных условиях не превышает ±7% для первой трети, ±15%
для остальной части шкалы.

Самозаряд дозиметра за 24 ч при 20 °С и относительной влажности
95 ± 3% не превышает 5% максимального значения шкалы поддиапазона.

Питание зарядно-измерительного устройства осуществляется от сети
переменного тока напряжением 127 или 220 В, а также батарей
В-АМЦГ-0,5, двух комплектов которых достаточно для непрерывной ра-
боты в течение 18 ч.

Комплект индивидуальных дозиметров КИД-6 является модифика-
цией комплекта КИД-2.

Индивидуальные дозиметры, входящие в комплект, представляют
собой малые ионизационные камеры двух типов Д-2 и Д-500 для измере-
ния экспозиционной дозы у-излучения в диапазоне энергий от 300 кэВ
до 1,25 МэВ с непосредственным отсчетом по шкале измерительного
пульта. Диапазон измерения каждого типа дозиметров разбит на три
поддиапазона: для дозиметров Д-2 — 0,005—0,05 ; 0,02—0,2 и 0,2—2,0 Р,
а для дозиметров Д-500 — 2—20, 10—100 и 50—500 Р. Последние пред-
назначены для применения в качестве аварийных дозиметров.

Основная погрешность составляет ±10% для первой трети и ±20% для
остальной части шкалы от максимального значения шкалы каждого под-
диапазона. Дополнительная погрешность из-за "хода с жесткостью” в
диапазоне 0,3—1,25 МэВ — не более ±20%.

Для оперативного контроля индивидуального облучения при проведе-
нии работ повышенной радиационной опасности применяется одноблоч-
ный настенный прибор типа УИ-27 с цифровой индикацией показаний
конденсаторных дозиметров в диапазоне 10 мР — 2,0 Р. Дозиметры, при-
меняемые в Комплекте с ним, аналогичны дозиметрам типа Д-2 из
комплекта КИД-6.

Комплект дозиметров ДК-02 включает в себя набор из 10 прямопока-
зывающих дозиметров с диапазоном измерения экспозиционной дозы
гамма-излучения от 0,02 до 0,2 Р и зарядное устройство к ним. Дози-
метры предназначены для контроля индивидуального облучения при
повседневной работе. Дозиметр обладает низкой надежностью при
использовании в производственных условиях АЭС.

Комплект дозиметров ДК-50 может использоваться для индивидуаль-
ного аварийного контроля экспозиционной дозы до 50 Р при мощности
дозы до 55,6 мР/с. Самозаряд дозиметра ДК-50 за сутки не превы-
шает 10%.
148
6.2.2.	Комплект термолюминесцентных дозиметров

КДТ-1 "Пахра"

Комплект предназначен для индивидуального дозиметроического конт-
роля в широком диапазоне доз 7-излучения (1—104 Р) и состоит из набора
кассет с детекторами на основе ЫР, а также измерительного пульта
У ПФ-01.

Термолюминесцентные дозиметры из фтористого лития с добавками
магния и титана выполнены в виде таблеток диаметром 0,5 см, толщи-
ной 0,1 см и имеют компенсирующий фильтр для уменьшения зависи-
мости показаний от энергии 7-излучения (хода с жесткостью). Интеграль-
ный метод измерения поглощенной дозы связан с определением площади
под кривой термовысвечивания (светосуммы) в области высокотемпера-
турного максимума (475 К), где потеря дозиметрической информации
со временем (фединг) незначительна и для ЫР (Мд, Т1) составляет 1%
в месяц.

Структурная схема измерительного пульта УПФ-01, работающего в
термотаймерном режиме, представлена на рис. 6.3. Включение прибора
приводит к установлению на поверхности нагревателя Н температуры
Тг = 400 ч- 410 К узлом термостабилизации УТ. При размещении облу-
ченного детектора Д на поверхности нагревателя микропереключателем
запускается таймер Т, с выхода которого сигнал "Сброс” поступает на
пересчетный прибор ПП. Температура Тг поверхности нагревателя под-
держивается в течение 10 с. За это время проходит не регистрируемая
пересчетным прибором термолюминесценция, не несущая дозовой ин-
формации и связанная с опустошением мелких ловушек детектора.
Затем сигналом ”Пуск” с выхода таймера запускается ПП и переклю-
чается УТ на температуру Т2 = 535 К. Термолюминесцентное излучение,
несущее дозовую информацию и связанное с опустошением глубоких ло-
вушек детектора, отражается от зеркала 3, проходит через светофильтр Ф
и поступает на ФЭУ, анодный ток которого преобразуется в частоту им-
пульсов аналого-цифровым преобразователем АЦП. Эти импульсы
сосчитываются пересчетным прибором и выводятся на цифропечатающее
устройство ЦПУ. Через 15 с на выходе Т формируется сигнал "Стоп”,
останавливающий ПП. УТ переключается на температуру Т2, при дости-
жении которой детектор извлекается из прибора и начинается новый

Рис. 6.3. Блок-схема измерительного
пульта УПФ-01 для регистрации пока-
заний комплекта термолюминесцентных
дозиметров КДТ-1:

Э - источник эталонной яркости;
3 - зеркало; Д — детектор; Н - нагре-
ватель; УТ - узел термостабилизации;
Т - таймер; АЦП - аналого-цифровой
преобразователь; Ф - светофильтр;
ФЭУ - фотоэлектронный умножитель;
ПП - пересчетный прибор; ЦПУ -
цифропечатающее устройство; БП -
блок питания
цикл измерений с очередным детектором. В режиме контроля чувстви-
тельности зеркало 3 поворачивается на 90° и цикл измерений проводится
на излучении источника Э эталонной яркости без введения детектора.
Основная погрешность прибора составляет ±16% для дозы, превышаю-
щей 10 Р, и возрастает до ±25% при дозе 1 Р.

6.2.3.	Комплект термолюминесцентных дозиметров КДТ-02

Регистрация доз хронического облучения и охват диапазона доз воз-
можного аварийного облучения осуществляются комплектом термолю-
минесцентных дозиметров КДТ-02. Комплект КДТ-02 предназначен для
измерения дозы X у-излучения энергией от 0,06 до 1,25 МэВ в диапазо-
не (0,03 4- 1) • 103 Р с основной погрешностью, равной ±(10 + 3/Л)%.
Зависимость чувствительности дозиметров от энергии у-излучения не пре-
вышает ±30% в указанном интервале значений Еу.

Комплект включает дозиметры ДПГ-02, ДПС-11 с детекторами на ос-
нове фторида лития и ДПГ-03 с детекторами на основе бората магния,
настольный пульт УПФ-02 для регистрации показаний детекторов, конт-
рольный источник и вспомогательные устройства.

Каждый дозиметр имеет три детектора для получения наиболее досто-
верной и надежной информации о значении X. Измерение светосуммы
термолюминесцентных дозиметров проводится на пульте УПФ-02, струк-
турная схема которого аналогична схеме прибора УПФ-01 с добавлением
узла компенсации темнового тока ФЭУ и собственного фона детектора.

Компенсация проводится автоматически перед началом каждого изме-
рения. Пульт УПФ-02 в зависимости от типа детектора может работать
в трех ступенчатых режимах:

1)	измерение светосуммы детектора на основе фторида лития;

2)	измерение светосуммы детектора на основе бората магния;

3)	измерение светосуммы любого другого термолюминесцентного де-
тектора с температурой максимума на кривой термовысвечивания, не пре-
вышающей 523 К.

В каждом режиме устанавливается определенная температура верх-
ней и нижней ступеней.

Результаты измерений для каждого детектора выводятся на пересчет-
ный прибор ПСО2-4 и на цифропечатающее устройство БЗ-15М.

6.2.4.	Комплект аварийных индивидуальных стеклянных
дозиметров И КС-А

Дозиметры ИКС-А используются для измерения больших доз у-излу-
чения (0,5 4- 8 • 103 Р) с погрешностью ±15% в аварийных условиях.
Дозиметры диаметром 0,8 см, толщиной 0,1 см изготовлены из термо-
люминесцентного алюмо фосфатного стекла марки ИС-7 (равные доли
А12О3 • ЗР2О5 и М§- Р2О5 с добавкой 0,1% активатора МпО2). Дозимет-
ры имеют фильтр для сглаживания хода с жесткостью до ±20% в диапа-
зоне 50 кэВ — 1,25 МэВ, закрывающий 80% поверхности и состоящий
из свинцовой пластинки на алюминиевой подложке (толщиной 0,35 и
150
1

Рис. 6.4, Схема загрузочного устройства измерительного пульта комплекта дозимет-
ров ИКС-А:

1 - рукоятка; 2, 9 - каналы; 3 - неподвижная часть корпуса; 4 - подвижная
часть корпуса; 5 - нижний упор; 6 - нагреватель; 7- детектор; 8 — верхний упор;
а - нагрев первого детектора; б - смена детекторов; в - нагрев второго детектора

0,5 мм соответственно). Потери дозиметрической информации (фединг)
не превышают 32% за год. Для определения дозы облученный аварийный
дозиметр нагревается в измерительном пульте до 640 К. В измеритель-
ный пульт входят терморегулятор, ФЭУ, интегратор тока, реле времени,
преобразователь напряжения и нагреватель.

Электрический ток, возникающий на выходе ФЭУ под действием тер-
молюминесцентного излучения детектора, интегрируется за время тер-
мического высвечивания, после чего детектор поступает в загрузочное
устройство (рис. 6.4).

Если детектор 7 находится в нагревательном элементе 6, то входной 9
и выходной 2 каналы загрузочного устройства перекрыты и свет от внеш-
него источника не проходит внутрь прибора (рис. 6.4, а). При нажатии на
рукоятку 1 отверстия в подвижной 4 и неподвижной 3 частях корпуса
устройства совмещаются и каналы 9 и 2 открываются (рис. 6.4, б). При
этом нижний упор 5 уходит из-под детектора 7, который выпадает в
приемник, а верхний упор 8 перемещается к верхнему каналу и удержи-
вает очередной детектор, поступивший в устройство. При перемещении
рукоятки 1 вверх (рис. 6.4, в) второй детектор попадает в нагреватель-
ный элемент 6 и удерживается нижним упором 5. После этого можно
измерять показание детектора.

6.2.5.	Усовершенствованный комплект индивидуального
фотоконтроля ИФКУ

Усовершенствованный комплект индивидуального фотоконтроля при-
меняется для определения эквивалентных доз в диапазоне 0,05—2,0 бэр
при регистрации у-излучения с энергией от 0,1 до 3,0 МэВ, 0-излучения
с энергией от 0,02 до 3,0 МэВ, а также тепловых нейтронов. Погрешность
регистрации дозы 0- и у-иэлучений составляет ±20%. Фото дозиметр ИФКУ
представляет собой полиэтиленовую кассету (рис. 6.5), состоящую из
корпуса 1, с внутренней стороны которого запрессованы фильтры, крыш-
Рис. 6.5. Схема кассеты ИФКУ:

1 - корпус; 2 - ось пружины;
3 - пружина; 4 - крышка; 5 - фикса-
тор пружины; 6 - зажим пленки;
7 - вкладыш (1 мм А1); 8 - фильтр
(0,5 мм А1); 9 - фильтр (0,75 мм РЬ>;
10 - фотопленка; 1] - фильтр
(0,027 мм СО)

ки 4 с наружным номером, фикса-
тором пружины 5 и внутренним
гофрированным зажимом пленки 6,
пружины 3 на оси 2 для крепления
кассеты к спецодежде и фиксирова-
ния крышки. Для защиты от влаги
кассета помещена в полиэтилено-
вый чехол. Пленка размером 6x2 см,

используемая для зарядки кассеты, опускается в корпус 1 кассеты, кото-
рый закрывается крышкой 4 до упора.

Корпус кассеты делится на четыре участка (1-1У поля). Первое поле
(толщина стенки кассеты 3,1 мм) используется для измерения дозы
(3-излучения, а также фонового у-излучения. На втором поле запрессованы
алюминиевые фильтры толщиной 1,5 мм, что обеспечивает полное по-
глощение (3-излучения с энергией до 3,5 МэВ. Поэтому почернение пленки
на этом поле определяется только действием фонового у-излучения.
Третье поле с расположенным в нем компенсирующим фильтром из свин-
ца (0,75 мм) и алюминия (0,5 мм) служит для измерения дозы у-из-
лучения. Четвертое поле кроме фильтра, компенсирующего ход с жест-
костью, содержит кадмиевую фольгу, толщина которой (0,027 мм)
обеспечивает одинаковую оптическую плотность почернения пленки при
равных эквивалентных дозах тепловых нейтронов и у-излучения.

Численное значение эквивалентной дозы определяется прибором ИФКУ
(рис. 6.6), состоящим из измерительного каскада, лампового вольтмет-
ра, блока переключения шкал и двух стабилизированных выпрямителей —

анодного и низковольтного.

От источника света световой поток, проходящий через фотометрируе-
мый участок фотопленки, попадает на фотоэлемент. Ток, проходящий
через цепь фотоэлемента, изменяет запирающее напряжение, которое
подается на вход усилителя постоянного тока, собранного по балансной
схеме. Степень возникающего разбаланса пропорциональна силе света,
зависящей от степени почернения пленки, и измеряется стрелочным
прибором, шкала которого градуирована в бэрах. После подключения
прибора ИФКУ к сети и включения тумблера "Сеть” 3 через 30 с заго-
рается сигнальная лампа 4 и проводится прогрев в течение 0,5 ч. Далее
прибор калибруется по контрольным пленкам, облученным дозами
у-излучения, равными 0,1 и 1,0 бзр. Для этой цели кнопкой ”Смена поля”
Рис. 6 6. Прибор ИФКУ

1 - индикаторы поля; 2 - стрелочный прибор; 3 - тумблер включения прибора;
4 - сигнальная лампа; 5 - тумблер множителя шкалы; б - ручка калибровки
на 1,0 бэр; 7 - ручка калибровки на 0,1 бэр; 8 - кнопка "Смена поля”; 9 - обой-
ма для пленок

8 обойма 9 механизма смены полей устанавливается в положение, при
котором на индикаторе 1 номера поля загорается лампочка позиции ”7”.
Контрольная пленка с дозой 0,1 бэр помещается в обойму 9, и ручкой 7
показания стрелочного прибора устанавливаются на деление 0,1. При
калибровке на второй контрольной пленке показания стрелочного при-
бора устанавливаются ручкой 6 на деление 1,0.

Для определения эквивалентной дозы (3-облучения калиброванным
прибором ИФКУ необходимо вставить пленку в обойму до упора, уто-
пить обойму до появления на индикаторе позиции ”|3 + 7ф” и произвести
отсчет значения суммарной дозы (3-частиц и фонового у-излучения. Далее
обойма перемещается кнопкой "Смена поля” в положение, при котором
на индикаторе загорается лампочка в позиции ”7ф”, и по стрелочному
прибору отсчитывается эквивалентная доза фонового 7-излучения. Эк-
вивалентная доза (3-излучения определяется разностью этих значений.
Доза 7-излучения находится при перемещении обоймы в положение,
соответствующее позиции ”7” на индикаторе

Суммарная эквивалентная доза 7-излучения и тепловых нейтронов оп-
ределяется при положении обоймы, при котором загорается лампочка
в позиции "Пр + 7” индикатора. Эквивалентная доза тепловых нейтро-
нов определяется разностью показаний в позициях "Пр + 7” и "7”.

6.2.6.	Индивидуальные дозиметры-сигнализаторы

ДКС-04 "Стриж" и ДЭГ-07

Индивидуальный дозиметр ДКС-04 "Стриж” (рис. 6.7) предназначен
для измерения мощности экспозиционной дозы 7-излучения с энергией
от 0,05 до 3,0 МэВ в диапазоне 0,03—40 мкР/с и экспозиционной дозы
Рис. 6.7 Индивидуальный дозиметр ДКС-04 "Стриж”

в диапазоне 10-3 — 1,0 Р с погрешностью 125%. Энергетическая зави-
симость чувствительности детектора составляет ±25% в указанном ин-
тервале значений Еу.

Детектором у-иэлучения служит малогабаритный газоразрядный счет-
чик СБМ-21 с дополнительным цилиндрическим кадмиевым фильтром,
в стенке которого имеется 16 продольных и 17 поперечных прорезей для
уменьшения энергетической зависимости чувствительности (особенно
при Еу < 0,6 МэВ), а также анизотропии чувствительности к у- и (3-излу-
чению. Применение кадмия позволяет увеличить чувствительность де-
тектора к тепловым нейтронам в 4 раза вследствие регистрации захват-
ного у-излучения и уменьшить зависимость чувствительности счетчика
от Еу. Измеренное значение мощности дозы постоянно выводится на че-
тырехразрядное цифровое табло на жидких кристаллах. Значение
экспозиционной дозы появляется на табло при нажатии на кнопку. Конт-
растность семисегментных цифр на табло не зависит от уровня внешней
освещенности, а их размер позволяет считывать показания с расстояния
нескольких метров. Сброс показаний на табло происходит при вы-
ключении прибора.

Прибор ДКС-04 имеет световую и звуковую сигнализацию, работаю-
щую в режимах "Поиск” и "Порог экспозиционной дозы”. В первом
режиме сигнализация срабатывает от каждого импульса счетчика. Во
втором режиме сигнализация имеет 9 порогов и включается при превы-
шении дискретных значений дозы, равных 10“3 Р

Питание дозиметра осуществляется с помощью семи аккумуляторов
типа Д-01, расположенных в отдельном отсеке, из которого на боковые
поверхности основания прибора выведены два контакта для подсоедине-
ния зарядного устройства.

Простейшие модификации ДКС-04 - приборы "Стриж” ДРС-01 и
ДЭС-04 Прибор ДРС-01 предназначен для определения уровня мощности
экспозиционной дозы по числу включающихся порогов сигнализации, а
154
также для оценки плотности потоков у-кв антов, 0-частиц и тепловых
нейтронов. Дозиметр ДЭС-04 имеет те же режимы работы, что и инди-
катор ДРС-01, и позволяет измерять значения экспозиционной до'зы
в диапазоне 10-4 - 1,0 Р.

На базе приборов ”Стриж” возможно создание аварийных дозиметров,
а также приборов для работы с централизованными устройствами сбора,
обработки и хранения информации.

Дозиметр-сигнализатор ДЭГ-07, регистрирующий экспозиционную дозу
у-излучения в диапазоне 0,1—5,0 Р, предназначен для индивидуального
контроля при проведении работ особой радиационной опасности. Основ-
ная погрешность прибора ±20%. Зависимость чувствительности прибора
от энергии у-излучения (ход с жесткостью) в диапазоне 0,1—1,25 МэВ
не превышает ±25%. Прибор имеет 10 порогов звуковой сигнализации.
Отсчет значений измеренной дозы производится по светодиодному инди-
катору.

6.2.7.	Индивидуальный аварийный дозиметр у-, 0-
и нейтронного излучения "Гнейс"

Индивидуальный аварийный дозиметр ’Тнейс” предназначен для изме-
рения дозы у-излучения (5—5 • 103 рад), поверхностной (кожной) дозы
0- и у-излучений (1-Ю3рад), дозы тепловых нейтронов (0,005-50 рад),
дозы промежуточных и быстрых нейтронов (5-5 • 103 рад).

Дозу у-излучения измеряют термолюминесцентным детектором из
алюмофосфатного стекла ИС-7. Стеклянная пластинка диаметром 8 и
толщиной 1 мм помещена в алюминиевый корпус с компенсирующими
фильтрами.

Чувствительность у-дозиметра к промежуточным и быстрым нейтро-
нам в 20 раз меньше чувствительности к у-излучению. Показания
у-детектора определяются на измерительном пульте комплекта ИКС-А.
Доза 0- и у-излучения на открытых участках кожи регистрируется пластин-
кой из стекла ИС-7 толщиной 4 мм, которая закрыта покровным слоем,
имитирующим роговой слой эпителия. Показания детектора опреде-
ляются на том же измерительном пульте, имеющем переключатель для
перехода к режиму измерения кожной дозы.

Для регистрации тепловых нейтронов в алюмофосфатное стекло вво-
дят литий в количестве, обеспечивающем превышение дозовой чувстви-
тельности к тепловым нейтронам на два порядка по сравнению с у-излу-
чением.

Потери дозиметрической информации (фединг) при хранении облу-
ченных термолюминесцентных дозиметров составляют 5% за первые сут-
ки и 18% за 2,5 мес.

Тканевую дозу промежуточных и быстрых нейтронов измеряют детек-
тором деления на основе алюминиевого сплава, содержащего 10-14%
делящегося изотопа 2 3 7Мр. Осколки деления образуют треки в пластинке
из силикатного стекла или слюды, которая находится в контакте с детек-
тором деления. Участки с поврежденной кристаллической структурой
вдоль трека имеют повышенную растворимость и при травлении плавико-
155
вой кислотой превращаются в видимые следы осколков деления, число
которых определяется с помощью микроскопа.

Трековый дозиметр окружен фильтром из 10 В, необходимым для
компенсации подпорогового деления 23^р, который нельзя использо-
вать как пороговый детектор, если неизвестен спектр нейтронов.

Важно подчеркнуть, что содержание 23 ^р в сплаве с алюминием и
толщину фильтра из ,0В выбирают таким образом, чтобы чувствитель-
ность дозиметра следовала зависимости тканевой дозы от энергии нейтро-
нов. Определение тканевой дозы сводится к счету числа треков с по-
мощью микроскопа и умножению полученного значения на дозовую цену
трека, которая для различных нейтронных спектров находится с поп>еш-
ностью, не превышающей ± 10%, и равна 2,3 ± 0,2 мрад/ (трек  мг 23^р)
при площади детектора 1 см2. Достоинство трекового дозиметра — не-
чувствительность к у-излучению. Однако длительность определения пока-
заний данного дозиметра весьма велика (1,5 • 104 с) и превышает анало-
гичное значение для термолюминесцентного дозиметра (10 с).

Быстрая первичная оценка тканевой дозы нейтронов проводится ро-
диевым детектором, помещенным внутрь борного фильтра для умень-
шения активации промежуточными и тепловыми нейтронами. При не-
упругом рассеянии нейтронов на ядрах 103 Кй образуется изомерное яд-
ро 103,"КЙ, которое переходит в нормальное состояние с периодом по-
лураспада Ту2 = 3,42  103 с, испуская 7-кванты с энергией Еу = 40 кэВ.
Энергетическая зависимость сечения данной реакции аналогична соот-
ветствующей зависимости тканевой дозы для быстрых нейтронов. При
поглощении у-излучения с энергией Еу - 40 кэВ на ^оболочке атома ЯЬ
вследствие вылета конверсионных электронов появляются вакансии.
Заполнение вакансий электронами с более удаленных от ядра оболочек
приводит к образованию характеристического рентгеновского излуче-
ния (/<у = 20,2 кэВ). Выход изомерных ядер 103,”Ю1, определяющий зна-
чение тканевой дозы, находится по данному рентгеновскому излучению
7-спектрометром. Конструктивно аварийный дозиметр "Гнейс” оформ-
ляется в виде полиэтиленовой кассеты, в корпусе которой имеются
4 гнезда для двух дозиметров 7-излучения и двух дозиметров тепловых
нейтронов. Два трековых детектора, родиевый детектор и дозиметр кож-
ной дозы расположены в крышке кассеты, которая вдвигается в корпус
и фиксируется винтом с пломбой. Между крышкой и корпусом имеется
закрытая целлулоидом фотография работника с фамилией, инициалами
и номером дозиметра.

6.3.	ПЕРЕНОСНЫЕ ПРИБОРЫ ДЛЯ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО
И РАДИАЦИОННОГО ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

6.3.1.	Дозиметры рентгеновского и гамма-излучения

ДРГ-3-01, ДРГ-3-02, ДРГ-3-03

Дозиметр предназначен для измерения средней мощности экспозицион-
ной дозы непрерывного и импульсного (длительность импульсов не ме-
нее 0,5 мкс, частота следования не ниже 1 Гц, максимальная мощность
156
Рис. 6.8. Дозиметр ДРГ-3-01 "Драке”

экспозиционной дозы в импуль-
се не более 20 Р/с) рентгеновско-
го и 7-излучения с эффективной
энергией от 15 до 1250 кэВ в
диапазоне 0,1-100 мкР/с. Основ-
ная погрешность измерения — не
более ± 15%. Дозиметр (рис.6.8)
состоит из блока детектирования

и пульта управления.

В стальном цилиндрическом корпусе блока детектирования размещены
фотоумножитель ФЭУ-93 в магнитной защите (цилиндр из пермалоя)
со световодом и схема умножения напряжения для питания ФЭУ. У перед-
него торца корпуса находится воздухоэквивалентный комбинированный
сцинтиллятор [вверху — 2п8(А§), внизу — пластмасса на основе поли-
стирола] со световым затвором, перекрывающим световой поток от
сцинтиллятора к ФЭУ. Воздухоэквивалентность достигается подбором
определенной массовой доли 2п8(А§) для устранения энергетической
зависимости эффективности регистрации в пределах погрешности ±20%
в диапазоне эффективных энергий 0,015-1,25 МэВ.

В пуольте размещены экранированный усилитель постоянного тока,
переменное сопротивление "Установка нуля”, переключатель поддиапа-
зонов, переключатель частоты, стрелочный прибор, контакты для под-
ключения шнура питания от сети перменного тока, блок стабилизации
напряжения для питания от 12 окисно-ртутных элементов типа РЦ-85.

Импульсы от ФЭУ-93, регистрирующего вспышки сцинтиллятора и
работающего в токовом режиме, подаются на интегрирующую схему,
средний ток на выходе которой усиливается и измеряется стрелочным
прибором.

После включения проверяется ток стабилизации, устанавливается нуль
при закрытом световом затворе и проводится проверка дозиметра по
контрольному источнику 90 8г при полностью открытом затворе (коль-
цо затвора должно доходить до упора).

Сцинтилляционные дозиметры аналогичной конструкции типов
ДРГ-3-02 и ДРГ-3-03 предназначены для измерения мощности экспози-
ционной дозы рентгеновского и у-излучения с эффективной энергией
20 кэВ - 3,0 МэВ в диапазоне 10~2 — 102 и 0,1—103 мкР/с соответственно.

6.3.2.	Сцинтилляционные геологоразведочные приборы

СРП68-01, СРП68-02, СРП68-03

Поисковый прибор СРП68-01 предназначен для измерения мощности
экспозиционной дозы у-излучения до 3000 мкР/ч. Диапазон измерения
разбит на 5 поддиапазонов: 0-30; 0-100; 0-300; 0-1000; 0-3000 мкР/ч.
Рис. 6.9. Радиометр СРП68-01

Прибор состоит из выносного блока детектирования БДГ4-01, под-
ключенного к носимому пульту (рис. 6.9). В блоке детектирования раз-
мещены неорганический сцинтиллятор №1 (Т1) и ФЭУ с устройством пи-
тания. Пульт содержит электрическую схему интенсиметра, стабилизатор
питающего напряжения и батарейный отсек, в котором находится 9 эле-
ментов типа 343.

Импульсы с выхода блока детектирования поступают на аналоговый
измеритель скорости счета с верхним пределом 104 имп/с. Значение тока,
пропорциональное скорости счета, измеряется стрелочным индикатором.
Для уменьшения зависимости чувствительности радиометра от энергии
у-излучения поступающие импульсы дискриминируются по амплитуде
с порогом, равным в энергетической шкале 30 ± 15 кэВ.

Приборы СРП68-02 и СРП68-03 с блоками детектирования БДГ4-02 и
БДГ4-03 соответственно являются каротажными и предназначены для
измерений в скважинах.

Приборы типа СРП-68 комплектуются контрольным источником
60Со для проверки работоспособности.

6.3.3.	Переносной универсальный радиометр РУП-1

Радиометр РУП-1 (рис. 6.10) состоит из измерительного пульта 1 и ше-
сти сменных детекторов: альфа-детектора 2, бета-детектора 3, гамма-
детектора № 1 4, гамма-детектора № 2, датчика быстрых нейтронов 5,
датчика тепловых нейтронов 6.

Радиометр предназначен: для обнаружения и измерения степени «-ак-
тивности поверхностей от 102 до 3 • 106 Бк/ (с • м2) (при уровне у-фона
до 500 мкР/с) и 0-активности поверхностей от 103 до 107 Бк/(с • м2);
для определения мощности дозы у-излучения в пределах от 0,2 до
103 мкР/с датчиком № 1 и от 2 до 104 мкР/с датчиком № 2; для измере-
ния плотности потоков тепловых и быстрых нейтронов от 2  105 до
109 нейтр/ (с  м2) при уровне у-фона до 500 мкР/с. Основная погрешность
измерения не превышает ±20%.
Рис. 6.10. Универсальный радиометр РУП-1

Рис. 6.11. Структурная схема радиометра РУП-1

Детекторами у-излучения служат галогеновые счетчики СИ-13Г (дат-
чик № 1) и СИ-ЗБГ (датчик № 2), (3-излучение регистрируется галогено-
вым торцовым счетчиком СБТ-10. Для регистрации а-частиц применяют
сцинтиллятор 2п8 (Ав), для быстрых нейтронов - 2п8 (Ав) в оргстек-
ле, для тепловых нейтронов - 2п8 (А§) с соединениями бора.

Блок-схема прибора показана на рис. 6.11.

В зависимости от вида излучения к измерительному пульту подклю-
чают один из шести сменных датчиков.

Электрические импульсы от датчика по кабелю поступают в измери-
тельный пульт, где дискриминируются и затем формируются по амплиту-
де и длительности. Сформированные импульсы поступают в измеритель
скорости счета. Интегрирующий контур измерителя скорости счета выра-
батывает напряжение, величина которого пропорциональна скорости по-
ступления импульсов на его вход. Средняя величина этого напряжения
измеряется стрелочным прибором. Стрелочный прибор снабжен смен-
ными шкалами и отградуирован в единицах мощности дозы или плот-
ности потока ионизирующего излучения.

Регистрация малых значений «-загрязненностей производится отсчетом
отдельных импульсов каскада световой или звуковой индикации.

Питание газоразрядных счетчиков и ФЭУ осуществляется от преобразо-
вателя напряжения. Блок питания обеспечивает низковольтным на-
пряжением все каскады, выполненные на транзисторах.

Питание радиометра осуществляется либо от сети переменного тока,
либо от источника постоянного тока (аккумулятора СЦС-15 или батареи
11,5ПМЦГ-У-1,3).

6.3.4.	Блок-детектирования БДЗА2-01 "Брусника"

Блок детектирования БДЗА2-01 "Брусника” (рис. 6.12) предназначен
для контроля загрязнения рук, тела и одежды «-активными веществами,
а также регистрации «-частиц в производственных и лабораторных усло-
виях при Еа > 5,15 МэВ. Детектором а-частиц служит слой сцинтиллято-
ра 2п8(А§) толщиной 15 — 20 мкм, нанесенный на оргстекло толщиной
1 см, диаметром 16 см и упакованный в светозащитный контейнер.
Эффективность регистрации а-частиц данным детектором — не менее 52%.

Для предохранения светозащитного экрана от механических поврежде-
ний или загрязнения радиоактивными веществами на блок детектирова-
ния может устанавливаться сменная пленка ПЭТФ толщиной 3—5 мкм,
поджимаемая к детектору манжетой с сеткой. Указанный способ механи-
ческой защиты детектора снижает эффективность регистрации до 12%
и чувствительность регистрации до 0,1 имп/Бк. Детектор можно исполь-
зовать при максимально допустимом значении у-фона, равном 10 мкР/с.
Блок детектирования состоит из сцинтилляционного детектора, фото-
умножителя ФЭУ-49Б, узла включения ФЭУ, блока выходного каскада,
высоковольтного преобразователя, узла подключения и кожуха. Свето-
вые вспышки сцинтиллятора 7п8(А§), возникающие при попадании
а-частиц, регистрируются ФЭУ, где преобразуются в импульсы напряже-
ния. Оптический контакт между де-
тектором и ФЭУ осуществляется
с помощью вазелина КВ-3. Импуль-
сы с ФЭУ усиливаются и формиру-
ются в блоке выходного каскада,
на выходе которого возникает
прямоугольный импульс отрица-
тельной полярности с амплитудой
2,5 ± 0,5 В.

Рис. 6.12. Блок детектирования
БДЗА2-01 "Брусника”
Питание блока детектирования осуществляется от блока питания ти-
па 591-100 ("Александрит”) или ему подобного с необходимыми пара-
метрами.

Во всем диапазоне измерений блока детектирования он может рабо-
тать с регистрирующим прибором типа РУП-1.

6.3.5.	Измерители скорости счета

с автоматическим переключением поддиапазонов УИМ2-2

и УИМ2-3 "Актиния"

Прибор УИМ2-2 "Актиния” предназначен для измерения средней ско-
рости счета импульсов и сигнализации о превышении ее заданных поро-
говых значений (рис. 6.13). Скорость счета измеряется в диапазоне
0,3 — 104 имп/с с автоматическим переключением имеющихся 8 поддиа-
пазонов с погрешностью, равной ± 20% предельного значения шкалы на
первом поддиапазоне (0,3 3,0 имп/с) и ± 10% на остальных.

Импульсы поступают от унифицированных блоков детектирования
а-, (3-, у- и нейтронного излучений. Блок детектирования а-частиц типа
БДЗА2-01 обеспечивает при эффективности регистрации, равной 25%,
скорость счета 0,8 — 8000 имп/с в диапазоне плотности потока а-частиц
2 • 102 - 2 • 106 част/ (м2 • с). Блоки детектирования БДБ2-01 и БДБ2-02
измеряют плотность потоков р-частиц в диапазонах 2 • 103 — 5 • 106 и
8 • 102 — 8 • 105 част/ (м2 • с), что соответствует скорости счета в диа-
пазонах 2,0 — 5 - 103 и 2,5 — 2,4 • 103 имп/с.

Прибор УИМ2-2 может работать в комплекте с блоками детектирова-
ния 7-излучения типов ДГ-2, ДГ-1 и ДГ-3, в которых детекторами явля-
ются газоразрядные счетчики СИ-1Г (5 • 10-2 — 10 мкР/с), СИ-13Г
(0,3 - 102 мкР/с), СИ-ЗБГ (3 — 103 мкР/с), обеспечивающие скорости
счета в диапазонах 1,7 — 1,5 • 103,3,0 — 2,5 • 103,2,6 — 9,0 • 103 имп/с
соответственно.

Прибор УИМ2-3 выполнен однотипно с измерителем УИМ2-2 и отли-
чается конструкцией передней панели, посредством которой измеритель
крепится на щите. На передней панели установлены ручки для снятия
и установки измерителя на щит.

6.3.6.	Аэрозольно-газовый радиометр РВ-4 "Дымка"

Радиометр РВ-4 ”Дымка” является переносным прибором для обна-
ружения и периодического измерения объемной активности а- и 0-актив-
ных аэрозолей и (3-активных газов при Еа > 4 МэВ, Е@ > 1,2 МэВ без
разделения короткоживущих и долгоживущих составляющих.

Прибор измеряет объемную активность а-активных аэрозолей от 3,7
до 3,7 • 103 Бк/м3 (по 210Ро), ^-активных аэрозолей - в диапазоне
3,7 — 3,7 • 104 Бк/м3 (по 32Р), ^-активных газов — в диапазоне 3,7 х
х 104 — 3,7 • 107 Бк/м3 (по 41 Аг). Основная погрешность прибора со-
ставляет ± 40%. Блок-схема радиометра РВ-4 показана на рис. 6.14.

Аэрозольная часть радиометра РВ-4 использует накопление актив-
ности на фильтре при прокачке через него воздуходувкой ПРВ-1М опре-
11-5236	161
Рис. 6.13. Измеритель скоро-
сти счета УИМ2-2 "Актиния”

деленного объема загрязненного воздуха (обычно 0,2 м3). Значение
объема анализируемого воздуха определяется временем прокачки по се-
кундомеру С-1-2а и скоростью прокачки по поплавковому ротаметру,
которая может регулироваться потенциометром расхода. При установле-
нии поплавка ротаметра на уровне риски скорость прокачки составляет
20 л/мин.

Активность накапливается на ленте типа НЭЛ из фильтрующего мате-
риала ФПП. Фильтр находится в кассете с размером окна 2,8 х 1,4 см,
которая устанавливается в воздухозаборном устройстве, состоящем из
прижимной рамки с натяжным замком на торце пластмассовой ворон-
ки. Кассета с фильтром размещается между рамкой и воронкой и прижи-
мается к резиновым прокладкам. Воронка навинчивается на воздухоза-
борный патрубок или соединяется с ним шлангом.

После окончания прокачки кассета с фильтром вынимается из ворон-
ки и вставляется в гнездо блока детектирования на пульте радиометра.
Лицевая сторона фильтрующей ленты должна быть обращена к блоку
детектирования а-излучения, состоящему из сцинтиллятора 2п8(А§)
толщиной 15 — 20 мкм, диаметром 3 см на подложке из оргстекла тол-
щиной 2 мм и ФЭУ-35 Сцинтиллятор 2п8(А§) закрыт двумя слоями
алюминированной светозащитной пленки. Детектором (3-излучения
служит газоразрядный счетчик СБТ-11А, расположенный с обратной
стороны фильтрующей ленты и закрытый пленкой толщиной 5-10 мкм;
последняя совместно со слоем ткани фильтра поглощает а-частицы.

Выхо/щым устройством измерительной схемы является стрелочный
электромеханический счетчик МЭС-54, регистрирующий без просчетов
скорости счета до 20 ими/с. Для расширения диапазона регистрируемых
активностей применяются коэффициенты пересчета 1 : 2, 1 : 10, 1 : 100.
Работа измерительной схемы контролируется релаксационным генера-
тором, лампа которого выведена на панель пульта и сопровождает
вспышкой каждый второй импульс, зарегистрированный счетчиком.

Переход от активности фильтра, пропорциональной скорости счета
измерительного устройства, к объемной активности аэрозолей произво-
дится расчетным путем (см. гл 8) или с помощью укрепленного на
крышке пульта механического отсчетного устройства.

Для отбора проб (3-активных газов применяют складную камеру
объемом 9,35 л, в основании которой находится счетчик СБТ-10, а также
Рис. 6.14. Структурная схема радиометра РВ-4 "Дымка”

1 - фильтр с накопленной активностью; 2 - детектор - Золи"; 3 - детектор
”« - Золи”; 4 - фильтр; 5 - ротаметр; 6 - воздуходувка, 7 - электродвигатель;
5 - аккумуляторный или сетевой блок питания; 9 - измерительная схема и пита-
ние узлов; 10 - пульт радиометра; 11 - малая газовая камера; 12 - свинцовая
защита; 13 - счетчик СБТ-10; 14 - складная камера

малую газовую камеру объемом 0,5 л, помещаемую в свинцовую за-
щиту, к верхней крышке которой с внутренней стороны прикреплен
счетчик СБТ-10. Выносные блоки детектирования (3-излучения подсоеди-
няются к пульту радиометра, измерительная схема которого использу-
ется для определения скорости счета, пропорциональной объемной актив-
ности газа. Прокачка газа через малую камеру осуществляется схемой
пробоотбора радиометра РВ-4. Заполнение складной камеры (3-активным
газом проводится при ее растягивании. Радиоактивные аэрозоли погло-
щаются фильтром на входе камеры.

Градуировка радиометра производится по образцовым а- и (3-источ-
никам второго разряда (соответственно 239Рии908г + 90Т), имитирую-
щим накопленную активность фильтра.

6.3.7.	Поисковый радиометр газов РГБ-3-01 "Ломонос"

Радиометр РГБ-3-01 "Ломонос” (рис. 6.15) предназначен для конт-
роля радиационной обстановки в обслуживаемых помещениях АЭС
при измерении объемной активности радиоактивных газов в воздухе и
мощности дозы у-излучения, а также для оперативного обнаружения про-
течек радиоактивных газов в технологическом оборудовании АЭС.

Объемная активность радиоактивных газов при максимальной энер-
гии излучения, превышающей 0,1 МэВ, определяется в диапазоне
1СГ8 — 1СГ2 Ки/л (3,7 • 105 —3,7 • 1011 Бк/м3). Основная погрешность
измерения концентрации отдельных радионуклидов в воздухе составля-
ет ± 30%, для смеси с неизвестным относительным содержанием нукли-
дов осколочного происхождения и инертных газов она равна ± 60%.
Рис. 6.15 Радиометр РТЬ-3-01 "Ломонос"

Принцип действия радиометра основан на измерении тока проточной
ионизационной камеры, который пропорционален концентрации газо-
образных нуклидов в контролируемом воздухе. Мощность экспозицион-
ной дозы у-излучения измеряется в диапазоне 0,3 — 30 мкР/с с основной
погрешностью + 30%. Время непрерывной работы радиометра РБГ-3-01
составляет 8 ч, масса прибора 7 кг.

6.3.8.	Радиометр 2522-02М "Ясень-1 II"

Радиометр 2522-02М ’’Ясень-1П” предназначен для оперативного конт-
роля объемной активности питьевой воды в открытых водоемах, обуслов-
ленной долгоживущими продуктами деления (905г + 90У. 144Се + 144Рг,
137Са, 106Ки + 106КЬ, 1311), в диапазоне 0,5 • 1 СТ7 - 0,5 • 1СГ5 Ки/л
(1,8 • 106 — 1,8  10® Бк/м3) при энергиях (3-частиц от 0,2 до 5,0 МэВ.
Основная погрешность измерения составляет + 35%.

Датчиком (3-излучения является пластмассовый сцинтиллятор, состоя-
щий из 10 пластин площадью 1СГ2 м2 и толщиной 2,5 мм каждая, работаю-
щих как. световоды полного внутреннего отражения. Сцинтиллирующие
пластины находятся в непосредственном оптическом контакте с фотока-
тодом ФЭУ-82.

