Область непрерывного разряда. 4 глава

где a₁, а₂, а₃ — коэффициенты, численно равные эквивалентной дозе на один нейтрон в
данном диапазоне энергий,

A_т+п — активность детектора, наведенная тепловым и промежуточным нейтронами,

A_п — активность детектора, наведенная промежуточными нейтронами,

A_б — активность детектора, наведенная быстрыми нейронами;

λ — постоянная распада образующихся радиоактивных атомов,

σ_т — сечение активации тепловыми нейтронами;

σ_б — сечение активации быстрыми нейтронами,

n — количество исходных атомов в детекторах,

Σ — резонансный интеграл

Величины A_т+п , A_п и A_б получают в результате измерения наведенной активности
детекторов, остальные вычисляют по таблицам как физические характеристики активационных
детекторов.

ТЕПЛОВОЙ МЕТОД

Тепловой метод является единственным прямым абсолютным методом дозиметрии, так
как он основан на непосредственном измерении поглощенной энергии в отличие от других
методов, в которых измеряется косвенный эффект (ионизация, химическое разложение и т. п. )

Суть теплового метода состоит в том, что при взаимодействии ионизирующих излучений
с веществом вся поглощенная в веществе энергия в конечном счете преобразуется в тепло
(при отсутствии необратимых химических реакций) и вызовет нагрев вещества, который
пропорционален дозе излучения.

Если теплоизолированному телу передать некоторое количество теплоты, то его
температура повысится

ΔQ = cm ΔT (7.60)

где ΔQ — количество теплоты переданной телу,

с — удельная теплоемкость тела,

m—масса тела,

ΔΤ —изменение температуры тела

Пусть теплоизолированный поглотитель цилиндрической формы облучается пучком
γ-квантов, направленным перпендикулярно торцу. Энергия, поглощенная в поглотителе за
единицу времени

(7.61)

где μ_κz— линейный коэффициент передачи энергии,

μ_z— линейный коэффициент ослабления излучения для вещества поглотителя,
I — интенсивность излучения
S — площадь торца цилиндра,
h — высота цилиндра
Мощность поглощенной дозы

Рγ =μ_кmв І (762)

где μ_кmв — массовый коэффициент передачи энергии для воздуха

Учитывая энергетический эквивалент рентгена, равный 8,8 ^. 10^-6 Дж на 1 грамм воздуха
получим энергию поглощенную за время t

(763)

Как уже было сказано поглощенная в веществе энергия, в конечном счете, переходит в
тепло. Поскольку масса цилиндра может быть представлена в виде

m = p S h (764)

предыдущую формулу можно переписать как

(7.65)

или ΔΤ = k D (7.66)

где ΔΤ — изменение температуры поглотителя.

k—константа, зависящая от вещества и размеров поглотителя.

D — поглощенная доза.

Оценим чувствительность теплового метода регистрации ионизирующих излучений для
тканеэквивалентного поглотителя при μ_z h « 1
В этом случае μ_кmz/μ_кmв = 1, с = 4,2 и следовательно ΔΤ = 2 ^. 10 D
те доза в 500 P повысит температуру попотителя всего на одну тысячную градуса

Рис 7 26 Принципиальное устройство калориметра

Поглотитель на подвесках помещен в термостат. Излучение, проходя через диафрагму,
поглощается в поглотителе и нагревает его Разность температур обычно измеряется между
поглотителем и оболочкой

При использовании калориметрической системы необходимо обеспечить минимальную
передачу тепла от поглотителя в окружающую среду. Передача тепла осуществляется тремя
процессами излучением, конвекцией и теплолроводностью. Уменьшение процесса излучения
достигается серебрением поверхности и установкой тонких экранов между поглотителем и
оболочкой. Потери тепла конвекцией устраняются созданием достаточного вакуума в камере
термостата. С целью уменьшения теплопроводности крепления (подвески) поглотителя
изготавливают из материалов с малой теплопроводностью (например, из нейлоновых нитей),
количество соединительных проводов с электрическими измерителями температуры
(термопары, термостаты), вмонтированными в поглотитель, сводят к минимуму.

Помимо измерения разности температур количество тепла, поглощенного в поглотителе,
можно определить по изменению его объема.

ΔV=βVΔΤ (767)

где β —температурный коэффициент расширения.

В некоторых типах калориметров в качестве поглотителя используют жидкий азот.
Количество выделенного газа служит мерой поглощенной энергии.

Необходимость измерять чрезвычайно малые изменения температуры, а также другие
эксплуатационные трудности, ограничивают применение теплового метода регистрации
ионизирующих излучений. Он используется в основном в лабораторных условиях для
исследовательских целей. Тепловым методом измеряются и уточняются основные константы
других методов дозиметрии, например средняя энергия ионообразования, радиационно-
химический выход и т. п.

