Радиационная безопасность. Дозиметрия. Урок физики.

Поздняк Н.И. ГБОУ школа №517 СПб

Тихонина А.Н. СПб «АЭП»

Радиационная безопасность. Дозиметрия.

Изучение воздействия жесткого электромагнитного излучения на организм человека стало возможным с момента появления рентгеновских аппаратов. Именно, эти исследования позволили определить допустимые дозы рентгеновского облучения в медицинской диагностике. Открытая Беккерелем радиационное излучение содержит три компоненты: альфа-, бета- и гамма-лучи. Диапазон энергий гамма-излучения настолько широк, что в одних ситуациях говорят о электромагнитном излучении, а в других о гаммаквантах. Проникающая способность гамма-квантов зависит от их энергии и физических свойств вещества. Изучение физики взаимодействия радиоактивного излучения на вещество является необходимым этапом в решении проблем радиационной защиты. Отсюда возникает задача дозиметрического контроля на всех участках, где человек имеет дело с радиоактивными веществами.

Работа ядерного реактора сопровождается появлением большого количества радиоактивных веществ, поэтому, проблеме защиты от радиационной опасности всегда уделяется особое внимание. Многолетний опыт эксплуатации АЭС показал, что при соблюдении всех правил и регламентов вероятность облучения выше допустимых норм значительно ниже вероятности навредить своему здоровью в таких отраслях, как химическая, добывающей и, даже, занимаясь профессиональным спортом, не говоря, о транспортных происшествиях.

Раздел дозиметрия в прикладной ядерной физике рассматривает все аспекты, связанные с обнаружением, диагностированием и поиска средств защиты человека от вредного действия радиоактивного излучения, а, так же, создает экспериментальную базу для создания нормативных документов по охране здоровья людей, соприкасающихся с радиацией. Основной задачей службы дозиметрии является измерение доз радиации, осуществления контроля за соблюдением правил радиационной гигиены и обеспечения техническими средствами для своей деятельности и работающего персонала предприятия, не обязательно АЭС. При соблюдении правил и норм радиационной безопасности для всех категорий населения и окружающей среды ядерные установки считаются безопасными. При нормировании доз радиации следует исходить из требования минимизации допустимого уровня облучения отдельных лиц и коллектива, как в одноразовом, так длительном контакте с радиацией. Отсюда, главной заботой службы дозиметрии является создание норм радиационной безопасности для разных групп населения, как по возрасту, так и по участию в работах, связанных с радиацией. В таком случае, необходимо разобраться с дозиметрическими единицами измерения и их уровнями безопасности для различных групп населения. В качестве важнейших правил радиационной защиты можно перечислить: а) вероятность облучения отдельных лиц и коллектива должна быть минимальной с учетом социальных, технических и экономических факторов; б) практическая деятельность с радиацией запрещается, если суммарный многофакторный ущерб от нее превышает возможную выгоду; в) не допускается облучение человека всеми видами радиации выше предельных допустимых норм (в историческом аспекте первые предельные нормы радиационного облучения были установлены в 1902 г. и составляли 10 рентген за сутки).

В качестве основного критерия радиационной безопасности Международная комиссия по радиобиологической защите (МКРЗ), при разработке правил нормирования радиационного облучения, предложила принцип минимизации внешней и внутренней доз облучения каждого человека, независимо от вида радиации. Разработка и внедрение новых технологий, методов защиты, соблюдение техники безопасности и постоянный контроль позволяют выполнить требования МКРЗ (образована в 1928 г. в Стокгольме в качестве неправительственной организации по охране окружающей среды). Согласно правилам МКРЗ любая доза радиации воздействует на организм человека, поэтому, признается принцип линейного беспорогового воздействия радиации. В этом случае, нормирование пороговых уровней радиации связывают с оценкой общественной полезности работ в области ядерной энергетики в сочетании с принципом приемлемого риска здоровью человека; то есть, соотношение вреда и пользы, которые оцениваются в денежном выражении, за неимением другого критерия (например, в штатах 1 человекобэр оценивается в 5000 доллара). При этом, полезная деятельность в сфере радиационной опасности ограничивается уровнем вреда здоровью человека; что обеспечивается снижением уровня порогового облучения. С учетом рекомендаций МКРТ были разработаны дозовые единицы измерения и нормы радиационной безопасности. В активной зоне ядерного энергетического реактора образуются потоки заряженных частиц и нейтронов, которые передают свою кинетическую энергию окружающей среде в результате торможения и ионизации, причем, нейтрон сам не может ионизовать атомы вещества, но может создавать опосредованную ионизацию при торможении и реакциях захвата. Интенсивность излучения можно записать в виде выражения I = ФЕ, где Ф- поток конкретных частиц через единичную площадку в единицу времени, а Е - есть энергия частицы, тогда единица измерения интенсивности – Вт/м2. Так как энергия частиц расходуется на ионизацию, то удобно измерять электрический заряд для определения уровня дозы поглощенного излучения. Таким образом, за единицу экспозиционной дозы принята величина Кл/кг; то есть, для рентгеновского и гамма-излучения (до 3 МэВ) принимают излучение, создающее заряд один кулон в 1 кг сухого воздуха (0,77 м3), при этом, мощность дозы – А/кг. В системе СГСе за единицу экспозиционной дозы принимался рентген. Несмотря на то, что единица экспозиционной дозы рентген в настоящее время выведен из основных, используя ее для определения степени поражения организма человека, пришлось ее сохранить; так как, население обычно переводит другие дозовые эквиваленты в единицы рентген по привычке, или по причине, не восприятия других единиц, как это было с восприятием единицы атмосферного давления паскаль, гектопаскаль. С точки зрения физики дозиметрии поражение организма человека в результате ионизации вещества ткани, менее оправдано по сравнению с поглощенной энергией; хотя для биологов ионизационное поражение более приемлемо, так как позволяет объяснить клеточные мутации и образование молекулярных разрывов в виде радикалов. Экспозиционную дозу рентген в системе СГСе (сантиметр, грамм, секунда, заряд электрона), в качестве несистемной единицей, разрешено пользоваться. наряду, с Кл/кг (система СИ). Если известно, что рентгеновское и гамма изучение создает в 1 см3 сухого воздуха 2,08*109 пар ионов, то 1 рентген соответствует 2,58*10-4 Кл/кг (плотность воздуха 1,29 кг/м3, 760 мм.рт.ст., 0 0С).