В состав радиометра кроме сцинтилляционного блока детектирования,
блока сетевого питания и электронного пульта могут быть включены
блок концентрирования водной пробы и блок детектирования на основе
газоразрядных счетчиков СИ-8Б.

Пороговая чувствительность радиометра (Бк/м3) при наличии свин-
цовой защиты блока детектирования составляет 3 • 103 (60Со, 144Се +
+ 144Рг, 106Ки + 106КЬ), 4  103 (908г + 90У), 7 • 103 (137С5), 1,7  104
(13Ч).
6.3.9.	Радиометр газов 2323-01 "Биота"

Радиометр 2323-01 предназначен для градуировки и поверки радио-
метров /3-активных газов в производственных условиях, а также для
измерения объемной активности |3-активных газов (41Аг, 85Кг, 133Хе
и их смесей в воздухе) в диапазоне 0,5 • 10-9 — 2,5 • 10-5 Ки/л, (1,8 х
х 104 — 9 • 108 Бк/м3). Датчик радиометра — ионизационная камера —
заполняется воздухом, содержащим газообразные радиоактивные приме-
си, с помощью встроенной воздуходувки или внешней воздухозаборной
системы. Возникающий ионизационный ток пропорционален объемной
активности газа. Основная погрешность измерения концентрации радио-
активных благородных газов (41 Аг, 85Кг, 133Хе) не превышает ± 10%,
для смеси нуклидов неизвестного состава (41 Аг и нуклиды газов оско-
лочного происхождения) — не более ± 35%.

6.4.	СТАЦИОНАРНАЯ АППАРАТУРА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО
И РАДИАЦИОННОГО ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

6.4.1.	Цифровой измеритель мощности дозы ИМДЦ-70

Стационарный микрорентгенометр ИМДЦ-70 предназначен для изме-
рения экспозиционной мощности дозы 7-излучения с энергией от 0,15
до 1,3 МэВ в диапазоне 0,1 — 1 • 104 мкР/с с основной погрешностью
± 10%. Дополнительная погрешность, обусловленная зависимостью пока-
заний от энергии 7-квантов, не превышает ± 20% в указанном интервале
значений /-.'у.

При превышении установленной мощности дозы включается звуковая
и световая сигнализация прибора, а также замыкаются контакты внеш-
ней сигнализации.

Микрорентгенометр ИМДЦ-70 состоит из выносного блока детекти-
рования на основе токовой ионизационной камеры объемом 5 • 10“3 м3
и регистратора с цифровой индикацией результатов измерения на
электролюминесцентном устройстве. Блок детектирования может быть
удален на расстояние до 100 м от регистратора. Блок сигнализации со-
стоит из схем точной установки нуля, звуковой и световой сигнализации,
а также сигнализации переполнения поддиапазона. Напряжение на блок
питания подается от сети переменного тока. Прибор рассчитан на непре-
рывную работу в течение 24 ч.

6.4.2.	Радиометры РКС2-02, РКС2-03 "Калина"

Радиометр РКС2-02 "Калина” предназначен для измерения в воздухе
объемной концентрации долгоживущих (3-активных аэрозолей, паров
радионуклида 1311 и (3-активных газов (рис. 6.16).

Объемная активность долгоживущих (3-излучающих аэрозолей изме-
ряется в диапазоне 2,7  НГ14 - 2,7 • 1СГ10 Ки/л (1 - 1 • 104 Бк/м3), ак-
тивность 1311 - в диапазоне 2,7 • 1СГ13 - 2,7 • 1СГ10 Ки/л (10 - 1 х
х Ю4 Бк/м3) с основной погрешностью не более ±70%
Рис 6.16. Радиометр РКС2-О2 "Калина"

Объемная активность радиоактивных благородных газов измеряется
в диапазоне 1 • 1СГ8 — 1 • 1СГ4 Ки/л (3,7 • 105 - 3,7 • 109 Бк/м3) для
41 Ат, 1,5 • 1СГ8 - 1,5  1(Т4 Ки/л (5,6 • 105 - 5,6 • 109 Бк/м3) для 85Кг
и 0,5 • 10'7 - 0,5 • 1Д3 Ки/л (1,7  106 - 1,7 • Ю10 Бк/м3) для 133 Хе.

Допустимая мощность дозы 7-излучения в местах установки блоков
детектирования равна 0,1 мкР/с.

Радиометр РКС2-ОЗ отличается от РКС2-02 составом ЗИПа, который
рассчитан на пять лет эксплуатации.

С помощью Р- и 7-сцинтилляционных блоков детектирования опреде-
ляют активность каждого компонента смеси в пробах, непрерывно отби-
раемых в радиометры из вентиляционных коммуникаций.

Радиометры состоят из следующих основных частей- пульта измери-
тельного УКВ-04, блоков комбинированных БОЦЗ-ОЗ и УСМ2-03 и бло-
ков детектирования БДГБ2-01, БДАБ2-01, БДАГ2-01 и БДПГ2-09.

Блок БДАБ2-01 служит для детектирования долгоживущих (3-актив-
ных аэрозолей, блок БДГБ2-01 с ионизационной камерой объемом
3 • 1СГ4 м3 - для измерения (3-активных газов. В блоке БДАГ2-01 на
фильтрующую ленту СФЛ-2 осаждаются пары молекулярного иода и из-
меряется накопленная активность радионуклида. Блок БДПГ2-09 служит
для измерения уровня 7-излучения, обусловленного накоплением иода.
Для автоматической компенсации 7-фона в канале измерения активности
иода из двух последовательностей сигналов от блоков БДАГ2-01 и
БДПГ2-09 формируется разностная последовательность импульсов.
166
6.4.3.	Сигнализаторы-радиометры загрязненности
поверхности рук ^-активными веществами

СЗБ-ОЗ и СЗБ-04

Пороговые сигнализаторы-радиометры СЗБ-ОЗ и СЗБ-04 предназна-
чены для контроля установленного порога загрязнения поверхности рук
(3-активиыми веществами и сигнализации о его превышении. Применяются
в зоне строгого режима или в санпропускниках АЭС. Сигнализаторы
СЗБ-ОЗ и СЗБ-04 состоят из блоков детектирования со счетчиками
СИ-8Б и СБМ-20 соответственно и сигнального пульта, представляющего
собой напольно-настенную конструкцию (рис. 6.17).

Рис. 6.17. Сигнализатор-радиометр загрязненности рук |3-активными веществами

Плавная установка порогов сигнализации о превышении уровня (3-из-
лучения производится в диапазоне 30 - 600 част./(см2 • мин).

Схема логики сигнализаторов в зависимости от сигналов порогового
устройства и таймера вырабатывает команду на включение табло "Чисто”
или "Грязно” и коммутацию цепей внешней сигнализации. Время экспо-
зиции 10 с.

Сигнализаторы обеспечивают автоматическую компенсацию внешнего
фона 7-излучения, при этом скорость счета импульсов от у-фона не должна
превышать пороговой скорости счета от (3-излучения. Допустимая мощ-
ность экспозиционной дозы гамма-фона (в зависимости от загрязненнос-
ти) — от 0,005 до 0,3 мкР/с. Нестабильность порогов включения сигнали-
зации за 24 ч непрерывной работы ± 20%.

6.4.4.	Установка контроля загрязненности рук

(3-активными веществами РЗБ-05-01

Установка предназначена для сигнализации превышения или непревы-
шения установленного порогового уровня загрязненности поверхности
рук бета-активными веществами.
Рис. 6.18. Установка контроля загрязненности рук /^-активными веществами
РЗБ-05-01

Установка применяется в санпропускниках и саншлюзах в составе
аппаратуры контроля радиационной безопасности (АКРБ) на АЭС,
а также в лабораториях предприятий и учреждений, применяющих радио-
активные вещества.

Установка состоит из устройства обмера и блока обработки информа-
ции. Устройство обмера включает в себя два блока детектирования, узел
индикации, платы электроники и разъемы для соединения с блоком об-
работки информации. Блок обработки информации смонтирован в унифи-
цировванном типовом кожухе, в котором размещены функциональные
узлы и узлы питания (рис. 6.18).

С блоков детектирования (счетчики СИ-8Б) поток статистически
распределенных импульсов поступает по кабелям в устройство обработки
информации для обработки и сравнения с пороговой частотой в каналах
регистрации. При превышении потока импульсов с блока детектирования
над пороговой частотой срабатывает сигнал ’Трязно”.

Если загрязненность не достигла порогового уровня, включается сиг-
нал "Чисто”.

Устройство обработки информации позволяет обрабатывать поступаю-
щие с блоков детектирования сигналы методом последовательного ана-
лиза, при котором время контроля переменно. Данный метод увеличи-
вает пропускную способность в среднем вдвое в сравнении с установка-
ми с фиксированным уровнем контроля.
Установка обеспечивает: сигнализацию о превышении или непревыше-
нии заданного порога загрязненности; автоматическую компенсацию
гамма-фона; автоматическую сигнализацию о загрязненности детекто-
ров; сигнализацию неисправностей: питания, блоков детектирования,
каналов регистрации; дискретную установку порогов; принудительный
контроль рук.

Диапазон контроля установки РЗБ-05-01 составляет 10 -
2000 |3-част/(мин  см2), диапазон энергии |3-частиц 0,3 — 2,2 МэВ. Мак-
симальное время контроля 5 с, среднее время контроля 2 с. Компенси-
руемый уровень гамма-фона 0,5 мкР/с.

6.4.5.	Установка контроля и сигнализации о загрязненности
одежды и участков тела человека /3-активными веществами
РЗБ-04-04

Многоканальная установка РЗБ-04-04 предназначена для контроля и
сигнализации о загрязнении одежды и различных участков тела человека
^-активными веществами (рис. 6.19). Установка применяется в санпро-
пускниках и саншлюзах АЭС в составе комплектов АКРБ "Сейвал” и
’Торбач”.

Рис. 6.19. Многоканальная установка для контр°ля и сигнализации о загрязнении
одежды и участков тела человека ^активными веществами РЗБ-04-04
Установка контроилует участки тела и спецодежды, подвергающиеся
наиболее сильному загрязнению: руки и рукава, ступни ног или подошвы
обуви и низ брюк, лицо и голову, карманы, область живота и коленных
суставов. С этой целью установка оснащена 12 — 16 блоками детекти-
рования /3-частиц. Компенсация фона до 0,4 мкР/с осуществляется авто-
матически. Время измерения фиксированное и не превышает 4 с. Имеется
плавная регулировка порога срабатывания сигнализации, который уста-
навливается по образцовым источникам /3-излучения (908г + 90У) с пло-
щадью активной поверхности до 160 см2.

Установка выполнена в виде двух стоек и основания с блоками детек-
тирования и блока обработки информации, смонтированного в типовом
кожухе.

Установка обеспечивает принудительный контроль загрязненности,
а также световую и звуковую сигнализацию о превышении заданного
порога загрязненности.

6.4.6.	Установка контроля у-излучения на проходной РЗГ-04-01

Установка предназначена для наблюдения за изменением уровня гам-
ма-излучения во время прохода через контролируемое пространство пер-
сонала при выходе с территории АЭС и световой и акустической сигнали-
зации в случае превышения установленного уровня.

Установка применяется в составе аппаратуры радиационного контроля
на АЭС и относится к классу индикаторных приборов.

Принцип действия установки основан на накоплении числа импуль-
сов, поступающих от блоков детектирования гамма-излучения з тече-
ние 2 с, и сравнении этого числа с заранее набранным числом импульсов
фона и некоторым пороговым значением. В случае, если число набранных
импульсов превышает заданный порог, установка выдает световые сигна-
лы "грязно обувь”, "грязно одежда” и обобщенные световой и звуко-
вой сигналы.

Установка состоит из блоков детектирования БДЗГ-04Р, БДЗГ-06Р
для контроля загрязненности одежды; блока детектирования БДЗГ-05Р
для контроля загрязненности обуви: устройства обработки УОК-07Р;
узла сигнализации; узла подсветки (рис. 6.20). Каждый из блоков детек-
тирования БДЗГ-04Р, БДЗГ-06Р представляет собой колонну, основанием
которой является швеллер. В лотке профиля швеллера находятся 7 дер-
жателей с установленными в них попарно счетчиками СИ-22Г. Счетчики
помещены в комбинированный экран, состоящий из свинца, кадмия,
стали.

В средней части колонны расположены узлы, контролирующие нахож-
дение объекта в обмеряемом пространстве, которые преобразуют свето-
вой поток в электрические сигналы. В блоке БДЗГ-06Р дополнительно
смонтирован узел сигнализации.

Блок детектирования БДЗГ-05Р выполнен в виде литой коробки,
имеющей тонкостенную верхнюю крышку с ребрами жесткости, утол-
щенные боковые стенки, нижнюю крышку, укрепленную винтами через
резиновую прокладку. Блок имеет пылебрызгозашищенное исполнение.
170
Рис. 6.20. Контрольная установка РЗГ-04-01 для контроля 7-излучения

Во внутреннем объеме коробки размещены 6 счетчиков типа СИ-22
узлы с элементами электрической схемы.

Узел подсветки выполнен в виде рамы, ограждающей контролируе;
пространство от остальной части помещения. На раме смонтирован к
пус, в котором расположены лампа СМ-13-25 и устройство фокусиро!
светового потока.

Устройство обработки УОК-07Р выполнено на базе комплекта
вставного каркаса, в котором размещены функциональные блоки,
крытые передней панелью.

Контролируемая мощность дозы (50 - 500 мкбэр/ч) 0,5 - 5,0 мкЗ
Порог сигнализации устанавливается с помощью образцового 7-исто1
ка из набора ОСГИ. Время непрерывной работы составляет не мс
2500 ч. Время контроля 2 ± 0,1 с.

Аналогичная установка РЗГ-05 предназначена для контроля транспо

6.4.7.	Прибор для контроля активности 1 32 I

в теплоносителе первого контура РЖГ2-02 "Берест-1"

Прибор РЖГ2-02 ”Берест-1” предназначен для селективного (выбо]
ного) измерения активности одного из реперных радионуклидов ('3
в тепло носителе первого контура. Этот изотоп иода является удоб>
индикатором состояния активной зоны реактора. Детектором являс
устройство УДЖГ-08Р (рис. 6.21). Селективный контроль активне
Рис. 6.21. Схема устройства детектирования
активности 1321 по 7-излучению типа УДЖГ-08

1 - защита блока детектирования; 2 - па-
трубки подвода охлаждающей воды; 3 -
байпасная линия

,321 осуществляется с помощью регистрации каскадного 7-излучения,
возникающего при (3-распаде 1321. Это излучение представляет собой
два 7-кванта с энергиями 0,667 и 0,772 МэВ, испускаемые одновремен-
но в противоположные стороны, выходы которых на распад составляют
98,5 и 76% соответственно.

Устройство УДЖГ-08Р имеет два сцинтилляционных блока детектиро-
вания БДЭГ-01Р, которые размещены по разные стороны от байпасного
трубопровода, отводящего теплоноситель после прохождения катионо-
обменного фильтра системы водоочистки (СВО). Такая схема контроля
позволяет снизить фон, создаваемый другими радионуклидами, присут-
ствующими в теплоносителе в форме катионов (24№, 60Со.56 Мп,1 8С$)
и испускающими каскадные кванты. Электрические импульсы от каж-
дого из блоков детектирования поступают на два дифференциальных
дискриминатора в промежуточном блоке БМ-06Р. Одна пара дискримина-
торов настроена на энергию квантов каскадного излучения 1321. После
дискриминатора импульсы поступают на схему совпадений от двух кван-
тов Вторая пара дискриминаторов со схемой совпадений регистрирует
импульсы от 7-квантов с более высокой энергией, чем у 1321. Это позво-
ляет дополнительно уменьшить фон от каскадного у-излучения других
нуклидов, находящихся в теплоносителе. Для снижения фона случайных
совпадений устройство имеет защиту из свинца, а встроенные в защиту
холодильники обеспечивают стабильный температурный режим.

Чувствительность прибора [диапазон регистрации 1СГ5 — 1СГ2 Ки/л
(3,7 • 105 — 3,7 108 Бк/кг)] зависит от измеряемого объема теплоно-
сителя, равного 1СГ2 м3, при диаметре байпасного трубопровода 25 мм
и сцинтилляционными блоками на основе кристаллов №1 (Т1) размером
25 х 25 мм с фотоумножителем ФЭУ-35.

6.4.8.	Прибор для контроля активности 88 Кг
в теплоносителе первого контура

Прибор для контроля 88 Кг в теплоносителе имеет устройство
УДЖГ-07Р для селективного детектирования интенсивности у-квантов
88Кг с энергией 2,4 МэВ и выходом 35%. Оно состоит из сцинтилляцион-
ного блока детектирования у-квантов с кристаллом №1(Т1) размером
63 х 63 мм, промежуточного блока БМ-04Р1, свинцовой защиты и колли-
матора и размещается на байпасной линии, отбирающей теплоноситель
после катионо- и анионообменных фильтров системы СВО (рис. 6.22).
Такая схема включения позволяет уменьшить фон от у-излучения радио-
нуклидов, находящихся в теплоносителе в форме катионов и анионов.
172
Рис. 6.22 Схема устройства детектирования активно-
сти 88Кг по у-излучспию УДЖГ-07Р

1 - блок детектирования; 2 - холодильник;

3 защита, 4 - байпасная линия

Встроенный в защиту холодильник обеспечивает стабильный температур-
ный режим работы устройства.

Электрические импульсы от блока детектирования усиливаются и по-
ступают на два дифференциальных дискриминатора. Один из них настроен
на регистрацию импульсов у-излучения с энергией 2,4 МэВ, а другой ре-
гистрирует импульсы, соответствующие у-излучению с более высокой
энергией. Это позволяет частично компенсировать фон от внешнего у-
излучения и высокоэнергетического у излучения радионуклидов, нахо-
дящихся в теплоносителе. Чувствительность УДЖГ-07Р составляет
9 • 1О10 имп  м3/(с • Бк), диапазон регистрации 1СГ5 — 1СГ2 Ки/л
(3,7 • 105 -3,7 • 108 Бк/кг)

6.4.9.	Прибор для контроля суммарной у-активности

воды второго контура РЖГ2-03 "Берест-2"

Прибор РЖГ2-03 ”Берест-2” предназначен для измерения на АЭС с
реакторами ВВЭР суммарной у-активности продувочной воды. Врезка
устройства детектирования осуществляется в общий коллектор продув-
ки парогенераторов до ионообменных фильтров. Устройство детектиро-
вания состоит из двух сцинтиблоков с кристаллами И а! (Т1) размером
63 х 63 мм, один из которых, размещаемый в сферической пробоотбор-

Рис. 6.23 Блок детектирования прибора РЖГ2-03 ”Берест-2”
ной кювете, является основным (рис. 6.23). Второй, размещаемый
рядом, служит для компенсации внешнего у-фона. Блоки детектирова-
ния и измерительная кювета окружены свинцовой защитой толщиной
60 мм. Диапазон регистрации удельной активности прибора ”Берест-2”
составляет 1 • 1СГ9 — 1 • 1(Г6 Ки/л (3,7 • 10 — 3,7  104 Бк/кг).

Глава 7

СИСТЕМА РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Система радиационного контроля (РК) предназначена для получения,
обработки и представления измерительной информации о радиационной
обстановке на АЭС и дозах облучения персонала, а также о радиационных
параметрах технологических сред и о состоянии защитных барьеров на
пути распространения радионуклидов, образующихся при делении ядер-
ного топлива.

В соответствии с этим систему радиационного контроля можно разде-
лить на две подсистемы- радиационного дозиметрического контроля
(РДК) и радиационного технологического контроля (РТК). Иногда из
системы РК выделяют отдельно подсистему радиационного контроля
окружающей среды (РКОС), предназначенную для получения информа-
ции о состоянии радиационной обстановки в зоне возможного влияния
воздушных выбросов и жидких сбросов АЭС (в санитарно-защитной
и наблюдаемой зонах) и дозах облучения ограниченной части населения.

Система радиационного контроля включает в себя организационно-
методическую и аппаратурную части. Первая предусматривает идеологию
проектируемой и разрабатываемой системы РК, вторая — ее техническую
реализацию.

Аппаратурная часть системы радиационного контроля является одним
из основных технических средств обеспечения радиационной безопасности
при эксплуатации АЭС. По этой причине ее называют еще комплексом
аппаратуры контроля радиационной безопасности (АКРБ).

Из таких комплексов в настоящее время наибольшую известность и
распространение получили АКРБ "Сейвал” и ’Торбач”, разработанные
специально для АЭС с ВВЭР и РБМК соответственно. До их разработки
на АЭС в качестве АКРБ широко использовалась многоканальная уста-
новка "Система". Схема непрерывного радиационного контроля, осуще-
ствляемого с помощью АКРБ "Сейвал", ’Торбач” и "Система” на АЭС
с реакторами ВВЭР и РБМК, показана на рис. 7.1.

Основой комплексов АКРБ "Сейвал” и ’Торбач” является централизо-
ванная информационно-измерительная система радиационного контроля
(ЦИИСРК) или централизованная система контроля радиационной
безопасности. Она, как и установка "Система”, устанавливается на щите
радиационного контроля (щит РК) и предназначена для осуществления
непрерывного дистанционного дозиметрического и радиационного техно-
логического контроля. Кроме нее в состав комплексов АКРБ "Сейвал"
и ’Торбач” входит ряд приборов и установок дозиметрического и радиа-
174
ционного технологического контроля из тех, описание которых приведе-
но в гл. 6.

Радиационный дозиметрический контроль альфа-, бета-, гамма- и нейт-
ронного излучения радиоактивных газов и аэрозолей с помощью перенос-
ных приборов, а также контроль и методика поверхностных загрязнений
приведены в гл. 8.

7.1.	УСТАНОВКА ДЛЯ ДИСТАНЦИОННОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО
И РАДИАЦИОННОГО ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

80044)1 "СИСТЕМА"

Многоканальная установка типа 8004-01 "Система” предназначена для
дистанционного измерения мощности дозы у-излучения (5 • 10“2 — 5 х
х 102 мкР/с), плотностей потоков тепловых нейтронов [104 —
— 108 нейтр/(с • м2)], промежуточных нейтронов [105 - 108 нейтр/(с х
х м2)], быстрых нейтронов [105 — 108 нейтр/(с • м2)],объемной актив-
ности |3-активных газов [5  10-10 — 1 • 10-5 Ки/л (1,8 • 104 — 3,7 х
х 108 Бк/м3)], (3-активных аэрозолей [1 • 1СГ13 - 1 • 1(Г10 Ки/л (3,7 -
3,7 • 103 Бк/м3)], а-активных аэрозолей [1 • 1СГ14 — 1 • КГ11 Ки/л
(0,4 — 3,7  102 Бк/м3)]. Кроме того, осуществляется автоматическая
световая и звуковая сигнализация о превышении заданного уровня по
всем видам регистрируемых в каждой точке ионизирующих излучений,
автоматическая запись на ленту самописца уровней излучения любого из
каналов, индикация радиационной обстановки одновременно в 50 конт-
ролируемых точках на экране электронно-лучевой трубки, измерение
разности показаний блоков детектирования (3- и у-излучения или двух
блоков детектирования у-излучения. Предусмотрены передача речевой
информации с пульта в места расположения блоков детектирования,
автоматическая и ручная проверка работоспособности всех каналов с
применением дистанционно управляемых контрольных источников иони-
зирующего излучения (бленкеров), выборочное измерение уровней излу-
чения на выходе линии связи широкодиапазонным интенсиметром с ло-
гарифмической шкалой. Возможно изменение указанных диапазонов
измерений сменой блоков детектирования. Схема выполнена полностью
на транзисторах с применением печатного монтажа. В комплект входят:
набор блоков детектирования, до 5 измерительных и сигнальных стоек
(каждая на 50 каналов), устройства сигнализации, выносной пульт управ-
ления блоками детектирования аэрозолей.

Обобщенная типовая структурная схема блока детектирования уста-
новки 8004-01 показана на рис. 7.2.

Электрический сигнал, возникающий при облучении ионизационного
или сцинтилляционного детектора 1, поступает на узел согласования 2
высокого выходного сопротивления детектора с входным сопротивле-
нием усилителя 3, который обеспечивает превышение порога срабаты-
вания дискриминатора 4. Последний не пропускает шумовые импульсы
с амплитудой, меньшей установленного порога дискриминации. Импуль-
сы с амплитудой, превосходящей этот порог, направляются по кабелю
длиной до 200 м в измерительную стойку.
УДПГ-03

УДЖГ-ОбР

УДЖГ-05Р

Контроль
запаздываю-
щих нейтро-
нов в тепло-
носителе

УДИН-02Р

вспомогательное
оборудование

Контроль
активности
воды на сбросе

Гианица
территории

АЭС

БДМГ-02Р

Контроль /-излуче-
ния на местности

Зона
свободного режима
в помещениях А ЭРГ

Контроль
в аварийных
ситуациях

Уровень общей

активности
жидкости в
технологиче-

ских контурах

Контроль
на трубо-
проводах

уджг-вб-р

БДРАЬ-05

Ко нт роль
аэрозолей в
помещениях

БАМГ-У1

УДБН-02Р

БДМГ-У1-01

Контроль
радиационной
обстановки

УДЖГ-1УР1

УДЖГ-07Р
Контроль

Герметичная
оболочка
и боксы'

мощность
эквивалентной
дозы

Рис. 7.1 Схема непрерывного радиационного контроля, осуществляемого

Для дистанционной проверки блока детектирования предусмотрен
бленкер 5 — устройство, содержащее закрытый контрольный источник
излучения. При подаче напряжения на бленкер источник открывается и
облучает проверяемый детектор.

Устройство питания 6 обеспечивает необходимым напряжением детек-
тор и электронную схему блока детектирования.

Приведенная на рис. 7.2 обобщенная структурная схема соответствует
блокам детектирования тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов
(в зависимости от вида сцинтиллятора) типа 6841 и блокам детектирова-
ния тепловых нейтронов типа 6844, в которых применяются борсодержа-
щие счетчики (СНМ-32, СНМ-42). Возможна регистрация нейтронов в
1 76
АКРБ "Сейвал”, ’Торбач" и "Система” на АЭС с реактором ВВЭР или РБМК

условиях значительного 7-фона, импульсы от которого подавляются дис-
криминатором.

Структурная схема блока детектирования 7-излучения (типа ДГ)
не содержит узлов усиления и дискриминации. Согласование высокого
выходного сопротивления детектора (галогеновые счетчики СИ-1Г,
СИ-13Г, СИ-ЗБГ, СИ-34Г, ионизационная камера) с низким волновым
сопротивлением кабеля позволяет располагать блок детектирования на
значительном расстоянии от измерительной стойки.

Блок детектирования |3-активных газов типа ДБГ содержит основные
(неэкранированные) торцовые галогеновые счетчики СИ-8Б и СБТ-11,
измеряющие |3-частицы и фоновые 7-кванты, а также компенсационный
12 -5236	177
Основной

Рис. 7.2. Обобщенная структурная схема блока детектирования установки 8004-01
"Система”

1 — детектор; 2 - узел согласования сопротивления детектора и усилителя;
3 - усилитель; 4 - дискриминатор; 5 - бленкер; 6 - блок питания

Рис. 7.3. Структурная схема дифференциального канала установки 8004-01 "Систе-
ма”

7 - блок детектирования основного канала; 2 - нормализатор основного кана-
ла; 3 - интегратор основного канала; 4 - пороговая схема устройства сигнализа-
ции; 5 - блок детектирования компенсационного канала; 6 - нормализатор ком-
пенсационного канала; 7 - интегратор компенсационного канала

(экранированный) счетчик, регистрирующий только фоновое у-излу-
ченне.

Структурная схема включения детекторов ДБ Г аналогична схеме для
блока ДГ. Разность скоростей счета в основном и компенсационном ка-
налах, связанная с объемной (3-активностью газа, определяется в диффе-
ренциальном канале, блок-схема которого показана на рис. 7.3. Импуль-
сы, поступающие от основного 1 и компенсационного 5 блоков детекти-
рования, предварительно нормализуются в блоках 2 и 6 по амплитуде
и длительности. Интегрированный в 3 и 7 разностный сигнал подается
в пороговую схему 4 устройства сигнализации, а также на блоки изме-
рения индикации.

Структурная схема блока детектирования (типа 6622) (3-активных
аэрозолей с регистрацией долгоживущей составляющей содержит три
одинаковых канала, аналогичных каналам предыдущего блока ДБ Г.
Детекторами (3-частиц и у-квантов в блоке 6622 являются торцовые
счетчики СБТ-11.

Аэрозоль, прокачиваемой воздуходувкой, оседает на фильтрующей
ленте, которая непрерывно движется со скоростью до 0,17 мм/с. Счет-
чик, находящийся на расстоянии 0,24 м от места прокачки воздуха через
ленту, регистрирует долгоживущую активность (3-излучения и у-фон.
Счетчик, расположенный у места осаждения аэрозоля, измеряет сум-
марную активность (3-излучения и у-фон. Показания третьего счетчика,
который окружен слоем защитного вещества и чувствителен только к
фоновому у-излучению, вычитаются в дифференциальных каналах из
показаний первого и второго счетчиков для получения значений сум-
марной активности (3-излучения аэрозоля и ее долгоживущего вклада.

Блок детектирования (типа 6611) а-активных аэрозолей с регистра-
цией долгоживущей составляющей имеет два сцинтилляционных детек-
178
тора Хп5(А8) с ФЭУ-35, один из которых установлен у места осаждения
аэрозоля на непрерывно движущуюся фильтрующую ленту. Место уста-
новки второго детектора выбирают таким образом, чтобы время дви-
жения к нему осажденной пробы на фильтрующей ленте было достаточ-
ным для распада короткоживущих а-излучателей.

Толщина мелкокристаллического порошкового слоя 2п8(Ав) не пре-
восходит пробега в нем а-частиц (20 мкм для Еа = 5 МэВ). Поскольку
пробеги электронов гораздо больше указанного значения, они отдают
в пределах сцинтиллирующего слоя только незначительную часть своей
энергии. Поэтому для данного детектора значения амплитуд импульсов
от а-частиц гораздо выше, чем от |3-частиц, что позволяет выбором уров-
ня дискриминации подавить влияние у-фона.

7.2.	ЦЕНТРАЛИЗОВАННАЯ СИСТЕМА КОНТРОЛЯ
РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НА АЭС

Централизованная система контроля радиационной безопасности пред-
ставляет агрегатированный приборный комплекс для поддержания АЭС
в проектных нормах радиационной безопасности и построена по принци-
пу территориального объединения устройств сбора информации, обработ-
ки ее в едином центре с последующим распределением в единые адреса
через стандартный канал передачи данных.

Система предназначена для контроля объемной активности: теплоно-
сителя в технологических контурах устройствами детектирования
УДЖГ-04Р [1 • 1СГ9 — 1  1 (Г6 Ки/л (3,7 • 104 - 3,7 • 107 Бк/м3)],
УДЖГ-0.5Р [ 1 - 1СГ8 —- 1 • 1СГ5 Ки/л (3,5 • 105 - 3,7 • 108 Бк/м3) ] ;
8 8 Кг в теплоносителе первого контура устройством детектирования
УДЖГ-07Р (1 • 1СГ5 - 1 • 1СГ2 Ки/л (3,7 • 108 - 3,7 • 10*1 Бк/м3) ] ;
1321 в теплоносителе первого контура устройством детектирования
УДЖГ-08Р [1 - 1СГ5 — 1 - 1СГ2 Ки/л (3,7 • 108 - 3,7 • 1011 Бк/м3) ];
воды в водоемах и баках спецводоочистки, а также на сбросе устрой-
ством детектирования УдаСГ-14Р1 [1 • 1СГ10 — 1 • 1СГ7 Ки/л (3,7 • 103 —
3,7 • 106 Бк/м3)]; |3-активных аэрозолей в зоне свободного режима
блоком детектирования БДАБ-05 [1 • 1СГ13 - 1 • 1СГ9 Ки/л (3,7 — 3,7 х
х 104 Бк/м3) ]; иода блоком детектирования БДАБ-06 (1 • 1СГ10 — 1 х
х 1СГб Ки/л (3,7  103 — 3,7 • 107 Бк/м3) ]; радиоактивных благородных
газов в паровоздушной смеси на выхлопе эжектора устройством детекти-
рования УДПБ-03 [1 • 1(Г8 — 1 - 1СГ5 Ки/л (3,7  105 - 3,7 • 108 Бк/м3) ];
острого пара в основных паропроводах второго контура устройством де-
тектирования УДПГ-03 [1,3 • 1СГ9 — 1,3 • 1СГб Ки/л (5 • 104 — 5 х
х 107 Бк/м3)]; радиоактивных благородных газов при повышенном
фоне у-излучения устройством детектирования УДГБ-10 [2 • 1СГ9 — 2 х
х 1СГ4 Ки/л (7,2 • 104 - 7,2 • 109 Бк/м3) ]; в системах газоочистки -
УДГБ-05-01 [1 - 1СГ5 — 1 0 Ки/л (3,7 • 108 - 3,7 • 1013 Бк/м3) ],в систе-
ме вентиляции зоны свободного режима — УДГБ-08 [2 • 1СГ9 — 2 х
х 1СГ4 Ки/л (7,2 • 104 - 7,2 • 109 Бк/м3).

Контроль мощности экспозиционной дозы у-излучения в зоне свобод-
ного режима, в герметичной оболочке и боксах, а также теплоносителя
179
Рис. 7 4 Принципиальная структурная схема централизованной системы контроля
радиационной безопасности (АКРБ)

первого контура осуществляется блоком детектирования БДМГ-41
(2,8  1СГ2 — 28 мкР/с), на территории АЭС — блоком БДМГ-02Р
(2,8 • 1СГ3 2,8 мкР/с). Применяют также блоки детектирования мощ-
ности экспозиционной дозы у-излучения БДМГ-41-01, УДМГ-42 (0,28 -
280 мкР/с), БДМГ-41-02 (0,28 — 280 мР/с). Кроме того, контролирует-
ся плотность потока запаздывающих нейтронов от теплоносителя пер-
вого контура устройством детектирования УДИН-02Р [Ю4 —
Ю7 нейтр/(м2 с)], а также мощность эквивалентной дозы в зоне огра-
ниченного режима устройством детектирования УДБН-02Р. Принципиаль-
ная структурная схема системы контроля радиационной безопасности
показана на рис. 7.4. Перечисленные блоки (устройства) детектирова-
ния подключаются к устройствам коммутации УВА-02Р и УВА-09, кото-
рые вырабатывают стабилизированное напряжение для питания детекто-
ров, распределяют и передают получаемые сигналы на устройства накоп-
ления и обработки информации УНО-ЮОМ. управляют включением блен-
керов (контрольных источников), передают сигналы включения блоков
детектирования аэрозолей и принимают сигналы о работоспособности
этих блоков. Информация, передаваемая устройству коммутации УВА-02Р
от двух подключенных блоков детектирования БДМГ-41, обрабатывает-
ся на сигнально-измерительном пульте УП-29 Обработка информации,
поступающей на блоки коммутации УВА-09, к каждому из которых под-
ключено 10 блоков детектирования, проводится 100-канальным устрой-
ством накопления и обработки информации УНО-ЮОМ.

Информация, накопленная в УНО-ЮОМ, устройством обмена и конт-
роля УП-28 поочередно и непрерывно опрашивается, уплотняется и выда-
ется в последовательный канал передачи данных совместно с кодами по-
казателей степеней и физических размерностей, которые хранятся в за-
поминающем устройстве. Последовательный канал через промежуточные
блоки БВЦ-51, Б ВИ-51 связан с двумя группами устройств представле-
180
лия информации. Первая группа предназначена для принятия оператив-
ных решений и состоит из оперативного дисплея УВК-13 на основе
электронно-лучевой трубки, цифрового индикатора УВИ-09 на любой
из 300 каналов, а также устройств сигнализации превышения порогов
УСС-04 и контроля исправности УСС-05 по 100 каналам с соответствую-
щими мнемотабло

Информация о радиационной обстановке представлена на дисплее
УВК-13 в аналоговой форме (набор светящихся столбиков с высотой,
пропорциональной контролируемому параметру) одновременно
по 100 каналам, а также в цифровом виде в любом канале по выбору
оператора.

Вторая группа предназначена для документирования информации
и состоит из устройства БПЦ-01Р для записи на бумажную ленту само-
писца КСП-04 сведений о радиационной обстановке по 6 каналам, а
также знакопечатающего устройства УПЦЦ-01Р для поканальной рас-
печатки по 300 каналам.

Результаты контроля радиационной обстановки выводятся на щит
радиационного контроля, щит спецводоочистки, блочный щит управления
и резервный щит управления. Пульт оператора УУМ-12 предназначен для
выполнения следующих задач: измерения текущего значения контроли-
руемого параметра в любом из 300 каналов по выбору оператора; сигна-
лизации превышения пороговых уровней, неисправностей в измеритель-
ных каналах или в источниках питания; контроля устройств обработки
информации и канала передачи данных; дистанционного управления
бленкерами.

Предусматривается обязательное резервирование наиболее важных
измерительных каналов с выводом информации на резервный щит
управления

Система контроля радиационной безопасности может работать со-
вместно с ЭВМ типа М-6000.

7.3.	РАДИАЦИОННЫЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ

Подсистема радиационного технологического контроля (РТК) пред-
назначена для контроля радиационных параметров технологических
сред и состояния защитных барьеров: оболочек твзлов, трубопроводов
первого контура, контура герметизации помещений реакторного от-
деления.

Контроль за состоянием первого защитного барьера — оболочек
твзлов (определение числа негерметичных твзлов и степени их негер-
метичности) - является важной составной частью РТК, так как продукты
деления ядерного топлива при попадании их в теплоноситель первого
контура определяют радиационную обстановку как на самой АЭС, так
и за ее пределами. По его данным своевременно обнаруживают, а затем
выгружают из активной зоны ТВС, имеющие негерметичные твэлы, и тем
самым поддерживают активность продуктов деления в теплоносителе
на уровне, не превышающем предельно допустимое значение [например,
1 • 1СГ1 Ки/л (3,7 • 109 Бк/л) для АЭС с реактором ВВЭР-440 и 2,7 х
181
X 1(г2 Ки/л (1,0 • 109 Бк/л) для ВВЭР-1000] или контрольное значение
[например, 1 . ЦТ2 Ки/л (3,7 • 108 Бк/л) для АЭС с ВВЭР-440 и 2,7 х
х 1СГ3 Ки/л (1,0 • 108 Бк/л) для АЭС с ВВЭР-1000 и РБМК-1000].

Контроль за состоянием активной эоны позволяет прогнозировать
газоаэрозольный выброс в атмосферу, а также радиационную обста-
новку в помещениях АЭС в период планово-предупредительного ремонта,
так как часть продуктов деления может сорбироваться на оборудовании
и поверхностях первого контура вместе с радиоактивными продуктами
коррозии и создавать поле у-излучения возле оборудования первого
контура.

Различают следующие виды контроля состояния активной зоны или
контроля герметичности оболочек твэлов (КГО):

1)	периодический КГО твэлов работающего реактора методом отбора
проб теплоносителя;

2)	непрерывный КГО твэлов работающего реактора с помощью радио-
метрической и спектрометрической аппаратуры беспробоотборным
методом;

3)	КГО и обнаружение ТВС с негерметичными твэлами на останов-
ленном реакторе в период перегрузки топлива.

Периодический КГО твэлов работающего реактора осуществляется
путем отбора проб теплоносителя, определения радионуклидного со-
става и измерения удельной активности отдельных (реперных) радио-
нуклидов. Измеренные значения сравниваются с расчетными,
полученными на основании определенной модели выхода продуктов де-
ления из негерметичных твэлов. Для определения радионуклидного
состава и измерения удельной активности пробы теплоносителя ее под-
вергают спектрометрическому анализу с использованием у-спектрометра
с полупроводниковым Се (1л)-детектором. Высокое энергетическое
разрешение этих спектрометров позволяет правильно идентифициро-
вать реперные радионуклиды и определить их удельную активность
на фоне присутствующих в теплоносителе других продуктов деления и
коррозии с близкими значениями энергии фотонов (рис. 7.5). Иногда
идентификация радионуклидов бывает настолько затруднена, что при-
ходится прибегать к предварительному разделению радионуклидов ме-
тодами радиохимии или к разделению с помощью хроматографии на
селективных сорбентах, поглощающих (сорбирующих) только опреде-
ленные радионуклиды.

Непрерывный (постоянный) КГО твэлов работающего реактора осу-
ществляется беспробоотборным методом с помощью радиометрической
и спектрометрической аппаратуры.

В составе АКРБ ”Сейвал” на АЭС с реакторами ВВЭР для этой цели
имеются устройства детектирования (УД) удельной активности 13 21
и 8 8 Кг в теплоносителе первого контура (см. § 6.4), а также потока
запаздывающих нейтронов из теплоносителя (см. § 7.2). Информация
этих УД позволяет контролировать состояние оболочек твэлов работаю-
щего реактора и следить за динамикой их разгерметизации.
Номер канала

Рис. 7 5 Спектр у-излучения пробы воды теплоносителя АЭС с реактором ВВЭР-440,
измеренный с помощью полупроводникового детектора ДГДК-40Б

Метод эксплуатации прибора РЖГ2-О2 ”Берест-1” для селективного
контроля активности 132| в теплоносителе первого контура АЭС с ВВЭР
показал, что даже на стабильном уровне мощности реактора удельная
активность 1Ч21 может изменяться в несколько раз. Поэтому прибор
”Берест-1” необходим также для правильного выбора момента отбора
183
проб для периодического КГО твэлов, соответствующего стабильному
выходу продуктов деления из-под оболочек твэла, так как расчетные
значения активности реперных радионуклидов вычислены при условии
постоянной их утечки через дефект.