Другая область применения теплового метода — прямое измерение плотности потока
энергии излучения. Однако в этом случае при неполном поглощении излучения (например
для γ-излучения) необходимо вносить поправку на ту часть энергии излучения которая
унесена за предеты поглотителя.

ГЛABA 8

ПРИБОРЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
И ТЕХНИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ
РАДИАЦИОННЫХ ВЕЛИЧИН

КЛАССИФИКАЦИЯ ПРИБОРОВ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Под приборами радиационного контроля следует понимать технические средства для
измерения и регистрации количественных значений физических величин, характеризующих
ионизирующее излучение. Приборы, как средства измерения, должны быть метрологически
нормированными (метрология приборов радиационного контроля рассмотрена ниже).
Технические средства измерения, метрологические характеристики которых не нормированы,
называются индикаторами.

Классификация приборов радиационного контроля зависит от многих признаков,
основные из которых следующие:

• вид радиационного контроля;

• функциональное назначение прибора;

• тип измеряемой физической величины;

• вид ионизирующего излучения;

• тип конструктивного исполнения.

По виду радиационного контроля приборы разделяются на два основных класса приборы
дозиметрического контроля и приборы радиационного технологического контроля. Приборы
дозиметрического контроля обеспечивают получение необходимой информации о состоянии
радиационной обстановки на АЭС, в окружающей среде, а также о дозе облучения персонала
и населения. Приборы радиационного технологического контроля обеспечивают измерение
радиационных параметров технологических сред и состояния защитных барьеров на пути
распространения радиоактивных загрязнений.

Классификацию приборов радиационного контроля в зависимости от функционального
назначения, типа измеряемой физической величины и вида ионизирующего излучения
определяет государственный стандарт, который нормирует общие технические требования
и порядок присвоения обозначений средствам радиационного контроля. В соответствии со
стандартом, буквенное обозначение средств измерений должно включать три элемента.
Первый элемент обозначает функциональное назначение прибора.

Д — дозиметры (дозиметрические установки),

P — радиометры (радиометрические установки),

С — спектрометры (спектрометрические установки),

БД — блок детектирования,

УД — устройство детектирования.

Второй элемент буквенного обозначения прибора обозначает физическую величину
измеряемую средством измерений:

Д — поглощенная доза облучения,

M— мощность поглощенной дозы,

Э — экспозиционная доза фотонного излучения,

P — мощность экспозиционной дозы фотонного излучения,

В— эквивалентная доза излучения,

Б — мощность эквивалентной дозы излучения,

Φ — поток энергии ионизирующего излучения,

H — плотность потока энергии ионизирующего излучения,

T — перенос энергии ионизирующего излучения,

И — активность радионуклида в источнике,

У— удельная активность радионуклида,

Г — объемная активность радионуклида в газе,

Ж — объемная активность радионуклида в жидкости,

А — объемная активность радиоактивного аэрозоля,

3 — поверхностная активность радионуклида
Л — поток ионизирующих частиц,

Π — плотность потока ионизирующих частиц,

E — энергетическое распределение ионизирующего излучения,

С — перенос ионизирующих частиц,

Ч — временное распределение ионизирующего излучения,
К — две и более физических величин

Третий элемент буквенного обозначения прибора обозначает вид ионизирующего
излучения

А— альфа-излучение,

Б — бета-излучение,

Г — гамма-излучение,

H — нейтронное излучение,

Π— протонное излучение,

T — тяжелые заряжненные частицы,

С — смешанное излучение,

X — прочие излучения

Примеры буквенных обозначений средств измерений

ДДБ — дозиметр (дозиметрическая установка) погтощенной дозы бета-излучений,

РЗА — радиометр (радиометрическая установка) поверхностной активности альфа-
активного радионуклида (радиометр загрязнения поверхностей),

СЕГ — спектрометр (спектрометрическая установка) энергетического распределения
гамма-излучения,

УДДГ — устройство детектирования поглощенной дозы гамма-излучения,

БДТГ — блок детектирования переноса энергии гамма-излучения

Дозиметры (Д) предназначены для измерения и регистрации дозы ионизирующего
излучения (экспозиционной, поглощенной, эквивалентной) и мощности дозы

Радиометры (P) предназначены для измерения и регистрации плотности потока
ионизирующего излучения и активности радионуклидов

Спектрометры (С) предназначены для измерения распределения ионизирующих
излучений по энергии частиц или фотонов или по каким-либо другим параметрам В
зависимости от вида ионизирующего излучения бывают альфа-, бета-, гамма-спектрометры

Блок детектирования и устройство детектирования (БД и УД) предназначены для
преобразования измеряемой величины в другую величину или сигнал измерительной
информации удобный для последующей обработки Как правило БД и УД входят в состав
других измерительных средств