За единицу поглощенной дозы принимают количество энергии, поглощенной одним килограммом ткани человека. Этой величине поглощенной дозы Дж/кг присвоили название Грей (система СИ). В системе СГСе доза поглощенной энергии измеряется в радах, тогда 1рад = 100 эрг/г. Экспозиционная доза 1 Р для воздуха соответствует поглощенной энергии 88 эрг/г, а для тканей организма – 98 эрг/г, то есть 1рентген соответствует 1 рад поглощенной дозы. В СИ соответствие: 1 рад = 0,01 Грей =0,01 Дж/кг, а саму величину поглощенной энергии обозначают через – D. В отличие от суммарной поглощенной дозы, которая не различает вид излучения и биологическую уязвимость отдельных органов человека, удельная ионизация учитывает число пар ионов, образующихся в единице объема от конкретного вида излучения. Для этого вводят понятия коэффициента качества (К) и относительную биологическую эффективность (ОБЭ), причем, ОБЭ используется только в радиобиологии. Например, по глубине биологической ткани распределение поглощенной дозы зависит от химического состава ткани, в этом случае весовое соотношение дозы распределяется между молекулами: 72,6% - кислород, 10,1% - водород, 11,1 – азот. Коэффициент качества принят за единицу для рентгеновского излучения энергией 200 кэВ, при котором поглощенная доза в 1рад соответствует биологическому эквиваленту рентгена 1 бэр. При этом, поглощенная доза может быть разной для видов излучения, а эквивалентная доза Dэкв одинакова, тогда, учетом коэффициента качества КD = Dэкв. В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах, а ее мощность – Зв/с. То есть, зиверт есть единица эквивалентной дозы радиоактивного излучения в биологической ткани, которое создает поражающий биологический эффект, равный поглощенной дозе в 1 Гр от рентгеновского излучения, тогда 1 Зв = 100 бэр. Так как биологическое действие различных видов излучения существенно отличаются между собой, то коэффициенту качества присвоены разные значения, согласно табл.1

Значения коэффициента качества с учетом энергии излучения

К

Рентгеновское и γизлучение, электроны,

позитроны, β-излучение

1

Нейтроны с энергией

меньше 20 кэВ

3

Нейтроны с энергией 0,1 —

10 МэВ

10

Протоны с энергией

меньше 10 МэВ

10

α-излучение с энергией меньше 10 МэВ

20

Тяжелые ядра отдачи

20

В таблице 1 даются соотношения между единицами измерения доз для систем СИ и СГСе.

Соотнош

ение между единицам

и

Названия и обозначения единиц

Связь с единицей СИ

Единица СИ

Единицы СГСе

Активнос

ть

Беккерель (Бк)

Кюри(Ки)

1 Ки =

3,7000 ·

1010 Бк

Плотност ь потока

Ватт на квадратный

2 метр (Вт/м ), равный одному джоулю на квадратный метр в

2 секунду [Дж/(м ·с)!

Эрг на квадратный сантиметр в секунду

2

[эрг/(см ·с)] или

2

(МэВ/см ·с]* ,

1

2 эрг/(см ·с

)=

-

1·10

3 2

Дж/(м ·с

)

Поглоще нная доза D, керма

К

Грей (Гp)

Рад (рад)

1 рад =

0,01 Гр

Мощност

ь

поглощен

ной дозы

D

Грей в секунду (Гр/с)

Рад в секунду (рад/с)

1 рад/с=0,0

1 Гр/с

Эквивале нтная доза H

Зиверт (Зв)

Бэр (бэр)

1 бэр=0,01 Зв

Мощност

ь

эквивален тной дозы

H

Зиверт в секунду

(Зв/с)

Бэр в секунду (бэр/с)

1 бэр/с =

0,01 Зв/с

Экспозиц ионная доза DЄКСП

Кулон на килограмм

(Кл/кг)

Рентген (P)

1 Р =

-4

2,58·10 Кл/кг

Мощност

ь

экспозиц ионной дозы PЄКСП

Ампер на килограмм

(А/кг)

Рентген в секунду (Р/с)

1

Р/с=2,58·

10-4 А/кг

Концентр ация (объемна

я

активност

ь)

радионук

лида в

атмосфер ном воздухе или воде

А/V

Беккерель

кубический

3

(Бк/м )

Беккерель на

(Бк/л)

на метр

литр

Кюри на метр

3 кубический (Ки/м ) Кюри на литр (Ки/л)

1 Ки/кг = 3,700 · l013 Бк/м3

1

Ки/л=3,70

10

0 · l0

Бк/л

Энергия ионизиру ющей

частицы

E,

Джоуль (Дж)

Электрон-вольт (эВ)

(МэВ)

1эВ=1,60

-19

2·10 Дж

МэВ=1,60

2·10-10-13 Дж

В дозиметрии для оценки интенсивности распада радионуклида используется активность (А), измеряемая в беккерелях и кюри (1Бк – 1 распад в секунду, 1 Ки = 3,7*1010 Бк, 1 мкКи = 3,7*104 Бк). В зависимости от задачи рассматривают концентрацию радионуклида, то есть, активность, в жидких и газообразных средах, тогда используют величины: Бк/л, Бк/м3 и Ки/л, Ки/м3 или Бк/кг, Ки/кг и др. Для расширения словаря физических терминов можно запомнить понятие флюенс (перенос чего-то), которое имеет физический смысл в дозиметрии, как перенос энергии через площадку (Дж/м2 или МэВ/см2).