Метод КГО по запаздывающим нейтронам основан на том, что среди
продуктов деления имеются летучие изотопы брома и иода, которые пере-
насыщены нейтронами и испускают их за время от долей секунды до не-
скольких десятков секунд. Радионуклиды 87Вг (Л/2 =55,6 с) и 1371
(Г 112 = 24,5 с) успевают за это время выйти из топлива под оболочку
твэла и далее через дефект оболочки попасть в теплоноситель первого
контура реактора. Испускаемые ими нейтроны (с энергией соответ-
ственно 0,56 и 0,25 МэВ) могут регистрироваться детекторами нейтро-
нов, расположенными на всех главных циркуляционных трубопрово-
дах (петлях) первого контура (на шести у реактора ВВЭР-440 и на че-
тырех у ВВЭР-1000), и тем самым служить для оценки повреждения
оболочек твэлов.

В АКРБ "Сейвал” петлевая система КГО по запаздывающим нейтро-
нам основана на измерении плотности потока нейтронов в диапазоне
10 — 103 нейтр/ (см2 • с).

Измерение плотности потока нейтронов производится с помощью
устройства детектирования УДИН-02Р, которое состоит из двух блоков
детектирования (УДИН-01Р) на основе газоразрядного счетчика теп-
ловых нейтронов СНМ-32, заполненного газом ВР3.

Блоки детектирования размещены в стальных полых корпусах, охва-
тывающих трубопровод с теплоносителем. Через корпуса циркулирует
охлаждающая вода, которая одновременно служит для замедления ис-
пускаемых быстрых нейтронов до тепловых энергий. Для устранения
внешнего фона тепловых нейтронов корпуса с блоками детектирования
помещены в кадмиевые экраны.

Таким образом, непрерывный контроль герметичности оболочек твэ-
лов осуществляют, регистрируя активность продуктов деления в тепло-
носителе и поток запаздывающих нейтронов.

Факт разгерметизации устанавливают по превышению некоторого на-
чального уровня концентрации продуктов деления, обусловленного не-
значительным поверхностным загрязнением оболочек твэлов нуклидом
2 3 5 Г1 при их изготовлении [обычно менее (1 + 3,0) • ПГ10 г/см2], т. е.
на уровне природного содержания урана в материалах.

На АЭС с реакторами РБМК для обнаружения при работе реактора
технологических каналов (ТК), в которых оболочки твзлов потеряли
герметичность, служит аппаратура РУГ2-01. По данным этой аппаратуры
по канального КГО твэлов принимают решение о выгрузке из ТК той
ТВС, которая имеет негерметичные твэлы, и замене ее свежей, не сни-
жая мощности реактора.

Аппаратура КГО обеспечивает контроль 1693 каналов с помощью
8 сдвоенных блоков детектирования, каждый из которых контролирует
группу примерно из 240 каналов. Контроль ведется по 7-излучению про-
дуктов деления пароводяной смеси, отводимой от ТК в барабаны-сепа-
раторы.

184
Рте. 7.6. Пример записи показаний пока- доо
нальной системы КГО на АЭС с РБМК

500

'й 400
4)

Блок детектирования [сцинтилля- |
тор №1(ТГ) с ФЭУ] установлен в за- \300
щите из свинца с коллиматором и §
расположен на тележке, которая не- ъ %00
риодически перемещается около ряда
труб, отводящих пароводяную смесь
от ТК в барабаны-сепараторы. Пере-	ЮО

мещение блоков детектирования и ре-
гистрация результатов измерения д
7-излучения выполняются автомати-
чески в течение примерно 30 мин.
Превышение значения сигнала

от какой-либо трубы над его средним значением от всех труб (или над
установленным порогом) означает, что в данном ТК находится кассета
с негерметичным твзлом. При этом срабатывает звуковая и световая
сигнализация индикации и запоминания номера канала. С блочного щита
управления АЭС оператор может установить блок детектирования около
трубы от одного ТК и следить за изменениями активности пароводяной
смеси этого канала.

Чувствительность такой системы КГО зависит от уровня регистрируе-
мых в выбранном энергетическом окне фоновых сигналов. Эти сигналы
возникают от радиоактивных продуктов коррозии в теплоносителе и в
отложениях на поверхности отводящих пароводяную смесь труб. Энер-
гетическое окно (1,6 — 4,2 МэВ) регистрации импульсов блоков детек-
тирования КГО выбрано таким, чтобы импульсы у-излучения продуктов
деления регистрировались наиболее эффективно, а фоновое 7-излучение
теплоносителя, обусловленное наличием в нем ядер 161М, отсекалось
дискриминатором.

Пример записи показаний аппаратуры поканального КГО твэлов при-
веден на рис. 7.6, из которого видно, что в ТК № 6 имеется ТВС с дефект-
ным ТВЭЛОМ.

На АЭС с реактором РБМК-1000 проводится контроль активности
пара после барабанов-сепараторов путем непрерывного отбора проб пара
и детектирования активности в нем продуктов деления. При превыше-
нии заданного уровня активности РБГ в паре какого-либо из четырех
сепараторов срабатывает звуковая и световая сигнализация индикации
номера сепаратора. Система служит для оценки общего состояния твэлов
в активной зоне при отключении поканальной системы КГО, например,
для планово-предупредительного ремонта при работающем реакторе.

Отбираемые пробы пара направляются в холодильник, где пар конден-
сируется, а конденсат охлаждается до температуры, необходимой для
нормальной работы блока детектирования 7-излучения БДЖГ2-03. Для
отделения продуктов деления от продуктов активации теплоносителя,
переходящих в пар (в основном 18Е, 16М, 19О и продукты коррозии),
конденсат направляется в накопительную емкость. Задержка во време-
ни при прохождении конденсата через эту емкость позволяет контроли-
ровать активность конденсата по продуктам распада 88,89 Кг и 1 8Хе,
что улучшает соотношение между продуктами деления и продуктами
активации. Из накопительной емкости конденсат, пройдя очистку от
продуктов коррозии, поступает в измерительную емкость проточного
блока детектирования БДЖГ2-03. Таким образом, удельная активность
в измерительной емкости определяется газообразными 88,89Кг, 138Хе
и их продуктами распада 88 ,89 КЬ и 138Сз, что позволяет оценивать со-
стояние твзлов в активной зоне РБМК.

КГО твзлов на остановленном реакторе в период перегрузки топлива
осуществляется путем проверки поочередно каждой ТВС. Наиболее рас-
пространенный способ такого контроля заключается в том, что ТВС по-
мещают в пенал объемом 0,08 — 0,15 м3, заполненный водой, и создают
в нем с помощью блока управления и насоса (рис. 7.7) избыточное давле-
ние до 0,4 МПа. При наличии дефекта в оболочке твэла вода при повы-
шенном давлении поступает в зазор между оболочкой и топливом и на-
сыщается продуктами деления. После сброса избыточного давления она
выходит в пенал, увеличивая концентрацию продуктов деления в воде
стенда КГО. По удельной активности 1311 в пробе воды из стенда КГО
судят о степени разгерметизации оболочек твзлов и принимают решение
о дальнейшем использовании ТВС с негерметичными твэлами.

Контроль за герметичностью второго защитного барьера — трубопро-
водов и оборудования первого контура — осуществляется путем измере-
ния газоазрозольной активности в помещениях, где это оборудование
находится, а также путем контроля за протечками теплоносителя из
первого контура во второй.

Радиационный технологический контроль за протечками теплоноси-
теля первого контура во второй на АЭС с реакторами ВВЭР осуществля-
ется, как правило, путем размещения устройств детектирования у-излу-
чения на линии продувки парогенераторов (ПГ), на паропроводах и на
выхлопе эжекторов. Контроль на линии продувки ПГ осуществляется
с помощью прибора ”Берест-2” (см. § 6.4).

Для контроля активности острого пара в основных паропроводах вто-
рого контура используется УДПГ-03 с сцинтиблоком с кристаллом
\а!(Т1) размером 63 х 63 мм (рис. 7.8). Для защиты от внешнего у-фона
блок окружен свинцовой защитой толщиной 60 мм. Диапазон регистрации
этого УД составляет 5 • 1СГ10 — 5  1СГ7 Ки/л (2  103 — 2 • 106 Бк/м3).

Контроль активности парогазовой смеси на выхлопе эжекторов ведет-
ся по /3-излучению РБГ (1 3 3,1 3 5Хе, 85/”Кг, 8 8 Кг и др.). Для их регистра-
ции внутри трубы с парогазовой смесью размещено устройство УДПБ-03
с двумя высокотемпературными газоразрядными счетчиками СБМ-18
(рис. 7.9).

Основной счетчик для защиты от воздействия влаги окружен только
тонким чехлом из полиамидной пленки, компенсационный (для вычи-
Дистиллят Слив Отбор пробы

Рис. 7 7. Схема стенда КГО на остановленном реакторе ВВЭР

I - пенал; 2 - блок управления стенда. 3 - насос

Рис. 7 8. Устройство для детектирования активности острого пара по 7-излучению
УДПГ-03

/ - защита; 2 холодильник; 3 - блок детектирования; 4 паропровод вто-
рого контура

танин фона у-излучения) размещен в стальном чехле толщиной 4 мм.
Диапазон регистрации составляет 1СГ8 — 1СГ5 Ки/л (3,7 • 105 — 3,7 х
х 108 Бк/м3).

На АЭС с реактором РБМК имеется система контроля целостности
труб технологических каналов (КЦТК), в которых помещены твэлы
и по которым циркулирует теплоноситель. Система КЦТК предназначена
для обнаружения разгерметизированного канала и предотвращения рас-
пространения влаги в смежные с поврежденным каналом районы графи-
товой кладки реактора. КЦТК осуществляется косвенным методом —
измерением температуры и влажности прокачиваемой через кладку
изотно-гелиевой смеси. Прокачка необходима для охлаждения кладки.

Если техноло 1ический канал потерял герметичность, то в азотно-ге-
лиевую смесь попадут водяные пары, которые повысят температуру и

Рис. 7.9. Устройство для детек-
тирования активности парога-
зовой смеси эжекторных газов
по 3-излучению УДПБ-03-

1	- врезка в контур;

2	- защитный футляр; 3 -
высокотемпературный счетчик
влажность, постоянно контролируемую термопарами и датчиками
влажности.

КЦТК обеспечивает поканальный контроль температуры смеси и
контроль группы каналов (до 81 канала в группе) по влажности в смеси.

В случае обнаружения течи технологического канала по сигналу КЦТК
включается режим "сушка кладки" и производится усиленный отсос па-
рогазовой смеси из группы каналов, среди которых обнаружен повреж-
денный.

Контроль за состоянием третьего защитного барьера — контура герме-
тизации помещений реакторного отделения — осуществляется путем из-
мерения газоаэрозольной активности и мощности дозы у-излучения в зоне
свободного режима и на территории АЭС (см. рис. 7.1).

Глава 8

ПРАКТИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ
И РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ ИЗМЕРЕНИЙ НА АЭС

8.1.	ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ

Важной задачей дозиметрии является контроль дозы, полученной ин-
дивидуально каждым работником.

Индивидуальный дозиметрический контроль осуществляется тремя
методами: фотографическим, ионизационным и люминесцентным.

Методика с использованием усовершенствованного комплекта инди-
видуального фотографического контроля (ИФКУ) основана на том, что
работник, находящийся в зоне облучения, носит при себе кусочек фото-
пленки, упакованный в специальную кассету. По окончании работы плен-
ка обрабатывается и фотометрируется. Доза облучения определяется по
градуировочным кривым.

Для целей ИФКУ применяются сорта фотопленки, обладающие высо-
кой чувствительностью к ионизирующим излучениям. Для них характер-
ны относительно большая толщина эмульсионного слоя и высокое содер-
жание бромистого серебра в эмульсии.

При практическом использовании фотопленок следует принимать во
внимание "ход с жесткостью", величину и разброс вуали, а также ширину
диапазона доз. "Ход с жесткостью” в области 7-лучей сглаживается при-
менением выравнивающих фильтров. Как уже указывалось ранее,
хорошие результаты дает применение свинцового фильтра. Вуаль зависит
от условий хранения, упаковки и транспортировки пленки. Пленку сле-
дует хранить в свинцовых ящиках, выложенных внутри алюминием или
сталью; следует избегать соседства различных химических реактивов,
особенно летучих. Вуаль вообще увеличивается с "возрастом” пленки.

Фотометрирование — сравнение пленок, розданных работникам, с по-
чернением контрольных пленок, служащих для градуировки. В соответ-
ствии с этим из каждого листа пленок выделяются рабочие и контрольные
пленки, а также пленки для определения вуали. Лист пленки обычно раз-
188
резается на 40 кусков, из которых 5 пленок служат для определения вуа-
ли (они не облучаются) ,8 — 10 пленок подвергаются контрольному облу-
чению на градуировочном стенде (см. ш. 9), а остальные пленки раздают-
ся лицам, подвертаемым контролю Обработка (проявление, фиксирова-
ние) всех дленок производится одновременно в одинаковых условиях

Применяемые на АЭС индивидуальные дозиметры делятся на разовые
(оперативные) : интегральные (декадные, месячные или квартальные) ;
аварийные и сигнализирующие

Дозиметры ИФКУ, как правило, используются в качестве интеграль-
ных На многих АЭС они являются основными дозиметрами, с помощью
которых ведется контроль и учет доз внешнего облучения персонала.
Кассетами ИФКУ пользуется весь персонал (категория А). В нормальном
режиме работы АЭС период проявления дозиметров ИФКУ составляет
обычно 1 мес В период ППР и перегрузки ядерного топлива проявку
дозиметров делают до начала и по окончании работ, а также выборочно
по мере необходимости в ходе проведения ремонтных работ по показа-
ниям разовых дозиметров

Во время ППР и перегрузки обычно ведется "Журнал оперативного
учета облучаемости” При накоплении дозы по разовым дозиметрам до
значения, равного контрольному уровню месячной или квартальной ин-
дивидуальной дозы, начальник смены ООТ передает кассету ИФКУ этого
работника на обработку в лабораторию (при необходимости выдает но-
вую кассету из числа резервных) с уведомлением заместителя начальника
ООТ по радиационной безопасности.

При нахождении в зоне строгого режима каждый обязан иметь при
себе средства индивидуального дозиметрического контроля (ИДК), не
допуская их загрязнения, утери, повреждения Средства ИДК запреща-
ется вскрывать, оставлять на рабочем месте или в других местах, подно-
сить к источникам ионизирующею излучения, передавать другому лицу,
вносить по окончании работ в санпропускник или уносить домой. Запре-
щается пользоваться чужим средством ИДК. Во всех случаях утери, не-
преднамеренною вскрытия или повреждения средств ИДК следует не-
медленно сообщить персоналу службы дозиметрии о случившемся и
написать объяснительную записку на имя начальника ООТ. В ней необ-
ходимо указать свою фамилию, имя, отчество, должность, цех, место
работы и фамилии лиц, работавших рядом в тех же условиях. Это необ-
ходимо для установления полученной дозы.

Разовые дозиметры персонал получает в дополнение к основным у
дежурною дозиметриста службы ”Д" при проведении радиационно опас-
ных работ. Разовые дозиметры выдаются также лицам катеюрии ”Б”
и другим лицам, не имеющим основного индивидуального дозиметра,
при эпизодических посещениях ими зоны строгого режима.

В качестве разовых дозиметров на АЭС, как правило, используют
дозиметры на основе ионизационных камер, например ДК-02, КИД-2,
дозиметры Д-2 из комплекта КИД-6 и т п

Разовый дозиметр вкладывается в нагрудный карман комбинезона
или халата, если нет других указаний службы дозиметрии. При проведе-
нии некоторых работ в условиях, где мощность дозы у-излучения зна-
чительно изменяется на малых расстояниях, может быть выдано в соот-
ветствии с требованиями наряда несколько разовых дозиметров. В этом
случае они закрепляются на места, указанные в наряде.

По окончании работ в зоне строгого режима разовый дозиметр подле-
жит обязательному возврату дежурному дозиметристу службы "Д",
который фиксирует показания дозиметра в соответствующем журнале.

Кассета ИФКУ при входе в зоне строгого режима берется из кассетни-
цы и пристегивается или привязывается на уровне груди слева входным
окном для регистрации бета-излучения наружу. Кассета должна всегда
быть в пластиковом мешо’'ке, предохраняющем ее от загрязнения.

При выходе из зоны строгого режима кассета устанавливается в со-
ответствующую ячейку кассетчицы.

При выезде в командировку и других причинах длительного непосеще-
ния зоны строгою режима (отпуск и т п.) необходимо сообщать об этом
в лабораторию ИДК

При проведении особо радиационно опасных работ весь персонал,
участвующий в этих работах, обеспечивается аварийными дозиметрами,
позволяющими определить повышенные дозы облучения при возмож-
ных аварийных ситуациях. В качестве аварийных дозиметров на АЭС
обычно используют термолюминесцентные дозиметры ИКС-А, КТД-1
и КДТ-02, а также "Гнейс" и дозиметры Д-500 из комплекта КИД-6.

При проведении работ, в процессе выполнения которых возможно
резкое изменение радиационной обстановки, в дополнение к вышепере-
численным дозиметрам работнику может быть выдан дозиметр-сигнали-
->атор.

Данные всех видов индивидуального дозиметрического контроля
фиксируются в журналах или карточках индивидуального учета доз,
в которых отражаются данные о внешнем и внутреннем облучении, кон-
кретных происшествиях, связанных с повышенным облучением.

Журналы (карточки) индивидуального учета доз хранятся в течение
30 лет после увольнения работника Копия данных по дозам облучения
работника в случае его перехода в другое учреждение, где проводятся
работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизи-
рующих излучений, высылается по письменным запросам с нового
места работы

Данные о дозах облучения прикомандированных лиц высылаются от-
делом ОТ АЭС также по письменному запросу с места их постоянной
работы. Аналогично отдел ОТ АЭС запрашивает данные о дозах облуче-
ния персонала АЭС, командированного на работу в другие учреждения,
где проводится работа с радиоактивными веществами и источниками
ионизирующего излучения.

8.2.	КОНТРОЛЬ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ

ПОВЕРХНОСТЕЙ

Рабочие и нерабочие поверхности при загрязнении их радиоактивны-
ми веществами становятся источниками внешнего ионизирующего из-
190
лучения, а контакт с ними приводит к загрязнению работающих. В связи
с этим должен производиться систематический контроль за уровнем за-
грязнения поверхностей.

При проведении контроля удобно рассматривать два вида загрязнения
поверхностей: нефиксированное (снимаемое) и фиксированное (несни-
маемое). Нефиксированная загрязненность является источником загряз-
нения воздуха, воды и других предметов; поверхности с фиксированным
загрязнением являются источником только внешнего излучения.

В целях контроля радиоактивной загрязненности рабочих поверхнос-
тей планы всех таких поверхностей и производственных помещений на-
носятся на специальные картограммы. На картограммах указываются
контрольные точки. Каждая точка периодически по графику проверяет-
ся на загрязнение. Результаты измерений заносятся в журналы плановых
замеров.

Измерение загрязнения поверхности следует начинать измерением
у-фона. При наличии последнего следует убедиться, что 7-фон создается
именно исследуемой поверхностью, а не отраженным или рассеянным
излучением. Для этого пользуются щелевым детектором. Измерение
мЬщности дозы 7-фона проводится по существующим для этих целей
методикам.

Затем определяется нефиксированное загрязнение поверхности. Это
производится методом мазков с помощью различных материалов. Метод
позволяет определить лишь порядок величины загрязнения, а не его точ-
ное значение.

8.2.1.	Контроль загрязненности поверхностей методом мазков

Контроль загрязненности поверхностей методом мазков осуществля-
ется в следующих случаях:

при повышении 7-фона, мешающего применению переносных радио-
метров ;

когда форма поверхности ограничивает применение этих радиометров;
когда снимаемое (нефиксированное) загрязнение не допускается.
Метод мазков используется также для определения "снимаемой” ра-
диоактивной загрязненности поверхностей оборудования, транспортных
средств, упаковочных комплектов и т. п.

Измерение загрязнения поверхности методом мазков сводится к сле-
дующему: заготовляется материал для мазка; протирается исследуемая
поверхность; производится проверка прибора и измерения; производят-
ся вычисления, в результате которых определяется величина нефиксиро-
ванного загрязнения поверхности.

В качестве материалов для мазков могут служить небольшие кусоч-
ки (4 х 4 см) полотняной материи, бумаги, ваты.

Заготовленный материал укладывается в чашки Петри или конверты
из кальки и переносится к месту отбора мазка.

Мазки делятся на сухие, влажные и кислые. Сухой мазок берется су-
хим материалом; влажный — материалом, смоченным в воде; кислый —
материалом, смоченным в слабом (1 — 1,5 н.) растворе азотной кислоты.

191
Таблица 8.1. Коэффициенты снятия для различных мазков

№ пп	..	Средний коэффициент  Метод снятия мазка	снятия %  СплГИл, /о
1  2  3	Сухой фильтровальной бумагой	20  Марлевым тампоном, смоченным водой	60  Теми же тампонами, увлажненными 1 - 1,5 н.	90  азотной кислотой
4	Последовательно двумя тампонами, увлажненными	90 - 100  1 - 1,5 н. азотной кислотой, а затем сухим тампоном

Примечания 1. Вместо марли можно использовать ватный тампон или ку-
сочки полотняной материи.

2. Коэффициенты нельзя применять для поверхностей из пористых материалов
(бетон, кирпич и т. п.).

Наиболее удобным видом мазка является влажный мазок. Сухие
мазки рекомендуется брак как можно реже, так как при них наблюда-
ется очень большой разброс в показаниях. Кислые мазки допускаются
в крайних случаях, поскольку кислота разъедает внешний слой ряда
поверхностей и результат измерения может искажаться за счет смешения
фиксированного и нефиксированного загрязнений.

В табл. 8.1 приведены коэффициенты снятия для различных мазков,
взятых с поверхностей из нёржавеющей стали, линолеума, алюминия и
метлахской плитки.

Для других материалов, не приведенных в таблице, коэффициент сня-
тия можно определить следующим образом. Берется несколько образ-
цов исследуемого материала, на которые наносится соответствующее
радиоактивное вещество с известной удельной поверхностной актив-
ностью загрязнения. По методике, изложенной ниже, с каждого образца
снимается мазок. Чтобы избежать субъективных ошибок, мазки долж-
ны отбирать несколько человек.

Для каждого мазка определяется коэффициент снятия К.:

К. =	100%,	(8.1)

где Аы — полная активность мазка, Бк; А — полная активность протер-
той поверхности, Бк:

А =	(8.2)

здесь - поверхностная активность загрязнения, Бк/см2; 5 — пло-
щадь, с которой взят мазок, см2.

Затем определяется средний коэффициент:
п

Кср =	^,/п.	(8.3)

Подготовка к взятию мазков. При всех операциях с мазками большое
внимание должно уделяться чистоте. Приготовляют и измеряют мазки
в чистом помещении.

192
Перед началом работы следует протереть стол и положить на него лист
чистой фильтровальной бумаги.

Для массового взятия мазков влажными материалами ватные или мар-
левые тампоны необходимо приготовлять следующим образом:

приготовить воду или раствор 1 — 1,5 н. азотной кислоты путем раз-
бавления 70 — 100 см3 концентрированной кислоты в 1 л воды;

в плоскую стеклянную посуду положить большой кусок ваты (или
марли), смочить его приготовленным раствором и отжать;

отделить небольшие кусочки ваты или марли и сделать из них тампоны
размером 5 х4см и толщиной порядка 1 — 1,5 см;

произвести выборочную проверку приготовленных тампонов на чис-
тоту, для чего замерить на соответствующих установках 2—3% тампонов.

Готовые тампоны укладывают в конверты из кальки. Для удобства
рекомендуется конверты с тампонами и мазками переносить в пластмас-
совых ящиках, разделенных на чистое и грязное отделения. Вместо кон-
вертов и ящиков можно использовать сумку из пластикатовой пленки с
карманами типа планшета или пластмассовый поддон с несколькими
отделениями.

Перед снятием мазков готовят копию картограммы. Удобно пользо-
ваться типовыми бланками картограмм с заранее размеченными номера-
ми точек. Загрязнение поверхностей обычно определяют как среднее
значение по пяти точкам на площади 1 м2 (точки располагают по углам
квадрата и в центре). Для получения достаточной статистической точнос-
ти число точек следует увеличить до 10 — 20.

Метод взятия мазка. При взятии мазков необходимо обращать внима-
ние на причины радиоактивных загрязнений поверхностей (утечки, пыль
и т. д.). Мазки берутся с поверхности площадью 100 см2. Если мазок не-
возможно взять с поверхности в 100 см2, его берут с меньшей площади,
однако впоследствии загрязненность необходимо пересчитать на пло-
щадь 1 см2.

Взятие мазков материалами, увлажненными в 1 — 1,5 н. азотной кисло-
той, производят в тех случаях, когда кислота не разрушает материал
контролируемой поверхности. Увлажненный и отжатый тампон прижи-
мают к углу контролируемого участка поверхности и проводят им па-
раллельно одному из краев, последовательно переставляя тампон так,
чтобы пройти им один раз в одном направлении по всей поверхности.
Повторяют операцию, прижимая тампон к поверхности тем же местом,
но перемещая его перпендикулярно первому направлению движения
тампона. После взятия мазков тампон складывают загрязненной по-
верхностью внутрь, помещают в конверт из кальки и направляют в
лабораторию для измерений.

Чтобы более тщательно контролировать загрязненность поверхнос-
тей, применяют трехкратное взятие мазков. Для этой цели необходимо
иметь три тампона — два увлажненных 1 — 1,5 н. азотной кислотой и
один сухой. Поверхность протирают сначала одним влажным тампоном,
затем другим, после чего насухо вытирают третьим. Все три тампона скла-
дывают в одну чашку Петри и относят в лабораторию.
Концентрирование активности мазков в лаборатории производят пу-
тем их сжигания. Вначале их подсушивают в тигле на электроплитке в вы-
тяжном шкафу. Затем тигель переносят в муфельную печь. В печи он
выдерживается до полного сгорания, после чего активность пепла из-
меряют на соответствующих установках.

Если контролируются поверхности, загрязненные легковоспламе-
няющимися и летучими веществами, то концентрировать активность маз-
ков путем сжигания нельзя.

Измерение активности мазков производят на соответствующих при-
борах и установках в лаборатории: альфа-активность — на счетных уста-
новках с альфа-датчиком; бета-активность — на счетных установках
с бета-датчиком. Для измерения альфа- и бета-активности можно вос-
пользоваться универсальным радиометром РУП-1 с соответствующим
датчиком или блоками детектирования БДЗА2-01 и БДБ2, однако резуль-
таты измерения будут менее точны по сравнению с измерением той же
активности на счетной установке.

Перед измерением активности мазков производится градуировка и
проверка коэффициента счета установок и приборов при помощи градуи-
ровочных образцовых излучателей, имеющих спектр излучения, близкий
к спектру измеряемых радиоактивных веществ. По рабочей инструкции
проверяется также режим работы прибора. После проверки режима опре-
деляются фон и показания прибора от контрольного излучателя. Эти же
операции повторяются после измерений.

После определения коэффициента счета измеряется мазок.

Активность мазков определяют по формуле

ЛМ=(77/2)(А - Аф),	(8.4)

где № - число импульсов, сосчитанных прибором в 1 мин; Аф — фон при-
бора, имп/мин: г? - коэффициент счета установки или прибора, определен-
ный по образцовому излучателю.

Зная коэффициент снятия мазка, можно определить загрязненность
поверхности радиоактивными веществами по формуле

Количественная оценка "снимаемого" загрязнения (Д)
допустимого загрязнения (ДЗд) вычисляется по формуле

Д =:	.12°

Л3.5/С ’’

А

(8-
в единицах

(8.5)

• мин) 1, по

а в единицах плотности потока а- и (3-частиц, [част./(см2
формуле

ЮО
чк

где ЛЗА предельно допустимый уровень загрязнения, част./(мин х
194
х см2) (на 2тт); К — коэффициент снятия мазка, %; 5 — площадь, с ко-
торой взят мазок, см2; у — плотность потока а- или (3-частиц от мазка
в телесном угле 2л, част./ (см2 • мин).

Оформление полученных результатов производится в специальном
журнале, куда записывают время и место взятия мазка, измеренную
активность загрязненной поверхности и причины загрязненности. Для
наглядности и более полного представления о загрязненности поверхнос-
тей составляют картограммы.

Измерение суммарной (фиксированной и нефиксированной) загряз-
ненности производится также по плану в определенных контрольных
точках. Измерение производится обычно с помощью переносных
приборов.

8.2.2.	Контроль загрязненности поверхностей с помощью
переносных приборов

Контроль загрязненности поверхностей с помощью приборов более
оперативен по сравнению с методом мазков и используется при контроле
больших площадей или для обнаружения локальных загрязнений

К приборам, используемым для измерения суммарной загрязненнос-
ти, предъявляют следующие требования.

приборы должны иметь автономное питание: применение сетевых
приборов возможно при наличии удобной сети розеток включения;

в приборах должен компенсироваться внешний фон;

приборы должны иметь выносные датчики, удобные для измерения
загрязнения пола, стен и т. п.

Перед началом работы производится проверка работоспособности
прибора по контрольному источнику.

При градуировке прибора в част./ (см2 • мин) суммарное загрязнение
поверхности определяется непосредственно по шкале с вычетом фона.
В других случаях при известном коэффициенте счета загрязнение поверх-
ности определяется из выражения

А = т?(ЛпОв - Л^ф),	(8.7)

где Л'пов - показание прибора при расположении датчика у поверх-
ности; Л'ф — уровень фона.

При наличии смешанных потоков излучения их можно разделить, ис-
пользуя различную чувствительность детекторов к различным видам
излучения. Можно использовать метод фильтрации - разделять, напри-
мер, (3- и у-излучения.

При определении а-загрязнення поверхностей рекомендуется приме-
нять только метод мазков. Это объясняется тем, что а-частицы имеют ма-
лую длину пробега, следовательно, датчик при непосредственных измере-
ниях будет находиться в постоянном контакте с поверхностью и быстро
загрязняется.

При производстве /3-измерений нужно следить за тем, чтобы все изме-
рения проводились на одном расстоянии от поверхности.
8.2.3.	Контроль загрязненности спецодежды и различных
участков тела человека

Для контроля и сигнализации о загрязнении одежды и различных
участков тела человека ^-активными веществами используют стацио-
нарные многоканальные установки типа РЗБ-04-04, установки контроля
рук РЗБ-05-01 и сигнализаторы-радиометры СЗБ-ОЗ и СЗБ-04. Для
контроля и наблюдения за изменением уровня у-излучения во время
прохода персонала через проходную при выходе с территории АЭС ис-
пользуется установка РЗГ-04-01 (см. §6.4).

По окончании работ с радиоактивными веществами целесообразно
проверять те участки тела, которые загрязняются наиболее сильно: ру-
ки, ступни ног или подошвы обуви, лицо, голову, живот, коленные сус-
тавы, а также спецодежду — рукава, низ брюк, карманы. Многоканальные
установки имеют датчики, соответствующие практически всем перечис-
ленным участкам тела.

Перед началом измерений на установке РЗБ-04-04 следует убедиться,
что горит табло "Готово”, затем войти в измерительный объем уста-
новки, придвинуть подвижную часть установки за ручки к себе и поло-
жить ладони на датчики контроля рук. Находиться в измерительном
объеме установки следует, пока горит табло "Измерение”. При появлении
сигнала "Чисто” открывается затвор установки, освобождая проход.
При появлении сигнала "Грязно” проход остается закрытым, а на сиг-
нальном табло загорается указатель места загрязнения. В этом случае
следует вернуться назад и принять меры к ликвидации загрязнения
(сменить одежду, продезактиваровать обувь, пройти санобработку и т.п.).
То же самое следует сделать при обнаружении загрязненности с по-
мощью прибора СЗБ-ОЗ или СЗБ-04, установки РЗБ-05-01 (при вклю-
чении табло ’Трязно”).

Контроль за загрязнением работающих по изменению уровня у-излу-
чения осуществляется в проходной с помощью контрольной установки
РЗГ-04-01. Контроль осуществляется автоматически во время прохода
работников АЭС через контрольное пространство установки. В случае
превышения установленного порога у-излучения срабатывает световая и
акустическая сигнализация. При этом производится дополнительное де-
тальное обследование другими измерительными средствами и в случае
необходимости - дополнительная дезактивация.

Аналогично осуществляется контроль транспорта с помощью уста-
новки РЗГ-О5.

Контроль загрязненности рук при производстве работ в зоне строго-
го режима осуществляется в мастерских и лабораториях, а также в сан-
шлюзах после снятия перчаток

Обязательным является контроль загрязненности рук и степени их
очистки перед посещением туалета.

Дозиметристы АЭС должны вести постоянную работу среди персонала
по воспитанию убеждения, что лучшим видом дозиметрического контро-
ля рабочих поверхностей, спецодежды, личной одежды и тела являет-
ся самоконтроль работающих.
8.3.	ИЗМЕРЕНИЕ РАДИОАКТИВНОСТИ ГАЗОВ И АЭРОЗОЛЕЙ

Газоаэрозольные выбросы в атмосферу нормально работающей АЭС
разделяют на технологические выбросы и выбросы, связанные с венти-
ляцией помещений АЭС. Первые — это газовые сдувки из деаэраторов
первого контура, эжекторные газы турбин, газовая продувка активной
зоны и металлоконструкций реактора РБМК, сдувки из системы спецга-
зоочистки (например, после угольного адсорбера) и из некоторого тех-
нологического оборудования, например из баков с загрязненным тепло-
носителем первого контура, бассейнов выдержки отработавшего топли-
ва, сдувки системы спецводоочистки. Вторые обусловлены незначитель-
ным поступлением этих газов и аэрозолей из необслуживаемых техно-
логических помещений в полуобслуживаемые и обслуживаемые поме-
щения АЭС, а также выделением газов и аэрозолей в воздух при пробо-
отборе теплоносителя (для регулярного анализа его удельной актив-
ности и радионуклидного состава).

Основными нуклидами, определяющими активность газов и золей,
подлежащих удалению с АЭС, являются РБГ (41Аг, 85-87Кг,
133- 135Хе), радионуклиды иода (главным образом 1311), продукты
коррозии и деления урана (58,60Со, 54Мп, 59Ге, 137Сз). Формы суще-
ствования 1311 и других изотопов иода различны и часто меняются по
пути движения к выбросной трубе АЭС.

Выброс Г311 в атмосферу идет в основном в летучей (паровой) фор-
ме — в виде молекулярного иода Ь и органических соединений (глав-
ным образом метилиодида СН31). В аэрозольной форме иод удаляется
в количестве, не превышающем 10% общего выброса иода.

Для РБГ относительно большие допустимые концентрации ДКд
1(Г9 - 1(Г8 Ки/л (3,7  104 - 3,7  105 Бк/м3) обусловлены тем, что эти
(3-, у-излучатели не концентрируются в организме человека. Следова-
тельно, сравнивая объем газа в легких и окружающем человека про-
странстве, легко прийти к выводу, что РБГ опасны как внешние (3-,
у-излучатели.

Свойствами равномерного распределения по телу человека (без кон-
центрирования в отдельных органах) отличаются также радиоактивные
изотоны водорода 3Н и углерода 14С, которые могут встречаться соот-
ветственно в форме паров воды и углекислого газа. В отличие от изото-
пов инертных газов осколочного происхождения 3Н и 14С являются
излучателями только низкоэнергетических (3-частиц, их переход в ста-
бильное состояние не сопровождается испусканием у-квантов. Следо-
вательно, эти изотоны в газообразной форме облучают только ткани,
примыкающие непосредственно к органам дыхания или к местам фикси-
рования радиоактивных агомов, поскольку пробег низкоэнергетических
/3-частиц в тканях незначителен (доли миллиметра). Значения ДКд этих
радионуклидов сравнимы с ДКд для РБГ только в силу больших перио-
дов полураспада и, следовательно, большего времени облучения приле-
гающих тканей

Из перечисленных выше радионуклидов по ДКд 4,2 • КГ12 Ки/л
(1,55 • 102 Бк/м1) резко выделяется 13|1. Как уже отмечалось, это
197
связано с тем, что 1311 эффективно концентрируется в малой по массе
щитовидной железе и выделяет почти всю энергию распада в этом жиз-
ненно важном органе.

8.3.1.	Измерение радиоактивности газов

Измерение концентрации РБГ основано на счете отдельных (3-частиц
или у-квантов и на измерении ионизационного тока, создаваемого эти-
ми частицами (квантами).

Для практического использования при отборе проб и радиометрии
(3-активных газов удобны переносные цилиндрические камеры с торцо-
вым счетчиком и складывающимися стенками из тонкого полиэтилена.
Размеры камеры (радиус 15 см и высота 30 см) были выбраны оптималь-
ными, ибо при дальнейшем увеличении размера чувствительность растет
очень медленно. Масса камеры не превышает 1 кг. Исследуемый воздух
засасывается в камеру через отверстие в дне (отверстие закрыто аэро-
зольным фильтром) при ее раскладывании (действует подобно мехам
гармони). Это упрощает отбор пробы воздуха, так как прокачная уста-
новка не требуется. Такая камера есть в комплекте аэрозольно-газово-
го радиометра РВ-4 "Дымка” (см. § 6.4).

Концентрация К газа в такой камере с торцовым счетчиком определя-
ется по формуле

№^/(^Ю,	(8.8)

где I — коэффициент, зависящий от выбранных единиц измерения; —
скорость счета /3-частиц; г] — коэффициент, зависящий от граничной
энергии (3-частиц, толщины входного окна торцового счетчика и разме-
ров объема камеры с газом; 5 — рабочая площадь входного окна счет-
чика; V — объем камеры.

Минимально регистрируемая этой камерой концентрация зависит
от граничной энергии (3-частиц газообразного радионуклида и находится
в пределах [(0,8 -г 1)  1СГ9 Ки/л (3,0 -г 3,7) • 104 Бк/м3] для 41 Аг,
85тКг, 88Кг, 135Хе.

Для 13 3 Хе, имеющего более низкую граничную энергию частиц
(Ер = 0,346 МэВ), минимально регистрируемая концентрация составляет
3  КГ9 Ки/л (10,7  104 Бк/м3). Эта камера непригодна для измерения
концентрации таких газов, как 14 С, 3Н, имеющих еще более низкую гра-
ничную энергию (3-частиц (менее 0,3 МэВ).

Для контроля таких газов применяют проточные ионизационные ка-
меры или жидкие сцинтилляторы, в которые вводят отобранные из воз-
духа различными способами пробы, содержащие 14СО2 или 3ННО.

Значения измеряемых различной аппаратурой радиационного конт-
роля концентраций радиоактивных газов приведены в § 6.4, 7 1,7.2 (см.
приборы и блоки детектирования РКС-2-02 "Калина”, ДБГ-1, ДБГ-2 и др.).

Для непрерывного автоматического контроля 3Н и 14 С, имеющих
низкую граничную энергию (3-частиц, можно использовать радиометр
198
РГБ-03 "Саксаул”, который позволяет измерять их концентрацию в
диапазоне 0,5 • 10“8 — I -102 Ки/л (1,85-105 — 3,7-1015 Бк/м3) (по 3Н).
Чувствительность этого прибора к 8 5 Кг значительно выше [1 • 1(Г10 —
10 Ки/л (3,7 • 103 —3,7 • 1014 Бк/м3)], чем к 3 Н и 14 С. Для измерения
концентрации РБГ используют метод улавливания на активированных
углях с последующей у-спектрометрией нуклидов и установлением
радионуклидного состава смеси РБГ. Накопление криптона и ксенона
в активированном угле дает возможность контролировать РБГ при до-
вольно низкой концентрации в воздухе [около 1 • 10”12 Ки/л (37 Бк/м3)]
Если нужно измерить концентрацию 3Н в диапазоне (5 — 0,5)- 1(Т10 Ки/л
[(18,5 + 1,85) • 103 Бк/м3], используют жидкие сцинтилляторы, в кото-
рые вводят отобранные из воздуха различными способами пробы 3Н.

Используются следующие способы отбора проб 3Н из воздуха: 1) вы-
мораживание влаги воздуха; 2) улавливание окиси трития пропускани-
ем воздуха через воду; 3) поглощение окиси трития гигроскопическими
солями хлористого кальция.

Для измерения проб применяют жидкие сцинтилляторы.

Исключительно низкая допустимая концентрация 1311 вызывает боль-
шие осложнения его измерения с необходимой чувствительностью и
быстродействием. Один из методов, отличающихся высокой чувстви-
тельностью, но и существенными затратами времени, состоит в прокачке
контролируемого воздуха последовательно через два слоя тонковолок-
нистой противоаэроэольной фильтрующей ткани типа ФП. Первый слой
улавливает все радиоактивные аэрозоли (в том числе и ту часть иода,
которая присутствует в воздухе в форме аэрозолей), а второй, пропи-
танный поташем или едким кали, улавливает парообразный иод. Выде-
лив из первого фильтра иод радиохимическим путем, измеряют эту
пробу и второй фильтр на радиометрической установке и находят, та-
ким образом, удельную активность иода в прокачанном воздухе. Чув-
ствительность метода порядка 10"12 Ки (4-10"2 Бк) при фильтрации
1 м3 контролируемого воздуха, что может быть достигнуто за 20 мин при
скорости прокачки 50 л/мин.

В другом случае измеряется активность пробы из фильтрующей тка-
ни с осажденными на ней радиоактивными аэрозолями и парами иода
до и после подогрева. В силу высокой летучести иода подогрев мишени
до температуры 400 °С в течение 10 мин приводит к полному его уносу,
благодаря чему активность иода может быть найдена разностным мето-
дом. Аналогично первому методу этот метод также нуждается в лабора-
торной обработке проб и не нашел широкого применения на ядерно-
энергетических установках.