Необходимо отметить, что промышленностью выпускаются также универсальные
(многофункциональные) приборы, совмещающие функции разных типов приборов
Примером такого прибора может быть многофункциональный дозиметр-радиометр
IMKC-OlPl, в состав которого входят блоки детектирования дозы и мощности дозы гамма-
рдпучения—Б ДКГ и нейтронного излучения—Б ДКН, а также плотности потока и флюенса
ψ,- и β-частиц (Б ДКА, БДКБ)

Приборы радиационного контроля в зависимости от типа конструктивного исполнения
!разделяются на следующие группы

• стационарные системы (комплексы) радиационного контроля

• стационарные приборы (установки) радиационного контроля,

• переносные приборы радиационного контроля,

• приборы индивидуального дозиметрического контроля

Из всей совокупности приборов радиационного контроля АЭС необходимо также
выделить группу приборов лабораторного радиационного контроля, которыми оснащены
радиометрические и спектрометрические лаборатории АЭС Ниже будут рассмотрены
Характеристики приборов радиационного контроля применяемые на АЭС Украины

СТАЦИОНАРНЫЕ СИСТЕМЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Система радиационного контроля (CPK) предназначена для непрерывного обеспечения
служб АЭС информацией о радиационной обстановке на АЭС и в окружающей среде, дозах
облучения персонала и населения, радиационных параметрах технологических сред, а также
о состоянии защитных барьеров на пути распространения радиоактивных загрязнений
,В общей структуре CPK должны быть предусмотрены подсистемы, обеспечивающие
измерение параметров радиационной обстановки по основным видам радиационного
Контроля

• подсистема радиационного дозиметрического контроля (ПРДК),

• подсистема радиационного технологического контроля (ПРТК),

• подсистема радиационного контроля защитных барьеров (ПРКЗБ),

• подсистема радиационного контроля окружающей среды (ПРКОС),

• подсистема радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений
(ПРКНРЗ)

Все подсистемы должны быть объединены в CPK составляющую часть единой
информационно-обеспечивающей системы АЭС

CPK включает в себя организационно-методическую и техническую части Техническая

часть CPK—это стационарная система радиационного контроля, которая объединяет в единый

' комплекс аппаратуру радиационного контроля (приборы) и другие технические средства

для сбора и представления информации радиационного контроля АЭС Стационарную CPK

, называют также комплексом аппаратуры радиационной безопасности (АКРБ) Из таких

I комплексов в настоящее время наибольшее распространение на АЭС Украины получили

f "Сейвал" (АКРБ-03) "Горбач" (АКРБ-06), разработанные специально для АЭС с реакторами

ВВЭР и РБМК соответственно До их внедрения в качестве АКРБ широко использовалась

многоканальная установка "Система"

Перечень основных блоков и устройств детектирования стационарных комплексов
АКРБ приведен в таблице 8 1

Кроме того, в состав АКРБ входят агрегатированные комплекты устройств сбора и
обработки информации. К данным устройствам относятся: устройства накопления и
обработки информации УНО 100М-01, УНО-06Р, УНО-17Р, устройства обмена информацией
УИ-28, устройства передачи УВА-09 и т.д.. В соответствии с современными требованиями
обработка информации в CPK должна осуществляться на базе локальных вычислительных
сетей (ЛВС), автоматизированных рабочих мест (АРМ) и персональных компьютеров типа
IBM. Примером построения современных систем радиационного контроля является
автоматизированная система контроля радиационной обстановки окружающей среды
(ACKPO) Запорожской АЭС. Следует отметить, что первой ACKPO АЭС на Украине была
ACKPO 30-км Зоны отчуждения Чернобыльской АЭС, созданная в экстремальных условиях
ликвидации последствий аварии на базе комплекса технических средств "Тунец" в 1986 году.

В настоящее время на Чернобыльской АЭС ведутся работы по разработке новой CPK
ЧАЭС, которая должна обеспечить контроль параметров радиационной обстановки, ее прогноз
и возможность контроля радиационных параметров во всех режимах эксплуатации ЧАЭС, в
том числе в режимах аварии, ликвидации последствий аварии, а также в режиме
преобразования объекта "Укрытие" в экологически безопасную систему.

Стационарные приборы (установки) — это функционально и конструктивно объединенный
комплекс измерительных и вспомогательных устройств, расположенных в одном месте и
выполняющих измерение одной или нескольких величин, а также первичную обработку
результатов измерения и выдачу информации потребителю. Данные приборы (установки)
в зависимости от количества измеряемых параметров могут быть одно- или многоканальными.
В таблице 8.2 приведен перечень основных стационарных приборов и установок
радиационного контроля, применяемых на АЭС Украины.

ПЕРЕНОСНЫЕ ПРИБОРЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Переносные приборы радиационного контроля предназначены для измерения
различных параметров радиационной обстановки непосредственно на рабочих местах при
проведении радиационно-опасных работ, при исследованиях и т.п.

Перечень переносных приборов радиационного контроля приведен в таблице 8.3.

Таблица 8.3.
Переносные приборы радиационного контроля.

ПРИБОРЫ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