В единицах бэр измеряется биологическое воздействие радиационного излучения на организм человека. При этом, одинаковые дозы бэр и эквивалентной дозы Dэкв для любых излучений поражения одинаковы, однако, поглощенная доза D для этого излучения отличается, так как не учитывает ионизационные способности разных типов излучения, то есть Dэкв = КD (Dэкв - эквивалентная доза измеряется в зивертах, а D - поглощенная энергия измеряется в греях; хотя, размерность Зв и Гр – Дж/кг). При одинаковой поглощательной способности биологическое воздействие разных видов излучения сильно отличаются, поэтому, был введен коэффициент качества К. Уже указывалось, что коэффициент качества К = 1 относится к рентгеновскому и гамма–излучению энергией до 200 кэВ, при которой поглощенная доза 1 рад соответствует эквивалентной дозе 1 бэр (биологический эквивалент рентгена). Предельная санитарная норма радиационной безопасности составляет 5 бэр/год для работников с 6 часовым рабочим днем и 36 часовой неделей, подверженных облучению всего тела, в том числе, важнейших органов: кроветворной и иммунной системам. При частичном облучении (руки, ступни ног, плечо) доза облучения увеличена до 75 бэр/год.

Биологическую эффективность заряженных частиц можно оценивать через параметр ЛПЭ (линейная передача энергии), который показывает постепенную потерю кинетической энергии на единицу длины в веществе. Поглощательную способность и биологическую эффективность излучения можно оценивать через величину ЭПД (эквивалентная поглощательная доза), которая численно равна произведению поглощательной дозы на коэффициент биологической эффективности. Зиверт (в честь шведского ученого Рольфа Зиверта) является системной единицей измерения эквивалентной и поглощательной дозы; при этом, 1 бэр оценивается как 0,01 Зв, т.к. регистрация уровня излучения производится по гамму-излучению, то есть через рентген и бэр. В системе СИ единица зиверт введена с 1979 г. означает, что 1 кг биологической ткани поглощает энергию в 1 Дж, равной, по воздействию с поглощенной дозой гамма-излучения, 1 Гр (в честь британца Льюиса Грэя, 1975 г.). В дозиметрии кроме экспозиционной и поглощенной доз излучения, при суммарном действии всех видов излучения на биологическую ткань, используют также специальную величину керма (К), которая отнесена к единице массы вещества, то есть, К = ∆Е/∆m. Керма можно применить для характеристики потоков нейтронного и гаммаизлучения в единицах Гр и рад, а мощность кермы в Гр/с и рад/с.

Эффект повреждения ткани зависит не только от величины экспозиционной дозы, но и от характера движения заряженной частицы, связанной с изменением плотности биологической ткани. Эта зависимость можно представить в виде линейной передачи энергии (ЛПЭ), имеющая смысл линейной плотности ионизации для данного вида излучения. Ионизационные потери энергии на элементарном отрезке можно выразить: L = ∆Е/∆l, тогда, за единицу измерения ЛПЭ принято отношение энергии в килоэлектроновольт на мкм слоя воды (кэВ/мкм).

Биологическая чувствительность разных органов к радиационному излучению была взята за основу в концепции критического органа, но позже, появилась концепция приемлемого риска, устанавливающая ограниченные уровни облучения. Отсюда появилась необходимость определения степени риска заболеть, в той или иной степени, от радиационного воздействия. В таблице 2 показаны взвешенные риски поражения от облучения отдельного органа по сравнению с облучением всего тела.

Таблица 2 заболеваний и взвешенных рисков заболеть

вероятность летальных

исходов от

злокачественн ых опухолей в результате облучения на 1 человека при эквивалентной дозе 1 Зв

Заболевани

е

10-2 Зв на чел.

W –

взвешенный риск повреждения органа к

взвешенному риску облучения всего тела.

Гонады

Наследствен

ные

1 дефекты*

0,40

0,25

Молочная железа

Рак

0,25

0,15

Красный костный мозг

Лейкемия

0,20

0,12

Легкие

Рак

0,20

0,12

Щитовидная

железа

Рак

0,05

0,03

Поверхность кости

Злокачествен ные новообразов ания

0,05

0,03

Все другие

органы

Тоже

0,50

0,30

Всего:

1,65

1,00

Из них злокачественные опухоли

1,25

Естественный фон ионизирующего излучения составляет от 0,05 до 0,2 мкЗв/ч; поэтому эта величина используется как опорная для установления предельных доз радиации для человека в зависимости от его непосредственного участия в работах, связанных с радиацией. Биологическое воздействие излучения на организм человека в зависимости от вида излучения и группы тканей органа учитывается введением величины коэффициента качества (К), согласно таблице 3

Таблица 3

| | |
| --- | --- |
| Вид излучения | Коэффициент качества К |
| Рентгеновское и гамма-излучение | 1 |
| Бета-излучение, позитроны | 1 |
| Нейтроны, энергией менее 20 кэВ | 3 |
| Нейтроны с энергией от 0,1 до 10 МэВ | 10 |
| Протоны, энергией менее 10 МэВ | 10 |
| Альфа-излучение с энергией менее 10 МэВ | 10 |
| Тяжелые ядра и заряженные ионы | 20 |
| Для смешанного излучения суммируются поглощенные дозы каждого вида излучения с учетом коэффициентов качества | |