Третий из методов, заслуживающих упоминания, состоит в измерении
у-излучения щитовидной железы человека, находящегося в зоне, загряз-
ненной парами и аэрозолями иода. Находясь на небольшой глубине от
поверхности тела, щитовидная железа, концентрирующая в себе 1311,
не полностью поглощает его излучение. Регистрируя измерения с по-
мощью сцинтилляционного счетчика с кристаллом йодистого натрия
в свинцовом коллиматоре, можно определить интенсивность у-квантов
199
с энергиями 0,36 и 0,64 МэВ и на этой основе найти активность 1311
в щитовидной железе. Прибор такого типа позволяет обнаруживать у
людей 0,05 - 0,1 ДСд этого излучателя. Очевидно, что таким методом
может быть своевременно установлен факт утечек паров иода и измерена
доза внутреннего облучения человека до наступления опасного уровня.

8.3.2.	Измерение радиоактивности аэрозолей

Значения ДЗд для радиоактивных аэрозолей, как правило, на 1—2 по-
рядка более жестки по сравнению с ДЗд для радиоактивных газов. Это
объясняется их большей радиационной опасностью. Наиболее опасным из
них является долгоживущий изотоп стронция 908г (Т1/2 = 28,6 года),
который, распадаясь, образует относительно короткоживущее дочернее
вещество 90 У (Т^ =64 ч), являющееся излучателем (3-частиц высоких
энергий. Отлагаясь в костях, 908г и 90У облучают высокочувствительный
к излучению костный мозг (один из главных органов кроветворения),
и поэтому на их содержание в теле налагаются особенно жесткие ограни-
чения — ДКд 908г установлена равной 0,045 Бк/л.

На примере 90 8г видны сложности измерений столь малых объемных
активностей аэрозолей, составляющих примерно 1  10-13 — 1 • 10“12 Ки/л
(4-40 Бк/м3). Поскольку ни один детектор ионизирующих излучений не
сможет зарегистрировать все без исключения акты распада, действитель-
ная скорость счета измеряемого эффекта будет ниже указанной. Следо-
вательно, при измерениях объемной активности аэрозолей на уровне
ДКд и ее долей необходимо концентрировать радионуклиды из боль-
шого объема воздуха.

Еще более сложно измерение а-активных аэрозолей: для получения
эффекта, как минимум равного фону а-радиометрических установок
(примерно 1 имп/мин при эффективности около 25%), необходимо
прокачивать 10—100 м3 контролируемого воздуха и концентрировать
из них активность. К сожалению, при этом на фильтрующем материале
оседает очень большая фоновая активность естественных радиоактив-
ных радионуклидов типа радона, торона и продуктов их распада. Их
обычная концентрация в атмосферном воздухе и рабочих помещениях
составляет КГ13 -10"14 Ки/л [3,7(10-3-НО-4) Бк/л], что значительно
превышает измеряемый эффект.

Широкое распространение для контроля аэрозолей и очистки от них
воздуха получили тонковолокнистые фильтры ФП.

Ткани ФПП из перхлорвинила имеют средний диаметр волокон 1,5
и 2,5 мкм, обладают стойкостью к кислотам и щелочам, не смачиваются
водой и могут использоваться при температуре до 333 К. Ткани ФПА
из волокон ацетилцеллюлозы диаметром 1,5 мкм стойки к органическим
растворителям (типа хлорированных углеводородов) и могут быть ис-
пользованы до 423 К и влажности не более 80%. Механизм фильтрации
аэрозольных частиц на тканях ФП заключается в следующем:

для частиц больших размеров — инерционное осаждение при большой
скорости фильтрации;

осаждение частицы вследствие касания волокна при его огибании;
осаждение вследствие диффузии и оседания мелкодисперсных аэро-
золей;

электростатическое притяжение аэрозольных частиц, которое имеет
большое значение для фильтров ФП, так как они имеют высокий электро-
статический заряд;

осаждение в поверхностном слое материала тех частиц, размер кото-
рых больше расстояний между волокнами фильтра.

В результате перечисленных процессов на фильтрах ФП достигается
практически одинаковое улавливание аэрозольных частиц любых разме-
ров вплоть до свободных атомов с эффективностью почти 100%, т. е.
вероятность присоединения частиц к волокнам у фильтра ФП близка
к единице. В то же время радиоактивные благородные газы, не осаж-
даясь, проходят через материал ФП, т. е. вероятность присоединения ато-
мов РБГ к волокнам близка к нулю. Это позволяет использовать филь-
тры ФП в качестве предосадителей аэрозолей на входе в ионизационные
камеры и другие детекторы, используемые для контроля РБГ.

Исследования показали, что максимальным проскоком сквозь мате-
риал ФП обладают частицы диаметром 0,1—0,2 мкм. Поэтому проскок
фильтров ФП различных марок определяют и приводят в технических
характеристиках по аэрозолям, имеющим именно эти размеры при стан-
дартной скорости прокачки воздуха 1 см/с. Значения максимального
проскока при этих условиях у фильтров ФП, используемых для опре-
деления концентрации «-, 0-активных аэрозолей и их дисперсности,
находятся в пределах 0,1-1,0%. Динамическое сопротивление состав-
ляет от 15 до 40 Па при скорости 1 см/с и линейно возрастает с увели-
чением скорости воздуха. Фильтры разных марок имеют разную тол-
щину фильтрующего слоя: 3,0 ±0,5 мг/см2 (ФПП-15-1,5 и ФПА-15-2,0),
1,5 ± 0,15 мг/см2 (НЭЛ) и 1,6 ± 0,2 мг/см2 (ЛФС). Фильтры НЭЛ и ЛФС
используются для улавливания а-активных аэрозолей в тонком лобовом
слое фильтра, чтобы а-частицы не поглощались в объеме фильтра. В
табл. 8.2 приведены характеристики аналитических круглых фильтров
типа АФА для отбора проб аэрозолей.

Аналитические круглые фильтры для удобства работы с ними заклады-
ваются в бумажную обойму, которая снижает вероятность переноса актив-
ности с фильтра на оборудование и руки дозиметриста и обратное загряз-
нение фильтров.

Для определения объемной активности А у радиоактивных аэрозолей
по активности, осажденной на фильтре, можно воспользоваться следую-
щей формулой'

=0,27('п-Нф)/(щт?ГК),	(8.9)

где А у — объемная активность аэрозолей, Бк/м3; п — скорость счета на
радиометрической установке при измерении активности фильтра, имп/с;
Иф - скорость счета фона; а> - поправка на самопоглощение детектируе-
мого излучения в объеме фильтра, отн. ед.; т? - эффективность фильтра,
отн. ед.; Р - эффективность радиометрической установки, отн. ед.;
V - объем прокачанного воздуха, м3.
Таблица Н 2 Характеристики некоторых аналитических фильтров АФА

Марка фильтра	Материал фильтра	Рабочая по верхноеть филыра, ш2	Соиротив пение, Па	Максималь нам на1 ру 1 ка, л/мин	Эффектна  НОСТЬ, ' 1	Назначение
АФА-РМА-20	ФПА-15 2,0	20	40 60	100	99,9	Для радиометрического определения кон- центрации радиоактивных аэрозолей при повышенной температуре (до 423 К)
АФА-РМП-3	ФПП-15-1,7	3	40 60	60	99,9	1о же при температуре до 333 К, стоек к химически агрессивным средам
АФА-РСП-40	ФПП-15-1,7	40	40 60	800	99,9	Для радиоспектре метрического определе- ния радиоактивных аэрозолей
АФА-ХА-20	ФПА 15-2,0	20	20	140	99,9	Для радиохимического анализа радиоак- тивных аэрозолей Фильтр обрабатывает- ся методом "мокрого" сжигания, т е сжигания смесью концентрированных серной и азотной или уксусной кислот
АФА-РГП-3	ФПП-15	3	40 -60	9	99,5	Для радиографического анализа
АФА-ВП 20	ФПП-15-1,7	18	15	140	99,9	Для определения массовой концентра- ции аэрозолей
АФАСИ	ФП с добавкой из мельченною утля и АцХОт	3	30 75		99,9	Для определения аэрозолей и паров моле- кулярного радиойода

Примечание Сопротивление и эффективность указаны для стандартной линейной скорости фильтрации 1 см/с |1 см / (сх
хсм2)| С возрастанием скорости потока воздуха происходит линейное возрастание сопротивления фильтра При скорости более
1 л/(мин см2) под фильтр следует устанавливать опорную сетку
Формула (8.9) справедлива для расчета концентрации долгоживу-
щих аэрозолей, у которых период полураспада > I (Г — время про-
качки воздуха через фильтр). Тогда не требуется внесения поправки
в скорость счета п на радиоактивный распад аэрозолей, накопленных
на фильтре за время I.

8.4.	КОНТРОЛЬ МОЩНОСТИ ДОЗЫ И ПЛОТНОСТИ ПОТОКОВ ИЗЛУЧЕНИЙ
В РАБОЧИХ ПОМЕЩЕНИЯХ

Для измерения мощности дозы фотонного излучения в рабочих поме-
щениях применяют различные дозиметрические приборы стационарного
и переносного типа (см. гл. 6). Все применяемые для этих целей дозимет-
рические приборы принципиально мало отличаются друг от друга. Они
состоят из следующих основных частей: датчика с первым каскадом
усиления и измерительного блока, состоящего из усилителя постоянного
тока, блока питания и измерительного прибора. Наличие кабелей позво-
ляет выносить измерительный блок от места расположения датчика на
некоторое расстояние, что обеспечивает безопасность персонала при
проведении измерений. В качестве датчиков используют ионизационные
камеры, а также газоразрядные и сцинтилляционные счетчики (в радио-
метрах). Для уменьшения погрешности радиометров, применяемых для
измерения мощности дозы, обусловленной ходом с жесткостью, в ка-
честве детектора целесообразно использовать сцинтилляционные счетчи-
ки с воздухоэквивалентным сцинтиллятором (ДРГЗ-01, ДРГЗ-02,
ДРГЗ-ОЗ).

При контроле радиационной защиты следует считаться с некоторыми
особенностями, часто вызывающими известные затруднения. Мощность
дозы при этих измерениях может составлять доли допустимых и кон-
трольных уровней. Могут отсутствовать данные относительно точного
местоположения и изотопного состава источника излучения.

При измерениях в полях у-излучения важны следующие характери-
стики поля излучения: конфигурация источников поля, значение мощно-
сти дозы излучения, спектральный состав излучения; в свою очередь
последний в реальных источниках определяется их конфигурацией.

Следует различать источники точечные, комбинации точечных источ-
ников, источники линейные, поверхностные, объемные. Источники мо-
гут находиться в воздухе, в газообразной, жидкой или твердой среде.
Окружающая источник среда в свою очередь может быть однородной
или неоднородной, быть непрерывной или же иметь прерывистую струк-
туру.

В практике работы дозиметриста АЭС редко приходится измерять мощ-
нось дозы источника, состоящего из отдельного радионуклида, например,
как 60Со, 137Сз, чаще приходится иметь дело с радионуклидами, генети-
чески связанными между собой и смесью радионуклидов, как, например,
смесь продуктов деления урана.

Спектр точечного у-излучателя в точке, находящейся в воздухе и вбли-
зи излучателя, практически совпадает со спектром радиоактивного изото-
па, из которого изготовлен излучатель; он состоит из одной или несколь-
203
ких монохроматических линий. По мере увеличения массы источника или
массы среды между источником и детектором излучения происходит ха-
рактерное размывание спектральных линий из-за деградации у-излучения
в результате многократного рассеяния. Первичное у-излучение будет осла-
бевать, а более мягкое вторичное излучение — накапливаться.

Выбор детектора излучений определяется в основном теми значениями
мощности дозы, которые встречаются в данном у-поле.

Для измерения мощности дозы или плотности потока (3- излучения
обычно используют те же приборы, что и для измерения фотонного излу-
чения, но отградуированные соответствующими {3-излучателями. Наибо-
лее широко для этих целей применяют приборы с газоразрядными счет-
чиками. В смешанных полях излучения вклад /3-излучения определяется
разностью между показанием прибора при воздействии на датчик всех
видов излучения и его показанием при полном экранировании датчика
от /3-излучения.

Для измерения плотности потоков быстрых нейтронов используют как
стационарные, так и переносные радиометры со специальными датчиками.
В последнее время широко используют в таких приборах сцинтилляцион-
ные датчики.

Как правило, при нормальном режиме работы реакторной установки
в ряде случаев достаточно установить соотношение между дозой нейтро-
нов и дозой, создаваемой у-излучением в различных помещениях, а затем
ограничиться только контролем уровней у-излучения.

Плотность потока тепловых нейтронов можно измерить в отсутствие
специального прибора любым радиометром, на датчик которого надет
кадмиевый чехол. При этом проводят измерение с чехлом и без него и по
разности определяют вклад тепловых нейтронов. При использовании
этого метода необходимо провести соответствующую градуировку при-
бора.

Стационарный дозиметрический котроль внешних потоков излучений
осуществляют в тех местах, где по условиям работы требуется постоян-
ное или ежесменное измерение мощности дозы или плотности потоков
этих излучений, а также там, где возможно внезапное резкое повышение
уровней излучения в результате нарушения системы зашиты или режима
технологического процесса.

На отечественных АЭС, как правило, дозиметрические датчики много-
канальной системы радиационного контроля устанавливают в местах
измерений и централизованную информационно-измерительную часть си-
стемы размещают в помещениях щита радиационного контроля (щит
РК). В местах расположения датчиков обычно оборудуют двустороннюю
связь со щитом РК (см. гл. 7).

Датчики размещают не ниже 100—120 см от пола, не допуская их экра-
нирования оборудованием. Сигнальные устройства монтируют в местах
установки датчиков и дублируют на щите РК. Кроме того, устанавливают
групповую сигнализацию перед входом в помещение. Применяют обычно
световую и звуковую сигнализацию. Световая или оптическая сигнализа-
ция обычно предусматривает лишь два цвета: зеленый — нормальная ра-
бота и красный — аварийная ситуация (запрещение работы), либо три
204
цвета. В последнем случае добавляется еще один порог срабатывания,
равный контрольному уровню излучения, при достижении которого сра-
батывает предупредительный сигнал желтого цвета.

Проверку работы сигнализации, как правило, проводят не реже одного
раза в смену. В документации на щите РК указаны все пороги срабатыва-
ния сигнализации для каждого прибора и установки дозиметрического
и радиационного технологического контроля.

В службе дозиметрического контроля должна быть карта-схема с ука-
занием номеров точек контроля стационарными приборами. Их показа-
ния с определенной периодичностью регистрируются дежурными дози-
метристами в специальных журналах. Кроме того, регистрация некото-
рых параметров осуществляется с помощью самописцев, подключенных
к этим приборам.

Переносные приборы дозиметрического контроля используют для
контроля радиационной обстановки в полуобслуживаемых помещениях,
где персонал находится не постоянно, при проведении ремонтных и ава-
рийных работ, при выяснении причин отклонений уровня излучений от
ранее полученных данных, при проверке рабочих мест в связи с измене-
нием или нарушением режима работы и т. п.

При использовании переносных приборов для снятия дозиметрических
характеристик в помещениях с неизвестным уровнем излучения перед
входом в такие помещения дозиметр (радиометр) включают на наиболь-
шую чувствительность. Только после этого проводят измерения в раз-
личных точках обследуемого помещения.

При поиске источника излучения измерения проводят при постепен-
ном перемещении прибора до получения максимальных его показаний.
Для ускорения поиска от определенной точки в пространстве датчик
прибора начинают перемещать поочередно в трех взаимно перпендику-
лярных направлениях (вниз—вверх, влево—вправо, вперед—назад).
При этом внимательно следят за изменением показаний прибора. Датчик
должен располагаться так, чтобы дозиметрист не экранировал его своим
телом. В местах, где находится несколько источников 7-излучения, вы-
явление их проводится при помощи переносных свинцовых экранов,
которые закрывают не менее 2/3 объема датчика (щелевой детектор).
Датчики, помещенные в такую свинцовую защиту, подобную коллима-
тору, позволяют проводить направленные измерения.

Измерения уровней излучения переносными приборами для оценки
радиационной обстановки в помещениях необходимо проводить на уров-
не 100-120 см от пола.

8.5.	КОНТРОЛЬ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА АЭС

Несмотря на герметизацию всего оборудования АЭС, содержащего
радиоактивные среды, а также максимальную изоляцию всех помещений
с этим оборудованием небольшая часть газообразных и летучих радиоак-
тивных веществ проникает в рабочие помещения, а затем в основном
через органы дыхания попадает внутрь организма. В этом отношении
наиболее опасными являются периоды проведения ремонтных и пере-
205
грузочных работ на остановленном реакторе. Когда оборудование раз-
уплотнено и производятся такие операции, как сварка, шлифовка, за-
чистка, поступление радионуклидов в организм может быть макси-
мальным.

Главными способами контроля внутреннего облучения персонала явля-
ются прямые измерения содержания или поступления радиоактивных ве-
ществ в организм, осуществляемые при помощи счетчиков или спектро-
метров излучения человека (СИЧ) или методами биофизического контро-
ля (радиометрией проб крови и выделений из организма).

Метод прямого измерения содержания радионуклидов в организме или
критическом органе (щитовидной железе, легких, ЖКТ и др.) по
7-излучению свободен от многих недостатков и учитывает индивидуаль-
ные особенности человека. Например, если у данного индивидуума пони-
женное усвоение и удержание иода щитовидной железой, это проявится
при измерении ее радиоактивности. Поэтому основным видом контроля
за поступлением и содержанием 7-излучающих радионуклидов у персо-
нала АЭС является регистрация 7-излучения с помощью установок СИЧ.

Как показывает опыт эксплуатации АЭС, основным в облучении пер-
сонала является внешнее 7-излучение. Доза внутреннего облучения ре-
монтного персонала составляет несколько процентов (не более 10%)
допустимой дозы за год. Чтобы исключить облучение отдельных лиц
из персонала выше ПДД, а большей части персонала — облучение на уров-
не больше 0,1-0,2 ПДД, требуется контролировать суммарное содержа-
ние всех поступивших в организм радионуклидов на уровне 0,1 ДСд,
а отдельных радионуклидов - на уровне 0,01-0,05 ДСд.

Отсюда следует требование высокой чувствительности СИЧ к мини-
мально детектируемой активности, которая для измерения содержания
иода в щитовидной железе должна составлять несколько сот беккерелей,
радионуклидов в легких — 103 Бк, во всем теле — 104 Бк.

Для достижения очень высокой чувствительности детектор (или не-
сколько параллельно включенных детекторов) СИЧ и обследуемого че-
ловека помещают в стальную (или чугунную) камеру со стенками тол-
щиной 15-20 см, эффективно (в 30-300 раз) снижающую космическое
и фоновое излучение.

Большое значение имеет геометрия измерения, которая также опреде-
ляет чувствительность установки и погрешность определения инкорпо-
рированных радионуклидов при различном распределении их активности
в организме.

Геометрия измерения может быть различной (рис. 8.1): человек лежит
на спине, детекторы находятся сверху и снизу (а); человек сидит в крес-
ле типа шезлонга, единственный детектор помещен над животом (б);
человек лежит на дугообразном ложе, детектор расположен на расстоя-
нии 1,5 -2,0 м в центре дуги (в) ; человек стоит на растоянии 1,5—2,0 м
от детектора (е); человек сидит, пригнувшись к коленям, детектор рас-
полагается у живота (ж); человек стоит, детектор в защите со сменным
коллиматором регистрирует 7-излучение шитовидной железы или легких
(Э); человек стоит, детектор установлен вплотную к разным точкам
тела (г).
Рис. 8.1. Основные типы геометрии измерения активности, инкорпорированной в
теле человека

Геометрии рис. 8.1,а и б соответствуют наивысшей чувствительности
(1—10 Бк для равномерно распределенных в теле радионуклидов, напри-
мер 137Сз, 24Ма), но неприемлемы в повседневной практике массовых
измерений персонала АЭС из-за сложности и большой стоимости сталь-
ной защиты и применяемой аппаратуры.

Остальные виды геометрии измерения используются при контроле
внутреннего облучения персонала АЭС. Контроль может быть трех видов:
текущий, операционный и послеаварийный; они различаются по целям,
объему и допустимой погрешности измерений.

Текущий контроль всего персонала АЭС, работающего в зоне строгого
режима, проводится не реже одного раза в год (как правило, при ежегод-
ных медицинских осмотрах).

Ежеквартально обследуются контрольные группы лиц из основных
подразделений: цех централизованного ремонта, реакторный цех, хими-
ческий цех, служба дозиметрии.

В случае обнаружения в контрольной группе содержания радионукли-
дов более 0,05 ДСд ежеквартальный контроль распространяют на всех
работников цеха, выполняющих операции в зоне строгого режима АЭС.

Операционный контроль — это обследование персонала до начала и
после окончания определенных радиационно опасных работ (например,
разуплотнение первого контура реактора, сопровождающееся выходом
РБГ, иода и других летучих продуктов деления, ремонт парогенераторов,
сварка и зачистка загрязненного оборудования, перегрузка топлива).

Этот вид контроля позволяет оперативно и с большей точностью оце-
нить дозу внутреннего облучения и выявить недостатки защитных мер
безопасности.

Послеаварийный контроль проводится в возможно ранние сроки
(от 3 до 48 ч) с момента установления факта аварийной ситуации или ре-
гистрации высоких концентраций радионуклидов (более 30 ДКд) в воз-
духе рабочих помещений.
После аварии на реакторе, возникшей в результате самопроизвольной
цепной реакции, возможно повышенное облучение персонала нейтронами.
Информацию для оценки аварийной дозы нейтронного облучения может
дать измерение на СИЧ наведенной активности 24Ма в теле человека.

При текущем контроле большое значение имеет чувствительность изме-
рения, поэтому как при измерениях на стационарных СИЧ, так и при ис-
пользовании радиометров применяют геометрии измерения, обеспечи-
вающие максимум чувствительности (соответственно геометрии
рис. 8.1,в-ж).

В состав аппаратуры контроля радиационной безопасности (АКРБ)
"Сейвал” входит стационарная установка СИЧ типа МСГ-01. Она состоит
из трех устройств:

1)	устройства контроля инкорпорации радионуклидов во всем теле
в геометрии "дуги” (см. рис. 8.1,в) с блоком детектирования БДЭГ-51
на основе кристалла Ма1(Т1) размером 150* 100 мм;

2)	устройства контроля 13 Ч с блоком детектирования БДЭГ-52 на
основе кристалла №1(Т1) размером 63x63 мм;

3)	пульта измерения и управления установкой и устройством по 1311
и анализатором АИ-1024-95-01.

Установка МСГ-01 позволяет проводить измерения различных равно-
мерно распределенных в организме радионуклидов в следующих диа-
пазонах: по 137Сз от 6-10-® до 3- 1(Г4 Ки (от 2,2-105 до 1,1 • 107 Бк);
по б0Со от 2-10-6 до НО'4 Ки (7,4104 до 3,7-106 Бк) за время не
более 30 мин.

Устройство контроля 1311 в щитовидной железе измеряет активность
от 1-10-7 до 0,5-Ю'4 Ки (от 3,7103 до 1,85-10® Бк). СИЧ обычно
размещается в административно-бытовом корпусе вблизи здравпункта
АЭС, в помещении площадью не менее 15-20 м2.

8.6.	О СЛУЧАЯХ НАРУШЕНИЯ ПРАВИЛ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ,
СВЯЗАННЫХ С ОШИБКАМИ В РАБОТЕ ДОЗИМЕТРИСТОВ

Несмотря на тщательно разработанную систему правил радиационной
безопасности на АЭС бывают случаи их нарушения.

Ответственность за несчастные случаи, связанные с нарушением правил
радиационной безопасности и приведшие к облучению персонала выше
основного дозового предела (5 бэр/год) или (и) распространению радио-
активных загрязнений свыше ДКб, ДКд и ДЗд, несут лица администра-
тивно-технического персонала, которые не обеспечили соблюдение этих
правил и технологических инструкций и не приняли должных мер для
предотвращения подобных несчастных случаев. Ответственность несут
также лица из персонала, непосредственно нарушившие эти правила,
или лица, по вине которых они были нарушены.

Каждый случай облучения свыше основного дозового предела дол-
жен быть тщательно расследован, должны быть выявлены причины и
виновники переоблучения и приняты меры по предотвращению подоб-
ных случаев. Кроме того, в соответствии с НРБ-76 должны расследовать-
208
ся случаи превышения контрольных уровней. Причины, вызывающие
их, также должны выявляться и устраняться.

Для начинающего дозиметриста, стремящегося в совершенстве овла-
деть своей профессией, обучаясь не только на своих, но и на чужих ошиб-
ках, приведем описание некоторых характерных случаев нарушения пра-
вил радиационной безопасности из-за ошибок в работе дозиметриста,
имевших место на действующих АЭС США.

Речь будет идти не о всех нарушениях правил радиационной безопас-
ности, а только о случаях, связанных с получением дозы облучения го-
раздо выше планируемой.

Как показывает анализ, подавляющее большинство таких случаев
(до 90%) происходит в период остановки реактора для проведения ре-
монтных работ и перегрузки ядерного топлива.

Характерный случай произошел на АЭС США с лицом административ-
но-технического персонала, производящим самостоятельно осмотр поме-
щения шахты реактора, находящегося под бассейном перегрузки. Целью
осмотра было определение места протечки воды из бассейна перегрузки,
находящегося над этим помещением. Для контроля дозы был выдан
индивидуальный дозиметр с установкой на 0,2 бэр, который должен
был выдать звуковой сигнал при наборе этой дозы.

После пребывания в течение 1—2 мин на нижней отметке помещения
произошло срабатывание уставки дозиметра. Вместо того чтобы закон-
чить осмотр и покинуть помещение, контро: 1рующее лицо приняло ре-
шение получше рассмотреть место течи, потратив на это еще 1—2 мин.
Для этого пришлось подняться на кольцевую площадку, расположенную
выше, так как помещение было слабо освещено. При контроле дозы по
окончании осмотра она оказалась вдвое больше годовой ПДД. Причиной
явилось то, что поле излучения в помещении было неоднородным. На
площадке обслуживания мощность дозы 7-излучения оказалась гораздо
выше, чем на нижней отметке, из-за находящихся рядом в направляю-
щих трубах и опущенных до уровня площадки органов регулирования
мощности реактора, сильно активированных при работе реактора и являю-
щихся мощными источниками у-излучения.

Через некоторое время точно такой же случай произошел на другой
АЭС США и привел к получению дозы облучения того же порядка.

Такие случаи можно исключить и сделать в принципе невозможными,
если осуществлять допуск на все виды радиационно опасных работ, вклю-
чая осмотры, только после предварительной проверки дозиметристом
радиационной обстановки. При разрешенном времени работ до 10 мин
такие работы необходимо выполнять под непосредственным контролем
дозиметриста, что, как правило, и делается на отечественных АЭС.

Но проведение предварительного дозиметрического контроля не всегда
может предотвратить случаи получения повышенного облучения. Так,
дозиметрист одной из АЭС, допуская бригаду на ревизию органов СУЗ,
извлекаемых из реактора, по нескольким замерам определил допусти-
мое время работы. Однако по окончании работы измеренная доза у рабо-
тавших оказалась гораздо выше разрешенной. Причина заключалась
в том, что среди органов СУЗ есть несколько сильно отличающихся по
14-5236	209
активности от остальных. Это те, которые входят в регулирующую группу
и подвергаются большей активации. Если бы дозиметрист лучше знал
о принципах регулирования мощности реактора органами СУЗ, то допу-
стимое время работы было бы определено правильно с учетом мощности
дозы у-излучения от органов СУЗ, входящих в регулирующую группу,
а не от первых попавшихся.

Как показал статистический анализ, проведенный на АЭС США, около
90% случаев повышенного облучения связано с внешним облучением
всего тела. Случаи повышенного облучения конечностей, а также внутрен-
него облучения происходили сравнительно редко.

Наиболее часто встречающиеся случаи повышенною облучения были
связаны с превышением существующей на американских АЭС кварталь-
ной предельно допустимой дозы, равной 3 бэр для всего тела.

Основной причиной этого были ошибки или задержки при регистра-
ции и учете индивидуальных доз. При выполнении радиационно опасных
работ персонал, как правило, получает в дополнение к интегральному
дозиметру разовый дозиметр. Это предполагает ежедневную регистра-
цию накопленной дозы по показаниям разовых дозиметров, чтобы не
допустить "зашкаливания” (переполнения) интегрального дозиметра
и утери информации по этой причине. Так, при использовании фотопле-
ночных дозиметров в качестве интегральных облучение их дозой, пре-
вышающей верхний предел регистрации, приводит к эффекту соляри-
зации. При этом доза, показанная дозиметром, оказывается значительно
заниженной (см. § 6.2). На отечественных АЭС случаев повышенного
облучения по этой причине, как правило, не бывает, так как во время
ППР и перегрузки ведется четкая регистрация разовых доз. При достиже-
нии контрольной дозы (например, 1,0-1,5 бэр для мужчин и 0,7 бэр для
женщин до 40 лет) интегральные дозиметры передаются в лабораторию
ИДК на проявку.

Случаи получения повышенной дозы были также следствием ошибок
персонала дозиметрических служб из-за недостаточного знания инструк-
ций по эксплуатации дозиметрических приборов.

На отечественных АЭС приходилось иногда слышать высказывания,
что показания индивидуальных дозиметров ИФКУ, используемых обычно
в качестве интегральных, якобы значительно занижены по сравнению с по-
казаниями дозиметров КИД-6, используемых как разовые. О том, что
это не так, свидетельствуют результаты сличения показаний этих дози-
метров, приведенные в § 9.2.

Не вызывает никакого сомнения, что в период проведения ППР и
перегрузки ядерного топлива персонал дозиметрических служб должен
работать особенно внимательно, проявлять максимальную выдержку и
настойчивость, добиваясь выполнения требований правил и норм радиа-
ционной безопасности. Перечисленные качества необходимы дозимет-
ристу АЭС постоянно, так как он стоит на страже здоровья людей, обес-
печивая дозиметрический контроль при проведении работ в радиационно
опасных условиях. Но в период ППР и перегрузки эти качества должны
проявляться в наибольшей степени. Это тот самый "человеческий фак-
210
тор”, от которого во многом зависит качество работы дозиметристов и
как результат ее — радиационная безопасность на АЭС.

Можно привести множество примеров, подтверждающих справедли-
вость этих слов. О таких примерах начинающий дозиметрист может узнать
от любого более опытного коллеги. Почти у каждого квалифицирован-
ного дозиметриста в копилке собственного опыта найдется не один такой
случай. Например, когда профессиональная привычка ходить при ППР
и перегрузке по территории зоны строгого режима с включенным
дозиметрическим прибором помогла обнаружить активированную де-
таль или другой источник излучения, оказавшиеся не там, где им надле-
жало быть. Виновниками этого, как правило, оказывались лица, имею-
щие довольно слабое представление о правилах радиационной безопас-
ности. Чаще всего это были работники строительно-монтажных организа-
ций, привлекаемые для выполнения ремонтных работ в контролируемой
зоне.

Каждый опытный дозиметрист может перечислить ситуации, когда
в графике ППР и перегрузки топлива оказались "забытыми” такие меро-
приятия по радиационной безопасности, как выгораживание ремонтных
зон, организация временных переносных санитарных шлюзов, устройство
временной радиационной зашиты, или возникшие в начале ППР нештат-
ные ситуации привели к нарушению графика и не оставили времени на
выполнение таких "мелочей” В таких условиях дозиметристу прихо-
дится проявить известную настойчивость, чтобы самостоятельно или
с помощью руководства отдела охраны труда добиться выполнения
необходимых мероприятий по радиационной защите персонала. Выдерж-
ка в такой конфликтной ситуации позволяет дозиметристу не поддаться
эмоциям и не допустить ошибок в работе.

Глава 9

ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ О ГРАДУИРОВКЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ
И РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ АППАРАТУРЫ

И ОБРАБОТКЕ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ

9.1. ТЕРМИНЫ И ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ МЕТРОЛОГИИ

Метрологией называется наука об измерениях, методах и средствах
обеспечения их единства и способах достижения требуемой точности.

Прямым называют измерение, при котором измеряемую величину
непосредственно сравнивают с мерой этой величины или ее значение
отсчитывают по показаниям прибора.

Наблюдение — экспериментальная операция, выполняемая в процессе
измерения, в итоге которой получают одно из значений, подлежащих
обработке для получения результатов измерения. Различают измерения
с однократными и многократными наблюдениями. При измерении с одно-
кратным наблюдением термином "наблюдение” пользоваться не следует

Погрешноетъ измерения - отклонение результата измерения от истин-
ного значения измеряемой величины.
Однако, поскольку истинное значение измеряемой величины остается
неизвестным, на практике имеют дело лишь с приближенной оценкой по-
грешности измерения, которую получают путем изучения метода изме-
рения и используемых средств измерения.

По способу выражения различают погрешности абсолютные и относи-
тельные. Абсолютной называют погрешность, выраженную в единицах
измеряемой величины, а относительной — погрешность, выраженную
в долях или процентах истинного значения измеряемой величины.

Систематическая погрешность — составляющая погрешности измере-
ния, которая при повторных измерениях одной и той же величины, вы-
полняемых при неизменных условиях, остается постоянной или законо-
мерно изменяется. Источником систематической погрешности могут
быть: погрешность метода измерения, допущенные упрощения при про-
ведении измерений, индивидуальные особенности наблюдателя. Примером
влияния на точность измерений индивидуальных особенностей дозиметри-
ста может быть опережение или задержка при регистрации сигнала, на-
пример регистрация неустановившихся значений показаний дозиметриче-
ского прибора. Это может приводить к систематическому завышению
или занижению результата измерения.

Случайная погрешность — составляющая погрешности измерения,
изменяющаяся случайным образом при повторных измерениях одной
и той же величины. Источником случайных погрешностей могут быть
неконтролируемые изменения параметров внешней среды (температу-
ры, влажности), статистический характер измеряемой величины, психо-
логические особенности человека и т. п.

Грубая погрешность измерения — погрешность измерения, сущест-
венно превышающая ожидаемую при данных условиях.

Промах - вид грубой погрешности, зависящий от наблюдателя и свя-
занный с неправильным обращением со средствами измерения, невер-
ным отсчетом показаний, ошибками при записи результатов и т. п.

Точность измерений — качество измерений, отражающее близость их
результатов к истинному значению измеряемой величины. Чем меньше
систематическая и случайная погрешности, тем выше точность изме-
рений.

Результат измерения принято определять как среднее арифметиче-
ское результатов наблюдений, из которых исключены систематические
погрешности.

Для вычисления результата измерения следует из каждого наблюде-
ния и, исключить систематическую погрешность X,. В итоге получим
исправленный результат /-го наблюдения:

х/ = иг-Х/.	(9.1)

Затем вычисляют среднее арифметическое исправленных результатов
наблюдений:

1 п

Хп = (X! +х2+...+хп)/п= - 2 х,-,	(9.2)

" / = 1

где п - число наблюдений.
212
Если известно, что систематическая погрешность не изменилась в про-
цессе измерений, т. е. если X,- = X, то,при вычислении результата измере-
ния можно сначала вычислить предварительный результат измерения,
под которым понимают среднее арифметическое наблюдений с неисклю-
ченными систематическими погрешностями:

1 ”

и — (иг +и2 + . . . +ип)/п = — Е щ,	(9.3)

п / = 1

а затем исключать систематическую погрешность X:

Хп=й-\.	(9.4)

Характеристикой рассеивания результатов наблюдений, вызванного
наличием случайных погрешностей при проведении измерений с много-
кратными наблюдениями, служит среднее квадратическое отклонение
группы наблюдений. Оно выражается в тех же единицах, что и сами ре-
зультаты наблюдений. Ограниченное число наблюдений позволяет полу-
чить лишь оценку этой характеристики.

Оценку среднего квадратического отклонения 8 группы наблюдений
вычисляют по формуле

/(Х1 - X)2 + (*2 ~ X)2 +    + (хп - X)2

л V	п -1

или эквивалентной и более удобной для вычислений при использовании
счетной техники и ЭВМ формуле____________

5 = /*' + *2 +   - +хи- + *2 +  • -+хп)21п	(9

При 4—10 наблюдениях их рассеивание можно также характеризовать
размахом-.

= хмакс — хмин .	(9.7)

2 (х/ - X)2
= 1

п - 1

(9.5)

где хмакс, хмин - соответственно максимальное и минимальное значе-
ние из групп наблюдений.

Характеристикой рассеивания результата измерения, вычисленного
как средняя арифметическая данных наблюдений, является среднее
квадратическое отклонение результата измерения. Ограниченное число
наблюдений также позволяет получить лишь оценку этой характеристики
8(Хп). (Обозначение в скобках указывает, что 5 относится к среднему
арифметическому переменной Хп, определенной из п наблюдений.)

Оценку среднего квадратического отклонения среднего арифметиче-
ского вычисляют по формулам

<9-8»

или

8(Хп)=8/у/п,	(9.9)
или

.+ Х„- (Х1 + Х2 +   +Х„)2/п
п(п- 1)

(9.10)

Методика математической обработки результатов измерений зависит
от их распределения. Наиболее полно строгие математические методы
разработаны применительно к но мольному распределению. Законом
нормального распределения (законом Гаусса) можно удовлетворитель-
но аппроксимировать распределения наблюдений в большинстве случаев
практических измерений.

Среднее арифметическое результатов наблюдений является эффектив-
ной оценкой измеряемой величины именно при нормальном распределе-
нии результатов наблюдений: при некоторых других распределениях для
этой цели известны более эффективные оценки. Проверка гипотезы
о нормальности распределения данных наблюдения проводится метода-
ми, изложенными ниже (см. § 9.3).

Средством измерений называют техническое средство, используемое
при измерениях и имеющее нормированные метрологические свойства.
К средствам измерений относятся меры и измерительные приборы.

Мера — средство измерений, предназначенное для воспроизведения
физической величины заданного размера. Например, источник ионизи-
рующего излучения из кобальта-60, аттестованный по активности, есть
мера активности нуклида кобальта-60.

Измерительный прибор — средство измерений, предназначенное для
выработки сигнала измерительной информации в форме, доступной для
непосредственного восприятия наблюдателем. В области ионизирующих
излучений измерительными приборами являются дозиметрические при-
боры (дозиметры), радиометрические приборы (радиометры) и спектро-
метры ионизирующих излучений.

Все средства измерений по метрологической принадлежности подраз-
деляют на рабочие и образцовые.

Рабочее средство измерений — средство измерений, применяемое для
измерений, не связанных с передачей размера единиц. Рабочие средства
измерений используют в практике повседневных измерений.

Образцовыми мерами и измерительными приборами называют меры
и измерительные приборы, утвержденные в качестве образцовых и слу-
жащие для поверки по ним других средств измерений. Например, в обла-
сти измерений ионизирующих излучений в качестве образцовых мер
применяют образцовые альфа-, бета-, гамма- и нейтронные источники.

Для воспроизведения и хранения единицы измерения в общегосудар-
ственном или международном масштабе служит средство измерений,
называемое эталоном. Порядок передачи размера единицы от эталона
образцовым и рабочим средствам измерений регламентируется специаль-
ным документом - поверочной схемой.
9.2.	ГРАДУИРОВКА И ПОВЕРКА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ

И РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ АППАРАТУРЫ

Градуировкой средства измерений называют определение градуиро-
вочной характеристики средства измерений, под которой понимают за-
висимость между значениями измеряемой величины и выходным сигна-
лом средства измерений. При градуировке средство измерений снабжают
шкалой, градуировочной таблицей или графиком. Если средство изме-
рений уже имеет шкалу с нанесенными отметками, то при градуировке
определяют значения измеряемой величины, соответствующие этим
отметкам.

Поверкой средства измерений называется определение метрологиче-
ским органом (государственным или ведомственным) погрешностей
средства измерений и установление его пригодности к применению.

Организация и порядок проведения поверки определены ГОСТ
8.002-71. Он устанавливает также периодичность проведения поверки
радиометрической и дозиметрической аппаратуры.

9.2.1.	Основные принципы поверки и градуировки

Для установления правильности показаний приборов проводят перио-
дическую поверку аппаратуры. Для сохранения единообразия проводи-
мых измерешш во всех поверочных лабораториях страны используют
одни и те же методы поверки, установленные соответствующими норма-
тивно-техническими документами (ГОСТ, методическими указаниями
и т. п.). Несмотря на разнообразие приборов, измеряющих ионизирующие
излучошя, и методов, используемых для их поверки, все методы имеют
один и тот же принцип поверки. Он состоит в том, что находят разность
между показанием прибора и истинным значением измеряемой величины,
т. е. определяют погрешность прибора.

Истинное значение измеряемой величины определяют с помощью об-
разцовых средств измерения.

При поверке приборов, измеряющих у- и нейтронное излучение, пара-
метры поля ионизирующего излучения в месте расположения детектора
измеряют с помощью образцового прибора (метод образцового прибора)
или определяют расчетным путем (метод образцового источника).

В первом случае параметры поля излучения можно измерять последо-
вательно в одной и той же точке поля образцовым и поверяемым прибо-
рами (метод замещения) или одновременно при помещении детекторов
образцового и поверяемого приборов в одно и то же сечение однородного
поля (метод одновременных измерений).

