Категории нарушений в работе АЭС
| №п/п | Категория нарушения | Последствия, обстоятельства и признаки нарушений | Уровни событ. по шкале INES |
| Аварии | 4,5,6,7 | ||
| 1.1 | AOl | Выброс в окружающую среду радиоактивных веществ радиоактивностью, эквивалентной 105 — 10б Ки (3,7· 1012 — 3,7· 10П Бк) 131I, в результате которого возможны острые лучевые поражения населения, влияние на здоровье населения и загрязнение радиоактивными веществами большой территории Возможен трансграничный перенос радиоактивности. Длительное воздействие на окружающую среду. Примечание 1: Мероприятия по защите персонала и населения осуществляются в соответствии с планами мероприятий по защите персонала и населения при радиационных авариях на AC. Примечание 2: Объем и характер мероприятий по защите населения определяются в соответствии с Критериями для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора. | |
| 1.2 | А02 | Выброс в окружающую среду радиоактивных веществ радиоактивностью, эквивалентной 104— 10* Ки (3,7-Ю11 — 3/7Ч012 Бк)1311, в результате которого будет достигнут верхний уровень дозовых критериев для принятия решения о мерах защиты населения (для детей и беременных женщин 50 мЗв (5 бэр) внешнего облучения на все тело или 500 мЗв (50 бэр) при ингаляции радиоактивного йода). Введение в действие пианов мероприятий по защите населения, предусматривающих эвакуацию населения или отдельных его категорий в населенных пунктах Смотри примечания 1 .2 π 1 . 1 | |
| 1.3 | АОЗ | Выброс в окружающую среду радиоактивных веществ радиоактивностью, эквивалентной 102— -104 Ки (3,7·109— 3,7·10η Бк)ш1,при котором за границей сагаггарно-защитнойзоны AC превышеннижний уровень, но не достигнут верхний уровень дозовых критериев для принятия решения о мерах защиты населения. Введение в действие аланов мероприятий по защите персонала AC и населения (реализуются некоторые мероприятия, кроме эвакуации - временное укрытие, йодная профилактика и т п.). Разрушение значительной части активной зоны, вызванное механическимвоздействиемилиплавлением с превышением максимального проектного предела повреждения ТВЭЛ ob согласно ПБЯ РУ АС-89 Смотри примечания 1.2 п. 1.1 | |
| 1.4. | А04 | Выброс на площадку AC ив окружающую среду такого количества радиоактивных веществ, при которомпревышены годовые значения предельно допустимых выбросов и/или допустимых сбросов, но радиационная обстановка за границей санитарно-защитной зоны AC не требует специальных мер по защите населения. Контроль за радиационной обстановкой осуществляется в соответствии с Регламентом Возможно облучение отдельных лициз населения сверх дозовой квоты, принятой для AC (0,2 мЗв (20 мбэр) за счет газоаэрозольных выбросов или 0,05 мЗв (5мбэр) за счет жидких сбросов), но не выше 1 мЗв (100 мбэр) Повреждение активной зоны, при котором пред ел безопасной эксплуатации повреждения ТВЭЛ ob согласно ПБЯ РУ АС-89 нарушен, а максимальный проектный предел — нет. Облучение персонала дозами (порядка 1 Зв). вызывающими острые лучевые поражения смотри примечания 1 2 π 1 1 |
| №π/π | Категория нарушения | Последствия, обстоятельства и признаки нарушений | Уровни событ по UDcaneINES |
| Происшествия | 1,2,3 | ||
| П01/1 | Разовый выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, не превышающий значений предельно допустимых годовых выбросов и допустимых сбросов Возможные дозы облучения отдельных лициз населения не превышают суммарной дозовойквоты для АЭС 0,25 мЗв (25 мбэр) Загрязнение площадки АЭС и санитарно-защитной зоны АЭС, приводящие к повышению мощности дозы гамма излучения более 240 мкР/ч Облучение отдельных лиц из персонала АЭС дозами, превышающими предельно допустимые для персонала, вызванное отказом оборудования, недостаткомпроцедур и/или неправильными действиями персонала | 1,2,3 | |