Работая с радиоактивными источниками в организме человека происходит накопление радиоактивных изотопов (йод, цезий, стронций, плутоний и др.), поэтому, важно знать параметр ППИ (период полувыведения изотопа), который определяется экспериментально. Механизм воздействия внешнего излучения и заряженных частиц внутри организма связаны, в основном, с биологическим действием на клетки тканей органов человека. Это приводит к нарушению целостности основных молекул белков и нуклеиновых кислот, что приводит к гибели клеток, их мутации, накоплению свободных радикалов и концерогенов. В итоге, радиоактивное облучение приводит к стохастическим радиобиологическим последствиям (например, острая лучевая болезнь при дозе от 1 до 2 Зв); при этом, стохастический эффект может проявиться через длительный срок. Нормирование доз облучения для разных групп людей производится в соответствии с документом СанПиН 2.6.1.2523-09 (санитарные правила и нормы), а также НРБ-99/2009 (нормы радиационной безопасности). Согласно документу, предельные дозы определены по группам: группа А – лица непосредственно, работающие с радиоактивными материалами и излучением (недельная доза 100 мбэр); группа Б – лица, связанные по работе с работниками группы А, но без контакта с радиацией; третья группа – население вблизи АЭС. За 50 лет работы работник группы А может получить эффективную дозу не более 1000 мЗв (на работы, связанные с риском облучиться, не принимают мужчин моложе 30 лет), а для работников группы Б эта доза в четыре раза ниже. Население за всю жизнь не должна получать дозу выше 70 мЗв. Указанные нормы не учитывают дозы природного фона, медицинских обследований и аварийных ситуаций. Доза вдыхаемого воздуха не более 20 мЗв/год для персонала, и 1 мЗв/год для населения. Лица, получившие 200 мЗв/год, направляются на медицинское обследование. Мощность эффективной дозы для персонала с 2000 рабочими часами в год составляет не более 2,5 мкЗв/ч. Эквивалентная годовая доза облучения хрусталика, ступней, рук и кожи для персонала группы А составляет, соответственно:150, 500, 500, 500 мЗв, а для населения: 15, 50, 50, 50 мЗв. Критичность органов человека подразделяется по группам: 1-я группа (гонады, костный мозг, все тело) чувствительность - 1; 2-группа (щитовидная железа, мышцы, жировая ткань) чувствительность 1/3; 3-группа (кожа, кисти, стопы, голень, предплечье) - чувствительность

-1/6.

Нормы и правила регламентируют предельные уровни доз радиации на персонал АЭС и население от вредного воздействия радиационного излучения и нуклидов на организм человека. Нормы радиационной безопасности от воздействия проникающей радиации, при которых нет серъезных нарушений здоровью человека; при этом, за основу норм брались конкретные медико-биологические исследования большого числа людей. К основным видам радиационного воздействия на человека относят: а) природное фоновое облучение; б) медицинское рентгеновское и радиоизотопное облучение; в) облучение от ядерных энергетических установок в условиях нормальной эксплуатации; г) облучение в аварийных ситуациях. Для обоснования НРБ используются принципы: 1) обоснование – запрещается работа с источниками радиации, если риск потери здоровья от облучения человека больше, чем его польза для общества; 2) нормирование – нельзя превышать допустимые индивидуальные нормы облучения; 3) оптимизация – использование оптимального числа персонала с одновременным поддержанием на самом низком возможном уровне облучения персонала от всех радиационных источников.

Радиационные нормативы делят на три группы: а) пределы доз (ПЛ); б) допустимые уровни облучения; в) контрольные уровни. Для персонала группы А ПД эквивалентная доза составляет 20 мЗв в год в течении 5 лет, но не более 50 мЗв за 1 год. Тоже для населения: 1 мЗв в год в течении 5 лет, но не более 5 мЗв за 1 год. Для персонала группы Б принято ПД равной 0,25 от доз группы А. Для расчета допустимых уровней облучения за основу берутся уровни ПД. В качестве примера: среднегодовая мощность эффективной дозы составляет 20мЗв/1700ч получим около 0,012 мЗв/ч. Контрольные уровни облучения должны быть ниже допустимых. Они устанавливаются администрацией по согласованию с госсанэпиднадзором; и предназначены для постепенного снижения облучения персонала. В НРБ предусмотрен вариант планируемого повышения облучения персонала на случай аварии или катастрофы. В этом случае допускаются работники старше 30 лет с их письменного согласия; при этом, уровень облучения до 100 мЗв в год по согласованию с территориальным госсанэпиднадзором, и 200 мЗв в год по согласованию с федеральным госсанэпиднадзором. Персонал, ранее получивший повышенную дозу облучения 200 мЗв, не допускается к работам с повышенным облучением; а если эта доза была в течении 1 года, работник отправляется на медицинское обследование. Работник, получивший дозу 100 мЗв в течении года, допускается к работам с облучением не выше 20 мЗв в год.

Ограничение облучения населения достигается всеми мерами радиационной защиты каждого и уменьшением их числа в зоне повышенной радиации. Ограничение медицинского облучения предусматривает эффективную дозу не выше 1 мЗв в диагностических обследованиях с помощью рентгена и меченных изотопов. Ограничение природного фонового облучения не нормируется, но предусмотрены ограничение допуска населения к некоторым источникам природного излучения.