При расчете параметров поля, создаваемого образцовым источником,
обычно используют закон обратных квадратов, который состоит в том,
что интенсивность излучения, испускаемого точечным источником, обрат-
но пропорциональна квадрату расстояния от источника, если возле источ-
ника отсутствуют рассеиватели или поглотители излучения. Таким обра-
зом, рассчитываемый параметр в любой точке, удаленной от источника
на расстояние К, можно записать в виде

1 = 10(К0/Я)2,

(9.11)

где /0 — параметр поля, создаваемого источником на расстоянии Ко.
Для расчета величины / используются данные, указанные в свидетель-
стве на образцовый источник.

Использование закона обратных квадратов позволяет существенно
сократить количество образцовых источников, необходимых для прове-
дения поверки дозиметрических приборов.

Кроме методов образцового прибора и образцового источника для
поверки можно использовать метод подобия радиационных полей. Если
в первых двух методах поверки детектор прибора должен располагаться
в однородном поле, перекрывающем размеры детектора, то при приме-
нении метода подобия допускается неполное перекрытие детектора дози-
метрического прибора. Это позволяет отказаться от градуировочной ли-
нейки и сделать поверочную установку более компактной.

При проведении поверки должны соблюдаться нормальные условия по
ГОСТ 8.395-80. Допускается проведение поверки при двух значениях
температуры и давления окружающей среды, если результаты поверки
будут приведены к нормальным условиям согласно техническому опи-
санию на прибор.

Поверку приборов для измерения ионизирующих излучений должны
проводить государственные или ведомственные поверители.

Если проверяемый прибор выдержал поверку и признан годным, то
об этом делают запись в техническом формуляре или выписывают сви-
детельство о поверке В свидетельстве указывают срок очередной по-
верки. Свидетельство подписывают государственный или ведомствен-
ный поверитель и руководитель подразделения.

Приборы, не удовлетворяющие требованиям технической документа-
ции на прибор, считают не прошедшими поверку и в обращение не до-
пускают.

Из всего многообразия приборов, предназначенных для измерения
ионизирующих излучений, рассмотрим поверку наиболее распростра-
ненных в настоящее время дозиметрических приборов для измерения
экспозиционной дозы и мощности экспозиционной дозы рентгеновско-
го и у-излучения.

9.2.2.	Поверка дозиметрических приборов,
измеряющих рентгеновское и у-излучение

Дозиметрические приборы для измерения экспозиционной дозы и
мощности экспозиционной дозы у-излучения с энергией фотонов от 0,06
до 3,0 МэВ поверяют, как правило, в нолях у-излучения, создаваемых
источника,у-излучения из кобальта-60, цезия-137 или радия-226.

Меры безопасности при подготовке и проведении поверки дозиметри-
ческих приборов должны соответствовать требованиям НРБ-76 и
ОСП-72/80.

216
Лица, постоянно работающие с дозиметрическими приборами по у-из-
лучению или временно привлекаемые к их поверке, должны соответство-
вать тем же требованиям, которые предъявляются к персоналу АЭС
в части медицинского освидетельствования, обучения правилам техники
безопасности, радиационной безопасности, методикам поверки и градуи-
ровки дозиметрических приборов, проведения инструктажей и т. п.

В ходе прог едения поверки выполняется внешний осмотр, опробова-
ние и опредее ение погрешности. При проведении внешнего осмотра уста-
навливают комплектность прибора и его эксплуатацинной документа-
ции в объеме, необходимом для поверки, наличие свидетельства о повер-
ке (при повторной поверке), маркировки, обозначений на шкалах, от-
сутствие ржавчины, загрязнений, повреждений стекла шкалы, стрелок
и т. п.

При опробовании прибора проверяют в соответствии с инструкцией
по экс луатации действие органов управления, установку указателя на
нуль при включении или выключении питания и при переключениях
диапазонов измерений, действие осветительных устройств и качество
освещения шкал, работоспособность источников питания.

Погрешность дозиметрического прибора определяют одним из сле-
дующих методов.

методом прямого измерения поверяемым дозиметрическим прибо-
ром мощности экспозиционной дозы или экспозиционной дозы, созда-
ваемой рабочим эталоном или образцовыми источниками соответствую-
щих разрядов, применяемыми в типовых коллиматорах, или повероч-
ными дозиметрическими установками соответствующих разрядов:

методом непосредственного сличения поверяемого прибора с образ-
цовым дозиметрическим прибором:

методом подобия радиационных полей.

При поверке методом образцового источника необходимую мощ-
ность экспозиционной дозы 7-излучения получают изменением расстоя-
ния между детектором и источником, а также сменой источников. Обыч-
но поверку рекомендуется проводить в трех точках каждого поддиапа-
зона, а в качестве поверяемых точек брать примерно 0,3. 0,5 и 0,8 номи-
нального значения каждого поддиапазона. Конкретный выбор поверяе-
мых точек определяется соответствующим ГОСТ или методическими
указаниями по поверке конкретных приборов и зависит от погрешно-
сти поверяемых приборов. Мощность экспозиционной дозы в поверяе-
мых точках, где располагается геометрический центр детектора прибора
на расстоянии К от центра источника, рассчитывают по формуле

Х = Т0-Ю4ехр| - [0,693//7 +д(/? - 100)]р/?2,	(9.12)

где Хо — мощность дозы, создаваемая образцовым источником на рас-
стоянии 100 см (указывается в свидетельстве на источник), мкР/с или
Р/с; г-время, прошедшее с момента аттестации источника, мес; 7?-
расстояние, см; д - линейный коэффициент ослабления моноэнергетиче-
ского у-излучения в воздухе. Значения д при нормальных условиях приве-
дены в табл. 9.1.
Таблица 91 Значения постоянных, используемых при расчете
мощности экспозиционной дозы по формуле (9.12)

Постоянные	Кобальт-60	Цезий 1 3 7
Период полураспада Т, мес  Линейный коэффициент ослабления Д, см"1	63.18  6,8-Ю'5	360  9,3-Ю'5

Поверку и определение погрешности дозиметрического прибора осу-
ществляют в следующей последовательности:

измеряют температуру, влажность и давление воздуха;

устанавливают прибор или его блок детектирования на столик градуи-
ровочной линейки;

определяют центр чувствительного объема детектора и добиваются,
чтобы он находился на прямой, проходящей через центр источника парал-
лельно градуировочной линейке;

перемещением столика градуировочной линейки (или источника) до-
стигают выбранного расстояния между центром источника и центром
чувствительного объема детектора;

рассчитывают действительное значение мощности экспозиционной
дозы X или берут это значение из свидетельства на поверочную дози-
метрическую установку;

вставив источник в коллиматорный узел (или открыв защитную за-
слонку, перекрывающую пучок излучения), определяют значение мощ-
ностей экспозиционных доз X на этих же расстояниях: отсчет показаний
производят не менее 5 раз для образцовых и 3 раз для рабочих поверяе-
мых приборов в каждой точке, а затем вычисляют среднее арифметиче-
ское значение показаний,

определяют все необходимые характеристики рассеивания результатов
измерений и погрешности поверяемого прибора по формулам, приведен-
ным в нормативно-техническом документе на поверку соответствующих
типов дозиметрических приборов.

Все работы, связанные с установкой блока детектирования на градуи-
ровочной линейке, категорически запрещается проводить в пучке у-излу-
чсния Для этого вместо источника должен использоваться специально
изготовленный металлический имитатор.

При поверке с использованием образцового прибора сравнивают пока-
зания образцовою и поверяемого приборов. Мощность экспозиционной
дозы определяют с помощью образцового прибора, и поверку ведут ме-
тодом одновременных измерений или методом замещения

В первом случае мощность экспозиционной дозы измеряют одновре-
менно образцовым и поверяемым приборами. При этом необходимо,
чтобы в точках расположения детекторов образцового и поверяемого
приборов мощность экспозиционной дозы и спектр излучения имели одно
и то же значение.

Метод замещения основан на измерении экспозиционной дозы или
мощности экспозиционной дозы в одной и той же точке поля излучения
последовательно образцовым и поверяемым приборами. При замеще-
нии образцового и поверяемого приборов необходимо обеспечить фикса-
цию центров чувствительных объемов их детекторов с погрешностью,
не превышающей установленной нормативно-техническим документом
на поверку.

Прибор считается выдержавшим поверку, если полученное значение
погрешности не превышает значения, указанного в технических условиях
на прибор (значения погрешности, приводимого в паспорте завода-изго-
товителя) .

К измерительному прибору прилагают обычно контрольный источник
ионизирующего излучения, служащий для проверки работоспособности
и стабильности приборов для измерения ионизирующих излучений, т. е.
для контроля за сохранением после градуировки его метрологических
характеристик. В некоторых случаях в качестве контрольного источника
прилагают образцовый источник 2-го или 3-го разряда. Значение показа-
ния прибора от контрольного источника определяют сразу после градуи-
ровки прибора и записывают в технический формуляр или свидетельство
о поверке.

Как уже говорилось ранее (см. гл. 2), приборы для измерения экспо-
зиционной дозы и мощности экспозиционной дозы должны быть в тече-
ние переходного периода переградуированы. Новая градуировка может
быть осуществлена нанесением на шкалы приборов новых единиц изме-
рений либо выполнена в виде градуировочного графика, который дол-
жен прилагаться к прибору. Один из способов построения такого графи-
ка показан в п. 9.2.3, где приведен пример сличения индивидуальных
дозиметров КИД-6 и ИФКУ.

9.2.3.	Сличение показаний индивидуальных дозиметров

КИД-6 и ИФКУ

Сличение индивидуальных дозиметров проводилось с использова-
нием образцового прибора УЛИ-18, аттестованного по 1-му разряду
Прибор позволяет измерять как дозу, так и мощность дозы рентгенов-
ского и гамма-излучения при малой зависимости показаний от энергии
и направления излучения.

Диапазон измерения экспозиционной дозы от 5 мР до 10000 Р разбит
на 17 поддиапазонов

Диапазон измерения мощности экспозиционной дозы от 30 мР/ч до
3300 Р/мин разбит на 30 поддиапазонов.

Погрешность измерения экспозиционной дозы не хуже 57.

Вначале индивидуальные дозиметры ИФКУ облучались в нормально
падающем коллимированном пучке гамма-излучения следующими кон-
трольными дозами 0,05; 0,1, 0,2; 0,3, 0,5. 0,7; 1,0; 1,3; 1,5 и 2,0 Р.
После этого детектор ИФКУ калибровался по пленкам, облученным
дозами 0,1 и 1,0 Р в положении 3 переключателя поддиапазонов (см.
§ 6 2). Затем снималась зависимость показаний прибора от дозы по
остальным контрольным пленкам. Эта зависимость, которая представ-
ляет собой градуировочный график, имеет, как правило, линейный ха-
рактер. Нелинейность градуировочного графика обычно свидетельствует
Рис. 9.1. График проверки сходимости пока-
заний дозиметров КИД-6 и ИФКУ

о старении фотоэлементов в схеме изме-
рительного прибора ИФКУ. При линей-
ном градуировочном графике дозу гам-
ма-излучения определяют непосредствен-
ным отсчетом по шкале прибора, при не-
линейном- по градуировочному графику.

Далее была выполнена проверка идентичности (сличение) показаний
дозиметров ИФКУ и КИД-6. С этой целью по пять дозиметров ИФКУ
были облучены дозами 0,05; 0,1; 0,2; 0,3; 0,4; 0,5; 0,6; 0,7; 0,8; 0,9;
1,0; 1,1; 1,2; 1,3; 1,4; 1,5; 1,6; 1,7; 2,0 Р. Теми же дозами и в тех же

условиях были облучены по пять дозиметров типа Д-2 из комплекта
КИД-6. Истинное значение дозы определилось по образцовому прибору.

Все пленки ИФКУ после этого проходили фотообработку в одинако-
вых условиях вместе с пятью необлученными (фоновыми) пленками.
Облученные дозиметры КИД-6 сразу же измерялись на измерительном
пульте. Результаты измерения доз определены как средние арифмети-
ческие значения, полученные по пяти измерениям дозиметров ИФКУ и
КИД-6. Разброс значений характеризовался утроенной оценкой среднего
квдратического (стандартного) отклонения.

Таким образом, значение измеренной дозы было заключено в пределах

И-ЗУ^)	+ ЗУ^л)

где

Е(Л,-Л)2, п = 5.
/=1

(9.13)

(9.14)

' 1
п(п-1)

По результатам измерений методом наименьших квадратов построен
график проверки сходимости показаний дозиметров КИД-6 и ИФКУ
(рис. 9.1). На том же графике пунктиром нанесены доверительные ин-
тервалы.

Из рис. 9.1 видно, что показания дозиметров ИФКУ несколько ниже
по сравнению с показаниями КИД-6. Например, дозе 1,0 Р по КИД-6
соответствует доза 8,77 мЗв (0,877 бэр) по ИФКУ и т. д. Это происходит
потому, что дозиметр ИФКУ проградуирован в единицах эквивалентной
дозы, а КИД-6 — в единицах экспозиционной дозы. А как известно, в воз-
духе в условиях равновесия заряженных частиц экспозиционной дозе
1,0 Р у-излучения соответствует поглощенная доза 0,877 рад (0,877х
х 10~2 Гр) или эквивалентная доза 0,877 бэр (8,77 мЗв). В ткани в усло-
виях равновесия заряженных частиц энергия 7-излучения, поглощенная
в 1 г при экспозиционной дозе 1,0 Р, составляет 0,96 рад (0,96-10"2 Гр),
что соответствует эквивалентной дозе 9,6 мЗв (0,96 бэр). Поэтому с по-
грешностью до 4% экспозиционную и поглощенную дозы в. ткани в ука-
занных единицах можно считать совпадающими.
9.3.	ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ

9.3.1.	Общие положения

Методы обработки результатов измерений зависят как от характера
проводимых измерений, так и от особенностей измеряемой величины.
Рассмотрим наиболее распространенные прямые измерения с многократ-
ными наблюдениями. Для них методы обработки результатов наблюде-
ний регламентированы ГОСТ 8.207—76. В соответствии с ним при стати-
стической обработке группы результатов наблюдений следует выполнить
следующие операции:

исправить результаты, исключить известные систематические погреш-
ности из результатов наблюдений;

вычислить среднее арифметическое исправленных результатов наблю-
дений, принимаемое за результат измерения;

вычислить оценку среднего квадратического отклонения результата
наблюдения;

вычислить оценку среднего квадратического отклонения результата
измерения;

проверить гипотезу о том, что результаты наблюдений принадлежат
нормальному распределению:

вычислить доверительные границы случайной погрешности (случай-
ной составляющей погрешности) результата измерения;

вычислить границы неисключенной систематической погрешности
(неисключенных остатков систематической погрешности) результата
измерения;

вычислить доверительные границы погрешности результата измерения.

Некоторые этапы статистической обработки результатов наблюдений
были рассмотрены выше. Так, в § 9.1 приведены формулы (9.1), (9.4)
и показано, как с их помощью следует исключать известные систематиче-
ские погрешности из результатов наблюдений. С помощью формул (9.2)
и (9.3) показано, как следует вычислять среднее арифметическое резуль-
татов наблюдений, а с помощью формул (9.5), (9.6), (9.8) —(9.10) —
оценки среднего квадратического отклонения группы наблюдений и
среднего квадратического отклонения результатов измерений. При этом
следует не упускать из виду то обстоятельство, что понятие среднего
арифметичечкого имеет четкий смысл и содержание для нормального
распределения чисел. Если распределение результатов наблюдений опи-
сывается другими законами и имеет несимметричную форму, то использо-
вание среднего арифметического может привести к неправильным за-
ключениям. В этих случаях используются другие величины: наиболее
вероятное значение (мода), медиана и др. В связи с этим в последова-
тельность статистической обработки результатов наблюдений включен
этап проверки гипотезы о том, что результаты наблюдений принадлежат
нормальному распределению Подробно этот этап будет рассмотрен ниже.
9.3.2.	Ведение первичных записей

В области радиоактивности приходится производить арифметические
действия над очень большими и очень малыми числами, которые всегда
выражают в виде десятичных дробей. Для удобства работы с такими чис-
лами обычно используют стандартную запись чисел. При этом любое чис-
ло представляется в виде числа с одной значащей цифрой перед запятой,
умноженного на число 10 в соответствующей степени, например 2,3-106.
Числа, записанные в стандартной форме, легко умножать (или делить),
так как степени числа 10 просто складываются (или вычитаются). Чис-
лом цифр после запятой можно охарактеризовать точность результатов
измерений или расчетов. Например, можно записать результат измерений
в виде 1,50-Ю-4 Зв. Это не то же самое, что 1,5-10"4 Зв. Число 1,50озна-
чает, что мы вполне уверены в цифре 5 и считаем, что следующая циф-
ра 0, которая в свою очередь ближе к 0, чем к 1, или к цифре 9 числа
1,49. В то же время 1,5 означает число, лежащее где-то между 1,45 и 1,55.

Чтобы перемножать числа, записанные в стандартной форме, нужно
перемножить их "главные части” и сложить оба показателя степени чис-
ла 10 — сумма показателей даст новый показатель степени десяти. При
делении одного числа на другое нужно вычесть из одного показателя сте-
пени числа 10 другой. Например:

а)	(3,1 -104) • (2,0-103) = 6,2-104+3 = 6,2-Ю7;

б)	= 1,55-104’3 = 1,55-10*.

2,0-103	’

Правильная запись физических величин обеспечивается последователь-
ным выполнением требований Международной системы единиц (СИ),
по которым рекомендуется все промежуточные расчеты выполнять в еди-
ницах СИ, заменяя приставки степенями числа 10. Конечный результат
вычислений может быть выражен с использованием кратных и дольных
единиц.

В вычислениях используются точные и приближенные числа. Для обо-
значения точных чисел добавляют слово "точно”, которое пишут сразу
после числа в скобках, например 1 Ки = 3,700 • 1010 Бк (точно); 1 кгс =
= 9,80665 Н (точно). Часто дополнительных указаний не дают и характер
числа приходится определять по смыслу.

К точным числам относятся, например, значения переводных множи-
телей (1 ч = 3600 сит. д.), показатели степени в формулах и т. п.

Приближенные числовые значения получаются при округлении каких-
либо точных чисел. К ним относятся результаты измерения различных
физических величин, а также их табличные значения. Погрешностью
приближенного числа называют разность между точным и приближенным
значениями. Погрешность приближенного числа снабжают знаком ”±” .
Верными называют все значащие цифры приближенного значения числа,
абсолютная погрешность которого не превышает единицы последнего
разряда.
9.3.3.	Округление чисел и определение количества верных цифр

Округлением числа называют уменьшение количества цифр путем
отбрасывания одной или нескольких последних цифр. Важность правиль-
ного определения значащих цифр и проведение расчетов с необходимым
округлением чисел сейчас возрастает в связи с распространением средств
измерений с цифровой индикацией и электронных вычислительных ма-
шин. Работа с ними способствует мнимому "повышению точности” вычис-
лений из-за записи всех цифр на цифровом табло, появившихся в резуль-
тате измерений или вычислений. Установлено, что каждая лишняя знача-
щая цифра в числах при умножении и делении снижает производитель-
ность труда на 15—30%.

Правила округления по СТ СЭВ 543-77 сводятся к следующему.
Если первая отбрасываемая цифра больше или равна 5, то последнюю
оставленную цифру увеличивают на единицу. Если же первая отбрасы-
ваемая цифра меньше 5, то последнюю оставляемую цифру не изменяют.

Правила подсчета цифр. При сложении и вычитании приближенных
значений чисел, в записи которых все цифры верные, оставляют столько
десятичных знаков, сколько их имеет приближенное данное с наимень-
шим числом десятичных знаков.

При умножении и делении приближенных значений чисел следует
в результате оставлять столько значащих цифр, сколько их имеет при-
ближенное число с наименьшим числом верных значащих цифр.

При возведении в квадрат и куб в результате следует сохранять столь-
ко значащих цифр, сколько верных значащих цифр имеет возводимое
в степень приближенное значение числа.

При извлечении квадратного и кубического корней в результате сле-
дует брать столько значащих цифр, сколько их имеет подкоренное при-
ближенное значение числа.

При вычислении промежуточных результатов следует брать одной
цифрой больше, чем рекомендуют перечисленные выше правила подсчета
цифр.

Если некоторые данные имеют больше десятичных знаков (при сло-
жении и вычитании) или больше значащих цифр (при остальных дейст-
виях), чем другие данные, то их следует предварительно округлить,
сохраняя лишь одну лишнюю цифру.

Если окончательный результат надо получить с некоторой наперед
заданной точностью, а данные можно брать с произвольной‘точностью,
то в этих данных следует брать по столько цифр, сколько нужно для
получения результата с одной лишней цифрой. В окончательном резуль-

тате эта лишняя цифра отбрасывается.
Так, при вычислении оценок среднего
квадратического отклонения по фор-
мулам (9.6) и (9.10) возведение
в квадрат должно проводиться без
округления результата. Вычисления
при этом удобнее производить по сле-
дующей табличной форме

Номер на		
блюдения	Х1	Х1
1		Л
2	Х2	Л
п  Сумма	V»,	
Расчеты по этим формулам особенно удобны при использовании элек-
тронно-счетной техники и ЭВМ. В окончательном результате расчета
8(Хп) следует оставлять не более одного-двух значащих цифр.

9.3.4.	Доверительная вероятность

Все числовые значения характеристик и параметров, которые опреде-
ляются при статистической обработке резух матов измерений, имеют ве-
роятностный характер. Доверительная вероятность — это величина, кото-
рой определяется степень надежности получаемых результатов. Довери-
тельная вероятность Р выражается числом от 0 до 1 (реже — в процентах
от 0 до 100) и показывает вероятность того, что действительное значение
исследуемой переменной будет лежать в принятом (указанном) диапа-
зоне. Так, например, в интервал от X +5 до X - 8 должно входить около
67% всех наблюдений, где X — среднее арифметическое группы наблюде-
ний, распределенных по нормальному закону, а 5 - оценка среднего
квадратического отклонения группы наблюдений, определенная по фор-
мулам (9.5) или (9.6).

Величиной, связанной с доверительной вероятностью, является уровень
значимости отклонений (выхода) за принятые границы (<? = 1 — Р).

Доверительная вероятность или уровень значимости отклонений долж-
ны задаваться самим лицом, выполняющим статистическую обработку
результатов измерений, в соответствии с требуемым уровнем надежности
результатов. Для технических и аналитических измерений, например,
обычно принимают Р=0,95. Чем более ответственны результаты, тем бо-
лее высокую доверительную вероятность надо принимать. В табл. 9.2 при-
ведены данные, которыми можно руководствоваться при выборе довери-
тельной вероятности.

Таблица 9.2. Доверительная вероятность определения границ
погрешности результатов измерений

Характер измерения	Доверитель- ная вероят- ность (сте- пень надеж- ности) Р	Значимость (вероятность) отклонений <7=1-Р	Доверитель- ные границы погрешности в долях 5 (Л)
Технические и аналитические	0,95	0,05	+ 1,65
измерения  Ответственные измерения, измере-	0,99	0,01	+ 2,6
ния, которые нельзя повторить  Особо ответственные измерения	>0,99	<0,01	>+2,6
(измерения, результаты которых имеют значение для здоровья лю- дей, ИТ. п.)			<-2,6
9.3.5.	Проверка нормальности распределения

Проверка того, описываются ли полученные результаты наблюдений
нормальным законом, может не проводиться, если есть достаточные тео-
ретические основания полагать, что этот закон справедлив, или если такая
проверка была уже выполнена ранее для аналогичных групп наблюдений.
Во всех остальных случаях проверка нормальности распределений не-
обходима.

Проверить гипотезу о том, что результаты наблюдений принадлежат
нормальному распределению, можно графическим или расчетным спо-
собом.

Наиболее простым качественным критерием того, что результаты опи-
сываются нормальным законом, является общая форма распределения
чисел. Простейшими признаками нормальности распределения являются
симметричность распределения, наличие одного максимума, колоколо-
образная форма кривой распределения результатов наблюдения. Более
обоснованно проверка распределения на нормальность может быть сде-
лана графическим способом с использованием вероятностной масштаб-
ной бумаги (сетки). На ней масштаб по вертикальной оси выбран таким
образом, что график функции нормального распределения, построенный
на сетке, представляет собой прямую линию. По этой прямой можно оце-
нить степень соответствия полученного распределения нормальному
закону, а также найти оценки параметров распределения (среднего ариф-
метического и среднего квадратического отклонения). Правила построе-
ния и применения вероятностных сеток приведены в ГОСТ 11.008—75.
Однако достаточно надежная качественная и количественная проверка на
нормальность графическим способом требует довольно значительного
количества наблюдений. В отсутствии вероятностной бумаги, а также при
ограниченном числе наблюдений проверку нормальности распределения
удобнее выполнять расчетным способом.

Преимуществом методики расчетной проверки согласия опытного
(фактического) распределения с нормальным является возможность
введения количественного критерия надежности или, что то же самое,
критерия значимости ошибок.

При числе результатов наблюдений п < 50 нормальность их распреде-
ления проверяют при помощи составного критерия (см. ГОСТ 8.207—76).

Критерий 1. По данным наблюдений х,, х2, • • • , хп вычисляют отно-
шение И по формуле

п _

2 |х/-Х|

<9.15)

где .5* - смещенная оценка среднего квадратического отклонения, вы-
числяемая по формуле

/2 (х, X)2

------•	(9.16)
Результаты наблюдений группы можно считать распределенными нор-
мально, если

<^<^,/2.	(917>

где <-1। цх12 и ^1/2 _ процентные точки (квантили) распределения
статистики <-1, которые находят из приложения 5 по л, 71/2 и (1 - 71/2),
причем 71 - выбираемый заранее уровень значимости критерия. Для
отсутствующих значений п следует пользоваться линейной интерполя-
цией.

Критерий 2. Можно считать, что результаты наблюдений принадлежат
нормальному распределению, если не более т разностей |Х] - Х\ пре-
взошли значение ХрцЗ, где 5 - оценка среднего квадратического откло-
нения, вычисляемая по формуле (9.5) или (9.6), а Хрц — верхняя
100/>/2-процснтная точка (верхняя квантиль) распределения нормиро-
ванной функции Лапласа, отвечающая вероятности РЦ.

Значения Р определяются из приложения 6 по выбранному уровню
значимости 72 и числу результатов наблюдений п. При уровне значимо-
сти, отличном от предусмотренных в приложении 6, значения Р находят
путем линейной интерполяции

В случае, если при проверке нормальности распределения результатов
наблюдений группы для критерия 1 выбран уровень значимости 71,
а для критерия 2 - уровень </2, то результирующий уровень значимости
составного критерия

7 < 71 + 7з-	(9.18)

Если хотя бы один из критериев не соблюдается, то считают, что рас-
пределение результатов наблюдений не соответствует нормальному.

Пример. В табл. 9.3 приведены результаты наблюдений (однократ-
ных измерений), полученные при измерении мощности дозы у-излуче-
ния вплотную к трубчатке парогенератора АЭС (со стороны второго
контура). Необходимо проверить, можно ли считать, что приведенные
данные принадлежат совокупности, распределенной нормально.

1 абл и ца 9 3. Результаты наблюдений, полученные при измерении мощности
дозы у-излучения от трубчатки парогенератора, и предварительные вычисления

Номер наблю цени я	Показа ним при бора, мкЗв/с*		(х, X)2	Номер наблю- дения	Показа- ния при бора, мкЗв/с*	(л"/ - У)	(V/ X
1	5,0	1,4	1,96	8	1,5	-2,1	4,41
2	6,0	2,4	5,76	9	2,5	-1,1	1,21
3	4,5	0,9	0,81	10	3,0	0,6	0,36
4	3,0	-0,6	0,36	11	3,0	-0,6	0,36
5	2,0	-1,6	2,56	12	5,5	1,9	3,61
6	1,5	-2,1	4,41	13	5,3	1,7	2,89
7	3,0	-0,6	0,36	14	5,0	1,4	1,96

* Для перевода в мкбэр/с показание прибора необходимо умножить на коэффи
циент 102.
1.	Найдем оценки характеристик наблюдений:

Х =

8 =

1 4

2 х,- = 3,64 мкЗв/с 3,6 мкЗв/с;

1

У У т(х/  *)2=У лт-=11545 мкзв/с;

5*= /— Е(х,- - X}2 = / —	= 1,488 мкЗв/с.

у 14 ।	у 14

2.	Применим критерий 1. Для этого вычислим оценку параметра Л.
пользуясь формулой (9.15):



1 4	_

2 |> -х|

1________

145*

19.0

14 1,488'

= 0,912.

Выбрав уровень значимости, равный 1%, из приложения 5 путем ли-
нейной интерполяции находим =0,923 и б/99^г =0,677.

Так как 0,677 < 0,912 < 0,923, то критерий 1 выполняется.

3.	Применим критерий 2. Выбрав уровень значимости ц2 ~ 0,02 для
числа наблюдений п = 14, из приложения 6 находим Р = 0,98. Далее, для
значения Р/ 2 = 0,49 по таблице нормированной функции Лапласа нахо-
дим Хр[2 = 2,33.

Тогда 8/рр = 1,545-2,33 =3,599 =» 3,60 мкЗв/с.

Согласно критерию 2 не более одной разности |х, Х| могут превзой-
ти 3,60 мкЗв/с. Так как все отклонения от средней мощности дозы ?-из-
лучения меньше этой величины, то критерий 2 тоже выполняется. Таким
образом, распределение результатов наблюдений соответствует нормаль-
ному.

Уровень значимости составного критерия, определенный по формуле
(9.18), равен с/ < 0,01 + 0,02 = 0,03, т. е. гипотеза о нормальности согла-
суется с данными наблюдений с вероятностью нс менее 0,97.

9.3.6. Определение доверительных границ случайной
погрешности результата измерения

Доверительные границы случайной погрешности результата измерения
в соответствии с ГОСТ 8.207-76 устанавливаются для результатов наблю-
дений, принадлежащих нормальному распределению

Если это условие не выполняется, методы вычисления доверительных
границ случайной погрешности должны быть указаны в методике выпол-
нения конкретных измерений.

Доверительные границы случайной погрешности результата измере-
ния — это тот интервал, в который с заданной (принятой исследователем)
вероятностью Р должно попасть среднее арифметическое значение при
бесконечном (теоретическом) увеличении количества единичных наблю-
дений. Вероятность того, что это истинное значение все же будет нахо-
диться за пределами вычисленных доверительных границ, определяется
значимостью этих отклонений ц = 1 - Р. Такая вероятность есть все1да.
поскольку теоретически могут иметь место любые отклонения (коло-
колообразнад кривая нормального распределения не имеет границ).

Ширина интервала доверительных границ для результата измерения
определяется степенью разброса значений, измеряемого средним квад-
ратическим отклонением, и степенью значимости допустимого выхода
за эти пределы, которые устанавливает исследователь (см. п. 9 3.4).

Доверительные границы случайной погрешности результата измерения
находят по формулам

X- 18(Хп),	(9.19)

Х+ЛУ(Г„),	(9.20)

где I — коэффициент Стьюдента, который в зависимости от доверитель-
ной вероятности Р и числа результатов наблюдений находят по таблице
приложения 7.

Пример. Для данных наблюдений табл. 9.3 определим доверительные
границы случайной погрешности.

2Г=3,6 мкЗв/с;

— /1 « — . /1

5(Хп) = /— ------- Д(х.-Г)2=	31,02 = 0,41 ~ 0,4мкЗв/с.

4 п’ у/ п(п - 1) (=1 к '	V 1413

Найдем доверительный интервал при выбранной нами доверительной
вероятности Р = 0,99 и п = 14. Число степеней свободы п — 1 = 13. Из
приложения 7 для указанных п — 1 и Р находим г = 3,016 « 3,02. Сле-
довательно, е = Г5(Х;) ~ 3,02-0,41 = 1,23 « 1,2 мкЗв/с и доверитель-
ные границы случайной погрешности результата измерения равны 2,4
и 4,8 мкЗв/с.

9.3.7. Вычисление доверительных границ результата измерения
с учетом неисключенных систематических погрешностей

Систематические погрешности должны быть определены и исключены
(в виде поправок) из результатов наблюдений на первом этапе обработки
данных. Однако могут быть случаи, когда можно только сказать, что
систематическая погрешность имеется, но определить ее величину и
исключить ее из результата измерения нельзя. Так бывает, если, например,
в расчетную формулу входят постоянные величины (коэффициенты и
слагаемые), известные с ограниченной точностью. К этому типу погреш-
ностей могут быть отнесены и систематические погрешности средств
измерения, и ряд других.

Погрешность результата измерения должна включать также неисклю-
ченныс систематические погрешности. При суммировании неисключенных
систематических погрешностей они рассматриваются как случайные ве-
личины с равномерным распределением (если нет данных о виде распре-
деления) .

Порядок расчетов при определении погрешности результата с учетом
неисключенной систематической погрешности имеет следующий вид.
1.	Определяют абсолютные величины неисключенных систематических
погрешностей. При отсутствии более точных данных они могут быть
оценены следующим образом. Погрешности постоянных величин, вхо-
дящих в формулу, равны половине единицы последнего разряда. При-
борная погрешность электроизмерительных приборов обычно равна
0»риб = 1/Ю0х (класс приборах пределы измерения). Приборная по-
грешность в некоторых случаях может быть принята равной цене наи-
меньшего деления шкалы прибора. В других случаях она указывается
в паспортных данных (например, для весов и разновесов).

2.	Проводят сложение всех неисключенных систематических погреш-
ностей и определение суммарной неисключенной систематической по-
грешности.

Если неисключенные систематические погрешности определяются по-
грешностями постоянных величин, входящих в формулу в виде сомно-
жителей, то суммарная неисключенная погрешность определяется по фор-
муле	7

е =	+ (02М)2 + -.. + (0,А)2.	(9.21)

Если источниками ошибок являются слагаемые, то суммирование
проводят по формуле_______

0 = 1,1 у/в] +01 + .. , + о7.	(9.22)

В формулах (9.21) и (9.22) 0 — суммарная неисключенная погрешность;
01, 02, ..., 0„ - неисключенные систематические погрешности к/1,
^2, ..., И/,„.

3.	Суммарную неисключенную систематическую погрешность сравни-
вают со средним квадратическим отклонением результата измерения
5(Хп), определенным по формулам (9.8) -(9.10).

Если 0/5(Хп)< 0,8, то неисключенные систематические погрешности
можно не учитывать, т. е. в этом случае суммарная погрешность резуль-
тата измерения определяется случайной погрешностью:	= е.

Если 0/Л'(Х„) > 8, то суммарная погрешность результата измерения
целиком определяется неисключенными систематическими погрешно-
стями и случайные погрешности можно не учитывать. Такое положение
имеет место для так называемых технических измерений.

Если 0/5(Хп) лежит в диапазоне от 0,8 до 8, то при определении сум-
марной погрешности результата измерения необходимо учитывать как
неисключенные систематические, так и случайные погрешности. В этом
случае производят расчет по п. 4.

4.	Вычисляют суммарное среднее квадратическое отклонение резуль-
тата измерения:________________________

= з/0]/3 + 01/3 + . .. + 02/3 + 52 (Х„),	(9.23)

где 01,02>. .. , 9п — систематические погрешности разных видов; 3(Хп) —
среднее квадратическое отклонение результата измерения.

5.	Вычисляют коэффициент К:

5(Х„)+702/3+~02/3 + ... + 0^/3
где е - случайная погрешность результата измерения (вычисляют по
п. 9.3.6).

6.	Вычисляют суммарную погрешность результата измерения △:

Д =	(9.25)

7.	Результат измерения записывают в виде а = X ± Д (/’ = ...). Запись
означает, что истинное значение измеряемой величины с вероятностью
не менее Р лежит в пределах от Х+ Д до X - Д.

Пример. Для данных наблюдений табл. 9.3 вычислим доверительные
границы результата измерения с учетом неисключенной систематической
погрешности универсального радиометра РУП-1, с помощью которого
выполнялись измерения, равной ± 20% номинального значения шкалы
соответствующего поддиапазона.

1.	Определим абсолютное значение систематической погрешности.
Так как измерения проводились на шкале до 10,0 мкЗв/с (1000 мкбэр/с),
то абсолютное значение систематической погрешности равно

в = 1/100-20% • 10,0 = + 2 мкЗв/с.

2.	Сравним неисключенную систематическую погрешность со средним
квадратическим отклонением результата измерения 5(Хп), определенным
в примере п. 9.3.6 и равным 8(Хп) = 0,4 мкЗв/с:

6/8 (Хп) =2/0,4 = 5.

3.	Так как отношение 6/8(Хп~) лежит в диапазоне от 0,8 до 8, то опре-
делим суммарное среднее квадратическое отклонение результата измере-
ния по формуле (9.23):

/а2	’	/~а	'

$2 = /— +№(%„)= / у- + 0,42 = 1,22 ~ 1,2 мкЗв/с.

4.	Определим коэффициент К по формуле (9.24):

к =	е + 6  = 1,2 4-2,0	= 3,2	2 2

04+у1Г 1145

5.	Вычисляем суммарную погрешность результата измерения по фор-
муле (9.25):

Д = А/52 = 2,2 • 1,2 = 2,64 =«2,6 мкЗв/с.

6.	Результат измерения записываем в виде 3,6 ± 2,6 мкЗв/с (Р =99%).
Запись означает, что средняя мощность дозы 7-излучения от трубчатки
парогенератора с вероятностью не менее 99% лежит в пределах от 1,0 до
6,2 мкЗв/с (от 100 до 620 мкбэр/с).
Глава 10

ХРАНЕНИЕ И ОСНОВНЫЕ ПРАВИЛА РАБОТЫ

С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

Основополагающим нормативным документом по обращению с радио-
активными нуклидами являются "Основные санитарные правила работы
с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих
излучений ОСП—72/80”. Они разработаны в соответствии с "Основами
законодательства Союза ССР и союзных республик о здравоохранении’’
с учетом "Норм радиационной безопасности НРБ-76” и "Санитарных
норм проектирования СН 245-71” и регламентируют основные требова-
ния по радиационной безопасности.

Этими Правилами руководствуются также в своей работе дозиметри-
ческие службы атомных станций.

10.1.	КЛАССИФИКАЦИЯ РАБОТ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

Источниками излучений называют вещества (или установки), испу-
скающие или способные испускать ионизирующее излучение. Источники
излучения подразделяются на закрытые и открытые. Закрытыми назы-
вают радиоактивные источники излучения, устройство которых исключает
попадание радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях при-
менения и износа, на которые они рассчитаны. Открытыми называют
радиоактивные источники излучения, при использовании которых воз-
можно попадание содержащихся в них радиоактивных веществ в окру-
жающую среду.

В соответствии с постановлением Совета Министров СССР № 361 от
31 мая 1983 г. ”0 государственном санитарном надзоре в СчССР” произ-
водство, обработка, применение, хранение и транспортирование источни-
ков ионизирующих излучений, переработка и обезвреживание радиоактив-
ных отходов осуществляются с разрешения и под контролем органов и
учреждений Госсаннадзора СССР, которым предоставляется вся необхо-
димая информация для оценки возможной радиационной опасности для
персонала и населения и выяснения санитарного состояния соответствую-
щего объекта. Этот контроль распространяется и на атомные станции,
так как они представляют собой производства, где ведутся работы с ра-
диоактивными веществами и другими источниками ионизирующего излу-
чения как в закрытом, так и в открытом виде. Для разграничения про-
изводств с открытыми радиоактивными источниками по группам радиа-
ционной опасности в ОСП-72/80 введено понятие минимально значимой
активности (МЗА). Под МЗА понимают наибольшую активность откры-
того источника на рабочем месте, которая не требует регистрации или
получения разрешения органов Госсаннадзора.

Радиоактивные вещества как потенциальные источники внутреннего
облучения по степени радиационной опасности разделяются на четыре
группы с индексами А, Б, В и Г (в убывающем порядке по их радио-
токсичности) .
Группа	Радионуклиды

с МЗА, мкКи

А.................................. 0,1

Б.................................. 1

В.................................. 10

Г.................................. 100

Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности
указана в последнем столбце табл. 1 НРБ-76. Короткоживущие радио-
нуклиды с периодом полураспада менее 24 ч, не приведенные в этой таб-
лице, относятся к группе Г.

Все работы с открытыми источниками разделяются на три класса.
Класс работ устанавливается по табл. 10.1 в зависимости от группы радиа-
ционной опасности радионуклида и фактической его активности на рабо-
чем месте. Классом работ определяются требования к размещению и обо-
рудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми
источниками.

Работа с источниками ионизирующих излучений не требует получения
разрешения от органов Госсаннадзора в следующих случаях

если активность на рабочем месте меньше минимально значимой актив-
ности, указанной в табл. 1 НРБ-76, а общая активность источников, нахо-
дящихся в учреждении, не превышает указанного значения более чем
в 10 раз;

если учреждения получают, используют или хранят любые количества
радиоактивных веществ в виде растворов с концентрацией, нс превышаю-
щей ДКБ для воды, указанного в табл. 1 НРБ-76;

если учреждения получают, используют и хранят любые количества
радиоактивных веществ в твердом состоянии с удельной активностью
менее 2  10-6 Ки/кг для бета-активных веществ, менее 1-10"7 г-экв Ка/кг
для гамма-активных веществ и менее 2-10”7 Ки/кг для альфа-активных
веществ (кроме радионуклидов трансурановых элементов, концентрация
которых не должна превышать 1 • 10" 9 Ки/кг),

если мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на
расстоянии 0,1 м от поверхности закрытого источника, не превышает

Таблица 10.1 Класс работ с радиоактивными веществами

Г руина радиа- ционной без- опасности	Минимально	Активность на рабочем месте, ь		,кКи
	тивность (МЗА), мкКи	I	Класс работ  II	III
А	0,1	Более 104	От 10 до 104	От 0,1 до 10
Б	1,0	Более 105	От 102 до 105	От 1 до 1 00
В	то	Более 106	От 103 до 10*	От 10 до 103
Г	100	Более 107	От 10 до 10	От 102 до 10‘

Примечания 1 При простых операциях с жидкостями (без упаривания, пе-
регонки, барботажа и т. д ) допускается увеличение активности на рабочем месте
в 10 раз.