| ПО 1/2 | Разовый выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, превышающий пятикратное значение суточного допустимого выброса Повышение объемной активности радионуклидов в воздухе обслуживаемых помещений зоны строгого режима АЭС сверх допустимой концентрации для персонала (Д K8) Влияние на радиационную обстановку за пределами площадки АЭС отсутствует | 1,2,3 | |
| П02 | Нарушение пределов и/илиусловий безопасной эксплуатации АЭС в любых режимах эксплуатации энергоблока, не перешедшее в аварию, кроме происшествий категорий ПОЗ, П04 | 1,2,3 | |
| ПОЗ | Неработоспособность систем безопасности или каналов систем безопасности в количестве, исчерпывающемих резерв в любом режиме эксплуатации энергоблока АЭС | 1,2,3 | |
| П04 | Неработоспособность отдельных каналов систем безопасности при сохранении их резервав любомрежиме эксплуатацииэнергоблока АЭС либо нерезервируемых элементов систем безопасности в течение срока, превышающего разрешенный технологическим регламентом | 0,1,2,3 | |
| П05 | Останов реакторной установки или отключение энергоблока от сети в любомрежиме эксплуатации АЭС, вызванное отказом оборудования АЭС и/или неправильными действиями персонала либо внешним воздействием искусственного или естественного происхождения | 0,1,2 | |
| П06 | Падение и/илиповреждение TBC ТВЭЛов ПЭЛов при транспорте технологических операциях со свежим ипи отработанным ядерным топливом, вызванное отказом оборудования АЭС и/илинеправильнымидействиямиперсонала, не приведшие к авариям, или происшествиям категорий П01 П02 | 1,2,3 | |
| П07 | Отказы важного для безопасности AC оборудования и трубопроводов, относящихся к группам Аи В в соответствии с ПНАЭ Г 7 008-89, оборудования 1-го и 2-го классов безопасности по ОПБ-88 органов регулирования СУЗ с приводными механизмами, проявившиеся или обнаруженные в любом режиме эксплуатации, не приведшие к аварии и происшествиям категорий AOl П06 П08 Π 10 | 0,1 | |
| П08 | Разгрузка энергоблока АЭС на величину 2 5° о и более от уровня мощности непосредственно ей предшествовавшего вызванная отказом оборудования АЭС и/или неправильным действиями персонала, либо внешним воздействием естественного или искусственного происхождения | О | |
| П09 | Срабатывание любой системы безопасности или канала системы безопасности по прямому назначению в режиме, не связанном с обеспечением функции безопасности | 0,1,2,3 | |
| П10 | Неработоспособность каната (каначов) систем безопасности в любом режиме эксплуатации АЭС в течение срока, не превышающего разрешенного технологическим регламентом ( за исключением вывода отдельных каналов системы безопасности для проведения регламентных проверок или планового технического обслуживания) | Ol |
Каждое нарушение подлежит учету и расследуется комиссией в течение 15 суток с момента
его возникновения (выявления).
Если в результате расследования устанавливается факт нарушения, т.е. невыполнение
законодательных актов, норм, правил и стандартов по ядерной и радиационной безопасности,
а также требований выданных лицензий, то оно оценивается по шкале, имеющей четыре
уровня (табл. 9.4.)
Таблица 9.4
Оценка уровня нарушений
| Уровень нарушений | Критерий оценки |
| Первый | Факт значительного нарушения, причинившего вред здоровью населения (персонала) или окружающей природной среде, или приближенного к нанесению такого вреда |
| Второй | Факт значительного нарушения, повлекшего за собой возникновение реальной угрозы безопасности здоровью населения (персонала) или окружающей природной среде |
| Третий | Факт нарушения, от которого зависит безопасность здоровья населения (персонала) или состояние окружающей природной среды |
| Четвертый | Факт нарушения, которое может повлиять на безопасность здоровья населения (персонала) или состояние окружающей природной среды |
В зависимости от уровня нарушений устанавливается уровень штрафа, налагаемого на
предприятие, ответственное за нарушение. В случае факта нарушения четвертого уровня
штраф не налагается.