Радиационная безопасность, а, следовательно, защита обеспечивается необходимыми конструкторскими, техническими, санитарно-гигиеническими и организационными мероприятиями. Нормирование доз облучения для соответствующих групп определяется минимальным уровнем радиационного поражения. Согласно НРБ-2009 годовая эффективная доза персонала АЭС не более 20 мЗв в пятилетнем периоде, а максимальная разовая до 50 мЗв. Для населения вблизи станции эти дозы, соответственно: 1 мЗв и 5 мЗв. Наиболее чувствительные к радиации органы человека: костный мозг (кровь, иммунитет), слизистая (желудочный тракт), кожа.

Дозимерия

Для соблюдения санитарных норм НРБ каждым работником станции необходим постоянный мониторинг полученных доз радиации, который осуществляется посредством средств дозиметрии. Приборы и методы дозиметрии напрямую связаны с различными детекторами микрочастиц. Поэтому, при коструировании разных типов и назначений дозиметров необходимо исходить из физико-технических параметров детекторов. Таблица 5 дает сравнительных характеристики детекторов.

Таблица 4. Сравнительной характеристики некоторых детекторов

Трековый Разрешени Мертвое Время Время Комментарии детектор е трека, время, мкс чувствитель считывания

мкм ности, мс , мкс

Пузырьковая 20 100 105 104 Анализ сложных камера событий.

Искровая 200

камера

5

108

104

Прост в

эксплуатации

Камера 300

Вильсона

105

107

105

Простая и

наглядная

Камера на 103

разрядных трубках

10

103

103

Прост в эксплуатации. Не дорогая.

Дрейфовая 100

камера

>10-5

500

100

Высокое пространственно е разрешение.

Многопровол 200

очная пропорциона льная камера

>10-5

50

10

Высокое временное разрешение

Микрополоск 30 овая газовая камера

>10-5

20

5

Высокая скорость счета

Стримерная 30 камера

10

103

104

Внешний запуск

Ядерная 3

эмульсия

0

∞

109

Высокое разрешение.

Диэлектричес 5 кий детектор

0

∞

109

Высокое разрешение

Сцинтиллятор 35

>10-5

20

1

Высокая скорость счета

Аспекты радиационной защиты

Радиационная защита от ядерного излучения является средством обеспечения надежной радиационной безопасности персонала АЭС и населения. Проблема решения защиты персонала, непосредственно связанного с радиацией работающего и остановленного реактора, начинается с рассмотрения всех возможных потоков радиационного излучения. Основными видами излучений в работающем реакторе являются: а) нейтроны: мгновенные, фотонейтроны (ϒ,n), запаздывающие; б) гаммаизлучение в реакциях: ядерного деления, упругого и неупругого рассеивания, активации, аннигиляции и тормозное гамма-излучение; в) альфа-излучение; г) бета-излучение; д) нейтринное излучение. В остановленном реакторе остаются все перечисленные виды излучения кроме мгновенных нейтронов и гамма-излучения акта ядерного деления, но в штатном режиме за пределами активной зоны наблюдается только гамма-излучение. В результате активации источниками излучения в реакторе являются: активная зона, трубопроводы теплоносителя, технологическое оборудование, защита реактора, бассейн выдержки с отработанными ТВС, система газо- и водоочистки. Например, при отсутствии радиационной защиты реактора и потоке нейтронов деления 1015нейтрон/см2с (энергия нейтрона деления – 0,75 МэВ, при средней 2 МэВ; энергия мгновенных гамма-квантов от 2 до 7 МэВ, при средней 1 МэВ) вблизи реактора можно получить мощность эквивалентной дозы несколько зиверт (летальная разовая доза 6 Зв, то есть около 600 рентген). Выгорание ядерного топлива сопровождается образованием и накоплением радиоактивных нуклидов, типа стронций, кобальт с длительными периодами полураспада. В течении трех лет работы теплового реактора на 100 кг топлива приходится активность около 2*1019 Бк (6*108 Ки).

Реакторное гамма-излучение распределяется на: 1) мгновенное гамма-излучение образуется при делении ядра; 2) гамма-излучение короткоживущих осколков деления; 3) излучение нуклидов с временем полураспада более 10 минут; 4) гамма-излучение реакции захвата (n,ϒ); 5) упругое и неупругое рассеивание; 6) излучение возбужденных нуклидов в реакциях (n,p) и (n,α); 7) тормозное гамма-излучение от ускоренных бета-частиц; 8) аннигиляционное гамма-излучение. Снаружи активной зоны плотность потока гаммаквантов для реактора ВВЭР оценивается как 1014 1/см2с; и зависит от многих факторов, и, в первую очередь, от мощности реактора. Плотность потока гамма-квантов в остановленном реакторе может быть оценена более определенно при известной мощности реактора. При этом, гамма-кванты делятся на группы от 1й -0,1 МэВ до 7й – 2,6 МэВ, через каждые 0,4 МэВ. Теплоноситель, даже вода, в первом контуре радиоактивен (собственная и наведенная), так как в активной зоне реактора активируются нуклиды примесей теплоносителя, которые становятся гамма источниками. Кроме этого, через трещины в оболочках твэлов в теплоноситель могут попасть продукты деления, а, также, продукты коррозии металлов, которые тоже активируются (например: Mn55(n,ϒ)Mn56 – кванты 0,85; 1,81; 2,11 МэВ, или Fe58(n,ϒ)Fe59 – кванты 1,10; 1,29 МэВ). Собственная активность теплоносителя зависит от его нуклидного состава; например, для воды возможны варианты захвата и рассеивания нейтронов: 1H2(n,ϒ)1Н3, 8О16(n,р)7N16, 8О17(n,р)7N17, 8О18(n,ϒ)7N18; при этом, радиационная гамма-активность водного теплоносителя составляет около 0,1 Ки/л в работающем реакторе, а мощность дозы достигает 1 Зв/ч на выходе трубы. В итоге, все системы первого контура могут стать источниками гамма-излучения в результате нейтронной активации материалов. По мере эксплуатации реактора накапливаются активированные нуклиды и мощность гамма-излучения возрастает. Для снижения уровня активационного гаммаизлучения теплоноситель непрерывно фильтруют. К радиации реактора и оборудования первого контура прибавляется радиация второго контура, если произошла разгерметизация в первом контуре.