2. При хранении открытых источников допускается увеличение активности
в 100 раз.
0.1 мбэр/ч и обеспечена надежная герметизация радиоактивных веществ,
находящихся внутри источника, конструкция которого согласована с ор-
ганами санитарно-эпидемиологической службы.

если используется оборудование, в котором происходит ускорение
электронов до энергии менее 10 кэВ

К числу основных профилактических мероприятий при работе с ра;шо-
активными веществами в открытом виде относятся правильный выбор
технологических режимов, планировки помещений, их оборудования
и отделки, рациональная организация рабочих мест и соблюдение персо-
налом мер личной гигиены, рациональные системы вентиляции, защиты
от внешнею и внутреннего облучения, сбора и удаления радиоактивных
отходов.

Работы III класса проводятся в отдельных помещениях, удовлетворяю-
щих тем же требованиям, что и помещения для выполнения химических
работ.

Работы II класса осуществляются в изолированных помещениях, в со-
ставе которых должны быть санитарный пропускник, шлюз или душевая
с дозиметрическим контролем на выходе.

Помещения для работы I класса должны размещаться в отдельном
здании или изолированной части здания с отдельным входом только
через санитарный пропускник с обязательным переодеванием персонала.

К оборудованию помещений атомных электростанций предъявляются
требования, аналогичные требованиям к помещениям для работ I клас-
са. В соответствии с этим помещения внутри АЭС и прилегающая терри-
тория разделяются на зоны Вокруг АЭС устанавливаются санитарно-за-
щитная зона и зона наблюдения.

Все здания и сооружения АЭС в соответствии с СП АЭС-79 делятся
на две зоны, зону строгого режима и зону свободного режима. Помеще-
ния зоны строгого режима в свою очередь подразделяются на три зоны
I зона — необслуживаемые помещения (боксы, камеры и т д.), где раз-
мещаются технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся
основными источниками излучения и радиоактивного загрязнения.
II зона - периодически обслуживаемые помещения, предназначенные для
проведения ремонтных работ, вскрытия технологического оборудования,
загрузки и разгрузки радиоактивных материалов и их хранения. III зо-
на - помещения, предназначенные для обслуживающего персонала, разме-
щения пультов управления. Ьолес подробное описание каждой из этих
зон дастся в гл. 4.

10.2.	ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К ОРГАНИЗАЦИИ РАБОТ

С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

К моменту получения источников администрация АЭС обязана опре-
делить перечень лиц, которые будут работать с этими источниками, обес-
печить необходимое обучение и инструктаж, а также назначить приказом
лиц, ответственных за учет и хранение источников излучений, радиацион-
ный контроль и радиационную безопасность.
Мероприятия по радиационной безопасности при работе с примене-
нием источников ионизирующего излучения должны учитывать все виды
лучевою воздействия на персонал, ограниченную часть населения и насе-
ление в целом и предусматривать меры, снижающие суммарную дозу
от всех источников внешнего и внутреннего облучения до уровня, не
превышающего допустимого для соответствующей категории лиц

Для получения права на работы с применением источников ионизи-
рующего излучения АЭС, как и любое учреждение, осуществляющее
подобные работы, должно оформить санитарный паспорт на помещения,
где такие работы будут производиться. Санитарный паспорт выдается
местными органами Госсаннадзора. Администрация АЭС обязана также
разработать, согласовать с этими органами и утвердить инструкцию по
радиационной безопасности на АЭС, в которой излагаются порядок про-
ведения работ с радиоактивным оборудованием и источниками излуче-
ния, учета, хранения и выдачи источников излучения, сбора и удаления
радиоактивных отходов, содержания помещений, меры личной профи-
лактики, меры радиационной безопасности при особо радиационно опас-
ных работах и организация проведения радиационного контроля.

Па АЭС, как и во всех учреждениях, где применяются радиоактивные
вещества в открытом и закрытом виде, особое внимание должно быть
уделено предупреждению и ликвидации аварий, подготовке персонала
к действиям при авариях. Действия персонала при авариях должны регла-
ментироваться эксплуатационными и должностными инструкциями,
а также специальными инструкциями на случай аварии.

Администрацией АЭС должен быть разработан, согласован с органами
Государственного надзора и местными компетентными органами и
утвержден в установленном порядке план мероприятий по защите насе-
ления и персонала на случай гипотетических аварий на АЭС (более по-
дробно об обеспечении безопасности на АЭС при аварийных ситуациях
и о подготовке персонала см. в гл. 11).

Получение и поставка источников ионизирующих излучений произ-
водится по заявкам, согласованным с органами санитарно-зпидемиоло-
I ичсской службы и внутренних дел. Поставка образцовых и контрольных
альфа-, бета-, 1амма- и нейтронных источников для градуировки и про-
верки дозиметрической и радиометрической аппаратуры проводится без
специальных разрешений, если активность этих источников не превышает
десятикратного значения МЗА.

Источники излучений должны приниматься ответственными за их учет
и хранение лицом, которое назначается приказом директора АЭС. Ответ-
ственное лицо ведет систематический учет их наличия и ^цзижения на АЭС
у подотчетных лиц, в хранилищах и отходах.

Все поступившие на АЭС радиоактивные вещества, а также приборы,
аппараты и установки, в которых используются источники ионизирующих
излучений, образцовые, контрольные и другие источники ионизирующих
излучений учитываются в приходно-расходном журнале, а сопроводитель-
ные документы передаются в бухгалтерию для оприходования.

Выдача источников из мест хранения на рабочие места производится
ответственным лицом только по письменному разрешению директора
234
АЭС или лица, им уполномоченного. Выдача и возврат источников реги-
стрируются в приходно-расходном журнале. Расходование радиоактив-
ных веществ, используемых в открытом виде, оформляется внутренними
актами, составляемыми исполнителями работ с участием лиц, ответствен-
ных за учет и хранение источников ионизирующих излучений, и предста-
вителей дозиметрической службы. Акт утверждается администрацией
учреждения и служит основанием для учета движения радиоактивных
веществ.

Источники излучения, не находящиеся в работе, должны храниться
в специально отведенных местах или соответственно оборудованных
хранилищах, исключающих доступ к ним посторонних лиц

Хранилища обычно размещаются на уровне нижних отметок здания
(подвал, первый этаж)

На АЭС должен осуществляться строгий учет количества движения и
мест нахождения всех делящихся материалов, включая свежее и отрабо-
танное топливо

Для учета движения на АЭС демонтированного оборудования, загряз-
ненною радиоактивными веществами, в дозиметрической службе в со-
ответствии с требованиями "Правил технической эксплуатации электри-
ческих станций и сетей" ведется "Журнал учета демонтированного радио-
активного оборудования". Порядок обращения с радиоактивными отхо-
дами, образующимися в процессе эксплуатации и ремонта оборудования
АЭС, изложен ниже в специальном разделе

Передача с АЭС' в другие учреждения образцов после облучения в ре-
акторе и других источников излучения, которые по своей активности
подлежат регистрации и контролю органами Госсаннадзора, осуществля-
ется только с разрешения санитарно-эшщемиологическлй службы и орга-
нов внутренних дел. Передачу оформляют актом в двух экземплярах,
один из которых направляют в бухгалтерию учреждения, передающего
радиоактивные вещества, для списания, другой высылают учреждению,
получающему радиоактивные вещества, для оприходования. Копии актов
направляют органам внутренних дел и санэпидслужбы

Вывоз источников ионизирующих излучений дтя проведения работ
с ними за пределами территории, на которую распространяется действие
санитарною паспорта, разрешается после согласования с органом сани-
тарно-эпидемиологической службы, выдавшим санитарный паспорт, и
извещения органов внутренних дел по месту проведения работ.

При организации временных хранилищ вне промнлошадки АЭС, в том
числе и для I амма-дефектоскопических аппаратов, используемых в поле-
вых условиях, требуется предваригельное согласование с местными
органами санэпидслужбы и органами внутренних дел. Мощность экви-
валентной дозы на наружной поверхности такого хранилища или его
ограждения, исключающего доступ посторонних лиц, не должна превы-
шать 0,1 мбэр/ч, а в хранилищах, находящихся в санитарно-защитной
зоне, - 2,8 мбэр/ч.
10.3.	ТРАНСПОРТИРОВКА РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ

Транспортировка источников излучений внутри помещений и по тер-
ритории промышленной площадки АЭС должна производиться в контей-
нерах на специальных транспортных устройствах с учетом физического
состояния радиоактивных источников, вида излучения, количества актив-
ности, 1абаритов и массы упаковки с соблюдением условий безопасности.

Условия безопасности транспортировки радиоактивных веществ за
пределы территории АЭС регламентируются "Правилами безопасности
при транспортировании радиоактивных веществ" (ПБТРВ-73). В соот-
ветствии с ними для транспортировки радиоактивные вещества по видам
испускаемых ими излучений разделяются на следующие группы.

радиоактивные вещества, излучающие наряду с альфа- или бета-части-
цами гамма-кванты, например радий-226, кобальт-60, иод-131, иридий-192,
цезий-137 и др .

радиоактивные вещества, излучающие альфа- или бета-частицы, напри-
мер потоний-210, стронций-90, фосфор-32, сера-35, углерод-14 и др.

Ядсрно-взрывоопасные делящиеся вещества транспортируются в упа-
ковочных комплектах специальных типов. Правила транспортирования
этих веществ регламентируются специальными документами.

Транспортирование радиоактивных веществ, на которые распространя-
ются вышеуказанные Правила, осуществляется в транспортных упаковоч-
ных комплектах, которые представляют собой систему, состоящую из
любого сочетания различных устройств, обеспечивающих безопасность
доставки, сохранность радиоактивных веществ и предотвращающих
.попадание их в окружающую среду. В зависимости от состояния и свойств
1 ралспортируемых радиоактивных веществ такая система может вклю-
чать в себя одну или несколько емкостей, сорбирующие вещества, дистан-
ционирующие конструкции, устройства для защиты от излучения, для
охлаждения и тепловой изоляции, для снижения давления, а также амор-
тизаторы. Транспортные и промышленные упаковочные комшлекты,
в которых содержатся радиоактивные вещества, называются радиацион-
ными упаковками.

Груз, состоящий из одной или большего количества радиационных
упаковок, называется радиационным грузом или грузом радиоактив-
ных вещее те.

В зависимости от механической прочности и термостойкости транс-
портные упаковочные комплекты делятся на два основных типа:

тип Л - комдтекты с регламентированной механической прочностью,
исключающие потерю и рассеяние радиоактивного вещества и обеспечи-
вающие эффективность защиты от Излучений при возможных авариях
в момент перевозки, не сопровождающихся температурными воздейст-
виями:

1ип В комплекты с повышенной механической прочностью и термо-
стойкостью, исключающие потерю или рассеяние радиоактивного вещест-
ва и обеспечивающие эффективность защиты от излучений при возмож-
ных авариях в момент перевозки, сопровождающихся температурными
воздействиями.
Упаковочные комплекты типов А и В в зависимости от излучений,
испускаемых перевозимыми радиоактивными веществами, делятся
на 3 вида:

I — для перевозки радиоактивных веществ, излучающих наряду с
альфа- или бета-частицами гамма-кванты;

II — для перевозки источников нейтронов, а также источников сме-
шанного нейтронного и гамма-излучения;

III — для перевозки радиоактивных веществ, излучающих альфа- или
бета-частицы.

В зависимости от значения мощности эквивалентной дозы излучения
па поверхности или на расстоянии 1 м от поверхности радиационные упа-
ковки делятся на четыре транспортные категории (табл. 10.2).

Таблица	10.2. Транспортные категории радиационных упаковок
Транспортная категория ра- диационных упаковок	Этикетка транс- Предельно допустимая мощность эквивалентной портной кате-	дозы излучения мбэр/ч  го рии	——	—	  в любой точке нар уж- на расстоянии 1 м от ной поверхности ра-	любой точки поверхно-  диационной упаковки	сти упаковки (транс-  портный индекс)
]	Белая	0,5	Не учитывается
п  III  IV	Желтая	50,0	1  ”	200,0	10  ”	1000,0	50

Каждая радиационная упаковка должна иметь на обеих противополож-
ных боковых поверхностях этикетки транспортных категорий. Этикетка
по форме представляет собой ромб, верхний треугольник которого подо-
бен знаку радиационной опасности и имеет цвет, соответствующий транс-
портной категории упаковки (см. табл. 10.2) . Нижний треугольник ромба
для всех транспортных категорий имеет белый цвет. На нем крупно обо-
значены слово "Радиоактивность” и транспортная категория. Там же
указаны основной радиоактивный элемент, содержащийся в упаковке,
его активность и транспортный индекс.

Транспортным индексом упаковки является число, выражающее пре-
дельно допустимое значение мощности эквивалентной дозы излучения на
расстоянии 1 м от любой точки поверхности радиационной упаковки
(см. табл. 10.2).

Радиоактивные вещества кроме радиационной опасности могут обла-
дать взрывоопасностью, легковоспламеняемостью и самовозгоранием
на воздухе, в связи с чем радиационные упаковки с такими веществами
должны иметь кроме предупредительного знака радиационной опасности
знаки дополнительной опасности, если масса опасного вещества превы-
шает 1 кг. Такие радиационные упаковки должны транспортироваться
в соответствии с "Правилами перевозки опасных грузов" при одновре-
менном соблюдении требований ПБТРВ-73. На этикетке таких упаковок
кроме основных данных указывают допустимые значения температуры,
давления и пр.
Радиационные упаковки запрещается перевозить в общественном
транспорте. Разрешается перевозка радиационных упаковок 1 и II транс-
портных категорий в багажнике такси.

Перед отправкой радиационных упаковок отправитель обязан изме-
рить мощность эквивалентной дозы излучения каждой упаковки для
определения транспортного индекса, проверить методом мазков, не име-
ется ли "снимаемое” загрязнение радиоактивными веществами на наруж-
ной поверхности радиационной упаковки (см. гл. 8). Уровень загрязне-
ния не должен превышать значений, указанных в табл. 3.3. Результаты
радиационного контроля вписываются в накладную. Результаты проверки
правильности определения транспортной категории и транспортного ин-
декса отправитель записывает на этикетке транспортной категории.

Радиационные упаковки при перевозке должны быть так размещены
или экранированы, чтобы мощность эквивалентной дозы излучения в лю-
бой точке внешней поверхности специального или универсального кон-
тейнера, борта автомобиля, стены вагона, корпуса самолета и на грани-
цах выделенных мест на судах не превышала 200 мбэр/ч, а на расстоянии
2 м от этих мест поверхностей 10 мбэр/ч, в местах же расположения
экипажа самолета, судов и водителя автомобиля — 2 мбэр/ч. Грузоотпра-
витель обязан измерить мощность эквивалентной дозы излучения и при-
крепить с двух сторон на боковых поверхностях транспортных средств и
универсального контейнера знак маркировки. Форма и изображение этого
знака аналогичны форме и изображению этикетки радиационной упаков-
ки. Размеры и изображения этикетки и знака маркировки приведены
в ПБТРВ-73.

В пункте назначения после выгрузки радиационных упаковок грузо-
получатель обязан произвести радиометрическую проверку транспортных
средств на отсутствие "снимаемого” загрязнения радиоактивными ве-
ществами.

При обнаружении "снимаемою” загрязнения радиоактивными вещест-
вами в количестве, превышающем предельно допустимые уровни загряз-
нения, транспортные средства и находящиеся в них грузы должны быть
дезактивированы грузополучателем.

Результаты радиометрической проверки оформляются актом радио-
метрического обследования транспортных средств и направляются мест-
ным органам санитарного надзора и грузоотправителю. Акт радиометри-
ческих проверок хранится не менее одного года.

При транспортировании радиационного груза автотранспортом допу-
скается перевозить на автомобилях без специального оборудования толь-
ко радиационные упаковки I, II и 111 транспортных категорий. При
этом мощность дозы в кабине водителя не должна превышать 2 мбэр/ч,
а суммарное время пребывания водителя (категории Б) в пути с грузом
радиоактивных веществ не должно превышать 0,5 бэр/Н, ч, где Н — мощ-
ность эквивалентной дозы в кабине бэр/ч. После каждого рейса с грузом
радиоактивных веществ должен производиться контроль загрязненности
автомобиля радиоактивными веществами. Уровень загрязненности не дол-
жен превышать допустимого уровня, указанного в табл. 3.5. Время пре-
бывания в пути не ограничивается при перевозке радиационных упаковок
238
I транспортной категории. При соблюдении перечисленных требований
допускается перевозка радиационных упаковок I, II и III транспортных
категорий в грузовых и легковых такси, а также легковых автомобилях
без пассажиров.

Для перевозки радиационных упаковок IV транспортной категории
должны использоваться только специально оборудованные автомобили.

Не допускается одновременная перевозка непроявленных кино-, фото-,
рентгеновских пленок и пластинок на автомобиле с грузом радиоактив-
ных веществ.

Оборудование автомобиля, специально предназначенного для перевоз-
ки радиационных упаковок, должно включать экранирующие устройства
радиационной защиты, влагостойкое покрытие, крепежные приспособле-
ния, закрытый кузов фургонного типа или брезентовый тент и другие
устройства, комплект аварийных средств и первичных средств пожаро-
тушения. Такие автомобили не разрешается использовать для перевозки
пищевых продуктов и людей. Другие грузы на этих автомобилях раз-
решается перевозить после радиационного контроля при отсутствии "сни-
маемой” загрязненности радиоактивными веществами. О результатах
радиационного контроля делается отметка в путевом листе.

При постоянных перевозках радиационных упаковок на специально
оборудованных автомобилях грузоотправитель обязан производить по-
грузку упаковок так, чтобы мощность эквивалентной дозы в любой
точке наружной поверхности кузова автомобиля, прицепа и полуприцепа
не превышала 200 мбэр/ч, а на расстоянии 2 м от этой поверхности —
10 мбэр/ч, в этом случае мощность дозы излучений в кабине водителя
не должна превышать 2,8 мбэр/ч, а доза облучения водителя в течение
года не должна превышать 5 бэр. Радиационные упаковки в кузове авто-
мобиля необходимо по возможности удалять от кабины водйтеля.

В кузове автомобиля, перевозящего радиационные упаковки II, III
и IV транспортных категорий, не допускается присутствие людей, в том
числе и сопровозвдающего персонала.

При междугородных перевозках обязательно назначается сопровож-
дающее лицо, которое должно находиться в кабине водителя. При внутри-
городских перевозках разрешается без сопровождения перевозить радиа-
ционные упаковки указанных категорий в кузове фургонного типа, за-
крывающемся на замок.

Перед выездом на линию водитель автомобиля, выделенного для пере-
возки радиационных упаковок, должен быть подробно проинструктиро-
ван о мерах безопасности при перевозке, о наиболее безопасном опти-
мальном маршруте движения и о том, куда следует обращаться в случае
аварийной ситуации. Маршрут движения подробно записывается в путе-
вой лист.

Запрещается стоянка автомобиля с грузом радиоактивных веществ
в местах постояшюго пребывания людей, а также заправка этих автомо-
билей на автозаправочных станциях общего пользования.
10.4.	ПОРЯДОК СБОРА, СОРТИРОВКИ, ТРАНСПОРТИРОВКИ
И ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА АЭС

В процессе эксплуатации АЭС образуются жидкие, твердые, газооб-
разные и аэрозольные радиоактивные отходы.

Жидкие отходы считаются радиоактивными, если содержание в них
отдельных радионуклидов или их смесей превышает допустимую концен-
трацию ДКБ, установленную для воды "Нормами радиационной безопас-
ности НРБ-76”.

Сброс в водоемы жидких радиоактивных отходов АЭС запрещается.

По суммарной удельной активности жидкие радиоактивные отходы
делятся на следующие категории:

слабоактивные — до 1 • 10"5 Ки/л (3,7 • 105 Бк/л) ;

среднеактивные — от 1 • 10~5 до 1 Ки/л (от3,7-105 до 3,7-1010 Бк/л);
высокоактивные — 1 Ки/л и выше (3,7• 10*0 Бк/л и выше).

Жидкие радиоактивные отходы через систему спецканализации направ-
ляются на дезактивацию (очистку) с целью повторного использорания
переработанных вод в цикле атомных станций. Переработка осуществля-
ется системами спецводоочистки (СВО), состоящими из выпарных и
ионообменных установок.

Очищенные дебалансные в'оды, если они не являются радиоактивными,
после дозиметрического контроля в промежуточных (контрольных)
емкостях при невозможности их использования на собственные нужды
АЭС могут быть отведены в водоемы.

Оставшиеся после очистки кубовой остаток и пульпа по трубопроводам
поступают на захоронение в емкость — хранилище жидких отходов. Эти
отходы подлежат выдержке, дополнительной переработке с целью умень-
шения их объема и последующему отверждению путем битумирования,
цементирования, остекловывания и т. д.

Твердые отходы, образующиеся при работе АЭС,считаются радиоактив-
ными, если мощность дозы у-излучения на расстоянии 10 см от их поверх-
ности превышает 0,03 мбэр/ч (0,3 мкЗв/ч), или концентрация бета-актив-
ных продуктов превышает 2-10"6 Ки/кг (7,4-104 Бк/кг),или концентра-
ция альфа-активных продуктов превышает 2-10"7 Ки/кг (7,4-103 Бк/кг),
или уровни загрязнения поверхностей превышают 5 альфа-част/ (см2-мин)
или 50 бета-част/(см2-мин), определяемых на площади 100 см2. В зави-
симости от уровня загрязнения твердые радиоактивные отходы делятся
на три группы (табл. 10.3).

В зависимости от характера твердых радиоактивных отходов и методов
измерения отнесение их к определенной группе производится по признаку
в соответствии с классификацией табл. 10.3.

Сбор и удаление твердых радиоактивных отходов производится отдель-
но от обычного мусора. Система удалейия твердых и отвержденных жид-
ких радиоактивных отходов включает в себя их сбор, временное хране-
ние, удаление и обезвреживание.

Выдержка радиоактивных отходов, содержащих короткоживущие
радионуклиды с периодом полураспада не свыше 15 сут, осуществляется
в течение времени, обеспечивающего снижение активности до таких уров-
ней, которые позволяют удалять твердые отходы с обычным мусором на
240
Таблица 10.3. Классификация твердых радиоактивных отходов

Группа твер- дых радио- активных отходов	Мощность дозы У-излучения на рас стоянии 10 см от поверхности отходов, мкЗв/ч (мбэр/ч)	Удельная /3-активность.  Бк/кг (Ки/кг)	Удельная П-активность, Бк/кг (Ки/кг)
I	0,3 -300	7,4 1О4-3,7 106	7.4-103-3,7 105
	(0,03- 30)	(2-10-6- 1 10'4)	(2 10'7 - 1 10-5)
II	300 10 000	3.7-106-3,7 103	3,7 105 -3,7 108
	(30-1000)	(1  10’4 - 1 10"1)	(1 10"5-1 10'2)
III	> 10000 (> 1000)	> 3,7 -109	>3.7 108
		О 1 Ю"1)	О1-10"2)

организованные свалки, а жидкие — в хозяйственно-бытовую канализа-
цию. Для хранения горючих радиоактивных отходов предусматриваются
специальные емкости. Эти радиоактивные отходы, как правило, сжигают
в специальных установках, оборудованных фильтрами для улавливания
радиоактивных продуктов сгорания и предотвращения загрязнений окру-
жающей среды.

Лица, ответственные за сбор и захоронение радиоактивных отходов,
назначаются приказом по АЭС.

Перед пуском в эксплуатацию хранилищ жидких и твердых радиоак-
тивных отходов на АЭС должны быть разработаны регламенты их работы
и инструкции для персонала по безопасному проведению работ.

Сбор на месте производства работ и транспортировка их к местам вре-
менного хранения осуществляются бригадой, производящей работы.

Твердые радиоактивные отходы собираются в специальные сборники-
контейнеры, установленные в местах временного хранения. Места вре-
менного хранения радиоактивных твердых отходов на АЭС и маршруты
их транспортировки, как правило, устанавливаются приказом по АЭС.
На всех отметках должны быть указаны кратчайшие маршруты транспор-
тировки отходов к местам их временного хранения. Мощность дозы
у-излучения на расстоянии 1 м от сборника-контейнера не должна пре-
вышать 100 мкЗв/ч (10 мбэр/ч).

Прием отходов из мест временного хранения и их удаление в могиль-
ники и на пункты захоронения осуществляются ответственными за сбор
и удаление радиоактивных отходов.

Захоронение твердых и отвержденных радиоактивных отходов про-
изводится в специально оборудованных хранилищах, расположенных при
АЭС на промплощадке или вне ее на охраняемой территории.

В хранилищах, сооружаемых при АЭС, твердые отходы I и II групп
радиоактивности подлежат захоронению в бетонные хранилища, толщина
стен и перекрытий которых обеспечивает механическую прочность соору-
жений и биологическую защиту.

Хранение твердых радиоактивных отходов III группы должно произво-
диться, как правило, в подземных гидроизолированных емкостях, тол-
щина стен и перекрытий которых определяется условиями радиационной
безопасности и механической прочности.

16 - 5236

241
В отдельных случаях и по согласованию с органами Госсаннадзора
допускается сооружение по специально разработанной программе назем-
ных хранилищ радиоактивных отходов II и III групп.

Конструкция и регламент эксплуатации хранилищ отходов всех уров-
ней активности должны исключать попадание в них атмосферных осадков
и поверхностных вод. Все работы с твердыми и отвержденными радиоак-
тивными отходами (погрузочно-разгрузочные, размещение в хранилищах
и могильниках) должны быть механизированы. По мере заполнения
отходами могильники должны быть перекрыты бетонными плитами или
засыпаны землей с последующим асфальтированием поверхности.

Мощность дозы у-излучения на расстоянии 1 м от поверхности обва-
ловки или верхней поверхности бетонных длит не должна превышать
28 мкЗв/ч (2,8 мбэр/ч).

Ответственное лицо, принимая радиоактивные отходы для хранения
на АЭС, производит регистрацию их в "Журнале учета радиоактивных
отходов”.

Ответственное лицо заполняет паспорта на партии радиоактивных
отходов, сдаваемых на захоронение вне станционных хранилищ. На пункте
захоронения твердые отходы принимаются ответственным дежурным
с регистрацией их в "Журнале учета радиоактивных отходов, поступаю-
щих на захоронение”.

Транспортирование радиоактивных отходов на пункт захоронения
производится на специальных автомашинах

Газоаэрозольные выбросы АЭС удаляются через вентиляционную тру-
бу после предварительной очистки на фильтрах (см. гл. 11).

10.5.	ДЕЗАКТИВАЦИЯ ОБОРУДОВАНИЯ, ПОМЕЩЕНИЙ,
СПЕЦОДЕЖДЫ И КОЖАНЫХ ПОКРОВОВ ТЕЛА

10.5.1.	Дезактивация оборудования и помещений

Перед проведением работ в помещении или на оборудовании, загряз-
ненных радиоактивными веществами, как правило, проводится дезакти-
вация. Дезактивацией называется удаление или уменьшение радиоактив-
ного загрязнения различными средствами и методами с целью снижения
облучения персонала.

Радиоактивным загрязнением называют нежелательное наличие (или
распространение) радиоактивных веществ сверх их естественного содер-
жания на поверхностях и в объемах. Радиоактивное загрязнение может
быть нефиксированным, "снимаемым", т. е. слабо связанным с поверх-
ностью и удаляемым без применения дезактивирующих растворов, и
фиксированным, прочно связанным с поверхностью и удаляемым с при-
менением специальных средств или путем снятия поверхностного слоя.

Повседневные работы на АЭС при установившемся технологическом
режиме ее эксплуатации не приводят обычно к значительным радиоактив-
ным загрязнениям. Загрязнения помещений, оборудования и персонала
происходят, как правило, при ремонтных и аварийных работах в связи
со вскрытием и ремонтом технологических контуров, коммуникаций
242
и емкостей с радиоактивными средами, вскрытием необслуживаемых
герметичных помещений, извлечением различных предметов из реактора.

Степень загрязнения различных материалов зависит от физико-хими-
ческих свойств радиоактивных веществ и от свойств загрязняемых поверх-
ностей. Пористые, шероховатые, хорошо смачиваемые поверхности легко
сорбируют радиоактивные вещества и плохо дезактивируются. Значи-
тельно меньше загрязняются радиоактивными веществами и легко отмы-
ваются материалы с гладкими поверхностями.

При обнаружении радиоактивных загрязнений помещений и оборудо-
вания выше допустимых уровней производится первичный радиационный
контроль и составление картограммы радиоактивных загрязнений с целью
определения площади и характера загрязнений, а также метода проведе-
ния дезактивации. Загрязненные участки ограждают дисциплинирующими
барьерами, на которых вывешивают знаки радиационной опасности.
Вход за дисциплинирующие барьеры персоналу, не занятому на работах
по дезактивации, запрещается. Вход в зону загрязнения разрешается
через переносной саншлюз.

Для сбора твердых радиоактивных отходов, образующихся в процессе
дезактивации, подготавливают соответствующие контейнеры, емкости.
При наличии видимых отходов (куски материалов) они должны быть
собраны и помещены в контейнеры.

Наиболее целесообразный метод дезактивации выбирают в каждом
конкретном случае исходя из состояния загрязнения оборудования,
степени взаимодействия растворов с материалом дезактивируемых по-
верхностей, эффективности применяемого метода и объема образую-
щихся радиоактивных отходов.

Проведение работ по дезактивации следует начинать как можно ско-
рее после обнаружения загрязнения, так как сокращение времени кон-
такта радиоактивных веществ с поверхностью уменьшает степень фикси-
рования загрязнения и повышает эффективность дезактивации. Послед-
няя характеризуется коэффициентом дезактивации, равным отноше-
нию поверхностной активности загрязнения до дезактивации к актив-
ности после дезактивации

На АС наиболее широко применяются следующие методы дезактива-
ции: химический, погружной, пароэ.мульсионный, электрохимический,
ультразвуковой, механический, а также сухие методы.

Химический метод основан на взаимодействии радиоактивных отло-
жений с дезактивирующим раствором, которым заполняется или в кото-
рый погружается (при погружном методе) оборудование. Под воздейст-
вием химических растворов радиоактивные отложения и коррозионная
пленка разрыхляются и смываются. В некоторых случаях для снятия
разрыхленной пленки применяют механические методы. Коэффициент
дезактивации химического метода колеблется в пределах от 2 до 10 за
один цикл дезактивации и зависит от температуры дезактивирующих
растворов, скорости их циркуляции, конструкционных особенностей
оборудования и других факторов. Метод применяется при проведении
комплексной дезактивации оборудования первого контура, поузловой
дезактивации отдельного оборудования или демонтированных деталей.
Погружной метод предусматривает дезактивацию оборудования, ин-
струмента или демонтированных деталей в ваннах-мойках емкостью,
достаточной для полного погружения дезактивируемого предмета в
раствор с возможностью многократного использования дезактивирующих
растворов. К ваннам дезактивации, как правило, предусматривается ста-
ционарная подводка дезактивирующих растворов, конденсата и сжатого
воздуха; они оснащены устройствами для перемешивания и подогрева
дезактивирующих растворов в ваннах.

Пароэмульсионный метод применяется для дезактивации наружных
поверхностей емкостей, поверхностей полов и стен необслуживаемых
помещений. Эффект при этом методе достигается путем обработки по-
верхности смесью дезактивирующего раствора и пара под давлением
0,8—1,5 МПа, подаваемых с помощью устройства типа пистолета (эжек-
тора). Метод позволяет достаточно быстро удалять слабо фиксирован-
ные загрязнения, а также разрыхлять плотные радиоактивные отложе-
ния на поверхностях оборудования и помещений.

Электрохимический метод в своей основе представляет собой анодное
травление дезактивируемых металлических поверхностей в электролите
при пропускании через него постоянного электрического тока. При этом
удаляется поверхностный слой металла. В качестве электролита исполь-
зуются растворы щавелевой, серной и ортофосфорной кислот. Коэффи-
циент дезактивации - не менее 100. Метод применяется для дезактива-
ции отдельных участков поверхности оборудования, демонтированных
узлов и деталей.

Ультразвуковой метод используют обычно для дезактивации загряз-
ненной спецобуви и мелкого инструмента. Дезактивация при этом мето-
де осуществляется в результате совместного воздействия жидкой среды
и факторов, возникающих в этой среде под действием ультразвука.
Наибольшие значения коэффициента дезактивации (до 1000) достига-
ются в результате сочетания действий ультразвука и свойств дезактиви-
рующих растворов, состав которых определяется особенностями радио-
активного загрязнения.

Механический метод дезактивации заключается в механической очист-
ке поверхностей помещения и оборудования от радиоактивных загряз-
нений с использованием различного инструмента и приспособлений.
Применяется чаще всего в сочетании с другими методами.

В качестве дезактивирующих растворов используются составы, содер-
жащие плавиковую, азотную, лимонную кислоты, перманганат калия,
едкий натр, перекись водорода, трилон Б, поверхностно-активные ве-
щества и т. п.

Сухие методы дезактивации предусматривают использование пленко-
образующих составов, порошкообразных сорбентов и т. п.

Эффективность дезактивации поверхностей помещений и оборудова-
ния контролируется прямыми измерениями радиометрическими при-
борами или путем взятия мазков. Снабжение дезактивирующими раство-
рами производится централизованно, для чего на АЭС предусмотрены
узлы приготовления дезактивирующих сред с необходимым оборудо-
ванием.
Инструменты, оборудование, покрытия, не поддающиеся очистке до
допустимых уровней и не пригодные по этой причине для дальнейшего
пользования, подлежат замене и рассматриваются как радиоактивные
отходы.

10.5.2.	Дезактивация спецбдежды

Все работающие в зоне строгого режима АЭС обеспечиваются спец-
одеждой повседневного применения из лавсановых или отбеленных
хлопчатобумажных тканей. Конструктивной особенностью ее является
минимальное количество швов, клапанов, застежек и карманов, в ко-
торых скапливаются радиоактивные вещества. Это облегчает также про-
цесс ее дезактивации.

Вскрытие различных коммуникаций, емкостей, герметичных баков
и проведение ремонтных работ приводит к поступлению радиоактивных
аэрозолей в воздух рабочей зоны, к переносу радиоактивных веществ
на инструмент, оборудование и спецодежду.

Радиоактивное загрязнение спецодежды становится источником внеш-
него облучения работающего и возможной причиной загрязнения кож-
ных покровов или поступления радиоактивных веществ внутрь орга-
низма. По этой причине основная спецодежда, загрязненная выше до-
пустимых уровней (см. табл. 3.3), должна быть немедленно заменена.

Дезактивация загрязенной одежды на АС проводится, как правило,
методом стирки ее в спецпрачечной.

Спецпрачечная проектируется обычно в составе санитарно-бытового
корпуса или спецкорпуса. Производительность ее определяется с учетом
численности работающего в зоне строгого режима собственного и привле-
ченного персонала. Прачечная работает обычно в одну смену при нормаль-
ном- режиме работы АС и в две смены при проведении ремонтных работ.
Дезактивация стиркой осуществляется в соответствии с технологиче-
ским процессом, основные стадии которого следующие: приемка и сорти-
ровка спецодежды, обработка в стиральных машинах и барботажных
ваннах, отжим и сушка. Стирку спецодежды повседневного применения
осуществляют, как правило, отдельно от пленочной одежды, перчаток.
Кроме того, возможна сортировка по типу спецодежды: комбинезоны,
халаты, носки, нательное белье, полотенца и т. д. При приемке в стирку
производятся дозиметрический контроль и сортиройка спецодежды по
степени загрязнения.

При оценке степени загрязнения спецодежды и дополнительных средств
индивидуальной защиты (СИЗ) необходимо руководствоваться нормами
допустимых загрязнений, установленными НРБ-76 (табл. 3.5).В соответ-
ствии с этими нормами спецодежда делится на две группы:

1-я группа — спецодежда, имеющая загрязнения в пределах установ-
ленных допустимых уровней, которая направляется на дезактивацию
в спецпрачечную по общегигиеническим требованиям 1 раз в 7 дней;

2-я группа — спецодежда с уровнями загрязнения, превышающими
допустимые, которая заменяется и направляется на дезактивацию не-
медленно.
Как показывает опыт эксплуатации АЭС в нормальном режиме экс-
плуатации станции в спецпрачечную поступает 90% спецодежды 1-й груп-
пы и 10% 2-й группы. Во время проведения ремонтных работ спецодежда
1-й группы составляет 10%, 2-й группы — 90%.

Для предварительного обмыва и контроля загрязнения резиновых
и пленочных СИЗ при выходе из необслуживаемых помещений или зон
с повышенным радиоактивным загрязнением в переносных и стационар-
ных саншлюзах предусматриваются соответствующие средства. Если
после предварительного обмыва загрязненность дополнительных СИЗ
превышает ДЗд (табл. 3.5), они направляются на дезактивацию в спец-
прачечную.

10.5.3.	Дезактивация кожных покровов тела

Несмотря на применение спецодежды и дополнительных СИЗ при
производстве работ в зоне строгого режима возможно загрязнение радио-
нуклидами кожных покровов. Загрязнение открытых участков тела
(лица, рук) может происходить непосредственно в процессе работы,
а также при снятии СИЗ. Загрязнение остальных участков тела может
произойти при нарушении правил пользования или снятия спецодежды
и дополнительных СИЗ, а также при нарушении технологии производства
работ (облив радиоактивными жидкостями). При обнаружении радио-
активных загрязнений кожных покровов необходимо сразу приступить
к очистке кожи (дезактивации) от радиоактивных загрязнений, так как
с увеличением времени контакта радионуклидов с кожей эффективность
очистки снижается.

Всегда следует иметь в виду, что дезактивация кожи не должна вызы-
вать ее дополнительного сильного раздражения. Все специальные средства
дезактивации кожи (не считая обычного мыла и щетки) в той или иной
степени раздражают кожу вследствие механического или химического
воздействия, поэтому их нельзя применять произвольно.

Работающему с радиоактивными веществами необходимо тщательно
•следить за чистотой и эластичностью кожных покровов и коротко стричь
ногти, так как сухая кожа, трещины, царапины, мозоли ухудшают дезак-
тивацию. Необходимо придерживаться правила, чтобы не только не превы-
шались предельно допустимые уровни загрязенности кожи, но и чтобы по
возможности производилась очистка кожи при любой ее загрязненности
в пределах чувствительности измерительного прибора.

При работе в зоне строгого режима необходимо помнить, что нефикси-
рованная загрязненность, которая легко смывается, представляет наи-
большую опасность для организма, так как может попасть внутрь. По-
этому независимо от того, превышают показания приборов контроля
загрязенности фоновые значения или нет, необходимо перед выходом
в раздевалку санпропускника вымыть руки прохладной водой с мылом
или принять душ

При обнаружении радиометрическими установками и приборами ра-
диоактивного загрязнения кожных покровов в первую очередь необхо-
димо уточнить площадь и степень загрязнения
Обширное радиоактивное загрязнение тела очень редко. В большинст-
ве случаев загрязнению подвергаются открытые участки тела — руки,
лицо, голова (локальное загрязнение).

При установлении загрязнения рук необходимо проверить, не загряз-
нены ли голова и лицо. Очистку рук, лица и головы необходимо прово-
дить в умывальных до снятия спецодежды, с тем чтобы исключить рас-
пространение локальной загрязенности на другие участки тела.

Оптимальная температура воды для дезактивации кожи 30—32°С,
и такая температура должна поддерживаться в смесителях умывальни-
ков и душевой. Применение горячей воды приводит к расширению пор
и способствует проникновению загрязнения радионуклидами внутрь.

Снимать спецодежду надо так, чтобы радиоактивные вещества с нее
не переходили на кожу и загрязнение не распространялось на другие
участки тела.

При наличии загрязнения тела необходимо обязательное прохождение
через душ с последующей проверкой результатов дезактивации тела на
радиометрической установке. Если остаточная загрязненность превышает
допустимую, дезактивацию необходимо повторить.

Обычно для достижения полноты дезактивации (кроме случаев не-
больших загрязнений, порядка ДЗд) весь процесс санитарной обработ-
ки необходимо повторить несколько раз.

Эффективность дезактивации существенно зависит от времени, про-
шедшего с момента загрязнения. Наиболее эффективна первая дезакти-
вация. Последующая очистка кожи до полного удаления радиоактивных
веществ может оказаться длительным процессом.

При локальном загрязнении кожных покровов соответствующую часть
тела (руки) в течение 2—3 мин тщательно моют водой с применением
хозяйственного или туалетного мыла и мягкой щетки.

Вся загрязненная поверхность кожи должна быть покрыта густой пе-
ной, которая потом смывается. Щеткой пользуются без нажима, нельзя
растирать и раздражать кожу. При дезактивации рук особое внимание
обращают на очистку складок на коже ногтевых лунок и ногтей. Про-
цедуру повторяют минимум 3—4 раза. Вытирают кожу и измеряют оста-
точную радиоактивность.

Если повторение дезактивации с мылом не дает результата, применяют
препарат "Защита”. Около 8 г порошка препарата "Защита” (одна чайная
ложка) наносят на ладонь, добавляют небольшое количество теплой воды
и равномерно растирают по всей загрязенной поверхности в течение ми-
нуты. Образующуюся обильную пену смывают водой через 1 мин и
наносят следующую порцию дезактивирующего порошка. Через 2 мин
после растирания порошка и смывания пены руки насухо вытирают и
измеряют величину остаточной загрязенности. При необходимости про-
водят повторную обработку новыми порциями препарата "Защита”,
однако общая продолжительность мытья кожного покрова этим препа-
ратом не должна превышать 10 мин. При отсутствии препарата "Защита”
повторную дезактивацию рук можно производить раствором "Деконта-
мин" или бытовых моющих средств типа "Эра”, "Астра”, "Лотос” и др.,
которые с помощью щеток втираются в загрязенные участки в течение
3 мин и затем смываются через 2 мин теплой водой с помощью мягкой
щетки. Процедуру повторяют минимум 3—4 раза. Вытирают кожу и
измеряют остаточную активность.