В США аварии на атомных станциях по тяжести подразделяются еще на четыре класса:
• Необычное событие.
• Опасное событие.
• Авария на площадке.
• Общая авария.
"Необычное событие" это некоторое ненормальное условие при эксплуатации станции,
при котором не возникает угрозы здоровью населения. Пожар в складском помещении
может попасть в этот класс, как и нарушения в подаче внешнего энергоснабжения на станцию
или отказ одного или обоих аварийных дизель-генераторов. Нет необходимости обращаться
к внешним организациям по безопасности.
"Опасное событие" — это следующий по тяжести класс. Инцидент приводит к
действительному или потенциальному снижению безопасности станции, например, инцидент
при обращении с отработавшим топливом. Необходимо обращение к внешним организациям
по безопасности. Местные организации должны быть переведены в состояние готовности и
ожидать дальнейшего развития событий. Никакие действия со стороны населения не нужны.
"Авария на площадке" заключается в действительном или вероятном отказе основных
систем станции с потенциальным существенным выбросом радиоактивности. Событие, тем не
менее не требует защитных мероприятий вне границ станции. Утечка в первичной
охладительной системе объем которой больший чем объем компенсирующей емкости для
восстановления количества воды, может быть примером аварии этого уровня.
"Общая авария" — это выброс или угроза выброса большого количества
радиоактивности за границу станции. При такой аварии проводится полная мобилизация
всех внешних аварийных организаций и вероятная тревога для населения в 10-км зоне.
Нарушение целостности двух из трех барьеров на пути распространения продуктов
деления — топливных оболочек, корпуса высокого давления и защитной оболочки вместе с
потенциальной возможностью нарушения третьего барьера может обусловить
общую аварию.
"Единичный отказ" означает происшествие которое приводит к потере возможности
некоего элемента выполнять возложенные на него функции безопасности.. Наложение ошибок,
щгорые вытекают из единичного происшествия, рассматриваются как единичный отказ.
Жидкостные и электрические системы считаются сконструированными в соответствии с
принципом единичного отказа, если ни единичный отказ любого активного элемента
(в предположении, что пассивный элемент функционирует соответствующим образом), ни
единичный отказ любого пассивного элемента (в предположении, что активный элемент
функционирует должным образом) не приводит к потере системой возможности выполнять
свои функции.
В системе классификации по условиям облучения рассматривается четыре различные
категории аварий:
При инциденте не загрязняющем /наблюдаемом/ люди подвергаются внешнему
облучению от источников или установок на протяжении относительно короткого известного
периода времени. При этом типе инцидента не происходит выброс радиоактивности.
Последствия ограничены малым пространством, обычно на площадке. Основной
радиологической проблемой в этой категории инцидентов является устранение радиационного
поля для предотвращения дальнейшего облучения людей и оценка доз, полученных
персоналом, находившимся под воздействием этого поля.
Незагрязняющий /невыявленный/ инцидент похож на первый тем, что при нем не
загрязняется окружающая среда и происходит только внешнее облучение персонала. Тем не
менее инцидент этой категории существенно отличается тем, что радиационное поле
присутствует длительное время перед тем, как его выявят, т е это неопределяемое немедленно
нарушение в защитных устройствах для тех, кто может получить дозу. Примером для этой
категории может быть инцидент на югославском исследовательском реакторе Винка в Белграде
в 1958 г. В ходе обслуживания на одном из каналов самопроизвольно открылась защитная
задвижка. Этот канал использовался для вывода радиационного пучка из активной зоны для
экспериментальных целей. После запуска реактора множество людей ненамеренно проходили
сквозь поле нейтронного и гамма-излучения. К тому времени, когда определили, что задвижка
открыта, шесть человек уже получили высокие дозы, пять из них летальные.
Третьим типом инцидента, связанного с условиями облучения является загрязняющий
/наблюдаемый/ инцидент. Он заключается в планируемой, кратковременной потере контроля
над радиоактивными материалами в открытом виде. Потерянное загрязнение впоследствии
вдыхается или попадает внутрь организма с пищей. Первоочередными задачами является
ограничение дальнейшего распространения загрязнения и быстрое медицинское обследование
загрязненных работников. Усилия по дезактивации требуют много времени, денег и являются
источником ненужного облучения.