В соответствии с Программой радиационной защиты общее руководство и контроль за выполнением возлагается на директора АЭС; а Главный инженер АЭС несет персональную ответственность за техническое обеспечение и организацию работ по обеспечению радиационной безопасности. Все начальники служб несут прямую ответственность по обучению подчиненного персонала необходимых правил и инструкций радиационной безопасности, а, также, контроль за их исполнением. Состояние радиационной обстановки на территории АЭС и контроль за соблюдением правил НРБ и санитарии осуществляет служба радиационного контроля. В ее функцию входят направления: а) дозиметрический контроль; б) контроль окружающей среды; в) контроль систем защиты от проникающего излучения; г) контроль и предотвращение распространения радиоактивных загрязнений. При этом, особое внимание уделяется контролю герметичности: твэлов, циркуляционного контура, защитного барьера энергетического блока. 1) дозиметрический контроль, с учетом контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений, включает: контроль уровней радиоактивного загрязнения помещения; оборудования; рабочей одежды, обуви; индивидуальных средств защиты; контроль материалов и транспорта, перемещаемых на территории АЭС и за ее пределы; 2) под защитой окружающей среды подразумевается постоянный мониторинг и контроль выбросов радиоактивного йода, инертных газов, аэрозолей тяжелых металлов, радиоактивных долгоживущих изотопов кобальта, цезия и других, а также, контроль атмосферных осадков на предмет обнаружения изменений в фоновой активности на поверхности почвы; контроль возможной утечки радиоактивных нуклидов хранилищ твердых и жидких отходов (ХТО и ХЖО); 3) мониторинг и дозиметрический контроль коллективных и индивидуальных доз персонала, в том числе, их накопление в организме работника; контроль доз на промплощадке, всех производственных и обслуживаемых помещениях. При этом, особое внимание к дозиметрическому контролю уделяется в периоды техногенных и природных катастроф. Перечень мероприятий и их объем разрабатывается на стадии проектирования АЭС; при этом, основным исполнительным документом является регламент дозиметрического контроля на АЭС. Этот регламент включает: виды контролируемых физических параметров, методы, средства измерений их анализ, периодичность, число пунктов контроля. Объем радиационного контроля зависит от режимов функционирования АЭС: нормальный, с отклонением от нормального, режим проектной и запроектной аварии, режим устранения аварии и последствий аварии, режим остановки эксплуатации. Мероприятия по обеспечению радиационной безопасности во всех режимах включают: а) организационные методы: подготовка персонала, организация работы, проверка уровня безопасности, принятие решения руководством и исполнителем; б) материальные и технические средства по обеспечению стабильной радиационной обстановки; в) индивидуальные средства защиты персонала; г) информационные средства: датчики, приборы, компьютеры, видеосистемы наблюдения, программы обработки данных. Комиссия по приемке в эксплуатацию АЭС проводит проверку соблюдения проектных требований относительно соблюдения норм и правил радиационной безопасности персонала и населения. Проведение работ и хранение источников излучения возможно только после получения санитарного паспорта, который дает право работы с радиоактивными препаратами. Санитарный паспорт выдается местным Госсаннадзором, а копия регистрируется в органах внутренних дел. Служба радиационного контроля непосредственно обеспечивает выполнение норм, правил и инструкций на местах по обеспечению радиационной безопасности на всей территории АЭС. В ее функцию входят:

а) мониторинг радиационной обстановки на территории АЭС; б) организация и осуществление радиационного контроля; в) разработка мероприятия по предотвращению аварий; г) участие в масштабных экспериментах, связанных с уровнями радиации выше нормативного; д) контроль по соблюдению персоналом правил и норм безопасности на рабочих местах АЭС; е) участие в разработке мероприятий по защите персонала и населения в случаях аварии; ж) обучение и помощь молодым сотрудникам службы радиационной безопасности; з) участие в разработке инструкций и проектных решений; и) участие в экспертизе аварийных событий, причин повышения радиационного излучения на местах; в том числе, причин облучения персонала; к) контроль за обеспечения персонала персональными дозиметрами, их отслеживание и контроль за соблюдению персоналом периодических медицинских обследований. В обязанности службы безопасности входит контроль за соблюдением на АЭС режима-зон: зону строгого режима, чистую, зону возможного загрязнения и общедоступную. Кроме обязанностей служба безопасности имеет права: а) запрещать опасные работы, которые могут привести к угрозе жизни и потере здоровья персонала; б) выдавать предписания начальникам других служб по выполнению правил радиационной безопасности и санитарных норм, а также, улучшению условий труда сотрудникам; в) участвовать в комиссии приемки нового оборудования и его наладке; г) запрещать применение радиационно-загрязненных инструментов и материалов; д) выдача разрешений-нарядов для работ в зоне строгого режима в соответствии распоряжением Главного инженера.

Материалы защиты

Назначение защиты на АЭС – это устранение или ослабление факторов вредного влияния радиации на персонал и население, а также на материалы и оборудование. Различают варианты защит: !) сплошная – источник радиации изолирован; 2) теневая – защищает объект от направленного потока излучения; 3) многокомпонентная – состоит из нескольких преград с разной способностью поглощать нейтроны и гамма-излучение. Материалы защиты подразделяются на: 1) водородосодержащие (вода, органические материалы) – поглощают, замедляют и рассеивают нейтроны; 2) плотные материалы, предназначенные для ослабления потока нейтронов и гамма-излучения (тяжелый бетон, свинец, сталь, барий).