Дезактивация волос. Волосы промывают шампунем, туалетным мы-
лом, затем 3%-ной лимонной кислотой и снова шампунем. Ополаскивают
водой. Голова при мытье должна быть наклонена назад, чтобы вода не
стекала на лицо и тело. При этом необходима помощь второго человека.
Волосы сушат феном. Измеряют остаточную радиоактивность. При необ-
ходимости дезактивацию повторяют. При очень сильном остаточном
загрязнении волосы следует сбривать или состригать.

При загрязнении радиоактивными веществами слизистой оболочки
глаз (ротовой полости) следует проводить обильное промывание слизи-
стой оболочки теплой дистиллированной водой или 2%-ным раствором
питьевой соды.

При попадании радиоактивных веществ на слизистую оболочку носа
следует применять орошение носовых ходов теплой водой или 2%-ным
раствором питьевой соды с помощью мягкого катетера.

При обширном радиоактивном загрязнении тела удаление радиоактив-
ных веществ начинают с наиболее загрязненных участков.

Если после 3—4-кратной обработки радиоактивные вещества продол-
жают оставаться на коже, процедуру отмывки повторяют с интервалом
24 ч несколько раз. Для предупреждения сухости кожи после ее обра-
ботки моющими средствами применяют любой смягчающий или пита-
тельный крем. После обработки отдельных загрязненных участков тела
необходимо пройти полную обработку тела в душевой.

При загрязнении больших площадей тела процедура отмывки радио-
активных веществ проводится под душем.

При наличии ран, загрязненных радиоактивными веществами, первая
помощь должна быть немедленно оказана на месте происшествия и долж-
на включать 5-минутное промывание раны водой, обработку раны тампо-
ном и наложение повязки. Последующая медицинская помощь оказы-
вается в здравпункте АЭС, оборудованном специальными помещениями
для дезактивации кожных покровов и слизистых оболочек.

Все процедуры удаления радиоактивных веществ сопровождаются
радиационным контролем.

Глава 11

ОХРАНА ТРУДА ДОЗИМЕТРИСТОВ АЭС

11.1.	ОБЩИЕ ВОПРОСЫ ОХРАНЫ ТРУДА

И ПРОИЗВОДСТВЕННАЯ САНИТАРИЯ

11.1.1.	Основные положения по охране труда

и технике безопасности на АЭС

В соответствии со статьями 18, 21 и 42 Конституции СССР Советское
государство заботится об улучшении условий и охране труда, здоровье
граждан, об охране и улучшении окружающей среды.
Конкретное содержание законодательных актов об охране труда изло-
жено в "Основах законодательства Союза ССР и союзных республик
о труде” и в разработанных в соответствии с ними кодексах законов
о труде (КЗОТ) союзных республик.

Большие полномочия предоставлены трудовым коллективам в улуч-
шении условий и охраны труда Законом СССР ”0 трудовых коллективах
и повышении их роли в управлении предприятиями, учреждениями, орга-
низациями”.

Проверка соблюдения законодательства о труде проводится в форме
государственного надзора и общественного контроля, задачи которых
состоят в устранении допущенных нарушений закона, предупреждении
правонарушения, воспитании и убеждении трудящихся, критике, приня-
тии мер общественного воздействия.

Надзор и контроль за соблюдением законодательства о труде и правил
по охране труда осуществляют специально уполномоченные на то госу-
дарственные органы и инспекции, не зависящие в своей деятельности от
администрации предприятий, учреждений, организаций и вышестоящих
органов, профессиональные союзы, а также находящиеся в их ведении
техническая и правовая инспекции труда.

Высший надзор за точным и единообразным исполнением законов
о труде возлагается на Генерального прокурора СССР и подчиненных ему
прокуроров в соответствии с Законом о Прокуратуре СССР.

Государственный надзор и контроль за соблюдением законодательства
о труде в атомной энергетике осуществляют Госсаннадзор, Госатомэнер-
гонадзор, Госпожнадзор и др.

Министерства, государственные комитеты и ведомства осуществляют
ведомственный контроль за соблюдением законодательства о труде
в отношении подчиненных им предприятий.

В нашей стране надзор и общественный контроль за соблюдением на
обслуживаемых предприятиях и в организациях законодательства об
охране труда возложены на профсоюзы, которые осуществляют его через
свои органы, начиная от ВЦСПС, советов профсоюзов, отраслевых цен-
тральных, республиканских, краевых, областных, городских комитетов
профсоюзов и кончая фабрично-заводскими местными комитетами,
цеховыми комитетами и профгруппами.

На АЭС общее руководство работой по охране труда в соответствии
с "Положением о системе управления охраной труда и техникой безопас-
ности на АЭС” рсуществляет директор, а непосредственная организа-
ция этой работы возлагается на главного инженера АЭС. В цехах, отде-
лах, лабораториях, на производственных участках обязанности и ответ-
ственность за организацию и состояние работы по охране труда возлага-
ются на руководителей этих подразделений и других инженерно-техни-
ческих работников.

Проверку состояния охраны труда начальники участков и смен прово-
дят ежедневно до начала работы и в течение рабочего дня. Начальники це-
хов и отделов совместно со старшим общественным инспектором по
охране труда цехового комитета профсоюза проводят такую проверку
еженедельно. Директор и главный инженер АЭС совместно с председате-
лем местного комитета профсоюза ежемесячно проводят во всех подраз-
делениях станции Дни техники безопасности, по материалам кото-
рых разрабатываются мероприятия, утверждаемые приказом директора.

Непосредственное методическое руководство и оказание оперативной
помощи подразделениям АЭС в организации работы по охране труда
осуществляет отдел ОТ, основными задачами которого являются: по-
стоянное совершенствование организации работы по созданию здоровых
и безопасных условий труда, предупреждению производственного травма-
тизма и профессиональных заболеваний, снижению доз облучения персо-
нала; осуществление контроля за работой подразделений АС по улучше-
нию охраны труда, за соблюдением ими и отдельными работниками пра-
вил, норм, инструкций, государственных и отраслевых стандартов по
технике безопасности, радиационной безопасности, производственной
санитарии и охране окружающей среды.

Для выполнения задач, возложенных на отдел ОТ, его работникам
предоставлено право проверять состояние охраны труда в подразделе-
ниях АЭС и давать обязательные для исполнения предписания об устра-
нении выявленных нарушений и недостатков по технике безопасности
и радиационной безопасности.

11.1.2.	Обучение дозиметристов безопасным методам труда

Систематическая работа с персоналом АЭС проводится в соответствии
с "Руководящими указаниями по организации работы с персоналом на
энергетических предприятиях и в организациях”, утвержденными ми-
нистром энергетики и электрификации СССР 16 апреля 1982 г.

Для подготовки на должность дежурного дозиметриста АЭС персонал
проходит следующие обязательные формы производственно-техниче-
ского обучения и повышения квалификации: инструктаж, курсовое или
индивидуальное обучение, противоаварийные и противопожарные трени-
ровки, техническую и экономическую учебу. Обучение безопасным мето-
дам труда, инструктаж, проверка знаний и допуск к самостоятельной
работе осуществляются в соответствии с ГОСТ 12.0.004—79.

По характеру и времени проведения инструктажи подразделяются на
вводные, первичные на рабочем месте, повторные, внеплановые и теку-
щие. С каждым поступающим на работу на АС проводится вводный
инструктаж. Он проводится старшим инженером (инженером) по охране
труда АС в кабинете охраны труда или другом помещении, оборудован-
ном наглядными пособиями, по типовой программе, включающей крат-
кую характеристику АС и условий ее работы, правила внутреннего рас-
порядка, опасные и вредные производственные факторы, примеры наи-
более характерных несчастных случаев.

Теоретическое и производственное обучение лиц, поступающих на АС
в качестве дежурных дозиметристов, может осуществляться путем груп-
пового обучения в учебно-тренировочном центре (УТЦ) или в учебно-
курсовом кабинете (УКК), а также индивидуальным путем, непосред-
ственно в отделе ОТ. После окончания обучения в учебных лаборато-
риях УТЛ или УКК обучающиеся также направляются в отдел ОТ для
продолжения обучения на рабочих местах.
Первичный инструктаж на рабочем месте дозиметриста проводит на-
чальник 00Т или его заместитель или по их указанию начальник смены
отдела ОТ. Первичный инструктаж на рабочем месте сопровождается
практическим показом безопасных приемов и методов работы.

После проведения первичного инструктажа дозиметрист в течение
5-10 смен проходит обучение безопасным приемам и методам работы
на рабочих местах по специальной программе, входящей в общую про-
грамму подготовки дозиметриста АС. Обучение осуществляется квали-
фицированным работником, за которым обучаемый закреплен на весь
срок освоения новой профессии или подготовки на новую должность.
Обучение заканчивается проверкой знаний и получением соответствую-
щего удостоверения, в котором указываются результаты проверки
знаний.

Периодическая проверка знаний дежурных дозиметристов проводится
в объемах, определяемых руководством отдела охраны труда проводится
специальной комиссией в следующие сроки: по правилам технической
эксплуатации и правилам пожарной безопасности - 1 раз в 2 года; по
правилам техники безопасности и радиационной безопасности — 1 раз
в год.

После проверки знаний дежурный дозиметрист допускается к само-
стоятельному исполнению обязанностей на рабочем месте (дублирова-
нию) под наблюдением и руководством опытного дозиметриста в тече-
ние 2-3 недель. В ходе дублирования дозиметрист должен принять уча-
стие в нескольких противоаварийных и противопожарных тренировках
и показать хорошее знание своих действий при авариях и практические
навыки их правильного и быстрого выполнения.

Противоаварийные и противопожарные тренировки проводятся для
проверки и повышения готовности персонала к действиям в случае ава-
рии, пожара. Тренировки бывают индивидуальные, цеховые,- блочные
и общестанционные. Их задачами являются обучение персонала наибо-
лее эффективным способам и приемам предупреждения развития аварий,
пожаров и ликвидации их последствий; проверка знаний по проведению
эвакуации людей и оказанию первой помощи пострадавшим; проверка
сработанности персонала смен и его умения координировать свои дейст-
вия; обучение четкому взаимодействию с военизированными пожарными
частями и другими подразделениями, участвующими в локализации и
ликвидации последствий аварий и пожаров. Особое внимание уделяется
отработке действий персонала АС в случае возникновения радиацион-
ных аварий.

Дальнейшая работа с дежурными дозиметристами по обучению без-
опасным методам труда осуществляется в ходе повторных инструкта-
жей. Они проводятся не реже 1 раза в месяц с целью повышения и про-
верки уровня знания правил и инструкций по охране труда.

Перед проведением работы с повышенной опасностью, выполняемой
по наряду, проводится текущий инструктаж.

В случае изменения правил и инструкций по охране труда, изменения
технологического процесса, замены или модернизации оборудования
дозиметрического контроля, нарушения дозиметристом правил техники
безопасности или радиационной безопасности, а также при длительных
перерывах в работе проводится внеплановый инструктаж.

Для обучения дежурных дозиметристов кроме УТЦ и УКК использу-
ются также существующие на каждой АС кабинеты охраны труда, обо-
рудованные киноустановками и наглядными пособиями по безопасным
условиям труда при проведении радиационно опасных работ, например
по ремонту и обслуживанию радиоактивного оборудования, перегрузке
ядерного топлива, дезактивации, захоронению радиоактивных отходов
и т. п.

Для повышения квалификации работающих, расширения и углубле-
ния их знаний, освоения новой техники, наиболее рациональных приемов
работы, повышения производительности труда производится курсовое
обучение, техническая и экономическая учеба. Программы обучения
содержат также разделы по охране труда.

Кроме перечисленных форм производственно-технического обучения и
повышения квалификации дозиметристов существуют и другие. Напри-
мер, в последние годы хорошо зарекомендовали себя Всесоюзные кон-
курсы на звание "Лучший дозиметрист”. Первый такой конкурс прохо-
дил на Нововоронежской, второй — на Кольской АЭС. Как правило,
Всесоюзному конкурсу предшествует проведение конкурсов на звание
"Лучший дозиметрист" на каждой АЭС. Победители таких конкурсов
направляются на Всесоюзный конкурс. Призерам конкурсов, как пра-
вило, вручают ценные подарки и присваивают более высокий квалифи-
цированный разряд. Такое поощрение вполне правомерно, так как про-
грамма Всесоюзных конкурсов обычно бывает довольно сложной и на-
сыщенной. Чтобы победить, требуется показать отличные знания теорети-
ческих основ ядерной физики и дозиметрии, правил и норм радииацион-
ной безопасности, устройства и принципов действия приборов радиацион-
ного контроля и всего того, что входит в объем знаний дозиметриста
высокой квалификации. Кроме того, следует показать отличное владение
приемами и навыками практической работы. Требуется, например, уметь
быстро и правильно надевать и снимать резиновые перчатки, респиратор
ШБ-1 "Лепесток", пневмокостюм и другие средства индивидуальной за-
щиты; оказывать первую помощь пострадавшему и т. д. К практиче-
ским упражнениям относятся также нахождение спрятанного источника
ионизирующего излучения и определение его активности. Это наиболее
интересный в зрелищном отношении вид упражнений. Здесь в наиболь-
шей степени проявляется спортивный азарт участников конкурса и про-
веряются не только их профессиональные, но и волевые качества. При-
мерная программа конкурса на звание "Лучший дозиметрист” приведена
в приложении 4.

11.1.3.	Производственный травматизм, профессиональные заболевания
и их предупреждение

При производственном процессе возможно воздействие на работающих
опасных и вредных производственных факторов. К опасным производст-
венным факторам относят те, воздействие которых может привести к
252
травме или другому внезапному резкому ухудшению здоровья, а к вред-
ным - те, воздействие которых в определенных условиях приводят
к заболеванию или снижению работоспособности. В зависимости от уров-
ня и продолжительности воздействия вредный производственный фактор
может стать опасным.

В процессе эксплуатации и выполнения ремонта оборудования АЭС
возможно воздействие на персонал целого комплекса опасных и вредных
производственных факторов, в том числе внешнего 7-, п- и /3-излучения
и радиоактивных веществ, находящихся в воздухе рабочей зоны и на
поверхностях оборудования и помещений и вызывающих внутреннее
облучение при попадании внутрь организма.

Производственной травмой называется травма, полученная на произ-
водстве и вызванная несоблюдением требований безопасности труда.
Помимо производственных травмы могут быть спортивными, бытовыми
и др. По степени поражения организма человека они подразделяются,
кроме того, на травмы с временной нетрудоспособностью и микротрав-
мы, когда пострадавший не теряет трудоспособности и продолжает рабо-
тать. Опасность травмирования возрастает, когда помимо опасных фак-
торов на производстве имеются вредные факторы.

Воздействие на работающего опасного производственного фактора
может приводит к несчастным случаям, а воздействие вредных условий
труда может вызывать профессиональные заболевания.

О несчастном случае пострадавший или очевидец происшествия изве-
щает руководителя работ или мастера, которые обязаны вызвать врача
и организовать первую помощь пострадавшему. При этом до расследо-
вания необходимо сохранить обстановку на рабочем месте и состояние
оборудования такими, какими они были в момент несчастного случая.

Для обеспечения безопасных условий труда каждый несчастный случай
должен быть тщательно расследован, должны быть выявлены причины
и виновники несчастного случая и своевременно приняты меры по пред-
отвращению подобных случаев. Расследованию и учету подлежат несчаст-
ные случаи, происшедшие на территории предприятия, вне территории
предприятия при выполнении пострадавшим трудовых обязанностей,
задания администрации предприятия, руководителя работ, происшед-
шие как в течение рабочего времени (включая установленные перерывы),
так и в течение времени, необходимого для приведения в порядок орудий
производства, одежды и т. п. перед началом или по окончании работ,
при выполнении работ в сверхурочное время, в выходные и праздничные
дни, а также при следовании на предоставленном предприятием транспор-
те на работу или с работы.

Несчастный случай может быть признан не связанным с производством,
если в результате расследования установлено, что он произошел при изго-
товлении пострадавшим в личных целях, без разрешения администрации,
каких-либо предметов или самовольном использовании в личных целях
транспортных средств, механизмов, оборудования и инструмента, при-
надлежащих предприятию, при спортивных играх на территории пред-
приятия; при хищении материалов, инструментов или других предметов
и материальных ценностей; в результате опьянения, если оно явилось
253
следствием употребления работником алкоголя или применяемых в про-
изводственных процессах технических спиртов, ароматических, наркоти-
ческих и других подобных веществ.

Отнесение несчастного случая к случаям, ”не связанным с производст-
вом”, осуществляется только с согласия местного комитета профсоюза
АЭС и технического инспектора труда.

Несчастный случай на производстве, вызвавший потерю работником
трудоспособности на срок не менее 1 дня или необходимость перевода
его с работы по основной профессии на другую работу, оформляется
актом по форме Н-1, который подлежит хранению на предприятии в те-
чение 45 лет.

Ответственность за правильное и своевременное расследование и учет
несчастных случаев, оформление актов по форме Н-1, выполнение меро-
приятий, указанных в актах, несут согласно ст. 147 КЗОТ РСФСР руко-
водители предприятий, структурных подразделений и производственных
участков.

Ответственность за несчастные случаи, в том числе случаи, связанные
с нарушением правил радиационной безопасности и приведшие к облуче-
нию персонала выше основного дозового предела и (или) распростране-
нию радиоактивных загрязнений свыше ДКд и ДЗд, несут лица адми-
нистративно-технического персонала, которые не обеспечили соблюдение
этих правил и технологических инструкций и не приняли должных мер
для предотвращения подобных несчастных случаев. Ответственность не-
сут также лица из персонала, непосредственно нарушившие эти правила.

По материалам расследования несчастных случаев и решению местного
комитета профсоюза директором АЭС издается приказ с анализом причин,
вызвавших несчастный случай, с указанием сроков исполнения намечен-
ных мероприятий и ответственных лиц, а также с наказанием виновных.

К основным техническим мероприятиям, направленным на предот-
вращение травматизма и профессиональных заболеваний, относятся:
ограждение опасных зон; применение предохранительных устройств, экра-
нов биологической защиты; средств сигнализации о радиационной опас-
йости; средств коллективной и индивидуальной защиты работающих;
проведение профилактических плановых испытаний оборудования, при-
боров, предохранительных устройств и блокировок; проведение теку-
щих, средних и капитальных ремонтов.

К организационным мероприятиям предупреждения травматизма
относятся, система нормативно-технической документации по вопросам
охраны труда, обучение и инструктаж рабочих безопасным приемам и
методам работы; анализ производственного травматизма; обществен-
ный контроль за состоянием охраны труда, производимый обществен-
ными инспекторами и комиссиями охраны труда местных комитетов
профсоюза; проведение Дней техники безопасности; организация внедре-
ния опыта работы бригад и смен без травм и аварий.

Анализ состояния производственного травматизма и профессиональ-
ных заболеваний по отдельным объектам, производственным процессам
и травмирующим факторам позволяет выявить подразделения, отдель-
254
ные производственные участки с низким уровнем работы по профилакти-
ке производственного травматизма и заболеваемости. Полученные таким
образом сведения дают возможность определить основные направления
работы по снижению травматизма и профзаболеваний.

Анализ причин травм и несчастных случаев на АЭС показывает, что
большая часть их обусловлена организационными недостатками: неудов-
летворительной организацией эксплуатации электроустановок и тепло-
механического оборудования АЭС, допуском к эксплуатации, обслужи-
ванию и ремонту плохо обученного и неаттестованного персонала, вы-
полнением работ .без наряда-допуска и без применения средств индиви-
дуальной защиты; отсутствием соответствующего надзора за безопасным
ведением работ со стороны инженерно-технических работников.

Основными травмирующими факторами на отечественных АЭС, как
показывает статистический анализ, являются следующие: воздействие
электротока, тепловые ожоги, ушибы, падения людей, падения предметов
на них, дорожно-транспортные происшествия.

Несмотря на специфическую особенность процесса производства энер-
гии на атомной станции, связанную с использованием ядерного реактора
в качестве источника тепла, и обусловленную этим возможность воздейст-
вия на персонал в процессе эксплуатации и ремонтов оборудования таких
вредных факторов, как ионизирующие излучения, тем не менее эти фак-
торы не упоминаются среди вышеперечисленных. Дело в том, что уро-
вень радиационной безопасности, при нормальной эксплуатации достиг-
нутый на отечественных АЭС, таков, что несчастные случаи, связанные
с облучением персонала выше основного дозового предела 5 бэр/год
(50 мЗв/год), крайне редки, а случаев таких профессиональных заболе-
ваний, как лучевая болезнь, практически не наблюдается.

В целях создания безопасных и здоровых условий труда на АЭС, как
и на всех других предприятиях, разрабатываются пятилетние комплекс-
ные планы улучшения условий охраны труда и санитарно-оздоровитель-
ных мероприятий, которые входят составной частью в планы экономиче-
ского и социального развития предприятия. Они увязываются с техпром-
финпланом, обеспечиваются необходимыми материально-техническими
и финансовыми ресурсами, проектно-сметной документацией.

Важное значение при разработке конкретных мероприятий имеет
паспортизация санитарно-технического состояния условий труда отдель-
ных производств, участков, цехов.

Кроме того, двусторонние обязательства по охране труда включаются
в отдельный раздел коллективного договора, заключаемого ежегодно
администрацией АЭС и трудящимися в лице местного комитета проф-
союза.

11.1.4.	Производственная санитария

В основу планировки помещений АЭС и окружающей территории
положен основной санитарно-гигиенический принцип разделения на зоны.
Для предупреждения распространения радиоактивного загрязнения на АС
вводится путем создания комплекса технических и организационных
мероприятий санитарно-пропускной режим. К техническим средствам
осуществления этого режима относятся такие санитарно-гигиенические
устройства, как санитарные пропускники, санитарные шлюзы, спецпра-
чечные и др.

Санпропускник является разделительным санитарно-гигиеническим
устройством между зонами свободного и строгого режимов и предназна-
чается для переодевания, санитарной обработки персонала и радиацион-
ного контроля уровней загрязнения. В состав помещений санпропуск-
ника входят: гардеробная для хранения верхней одежды (при отсутст-
вии общего гардероба), отдельные помещения для хранения личной
одежды и спецодежды и переодевания, пункты контроля уровней загряз-
нения, душевые, умывальные и др.

Планировка санпропускников производится с учетом обеспечения
полной поточности персонала как при проходе в зону строгого режима,
так и при выходе из нее с пропуском чистых и грязных потоков по раз-
ным участкам. Возможность пересечения потоков, как правило, исклю-
чается техническими средствами. Кроме того, на входах со стороны эон
свободного и строгого режимов вывешиваются планы-схемы прохода
через санпропускник. Проход чзрез санпропускник разрешается только
в специальных переходных тапочках.

При нахождении в зоне строгого режима каждый работающий обязан
соблюдать правила поведения и личной гигиены.

Стационарные или переносные саншлюзы являются санитарно-гигиени-
ческими устройствами, разделяющими в зоне строгого режима помеще-
ния разной категории обслуживания или участки одного помещения
с разной степенью радиоактивного загрязнения. Так, например, перенос-
ные саншлюзы применяют для входа в выгороженные в центральном
зале АС ремонтные зоны в период проведения ППР основного оборудова-
ния и перегрузки ядерного топлива. В составе стационарного саншлюза,
как правило, предусматриваются:

места для переодевания и хранения дополнительных СИЗ (пневмо-
костюмов, передников, перчаток, сапог, бахил, халатов, респираторов,
нарукавников и т. п.); хранение их должно осуществляться на стелла-
жах или в шкафах;

устройство для мытья и хранения дополнительной спецобуви;

места с дисциплинирующим барьером для смены дополнительной спец-
обуви;

душевая для обмыва человека в пневмо костюме;

раздевалка загрязненной дополнительной спецодежды, оборудованная
скамьей и контейнерами для сбора грязной спецодежды;

пункт радиационного контроля для проверки загрязнения, оборудо-
ванный приборами, умывальником с подачей горячей и холодной воды,
а также бачками с дезактивирующими растворами для мытья рук.

В составе переносных саншлюзов также предусматриваются соответ-
ствующие места и устройства для хранения, переодевания и предваритель-
ного обмыва дополнительных СИЗ.
11.2.	ПРАВИЛА РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ’ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС

Обеспечение радиационной безопасности на действующих АЭС осущест-
вляется в соответствии с требованиями "Правил радиационной безопас-
ности при эксплуатации атомных станций" (ПРБ АС), которые содержат
требования к персоналу, правила поведения и личной гигиены в зоне
строгого режима, правила пользования санитарно-гигиеническими уст-
ройствами и средствами индивидуальной защиты, порядок допуска к ра-
боте в зоне строгого режима и организации производства радиационно
опасных работ, основные положения по дезактивации оборудования и
помещений, порядок сбора, транспортировки и захоронения радиоактив-
ных отходов, а также действие персонала по предотвращению и ликви-
дации последствий возможных радиационных аварий.

11.2.1.	Требования к персоналу АЭС

К работам на АЭС в зоне строгого режима, в том числе и к работе
в качестве дозиметристов, допускаются лица, достигшие 18-летнего воз-
раста, при условии положительного заключения медицинского обследо-
вания. Периодичность и объем текущих медицинских обследований
устанавливаются в соответствии с приказом Министерства здравоохра-
нения СССР от 19 июня 1984 г. № 700. В приложении к этому приказу
определен перечень медицинских противопоказаний, препятствующих
приему на работу с радиоактивными веществами и другими источни-
ками ионизирующих излучений. (Этот перечень приведен также в прило-
жении 3 к "Основным санитарным правилам ОСП-72/80.)

Персонал АС, включая дозиметристов, проходит периодическое меди-
цинское обследование 1 раз в год.

Персонал станции (лица категории А) допускается к работам в зоне
строгого режима после обучения и проверки знаний ПРБ, освоения при-
емов пользования индивидуальными защитными средствами и дозимет-
рическими приборами, а также после проведения инструктажа на рабо-
чем месте.

Начальники цехов и отделов обязаны по согласованию с ООТ опреде-
лить для каждой должности объем знаний ПРБ, а также организовать
их изучение с последующей проверкой знаний в соответствии с "Руко-
водящими указаниями по организации работы с персоналом на элек-
тростанциях, в электрических и тепловых сетях”.

Перед выполнением новых работ, связанных с повышенной радиа-
ционной опасностью для персонала, должен быть проведен внеочередной
инструктаж по безопасному производству этих работ.

Выполнение ПРБ является обязательным для всех работающих в зоне
строгого режима АЭС. За их нарушение виновные могут подвергаться
дисциплинарным взысканиям, а в особых случаях привлекаться к уго-
ловной ответственности.

Все лица, работающие в зоне строгого режима, должны хорошо знать
расположение помещений станции, иметь четкое представление о харак-
тере ионизирующего излучения от различного оборудования и техноло-
гических установок станции, а также о возможных аварийных ситуациях
и их последствиях.

Каждый работник должен твердо знать, что от его поведения, грамот-
ного выполнения порученной ему работы зависит как личная радиацион-
ная безопасность, так и безопасность персонала АЭС.

Весь персонал АЭС, руководствуясь ПРБ, должен принимать все меры
и вести непрерывную работу по снижению облучаемости, предупреждению
загрязнения помещений и территории станции, а также окружающей
местности.

Разовое посещение зон строгого режима АЭС работниками сторонних
организаций производится в сопровождении сотрудников станции.

11.2.2.	Организация и осуществление безопасного производства
радиационно опасных работ

Общее руководство всей работой по радиационной безопасности на
станции в соответствии с ПРБ АЭС возлагается на директора. Организа-
ция работ и обеспечение технических мероприятий по радиационной без-
опасности на АЭС возлагается на главного инженера станции, а по отдель-
ным цехам, отделам, сменам и участкам — на их руководителей, которые
обязаны обеспечить проведение организационных и технических меро-
приятий по созданию безопасных условий труда, инструктаж и обучение
персонала безопасным методам работы и контроль за выполнением этих
Правил.

Контроль выполнения мероприятий и методическое руководство по
радиационной безопасности осуществляет начальник ООТ, который, как
правило, подчиняется непосредственно главному инженеру. Предписания
начальника ООТ являются обязательными к выполнению и могут быть
отменены только распоряжением директора или главного инженера.
ООТ проводит свою работу в соответствии с Положением, утвержден-
ным руководством АЭС.

Начальники производственных цехов совместно с ООТ должны разра-
батывать и реализовывать организационные и технические мероприятия
по всестороннему снижению внутреннего и внешнего облучения персо-
нала станции и прикомандированных лиц, по уменьшению загрязнения
помещений и территории станции, санитарно-защитной и наблюдаемой
зон.

Руководители цехов и подразделений обязаны:

обеспечить выполнение персоналом требований ПРБ АЭС и других
документов по вопросам радиационной безопасности, а также предписа-
ний ООТ;

принимать меры к систематическому снижению уровней радиоактив-
ных загрязнений в закрепленных помещениях;

обеспечивать правильную эксплуатацию и эффективную работу венти-
ляционных систем и принимать своевременные меры по предотвращению
загрязнения радиоактивными веществами воздуха производственных
помещений;
знать о всех выполняемых и планируемых на своем участке работах
и обеспечивать помощь руководителям работ в деле совершенствования
защиты и технологии с целью снижения уровней радиации на рабочих
местах;

сообщать работникам ООТ сведения о проводимых работах, о всех
изменениях в программах работ, об изменениях в технологических схе-
мах и о возникновении аварийных ситуаций, необходимые для правиль-
ной оценки радиационной обстановки;

организовывать работу прикомандированного к ним персонала в со-
ответствии с требованиями ПРБ АЭС.

Все случаи непредусмотренного облучения работников, загрязнения
радиоактивными веществами помещений, территории и личной одежды
являются грубыми нарушениями ПРБ АЭС и должны быть рассле-
дованы.

Разовые разрешения на планируемое повышенное облучение в соот-
ветствии с НРБ-76 оформляются распоряжениями руководства станции
и ООТ.

Перед проведением новой (впервые проводимой на станции) радиа-
ционно опасной работы руководители цехов и смен обязаны официально
уведомить ООТ о планируемой работе, сообщить основные данные, время
проведения и составить программу ее проведения, согласованную с ООТ.
Проведение новых радиационно опасных работ без согласования с отде-
лом ООТ и ТБ запрещается.

Для защиты персонала АЭС используются защитные средства и меро-
приятия, подробно описанные в гл. 4.

Допуск к выполнению радиационно опасных работ осуществляется
на основании наряда или распоряжения. Нарядом называется письменное
задание на безопасное производство работы, определяющее содержание
работы, место, время ее начала и окончания, необходимые меры безопас-
ности, состав бригады и лицо, ответственное за безопасность выполнения
работ. Наряды выдаются на срок до 2 недель. Распоряжение также явля-
ется заданием на безопасное производство работ, определяющим содер-
жание работ, место и время проведения, меры безопасности и лиц, кото-
рым поручено их выполнение. В отличие от наряда оно имеет разовый
характер. Срок действия распоряжения определяется продолжитель-
ностью рабочего дня исполнителей.

На АЭС должны быть утвержденные главным инженером списки лиц,
имеющих право выдавать наряды, распоряжения, быть ответственными
руководителями и производителями работ.

При выполнении радиационно опасных работ по нарядам и распоряже-
ниям ответственными за радиационную безопасность являются:

лицо, выдающее наряд, отдающее распоряжение, которое отвечает за
возможность безопасного проведения работ с точки зрения радиационной
безопасности, полноту указанных в наряде мер радиационной безопас-
ности;

ответственный руководитель, отвечающий за правильную подготовку
рабочего места наравне с допускающим, за полное выполнение мер радиа-
ционной безопасности и применение указанных СИЗ;
производитель работ, отвечающий за правильность подготовки рабочего
места наравне с допускающим в соответствии с требованиями наряда
с точки зрения радиационной безопасности, за выполнение и соблюдение
мер радиационной безопасности им самим и членами бригады, за соблю-
дение чистоты и порядка на рабочем месте, а также за сдачу рабочего
места по радиационной частоте, за достаточность инструктажа по радиа-
ционной безопасности членов бригады при работах по распоряжению;

допускающий, который отвечает за правильность выполнения мер
радиационной безопасности в соответствии с нарядом (распоряжением),
за правильность допуска к работе и приемку рабочего места по оконча-
нии работы;

ответственный от 00Т, который несет ответственность за оператив-
ный допуск с учетом требований радиационной безопасности и за перио-
дическую проверку правильности подготовки рабочего места, выполне-
ния работы в соответствии с требованиями наряда;

члены бригады, которые несут ответственность за соблюдение мер
радиационной безопасности и применение СИЗ, предусмотренных на-
рядом.

При проведении работ по нарядам и распоряжениям принимаются не-
обходимые меры по соблюдению основных принципов действующих
"Норм радиационной безопасности НРБ-76”.

Примерный объем и видь! радиационного контроля на АЭС и в окру-
жающей среде перечислены в гл. 3. Конкретный объем и виды контроля
выполняются в соответствии с проектом АЭС, а возможные изменения
утверждаются руководством станции и согласуются с органами Госсан-
надзора. Приборы и системы радиационного контроля, которые исполь-
зуются на АЭС, описаны в гл. 6 и 7.

АЭС укомплектовывается по установленным нормам необходимым
количеством индивидуальных средств защиты для персонала, работаю-
щего в зоне строгого режима, оборудуется санпропускниками, саншлю-
зами, питьевыми фонтанчиками, разводкой воздуха для пневмо костюмов.

11.2.3.	Безопасное производство работ на реакторе

и с отработавшим ядерным топливом

Наиболее радиационно опасными на АЭС являются: работы с отрабо-
тавшим ядерным топливом (транспортировка, перегрузка); работы на
открытом реакторе (при частичном отсутствии защиты), в помещениях
бассейнов выдержки и перегрузки, контейнерной, "горячей” камере,
подреакторном помещении и внутри корпуса реактора.

Все работы по транспортировке отработавшего ядерного топлива
должны проводиться дистанционно, в присутствии контролирующего
от ООТ и по рабочим программам (инструкциям), утвержденным глав-
ным инженером, которые должны включать разделы по обеспечению
безопасности персонала. При этих работах во избежание облучений пер-
сонала необходим строгий учет всех перемещений ТВС и технологи-
ческих каналов.
Работы внутри корпуса или вблизи реактора должны проводиться,
как правило, с использованием защитных устройств. Предварительно
в месте проведения работ должна быть определена мощность дозы иони-
зирующего излучения расчетным путем, которая потом обязательно уточ-
няется методом прямого измерения.

Во всех случаях проведения особо опасных работ ответственный руко-
водитель работ и контролирующий от ООТ должны принять меры, пред-
отвращающие случайное облучение персонала и распространение радио-
активных продуктов по помещениям и территории АЭС, а также загряз-
нение рук и тела работающих.

При наличии прострельного излучения необходимо:

измерить уровень прострельного излучения в районе канала или щели
и при необходимости и возможности поставить дополнительный защит-
ный экран;

огородить область с повышенным уровнем излучения дисциплинирую-
щим барьером, поставить в известность о наличии прострелов всех рабо-
тающих на данном участке, вывесить знаки радиационной опасности.

Перед извлечением из реактора различных устройств необходимо очи-
стить рабочее место от всего постороннего, к появлению новых предме-
тов на рабочем месте нужно относиться крайне осторожно и немедленно
определять мощность дозы от них (или их загрязненность).

При всех перемещениях облученного горючего и других высокорадио-
активных предметов необходимо вести их строгий учет и фиксировать
местонахождение.

11.2.4.	Правила поведения и личной гигиены
в зоне строгого режима

Персонал, находящийся в зоне строгого режима, обязан соблюдать ПРБ
и все производственные инструкции, правильно пользоваться средствами
индивидуальной защиты и индивидуального дозиметрического контроля.

Персонал обязан проходить на рабочее место установленным на стан-
ции маршрутом, не заходя в другие помещения и не касаясь руками и
спецодеждой стен, оборудования и проходящих людей. Запрещается
вскрывать защитные двери боксов и других помещений, а также брать
в руки случайные предметы.

Выход в спецодежде и спецобуви в зону свободного режима запре-
щается.

Вывоз (вынос) материалов и оборудования (и других предметов)
из зоны строгого режима разрешается после проверки их дозиметристом
и выдачи справки установленной формы.

Средства индивидуального дозиметрического контроля необходимо
иметь постоянно при себе, не допуская их загрязнения, утери и повреж-
дения. Вскрывать индивидуальные дозиметры и фотокассеты или пере-
давать их другим лицам запрещается.

При срабатывании сигнализации радиационной опасности в помеще-
ниях необходимо немедленно покинуть помещение, предварительно при-
няв необходимые меры общей и технологической безопасности.
При проведении работ в зонах с высокими уровнями внешнего иони-
зирующего излучения или радиоактивного загрязнения (ремонт обору-
дования, выполнение эксплуатационных операций и т. п.) следует в обяза-
тельном порядке выполнять следующие основные требования:

все операции должны проводиться быстро и быть заранее известны
и хорошо продуманы;

на рабочих местах должны находиться только лица, непосредственно
принимающие участие в работе в данный момент;

обсуждение результатов и разработка планов выполнения дальнейших
операций должны производиться в местах, где уровни излучения не пре-
вышают допустимых значений.

Работающие в зоне строгого режима обязаны периодически в течение
смены проверять загрязнение рук, спецодежды и обуви.

При загрязнении рук во время работы их следует немедленно отмыть
и повторно проверить на приборе.

При загрязнении спецодежды выше предельно допустимых уровней
следует пройти в санпропускник и с разрешения дозиметриста произ-
вести ее замену. Спецобувь подвергнуть дезактивации, г. при необходи-
мости заменить.

Во избежание загрязнения рук необходимо коротко стричь ногти и
следить за эластичностью кожи. Сухая кожа, трещины, царапины, мозоли
ухудшают дезактивацию и способствуют проникновению радионуклидов
внутрь организма. При поврежденных кожных покровах, а также при
острых и хронических кожных заболеваниях работа в зоне строгого
режима запрещается.

Курение на рабочих местах и в коридорах запрещается. Курение разре-
шается только в специально отведенных местах, в которых должны быть
раковины и фонтанчики. Перед курением рекомендуется прополоскать
рот из питьевого фонтанчика, вымыть руки и проверить их на дозимет-
рическом приборе.

Перед пользованием туалетом необходимо вымыть руки и проверить
их на дозиметрическом приборе.

Пить воду разрешается только из питьевых фонтанчиков, предвари-
тельно прополоскав рот. Пить воду из любых кранов, а также принимать
пищу и пользоваться косметикой в зоне строгого режима запрещается.

При всех случаях травм с открытыми ранениями (порезы, уколы,
переломы и т. д.) следует немедленно обратиться к дозиметристу и в
здравпункт.

При проходе через санпропускники из зоны свободного режима в зону
строгого режима необходимо:

в гардеробе домашней одежды полностью раздеться, надеть переходные
тапочки и перейти в гардероб спецодежды. Запрещается проносить в зону
строгого режима косметические средства и продукты питания;

в гардеробе спецодежды надеть спецодежду и пройти в зону строгого
режима, взять и укрепить на одежде средства индивидуального дозимет-
рического контроля.

При работе в несбслужнваемых и полуобслуживаемых помещениях
необходимо с целью защиты от попадания радиоактивных веществ в орга-
262
низм и предупреждения загрязнения тела, рук и основной спецодежды
применять дополнительные СИЗ, пневмокостюмы, пневмомаски, респи-
раторы, резиновые перчатки, нарукавники, фартуки, бахилы, полухалаты,
полукомбинезоны, косынки и т. д. Вид дополнительных СИЗ определяет
в каждом конкретном случае дозиметрист (самостоятельно либо совмест-
но с производителем работ).

При надевании и снятии перчаток необходимо не допускать загрязне-
ния рук: перед снятием перчатки должны быть вымыты с применением
моющих средств. При надевании и снятии перчаток необходимо следить,
чтобы внутренняя сторона перчаток и пальцы не касались внешней сто-
роны перчаток.

Пневмокостюмы перед их снятием предварительно дезактивируют
под душем в саншлюзе. Дополнительные СИЗ, загрязенные радиоактив-
ными веществами, следует снимать осторожно без встряхивания, не до-
пуская загрязнения тела, рук и основной спецодежды.

При выходе из зоны строгого режима в зону свободного режима необ-
ходимо:

при выходе из необслуживаемых помещений снять дополнительные
средства индивидуальной защиты;

произвести проверку загрязненности рук и основной спецодежды
в саншлюзе, при наличии загрязнений основной спецодежды выше пре-
дельно допустимых уровней сообщить об этом дозиметристу и с его
разрешения произвести ее замену;

пройти в санпропускник, раздеться в гардеробе спецодежды, отмыться
под душем, вытереться полотенцем и проверить загрязенность кожных
покровов на установке дозиметрического контроля; при отсутствии за-
грязнений выше (установленной) предельно допустимых уровней прой-
ти в гардероб личной одежды. При проверке на радиационную чистоту
кожных покровов тела и личной одежды необходимо быть особенно
внимательным. Каждый работающий в зоне строгого режима должен
твердо знать, что проход в зону свободного режима при наличии загряз-
нения кожных покровов и личной одежды не разрешается и является
грубым нарушением ПРБ АС, так как создает радиационную опасность
для населения;

при наличии загрязнений кожных покровов выше предельно допу-
стимых уровней после повторной обработки следует обратиться к дози-
метристу, который обязан предложить самостоятельно или совместно
с фельдшером (промсанврачем) соответствующий режим дальнейшей
обработки (см. гл. 10).