Стратегия проектирования современных АЭС заключается в использовании глубоко эшелонированной многофункциональной защиты, в основе которой система барьеров обеспечивает эффективную защиту персонала и население от проникающего излучения и выброса радиоактивных веществ в атмосферу. Каждый барьер обеспечивает необходимый нормативный уровень безопасности, который контролируется дозиметрической службой. Материалы используемые в барьерах безопасности должны обладать необходимым числом эксплуатационных свойств: плотность; состав; термическая, радиационная, механическая и коррозийная стойкость; доступность; технологичность изготовления; стоимость; повышенные защитные свойства от определенных видов излучения и др. Краткая характеристика эксплуатационных свойств некоторых материалов, используемых в барьерах безопасности АЭС, приводятся ниже.

Бетон, в качестве защитного материала используется при сооружении корпуса энергетического блока, когда не лимитируются объемно-весовые параметры. Плотность бетонов зависит от заполнителей и может быть от 2,1 до 6,6 тонн/м3. Легкий бетон содержит: кремний-30%, кислород-50%, алюминий-4%, кальций-8%, водород в составе воды и др., поэтому может задерживать нейтроны, но для защиты от гамма-излучения требуются большие толщины. Или наполнители. Увеличить степень поглощения нейтронов можно путем добавления в состав бетона соединения бора. Для защиты от гаммаизлучения в бетон добавляют железную арматуру, чугунные шарики (скрап) и некоторое количество соединения карбида бора для снижения потока гамма-излучения, которое возникает при захвате нейтронов другими нуклидами материала. При строительстве АЭС используют разные типы бетона в зависимости от задач: а) строительный бетон на основе песка, цемента, щебня из гранита и вода, плотность 2,2 т/м3; б) серпентитовый бетон на основе окислов кремния, железа, марганца, алюминия, плотностью до 2,7 т/м3; используется при высокой температуре 750 К. При добавления железной дроби повышается защита от гамма-излучения; в) лимонитовый бетон (особо тяжелый) на основе заполнителей: сульфат бария (барит), магнитный железняк, гематитовая руда, лимонит (бурый железняк), чугунный скрап. Плотность лимонитового бетона (2Ft2O33Н2О) достигает величины 4 т/м3; он хорошо защищает от нейтронов и гамма-излучения, но добавки скрапа увеличивают вторичное гамма-излучение; г) бруситовый бетон плотность 2,1 – 2,2 т/м3 на основе гидрооксида магния с добавкой оксидов кремния и кальция (вода 30%, теряется при 650 К); д) хромитовый бетон на основе хромитового порошка (FeCrO4) с добавкой окислов титана и алюминия - высокопрочный и жаростойкий (до 1500 К), плотность до 3,3 т/м3; ж) магнетитовый бетон на основе (FeO4) прочнее лимонитованного бетона – плотность до 4 т/м3; защитные свойства в тысячу раз выше воздуха, рабочая температура 400 К.

Свинец имеет плотность 11,34 г/см3, поэтому является основным материалом для защиты от проникающего гамма-излучения. Вольфрам значительно плотнее свинца, но и стоимость его значительно выше; кроме того, свинец легко обрабатывается в отличие от вольфрама. Однако, в зонах реактора с высокой температурой и жестким гамма-излучение приходиться использовать щиты из вольфрама или тантала. При добавлении в свинец 2 – 5% сурьмы или кадмия свинец становится жестче, что используется для изготовления несущих свинцовых панелей обшивки стен и потолков. Мягкий свинец удобен, например, для наружной двухслойной обшивки трубопроводов теплоносителя первого контура реактора (первый слой с низкой теплопроводностью, а наружный из свинца). Очень часто для защиты от радиационного излучения используется свинец в виде кирпичей. Температура плавления свинца – 327,5 0С, поэтому его успешно используют в качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах. Изотопы свинца – 204,206, 207, 208 стабильны. Для снижения потока гамма-излучения на 50% достаточно толщины свинца всего 12,5 см; в то же время, для стали это 21,6 см, а для бетона – 60,5 см.

Вода является лучшим замедлителем нейтронов, но она с успехом может-быть использована для защиты от быстрых нейтронов, в результате их рассеивания или захвата. Секции с водой в сочетании с бетонной, стальной и свинцовой защитой являются основными барьерами радиационной защиты АЭС. Захватное гамма-излучение в реакциях H1(n,ϒ)Н2 имеет величину 2,2 МэВ; в борированной воде в реакции B10(n,α)Li7 эта величина 0,5 МэВ.

Графит в качестве замедлителя и отражателя может также служить нейтронной защитой. Он хорошо обрабатывается; используется в виде блоков. Примесь бора 4% в графите позволяет снизить поток нейтронов в 400 раз слоем в 2,5 см.

Сталь углеродистая и нержавеющая являются основными конструкционными материалами энергоблока. В качестве защиты от гамма-излучения сталь на 30 % уступает свинцу, но ее другие физико-технические свойства имеют неоспоримые достоинства перед другими материалами. Однако в составе стали происходит активация нуклидов примесей и самой основы, то есть железа (изотоп железа-55 излучат гамма-кванты 1,29 МэВ); но основной вклад в поток захватного гамма-излучения создают легированные добавки: кобальт, тантал, хром, марганец. В борной стали, предназначенной к работе в местах высокой интенсивности потока тепловых нейтронов содержание легированных примесей снижают, чтобы уменьшить захватное гамма-излучение от активированных примесей. Полиэтилен, пластмассы – органические полимеры на основе СnН2n c плотностью близкой к воде. Используется в виде брусков, листов, лент для снижения потока нейтронов в местах, где температуре не выше 370К. При добавлении в полиэтилен добавок бора, снижается общий поток захватного гамма-излучения.