11.2.5.	Действия персонала АЭС при возможных радиационных авариях

Под радиационной аварией понимают непредвиденный случай, вызван-
ный неисправностью оборудования или нарушением нормального хода
технологического процесса, который создает повышенную радиационную
опасность.

По границе распространения выделившихся радиоактивных веществ
аварии разделяют на три типа:
1)	локальная авария, радиационные последствия которой ограничены
одним зданием или сооружением АЭС;

2)	местная авария, радиационные последствия которой ограничены
территорией промплощадки АЭС;

3)	общая авария, радиационные последствия которой распространя-
ются за пределы территории промплощадки АЭС.

На стадии проектирования каждой АЭС рассматривается набор проект-
ных аварий (ПА), включая максимальную проектную аварию (МПА),
устанавливаемую ОПБ-82 для каждого типа реакторов. При этом в про-
екте предусматриваются технические меры, обеспечивающие безопас-
ность АЭС в случае возникновения таких аварий.

На каждой АЭС до ввода ее в эксплуатацию разрабатываются инструк-
ции, регламентирующие поведение персонала во время и после аварии.
Каждый работник АЭС должен четко знать в соответствии с этими ин-
струкциями свои обязанности в аварийных ситуациях. Периодически
в соответствии с "Руководящими указаниями по организации работ
с персоналом на электростанциях, в электрических и тепловых сетях"
на АЭС проводят противоаварийные тренировки. Программы тренировок
должны быть разработаны заранее. Они должны содержать вопросы
радиационной безопасности.

Каждый работник АЭС должен помнить, что основной гарантией по
предотвращению аварий является соблюдение нормального технологи-
ческого режима, обеспечение работоспособности оборудования и раз-
личных систем станции, что от его квалификации и умелого действия
зависит не только личная безопасность, но и безопасность многих людей.

При радиационных авариях на АЭС, а также при грубых нарушениях
правил радиационной безопасности возможны случаи радиационного по-
ражения работающих в результате воздействия внешнего у-излучения
либо комбинированного воздействия различных радиационных факто-
ров: внешнего у,-нейтронного излучения, контактного (3-облучения
участков кожи, загрязненных радиоактивными веществами, либо внутрен-
него облучения при поступлении радиоактивных веществ в организм через
поврежденную кожу, раневые поверхности, желудочно-кишечный тракт,
органы дыхания и слизистые оболочки.

Сразу после установления факта внешнего и внутреннего повышен-
ного облучения проводят следующие мероприятия немедленный вывод
пострадавшего из зоны строгого режима и оказание ему срочной меди-
цинской помощи; дезактивацию кожных покровов, слизистых оболочек
и общую санитарную обработку тела; принимают меры по предупрежде-
нию поступления радиоактивных веществ в организм и ускорению их
выведения из организма. Одновременно с этими мероприятиями прово-
дится экстренная оценка доз внешнего и внутреннего облучения с по-
мощью индивидуальных и коллективных приборов дозиметрического
контроля, а в случае облучения потоками нейтронов величина дозы опре-
деляется по наведенной активности металлических предметов, находив-
шихся при пострадавшем.
11.3. ОХРАНА ЗДОРОВЬЯ ПЕРСОНАЛА АЭС

Дозиметристы, как и весь персонал, работающий в зоне строгого ре-
жима, находятся под медицинским наблюдением, подвергаются 1 раз
в год периодическим медицинским осмотрам. Осмотр проводится, как
правило, в здравпункте, находящемся на территории АЭС. В его состав
входят специально оборудованные помещения для возможной дезакти-
вации пострадавших лиц (кожных покровов и слизистых оболочек) и
дозиметрического контроля кожных поверхностей, помещения гемато-
логической лаборатории и др. На территории АЭС имеется также про-
мышленно-санитарная лаборатория. Данные медицинских осмотров
фиксируются в медицинской карте. О прохождении входного (при по-
ступлении на работу) и периодических медицинских осмотров делается
также соответствующая отметка в удостоверении о проверке знаний
правил технической эксплуатации, техники безопасности, радиационной
и пожарной безопасности.

Приложение 1

Основные, дополнительные и некоторые производные единицы СИ

Величина	Единицы	
	Наименование	Обозначение
Основные		
Длина	метр	м
Масса	килограмм	кг
Время	секунда	с
Сила электрического тока	ампер	А
Термодинамическая температура	кельвин	К
Количество вещества	моль	МОЛЬ
Сила света	кандела	кд
Дополнительные		
Плоский угол	радиан	рад
Телесный угол	стерадиан	СР
Некоторые производные		
Сила	ньютон	Н
Давление	паскаль	Па
Работа, энергия	джоуль	Дж
Количество электричества	кулон	Кл
Универсальные таблицы расчета толщины в зависимости
а) Толщин* защиты из свинца

Кратность ослабле- ния к	Энергия						
	0,7	0,8	0,9	1,0	1,25	1,5	1,75
10	2,6	3,05	3,5	3,8	4,5	5,1	5,6
20	3,25	3,85	4,4	4,9	5,8	6,6	7,2
30	3,65	4,3	4,95	5,5	6,5	7,3	8,0
40	3,8	4,5	5,2	5,8	6,85	7,8	8,6
50	3,95	4,6	5,3	6,0	7,2	8,2	9,0
60	4,2	4,95	5.6	6,3	7,5	8,6	9,5
80	4,5	5,3	6,0	6,7	8,0	9,2	10,1
100	4,7	5,5	6,3	7,0	8,45	9,65	10,6
2-102	5,3	6,3	7,2	8,0	9,65	11,1	12,2
5 102	6,1	7,2	8,2	9,2	11,3	12,9	14,2
103	6,95	8,1	9,2	10,2	12,3	14,’	15,5
2 103	7,6	8,8	10,0	11,1	13,5	15,4	16,8
5  103	8,5	9,9	11,2	12,4	14,9	17,0	18,6
104	9,1	10,6	12,0	13,3	16,1	18,3	20,1
2 104	9,7	н,з	12,8	14,2	17,2	19,5	21,4
5 104	10,5	12,3	14,0	15,6	18,8	21,4	23,3
105	11,1	13,0	14,8	16,5	20,1	22,7	24,7
2 • 105	11,6	13,6	16,5	18,5	22,3	25,4	26,1
106	13,1	15,3	17,5	19,5	23,5	26,8	29,2

б) Толщин* защиты из бетон* х,

Кратность

ослабле- _______________________________________________________ Энергия

ния к	0,7	0,8	0,9	1,0	1,25	1,5	1,75
10	27,6	28,4	29,1	29,9	31,9	34,0	35,9
20	33,6	35,0	36,2	37,0	39,9	42,5	44,8
30	36,4	37,8	39,2	40,5	43,7	46,5	49,3
40	37,9	39,6	41,3	42,8	45,3	49,8	52,8
50	39,4	41,2	42,8	44,6	48,5	52,1	55,2
60	40,5	42,5	44,1	45,8	50,1	54,0	57,5
80	43,0	44,8	46,5	48,1	52,4	56,4	59,9
100	45,3	47,2	48,8	50,5	54,5	58.3	62,2
2  102	50,5	52,6	54,6	56,4	60,8	65,3	69,7
5 • 102	57,3	58,8	63,5	64,6	69,8	74,8	79,8
10	62,5	65.3	67,8	70,4	76,1	81,7	87,6
2-103	67,4	70,4	73,2	75,7	82,2	88,5	94,6
5 • 103	74,0	77,0	80,2	82,8	90,2	97,4	104,2
104	79,1	82,9	86,2	89,2	97,2	104,5	111,5
2 • 104	83,1	87,3	94,5	102,7	110,8	118,6	126,2
5 -104	88,7	93,4	97,9	102,1	111,5	120,4	128,4
105	93,5	98,1	102,5	106,8	116,9	126,6	135,7
2 • 105	97,7	102,8	108,0	112,7	125,1	135,6	145,1
5 • 105	103,9	109,5	114,8	119,7	133,8	142,5	152,6
10*	109,2	114,1	119,5	124,4	140,2	149,8	160,6
от кратности ослабления и энергии 7-квантов (широкий пучок)
х, см (р- 11,34 г/см3)

	 7-излучения, МэВ							
2,0	2,2	2.75	3,0	4,0	6,0	8,0	10,0
5,9	6,1	6,4	6,5	6,4	5,5	4,9	4,2
7,6	7,8	8,1	8,3	8,2	7,1	6,3	5,6
8,5	8,8	9,1	9,3	9,2	8,0	7,2	6,3
9,1	9,4	9,8	10,0	9,9	8,7	7,8	6,8
9,6	10,0	10,4	10,6	10,5	9,2	8,3	7,3
10,1	10,4	10,8	11,0	10,9	9,7	8,7	7,7
10,7	11,1	11,5	11,7	11,6	10,4	9,4	8,2
11,3	11,7	12,0	12,2	12,1	10,9	9,9	8,7
12,9	13,4	13,8	14,0	13,8	12,6	11,4	10,2
15,0	15,4	15,9	16,3	16,1	14,9	13,3	11,9
16,5	17,0	17,7	18,0	17,8	16,5	15,1	13,3
17,9	18,5	19,3	19,7	19,5	18,1	16,6	14,8
19,8	20,5	21,5	21,8	21,7	20,3	18,5	16,6
21.3	22,1	23,1	23,5	23,4	22,0	20,1	18,0
22,7	23,5	24,6	25,1	25,0	23,6	21,7	19,5
24,7	25,5	26,7	27,3	27,2	25,8	23,7	21,5
26,2	27,0	28,3	28,9	28,9	27,5	25,3	22,9
29,5	30,4	29,9	32,7	30,5	29,2	26,9	24,3
31,0	32,0	32,0	34,3	32,5	31,4	28,9	26,3

см (р« 2,3 г/см3)

7-излучения, МэВ							
2,0	2,2	2,75	3,0	4,0	6,0	8,0	10,0
37,7	39,0	42,0	43,4	47,5	51,6	52,8	54,0
47.0	48,6	52,3	54,0	58,7	64,6	65,7	69,3
51.6	53,5	57,9	59,9	65,7	71.6	72,8	78,2
55,2	57,3	61,8	64,0	69,8	77,5	79,2	84,5
58,1	60,1	64,8	66,9	72,8	81,6	83,9	89,8
60,5	62,7	67,6	69,8	74,0	85,1	88,0	93,9
63,4	65,7	71,4	74,0	81,0	90,4	93,9	100,4
65,7	68,6	74,7	77,5	84.5	95,1	98,0	105,1
74,0	77.2	84,6	88,6	95.7	108,0	112,1	120,9
84,5	88,5	97,1	101,0	110,4	124,4	129,7	139,7
92,7	97,0	106,6	110,9	120,9	137,9	143,2	155,0
100.4	104,0	115,6	120,9	132,1	159,3	156,1	168,5
110,9	115,5	127,3	132,7	146,8	166.7	173,8	186,7
118,6	124,7	137,4	143,2	156,7	179.0	187,8	201,3
131,7	146,1	152,6	167,3	190,8	190,8	201,9	216,0
136,2	142,0	159,1	164,9	181,4	206,6	218,4	233,6
144,4	150,7	166,6	173,8	191,4	218,4	231,3	248,9
153,8	160,2	171,9	177,3	201,9	231,3	245,4	263,0
162,0	169,2	187,6	196,0	214,8	247,1	7261,8	281,2
171,4	178,6	193,0	205,4	225,4	260,6	274.7	295,8
Толщина защиты из желоза к,

Кратность ослабле- ния к	Энергия						
	0,7	0,8	0,9	1,0	1,25	1,5	1,75
10	7,3	7,7	8,1	8,5	9,3	10,0	10,6
20	8,8	9,4	9,8	10,3	11,3	12,2	13,0
30	9,8	10,4	10,9	11,4	12,6	13,6	14,4
40	10,5	11,1	11,7	12,2	13,3	14,4	15,3
50	11,0	11,6	12,2	12,7	13,9	15,1	16,1
60	11,4	12,1	12,7	13,2	14,5	15,7	16,7
80	12,0	12,7	13,4	14,0	15,5	16,3	17,8
100	12,5	13,2	13,9	14,5	16,1	17,3	18,5
2-102	14,0	14,8	15,6	16,3	18,0	19,6	20,8
5  10,2	16,0	17,0	17,9	18,7	20,6	22,3	23,7
103	17,5	18,6	19,6	20,5	22,6	24,4	26,1
2-103	19.0	20,2	21,2	22,2	24,5	26,5	28,3
5-103	20,7	22,0	23,2	24,3	27,0	29,4	31,4 '
104	22,3	23,6	24,9	26,0	28,8	31,3	33,6
2-Ю4	23,4	24,8	26,3	27,6	30,6	33,2	35,6
5-104	25,2	26,9	28,4	29,9	33,0	35,9	38,4
105	26,7	28,4	30,0	31,5	34,9	38,0	40,7
2-105	28,1	29,9	31,6	33,3	36,8	41,1	43,0
5-10*	29,9	31,8	33,6	35,4	39,1	42,5	45,5
106	31,2	33,3	35,2	37,0	41,1	44,7	47,8
2-10*	32,7	34,8	36,8	38,7	42,9	46,6	49,9
5 106	34,6	36,7	38,8	40,9	45,5	49,4	52,7
107	35,8	38,1	40,2	42,4	47,1	51,3	54,8
					г) Толщина защиты		ИЗ ВОДЫ X,
Кратность ослабле-							Энергия
	0,7	0,8	0,9	1,0	1,25	1,5	1,75
ния к							
10	58	60	61	62	66	70	74
20	71	72	74	76	82	87	91
30	77	79	81	83	89	94	100
40	82	84	87	89	95	101	106
50	85	88	90	93	99	106	112
60	88	91	93	96	102	109	116
80	93	96	99	102	110	116	123
100	96	100	103	105	114	120	128
2-Ю2	107	111	115	118	127	135	143
5-102	120	124	129	133	147	155	164
103	131	136	141	145	157	168	178
2-103	140	146	152	156	170	182	193
5  103	153	160	165	171	185	199	212
104	162	169	177	183	198	213	227
2-Ю4	172	180	187	194	211	227	243
5  104	185	193	201	208	227	244	261
105	194	203	211	220	240	259	276
2-Ю5	203	213	221	231	252	272	290
5  105	216	226	236	246	268	289	310
106	224	234	245	254	279	302	324
2-Ю6	232	242	252	262	287	310	334
5 10*	247	258	270	281	308	333	357
107	256	269	280	292	318	345	370
У-излучения, МэВ							
2.0	2,2	2,75	3,0	4,0	6,0	8,0	10,0
и.о	11,4	11,9	12,2	12,6	13,2	12,4	11,4
13,6	14,1	14,9	15,3	15,9	16,6	16,0	15,0
15,1	15,6	16,6	17,0	17,7	18,8	18,0	17,0
16,1	16,6	17,6	18,2	19,1	20,4	• 19,4	18,4
16,9	17,5	18,6	19,1	20,0	21,5	20,6	19,6
17,6	18,2	19,4	19,9	21,0	22,4	21,4	20,6
18,7	19,4	20,6	21,2	22,2	24,0	23,0	22,0
19,5	20,2	21,5	22,1	23,3	25,0	24,0	23,1
22,0	22,8	24,3	25,0	26,6	28,4	27,4	26,6
25,0	25,9	27,9	28,8	30,6	32,7	32,0	31,2
27,5	28,6	30,7	31,7	33,7	36,7	35,4	34,6
30,0	31,2	33,5	34,6	36,8	39,2	38,7	37,9
33,3	34,3	36,9	38,2	40,7	43,2	43,0	42,2
35,5	36,9	39,6	40,9	43,7	46,5	46,3	45,2
37,8	39,2	42,0	43,4	46,5	50,8	49,6	48,6
40,8	42,3	45,7	47,2	59,4	55,0	54,0	53,0
43,2	44,7	48,3	50,0	53,4	58,3	57,2	56,1
45,4	47,1	50,9	52,6	56,4	61,8	60,8	59,8
48,3	49,9	54,5	56,1	60,2	66,0	65,0	64,0
50,6	52,3	56,8	58,8	63,3	69,0	68,3	67,0
52,8	54,7	59,1	61,4	66,2	72,3	71,2	70,0
55,7	57,7	62,6	64,9	70,3	76,5	75,5	74,8
57,9	60,1	65,1	67,5	73,1	79,4	78,8	78,0
см (р =	1,0 г/см3)						
							
7-излучения, МэВ							
2,0	2,2	2,75	3,0	4,0	6,0	8,0	10,0
78	80	85	88	97	115	124	131
96	99	107	111	125	144	159	170
105	109	118	128	139	162	178	190
112	116	126	131	149	173	192	204
118	122	133	138	156	184	204	217
123	127	139	144	162	191	213	226
130	134	147	153	171	204	225	240
134	139	153	159	180	211	235	251
152	157	172	179	204	242	268	285
173	180	199	207	236	278	210	330
188	195	216	225	257	305	343	366
204	212	235	245	280	330	372	398
224	234	259	271	308	368	413	443
241	251	278	290	330	393	444	477
258	270	298	311	354	420	475	511
277	290	320	334	383	457	616	556
294	306	398	353	404	484	547	590
308	322	356	372	426	511	578	622
329	343	389	397	454	543	516	665
345	360	396	417	473	571	649	701
357	363	412	435	498	597	677	733
379	397	440	462	528	633	719	778
393	411	458	480	549	659	748	810
Множители и приставки для образования десятичных кратных
и дольных единиц и их наименований

Множи- тель	При- ставка	Обозначение при- ставки		Множи- тель	При- ставка	Обозначение при- ставки	
		междуна- родное	рус- ское			междуна- родное	рус- ское
ю17	Экса	Е	э	ю-1	Деци	а	Д
ю15	Пета	Р	п	ю"2	Санти	С	с
ю12 ю9	Тера Гига	Т  С	т г	ю-3 ю'6	Милли Микро	т  Д	м  мк
106	Мега	м	м	ю’9	Нано	п	н
103	Кило	к	к	ю-12	Пико	р	п
ю2	Гекто	ь	г	10"15	Фемто	г	ф
ю1	Дека	Да	да	10‘18	Атто	а	а

Приложение 4

Примерная программа конкурса на звание "Лучший дозиметрист АЭС"

А. ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

1.	Основы дозиметрии

1.1.	Строение атома

1.1.1.	Состав атома

1.1.2.	Ядро, его состав, заряд, размеры

1.1.3.	Расположение электронных оболочек и число электронов на них

1	2. Радиоактивность

1.2.1.	Определение радиоактивности

1.2.2.	Виды распада

1.2.3.	Закон радиоактивного распада

1.2.4.	Изотопы

,1.3. Ионизирующие излучения

1.3.1.	Определение ионизирующего излучения

1.3.2.	Виды ионизирующих излучений

1.3.3.	Характеристика альфа-излучения

1.3.4.	Характеристика бета-излучения

1.3.5.	Характеристика гамма-излучения

1.3.6.	Характеристика нейтронного излучения

1.3	7. Взаимодействие различных видов излучения с веществом

1.4.	Единицы измерения в области радиационной безопасности

1.4.1.	Активность и единицы ее измерения

1.4.2.	Доза излучения

а)	Поглощенная доза и единицы ее измерения

б)	Экспозиционная доза и единицы ее измерения

в)	Эквивалентная доза и единицы ее измерения

1.4.3.	Мощность дозы и единицы ее измерения

1.4.4.	Коэффициент качества. Его значение для различных видов излучения

1.5.	Биологическое действие ионизирующих излучений на организм

1.6	Защита от ионизирующих излучений

1.6.1.	Формулы для определения мощности дозы при известной активности

1.6.2.	Расчет зашиты по слоям половинного ослабления
1.6.3.	Выбор материала зашиты от а-, (5-, у-и п-излучеяия

1.6.4.	Расчет времени работы в однородном и смешанном полях излучений

2.	Правила радиационной безопасности АЭС

2.1.	Область и порядок применения Правил

2.2.	Требования к персоналу АЭС

2.3.	Организационно-технические мероприятия по защите персонала АЭС

2.4.	Правила пользования средствами индивидуальной зашиты

2.5.	Радиационный контроль

2.6.	Порядок допуска к работам в зоне строгого режима

2.7.	Дезактивация оборудования и помещений

2.8.	Сбор, удаление и транспортировка радиоактивных отходов

3.	Правила техники безопасности

3.1.	Правила общей техники безопасности

3.2.	Правила работы с электроинструментом

3.3.	Правила работы на высоте и в емкостях

3.4.	Оказание первой помочи пострадавшему

4.	Основы экономических знаний

4.1.	Особенности современного этапа развития экономики страны

4.2.	Основные задачи новой пятилетки, ее главная цель

4.3.	Пятилетний план развития энергетики

4.4.	Эффективность производства и средства ее Повышения

4.5.	Значение режима экономии в социалистическом производстве

4.6.	Основные понятия о себестоимости продукции, прибыли и хозяйственном
расчете

4.7.	Формы и системы заработной платы

4.8.	Организация управления предприятием, формы участия рабочих в управлении
производством

4.9.	Роль социалистического соревнования и движения за коммунистическое отно-
шение к труду в успешном выполнении производственных планов

4.10.	Значение личных планов - обязательств рабочего

Б.ПРАКТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

В эту часть включается проверка умения решать задачи по расчету зашиты и
допустимого времени работы, знания принципов работы приборов дозиметриче-
ского и радиометрического контроля и умения пользоваться ими, умения правильно
и быстро отыскать источник у-излучения и определить мощность дозы от него.

Приложение 5

Статистика д для проверки нормальности распределения (из ГОСТ 8.207—76)

п	(<71/2)- 100%		(1 -<?1/2)100%	
	1%	5%	95%	99%
11	0,9359	0,9073	0,7153	0,6675
16	0,9137	0,8884	0,7236	0,6829
21	0,9001	0,8768	0,7304	0,6950
26	0,8981	0,8686	0,7360	0,7040
31	0,8826	0,8625	0,7404	0,7110
36	0,8769	0,8578	0,7440	0,7167
41	0,8722	0,8540	0,7470	0,7216
46	0,8682	0,8508	0,7496	0,7256
51	0,8648	0,8481	0,7518	0,7291
Значение Р для вычисления 2р/2

п	т	<72- 100%		
		1%	2%	5%
10	1	0,98	0,98	0,96
11-14	1	0,99	0,98	0,97
15-20	1	0,99	0,99	0,98
21-22	2	0,98	0,97	0,96
23	2	0,98	0,98	0,96
24-27	2	0,98	0,98	0,97
28-32	2	0,99	0,98	0,97
33 -35	2	0,99	0,98	0,98
36-49	2	0,99	0,99	0,98

Приложение 7

Значения коэффициента Г для случайной величины X,
имеющей распределение Стьюдента с л — 1 степенями свободы

п - 1	Р ~ 0,95	Р = 0,99	п - 1	Р = 0,95	Р = 0,99
3	3,182	5,841	16	2,120	2,921
4	2,776	4,604	18	2,101	2,878
5	2,571	4,032	20	2,086	2,845
6	2,447	3,707	22	2,074	2,819
7	2,365	3,499	24	2,064	2,797
8	2,306	3,355	26	2,056	2,779
9	2,262	3,250	28	2,048	2,763
10	2,228	3,169	30	2,043	2,750
12	2,179	3,055	ОО	1,960	2,576
14	2,145	2,977			
СПИСОК РЕКОМЕНДУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1.	Маргулова Т. X., Подушко Л. А. Атомные электрические станции: Учебник для
техникумов. М.: Энергоиздат, 1982.

2.	Дорощук В. Е. Ядерные реакторы на электростанциях. М.: Атомиздат, 1977.

3.	Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила
ОСП-72/80. М.: Энергоиздат, 1981.

4.	Сборник нормативных материалов по безопасности АЭС: "Общие положения
обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и
эксплуатации” и "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных
электростанций". М.: Энергоатомиздат, 1985.

5.	Методические указания РД 50-454-84. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81
"ГСП. Единицы физических величин” в области ионизирующих излучений. М.:
Изд-во стандартов, 1984.

6.	Голубев Б. П„ Козлов В. Ф., Смирнов С. Н. Дозиметрия и радиационная без-
опасность на АЭС: Учебник для техникумов. М.: Энергоатомиздат, 1984.

7.	Шаров Ю. Н., Шубин Н. В. Дозиметрия и радиационная безопасность: Учебник
для техникумов. М.: Энергоиздат, 1982.

8	Прикладная дозиметрия /К. К Аглинцев, В М Кодюков, А. Ф. Лызлов,
Ю. В. Сивинцев. М.: Госатомиздат, 1962.

9.	Дозиметрический и радиометрический контроль при работе с радиоактивными
веществами и источниками ионизирующих излучений: Методическое руководство
/Под общ ред. В. И. Гришмановского. В 2-х т. М.: Энергоиздат, 1980, 1981

10.	Бескрестнов Н. В. Охрана труда на атомных станциях. Учеб, пособие для тех-
никумов. М.: Энергоатомиздат, 1984.

11.	Котельников Р. Б. Анализ результатов наблюдений. М.. Энергоатомиздат,
1986.
ОГЛАВЛЕНИЕ

Предисловие............................................................ 8

Введение	....................................................... 6

Глава 1. Основные понятия о работе АЭС................................. 8

1.1.	Основные типы атомных станций................................ 8

1.1.1.	Классификация атомных станций по назначению.......... 9

1.1.2.	Классификация	АЭС по числу контуров.................. 9

1.1.3.	Классификация	АЭС по типу реактора ................. 12

1.2.	Основное оборудование отечественных АЭС..................... 18

1.2 1.	Основное оборудование	АЭС с реакторами	ВВЭР......... 13

1.2.2.	Основное оборудование	АЭС с реакторами	РБМК......... 19

1.2	3.	Основное оборудование	АЭС с реакторами	БН........... 21

1.3.	Обеспечение безопасной работы АЭС........................... 24

1.4.	Организационная структура управления АЭС.................... 28

Глава 2. Краткие сведения об основах ядерной физики и дозиметрии .....	30

2.1.	Атомное ядро................................................ 30

2.2.	Радиоактивность............................................. 31

2.2.1.	Общая характеристика радиоактивности................ 31

2.2.2.	Превращения атомных ядер............................ 32

2.2.3.	Виды ионизирующих излучений......................... 33

2.2.4.	Закон радиоактивного распада........................ 34

2.2.5.	Активность и единицы ее измерения................... 35

2.3	Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом.......... 36

2.3.1.	Основные понятия и определения...................... 36

2.3.2.	Взаимодействие заряженных частиц с веществом........ 39

2.3.3.	Взаимодействие фотонного излучения с веществом ..... 40

2 3.4. Взаимодействие нейтронного излучения с веществом..	43

2.4.	Основные дозиметрические величины и единицы их измерения. ...	44

2	.4 1. Поглощенная доза и ее мощность.................... 45

2	4.2. Керма и ее мощность................................ 46

2	4.3. Экспозиционная доза и ее мощность.................. 46

2	.4.4 Эквивалентная доза и се мощность................... 47

2	.4.5. Гамма-постоянная и гамма-зквивалент............... 49

2.5.	Ядерные реакции............................................. 51

2.5	I. Общие определения................................... 51

2.5.2	Деление ядер и управляемая цепная ядерная реакция .	54

2.5.3	. Термоядерные реакции............................... 58

2.6.	Ядерное топливо...........................................   60

Глава 3 Задачи дозиметрических служб, биологическое действие и допу-
стимые уровни ионизирующих излучений.................................. 62

3.1.	Задачи дозиметрических служб по обеспечению радиационной
безопасности АЭС............................................... 63

3.1.1.	Задачи по обеспечению радиационной безопасности на

АЭС при нормальной эксплуатации...................... 65

3.1.2.	Задачи по обеспечению радиационной безопасности на АЭС
при ремонтных работах и перегрузке ядерного топлива ...	68

3.1.3.	Задачи по обеспечению радиационной безопасности населе-
ния и окружающей среды................................... 70

274
3.2.	Биологическое действие ионизирующих излучений............. 72

3.2.1.	Пути воздействия ионизирующих излучений на организм
и возможные причины повышенного облучения персонала 72

3.2.2.	Понятие об относительной радиационной опасности излуче-
ний и их источников....................................... 74

3.2.3.	Острые поражения и отдаленные последствия облучения
ионизирующим излучением................................... 76

3.3.	Нормы и правила радиационной	безопасности................. 78

3.3.1.	Основные принципы, нормы и правила радиационной без-
опасности ................................................ 78

3.3.2.	Дозовые пределы.................................... 80

3.3.3.	Допустимые поступления радиоактивных веществ в орга-

низм человека и допустимые концентрации их в воздухе . . 84

3.3.4.	Допустимые загрязнения поверхностей................ 86

3.3.5.	Допустимая мощность дозы ионизирующего излучения ... 88

Глава 4. Защита от ионизирующих излучений........................... 89

4.1.	Источники ионизирующих излучений на АЭС.................   89

4.1.1.	Источники внешнего ионизирующего излучения........ 89

4.1.2.	Источники загрязнения радиоактивными аэрозолями и газа-
ми воздуха помещений АЭС ................................. 93

4.2.	Радиационная зашита на АЭС..............................   95

4.2.1.	Технические средства радиационной защиты .......... 96

4.2.2	Организационные меры обеспечения радиационной защиты
на АЭС................................................... 102

4.2.3.	Меры и средства, дополнительно применяемые при ремонт-

ных работах и перегрузке ядерного топлива ......... 104

4.2.4.	Средства индивидуальной защиты.................... 106

4.3.	Элементы расчетов радиационной защиты..................... 110

4.3.1.	Расчет защиты от а- и /3-излучения................. НО

4.3.2.	Определение безопасных условий работы с источниками
фотонного излучения..................................... 110

4.3.3.	Расчет зашиты от нейтронного излучения............ 114

Глава 5. Методы регистрации ионизирующих излучений.................. 114

5.1.	Ионизационный метод......................................115

5.1.1	. Физические основы ионизационного метода..........115

5.1	2 Ионизационные камеры............................. 117

5	1.3. Газоразрядные счетчики........................ 120

5.1.4	. Развитие разряда в газоразрядных счетчиках . .	.. 122

5.1.5	. Разрешающая способность газоразрядного счетчика . .	126

5	1.6. Счетная характеристика газоразрядного счетчика	.127

5.1.7	Конструкции счетчиков для регистрации различных видов
излучения............................................... 128

5.2.	Регистрация ионизирующих излучений полупроводниковыми детек-

т	орами. ...	.................... ... 130

5	2 1. Принцип действия полупроводниковых детекторов.	130

5	2.2. Полупроводниковые детекторы и режимы их работы. ...	134

5.3.	Сцинтилляционный метод.................................. 136

5.4.	Люминесцентные методы .	...	...................... 141

5.5	Фотографический метод	.............................. 143

Г л а в а 6 Аппаратура для дозиметрического и радиационного технологиче-
ского контроля на АЭС ............................................. 145

6.1.	Классификация и назначение аппаратуры для дозиметрического
и радиационного технологического контроля. ...................•	145

6.2.	Приборы индивидуального дозиметрического контроля....... 146

6.2 1. Комплекты индивидуальных дозиметров на основе иони-

зационных камер (КИД-2, КИД-6. ДК-02 и ДК-50)..... 146

6.2.2.	Комплект термолюминесцентных дозиметров КДТ-1
"Пахра"..................................................149
6 2 3 Комплект термолюминесцентных дозиметров КДТ-02 ....	150

6.2.4 Комплект аварий тых индивидуальных стеклянных дози-
метров ИКСА .	.................... ...... 150

6.2 5 Усовершенствованный комплект индивидуального фото-
контроля ИФКУ . .	.................... 151

6.2 6 Индивидуальные дозиметры-сигнализаторы ДКС-04
"Стриж" и ДЭГ-07 .	.............. ......... 153

6.2 7. Индивидуальный аварийный дозиметр у-, /3- и нейтронного
излучения "Гнейс" ...	...	............ 155

6 3. Переносные приборы для дозиметрического и радиационного тех-
нологического контроля. ................................. ...	.	156

6.3 I Дозиметры рентгеновского и гамма-излучения ДРГ-3-01.
ДРГ-3-02. ДРГ-З-ОЗ ................................... 156

6 3 2	Сцинтилляционные геологоразведочные приборы СРП68-01,

СРП68-02. СРП68-03 .................................... 157

6 3 3	Переносной универсальный радиометр РУП-1	  158

6 3 4	Блок детектирования БДЗА2-01 "Брусника"................ 160

6.3.5 Измерители скорости счета с автоматическим переключе-

нием поддиапазонов УИМ2-2 и УИМ2-3 "Актиния” ....	1

6.3.6. Аэрозольно-газовый радиометр РВ-4 "Дымка”.......... 161

6 3 7 Поисковый радиометр газов РБГ-3-01 "Ломонос”........ 163

6.3.8 Радиометр 2522-02М "Ясень-Ш"........................ 163

6 3 9 Радиометр газов 2323-01 "Биота”..................... 165

6.4 Стационарная аппаратура дозиметрического и радиационного тех-
нологического контроля...................................... 165

6	.4.1 Цифровой измеритель мощности дозы ИМДЦ-70......... 165

6	4 2 Радиометры РКС2-О2. РКС2-03 "Калина”. ............. 165

6	.4 3. Сигнализаторы-радиометры загрязненности поверхности
рук 0-активными веществами СЗБ-ОЗ и СЗБ-04................ 167

6	4 4 Установка контроля загрязенности рук /3-активными ве-
ществами РЗБ-05-01	............................... 167

6	.4.5 Установка контроля и сигнализации о загрязненности
одежды и участков тела человека (3-активными вещества-

ми 1’3Б 04-04	..................................... 169

6	4 6 Установка контроля у-излучения на проходной РЗГ-04-01. . 170

6	4.7 Прибор для контроля активности 1321 в теплоносителе пер-
вого контура РЖГ2-02 "Бсрест-1". ...	............ 171

6	4.8 Прибор для контроля активности 88Кг в теплоносителе пер-
вого контура	  172

6	4 9. Прибор для контроля суммарной у-активности воды вто-
рою контура РЖГ2-03 ”Берест-2”............................... 173

Глава	7. Система радиационного контроля............................. 174

7	1. Установка для дистанционного дозиметрического и радиационного
технологическою контроля 8004 01 "Система"........................ 175

7	.2 Цен грализованная система контроля радиационной безопасности

на АЭС	.	.......................... 179

7.	3. Радиационный технологический контроль........................181

Глава 8. Практические методы дозиметрических и радиометрических изме-
рений на АЭС............................................................ 188

8 1. Индивиду азьный дозиметрический контроль ..................... 188

8.2. Котт троль радиоактивного загрязнения поверхностей.............190

8.2 1. Контроль загрязенности поверхностей методом мазков . . . 191

8.2.2. Контроль загрязнености поверхностей с помощью перенос-
ных приборов............................................ 195

8 3

8 2 3. Контроль загрязенности спецодежды и различных участков
тела человека...............................................

Измерение радиоактивности газов и аэрозолей.................

8 3 1. Измерение радиоактивности газов ....................

8 3 2 Измерение радиоактивности аэрозолей..................

196

197

198

200
8.4.	Контроль мощности дозы и плотности потоков излучений в рабочих
помещениях...................................................... 203

8.5.	Контроль внутреннего облучения персонала АЭС............... 205

8.6.	О случаях нарушения правил радиационной безопасности, связан-
ных с ошибками в работе дозиметристов........................... 208

Г л а в а 9. Основные понятия о градуировке дозиметрической и радиометри-
ческой аппаратуры и обработке результатов измерений ................. 211

9.1.	Термины и основные понятия метрологии....................  211

9.2.	Градуировка и поверка дозиметрической и радиометрической
аппаратуры...................................................... 215

9.2.1.	Основные принципы поверки и градуировки............ 215

9.2.2.	Поверка дозиметрических приборов, измеряющих рентге-
новское и 7-излучение..................................... 216

9.2.3.	Сличение показаний индивидуальных дозиметров КИД-6
и ИФКУ.................................................... 219

9.3.	Обработка результатов измерений............................ 221

9.3.1.	Общие положения.................................... 221

9.3.2.	Ведение первичных записей.......................... 222

9.3.3.	Округление чисел и определение количества верных цифр. . 223

9.3.4.	Доверительная вероятность.......................... 224

9.3.5.	Проверка нормальности распределения................ 225

9.3.6.	Определение доверительных границ случайной погрешности
результата измерения...................................... 227

9.3.7.	Вычисление доверительных границ результата измерения
с учетом неисключенных систематических погрешностей. . . 228

Глава 10. Хранение и основные правила работы с радиоактивными ве-
ществами ............................................................ 231

10.1.	Классификация работ с радиоактивными веществами............ 231

10.2.	Основные требования к организации работ с источниками ионизи-
рующих излучений ................................................ 233

10.3.	Транспортировка радиоактивных веществ..................... 236

10.4.	Порядок сбора, сортировки, транспортировки и захоронения радио-
активных отходов на АЭС.......................................... 240

10.5.	Дезактивация оборудования, помещений, спецодежды и кожных
покровов тела.................................................... 242

10.5.1.	Дезактивация оборудования и помещений..............

10.5.2.	Дезактивация спецодежды............................ 245

10.5.3.	Дезактивация кожных покровов тела.................. 246

Глава 11. Охрана труда дозиметристов АЭС............................. 248

11.1.	Общие вопросы охраны труда и производственная санитария 248

11.1.1.	Основные положения по охране труда и технике безопас-
ности на АЭС............................................... 248

11.1.2.	Обучение дозиметристов безопасным методом труда .... 250

11.1.3.	Производственный травматизм, профессиональные забо-
левания и их предупреждение................................ 252

11.1.4.	Производственная санитария......................... 255

11.2.	Правила радиационной безопасности при эксплуатации АЭС..... 257

11.2.1.	Требования к персоналу АЭС......................... 257

11.2.2.	Организация и осуществление безопасного производства
радиационно опасных работ.................................. 258

11.2.3.	Безопасное производство работ на реакторе и с отработав-
шим ядерным топливом....................................... 260

11.2.4.	Правила поведения и личной гигиены в зоне строгого
режима...................................................... 261

11.2.5.	Действия персонала АЭС при возможных радиационных
авариях..................................................... 263

11.3.	Охрана здоровья персонала АЭС.............................. 265
Приложение 1.................................................... 265

Приложение 2.................................................... 266

Приложение 3.................................................... 270

Приложение 4.................................................... 270

Приложение 5	 271

Приложение б.................................................... 272

Приложение 7 ....................................................272

Список рекомендуемой литературы..................................273

ПРОИЗВОДСТВЕННОЕ ИЗДАНИЕ

Виктор Павлович Романов

ДОЗИМЕТРИСТ АЭС

Редактор В. В. К л и м о в

Художественные редакторы Б.Н. Тумин, А. А.Белоус

Технический редактор Л. В. Осипова

Корректор С. В. Малышева

Операторы О. В. Канатников а, Л. А. Архангельская,
М. А. Панфилова

ИБ № 2497

Набор выполнен в Энергоатомиздате на Композере ИБМ-82. Подписано в печать
02.07.86.Т-16351.Формат 60x90 1/16. Бумага офсетная №2. Печать офсетная.Усл.печ.
л. 17,5. Усл. кр.-отт. 17,88. Уч.-изд. л. 20,83. Тираж 6000 экз. Заказ 5236. Цена 65 к.
Энергоатомиздат, 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10

Ордена Октябрьской Революции и ордена Трудового Красного Знамени МПО
"Первая Образцовая типография имени А.А. Жданова” Союзполиграфпрома при
Государственном комитете СССР по делам издательств, полиграфии и книжной
торговли. 113054, Москва, Валовая, 28
ВНИМАНИЮ

учащихся техникумов,	।

работников научно-технических библиотек I

ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ выпустит в 1987 г. учебную литературу

для техникумов:

МикуцкийГ. В., Скитальцев В. С. Высокочастот-
ная связь по линиям электропередачи. - 3-е изд. перераб. и
доп. — (I кв.). — 26,5 л., 1 р. 10 к.

Р е з и и к о в М. И., Л и п о в Ю. М. Котельные установки
электростанций. — 3-е изд., перераб. — (II кв.) . — 33 л., 1 р. 30 к.

Рожкова Л. Д., Козулин В. С. Электрооборудование
станций и подстанций. — 3-е изд., перераб. и доп. — (IV кв.). —
43 л., 1 р. 60 к.

Чистяков С. Ф., Чистяков В. С. Монтаж средств
измерений и автоматизации теплоэнергетических процессов
на электростанциях. - 3-е изд., перераб. - (I кв.). - 19 л.,
90 к.

ЯнковенкоВ. С., АрсенюкС. С., ЦарикВ. М.
Расчет и конструирование элементов электропривода. - (III
кв.). - 10 л., 1 р. 10 к.

С аннотациями на эти книги Вы можете ознакомиться в тематиче-
ском плане выпуска литературы Энергоатомиздата на 1987 г., кото-
рый поступает во все магазины, распространяющие научно-техниче-
скую литературу.

Предварительные заказы на эти книги принимают все магазины
научно-технической литературы.

Для получения книг по предварительным заказам покупателю не-
обходимо оставить в книжном магазине почтовую открытку с указа-
нием обратного адреса, автора и названия книги, номера книги по
плану.

Организации могут заказать книги через магазины гарантийными
письмами.

Книжные магазины принимают предварительные заказы до 1 нояб-
ря 1986 г.

Своевременное оформление заказов - гарантия того, что Вы при-
обретете интересующую Вас книгу.