Биологическая радиационная защита

На выходе из активной зоны мощность потоков нейтронов и гамма-лучей на много порядков выше допустимых доз, поэтому, для их снижения используют раздельную и сплошную радиационную защиту. При сплошном варианте защищается вся петля первого контура реактора (например, реакторов БН). Если разные участки энергетического блока находятся в разных помещениях, то используется раздельная защита. В этом варианте сначала максимально ослабляют поток нейтронов на выходе активной зоны, чтобы уменьшить уровень активации нуклидов второго контура. На втором этапе защиты необходимо снизить поток нейтронного и гамма-излучения до допустимого уровня, при этом, использование теневой защиты позволяет более эффективно снизить уровень радиации в помещениях с персоналом.

В корпусном реакторе основной защитой от радиации служит стальной корпус толщиной до 20 см. За стальным корпусом располагается многослойная защита из стали, воды и бетона. Слой воды, например, для реактора ВВЭР-440 составляет 25 см при общей толщине радиальной защите 50 см. На рис. показан разрез корпуса реактора ВВЭР-440 с защитой в бетонной шахте. В реакторе ВВЭР-1000 вместо бака с водой используется серпентитовый бетон. В зазоры между корпусом реактора и стенкой шахты засыпают сухой серпентитовый бетон с добавками бористого чугунного скрапа.

Рис. 1

Рис. 2

Рис. 1 Корпус реактора ВВЭР-440 с защитой (1. Корпус реактора, 2. Бак с водой вокруг активной зоны, 3. Бетонная шахта.

На рис. 2 показана биологическая защита реактора РБМК-1000, который располагается в бетонной шахте габаритами 21х21х25 и толщиной стен 2м. а) Схема защиты: 1.настил из плит, 2.засыпка серпантита, 3. Шахта, 4. Песок, 5. Бак с водой, 6. Стальные блоки, 7. Графитовая кладка, б) верхнее перекрытие: 1. Съемный настил, 2. Несъемный настил, 3. Блоки боковой защиты, 4. Технологические каналы (настил и блоки из серпантитового бетона).

Опора реактора установлена на конструкции, которое образует внизу пространство для разводки труб с теплоносителем и каналами. Вокруг активной зоны размещен бак с водой слоем в 1м. Вверху и внизу металлоконструкции защищены сталью толщиной до 25 см от радиации из активной зоны. Свободные зоны между технологическими каналами засыпаются серпантитом, при этом, в нижнем направлении слой серпантита 1,8м, а в верхнем – 2,8м. Сразу над активной зоной слой стали 4 см и 90 см цементный камень на основе серпантита и бариевого бетона (ЖБСЦК), при этом, верхняя защита разборная (для перезагрузки ТВС), а нижняя не разбирается. Все элементы защиты размещаются таким образом, чтобы не было сквозных направлений для излучения, а также используются пробки и вкладыши.

Общая биологическая защита реактора может достигать тысячи тонн; при этом, слой бетона до 3м, а графита и воды- 1м, стали до 30см.

Литература

Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиены. М., 1990

В.Е.Левин, Л.П.Хамьянов//Измерение ядерных излучений//Атомиздат, М. 1969 В.И.Калашников, М.С.Козодаев//Детекторы элементарных частиц//"Наука" М. 1966..

Ю.К.Акимов и др.//Полупроводниковые детекторы в экспериментальной физике// Энергоатомиздат, 1989.

Ю.А.Будагов и др.//Ионизационные измерения в физике высоких энергий//Атомиздат,

1988.

Ю.В. Заневский//Пропорциональные и дрейфовые камеры// М., Атомиздат, 1979.

М.Н. Медведев//Сцинтилляционные детекторы// М., Атомиздат, 1977.

Б.С.Ишханов, И.М.Капитонов, Э.И.Кэбин//Частицы и ядра. Эксперимент//М. Из-во МГУ, 2005

В. В.Сидоренко, Ю.А.Кузнецов, А.А. Оводенко//Детекторы ионизирующих излучений//.

Справочник, Л., 1984;

В.К.Ляпидевский//Методы детектирования излучений, М., 1987

Родный П.А. Импульсная рентгенолюминесцентная спектроскопия широкощелевых кристаллов. Автореферат Д.Ф-М.Н., 1988

Родный П.А., Гарибин Е.А., Веневцев И.Д., Давыжов Ю.И. Проблемы и перспективы применения люминесценции фторида бора. Н.-Т. Ведомасти СПбГПУ, т.12, № 1, с. 1 - 27

Машкович В.П., Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. М., 1990

Самойлов О.Б., Усыгин Г.Б., Бахметьев А.М., Безопасность ядерных энергетических установок. Уч. Пособие для вузов. М., Энергоатомиздат, 1989

Машкович В.П., Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. М., Энергоатомиздат, 1990

Романов В.П., Дозимитрист АЭС. Уч. Пособие для рабочих. М., Энергоатомиздат,

1986

Иванов В.И. Курс дозимитрии. Уч. для вузов. М., Энергоатомиздат, 1988

Кощеев В.С. и др. Индивидуальная защита работающих в атомной энергетике. М., Энергоатомиздат, 1992

Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М., Энергоатомиздат, 1991

Мащенко В.П., Мурашко. Радиационное воздействие и радиационная защита населения при ядерных авариях на атомных электростанциях. Уч. Пособия. Высшая школа, М., 1992

Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. Уч. Для вузов. М., Атомиздат, 1976

Горн Л.С, Хазанов Б.И, Современные приборы для измерения ионизирующих излучений. М., Энегоатомиздат, 1989

.