Последняя и наиболее сложная категория — это инцидент загрязняющий
/невыявленный/. Он происходит при невыявленном выбросе радиоактивности.
Радиологические проблемы подобны третьей категории кроме того что наблюдаются
большие сложности определения людей которые могли облучиться за время между потерей
контроля и восстановлением нормальных условий. Это требует проведения широких
поисковых работ для локализации возможных загрязненных мест, возникающих при
непроизвольном переносе радиоактивности с места на место.
Как показывает международный опыт, наиболее тяжелые проектные аварии обусловлены
самопроизвольными цепными реакциями (СЦР) в исследовательских реакторах и активных
зонах критических сборок, используемых для проведения различных физико-технических
экспериментов.
Условия для возникновения СЦР могут сложиться также при экспериментальной работе
с делящимися веществами объемом, близким к критическому, в условиях радиохимической
лаборатории или при производстве делящихся веществ. При СЦР имеет место
преобладающее воздействие внешнего γ - n-излучения, если не происходит разрушение
ТВЭЛов. Если ТВЭЛы разрушены, при выходе в обслуживаемые помещения газообразных
и аэрозольных продуктов деления и активации радиоактивные вещества могут поступить
внутрь организма или привести к контактному β-облучению кожи. Однако по статистике
вклад внутреннего облучения при радиационных авариях, связанных с СЦР незначителен и
существенного вклада в формирование лучевого поражения не дает.
С момента открытия и начала практического использования цепной реакции деления во
всем мире произошло несколько десятков радиационных аварий, обусловленных потерей
контроля над этой реакцией или ее непредвиденным возникновением.
ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ
При получении сигнала об аварии, по команде начальника смены станции, начальник
смены службы радиационной безопасности организует, обеспечивает ипроводит экстренную
оценку радиационной обстановки.
• снимаются показания по стационарным приборам и установкам;
• проводятся дозиметрические измерения (при необходимости) на территории и в
помещениях АЭС переносными приборами.
Аварийная бригада с помощью переносных дозиметрических приборов оценивает
радиационную обстановку на участке, где произошла авария, обозначает знаками
радиационной опасности опасную в радиационном отношении зону, причем замеры уровней
ионизирующих излучений проводят в определенной последовательности сначала внешней
зоны аварийного участка, а затем, если это не представляет определенной опасности,
внутренней. Все дозиметры, размещенные в аварийной зоне, снимаются и направляются на
определение зафиксированных ими доз облучения. Доступ в аварийную зону до особого
распоряжения руководства запрещается, если только это не вызвано спасением людей,
ликвидацией пожара и другими неотложными мерами, связанными с предотвращением
аварийной ситуации. Параллельно с этим определяются показания дозиметров у остальных
пострадавших, собираются предметы, находящиеся у наиболее пострадавших людей (монеты,
часы, кольца). В случае выброса радиоактивных веществ производится замер загрязненности
спецодежды пострадавших.
Все сведения об индивидуальных дозах и поступлении радионуклидов внутрь организма
по мере их получения передаются медицинской службе. Далее действия всех служб, в том
числе и службы дозиметрии и радиационной безопасности проводятся согласно плану
мероприятий и указаниям комиссии, назначенной руководством предприятия для ликвидации
последствий аварии и расследования ее причин.
Для определения масштаба аварии и принятия оперативных решений по ликвидации ее
последствий, прежде всего, необходимы сведения о дозе облучения у лиц, попавших в аварию,
ее компонентном составе и распределении по телу человека. На их основе прогнозируются
тяжести поражений и планируются рациональные объемы и сроки проведения лечебных
мероприятий, а в дальнейшем устанавливают количественные закономерности формирования
острого лучевого поражения человека. Все это определяет требования к срокам поступления
дозиметрической информации, ее объему и точности, а получение этих сведений обеспечивает
система индивидуального аварийного дозиметрического контроля.
Система индивидуального аварийного контроля должна быть достаточно оперативной и
точной. На месте аварии она должна обеспечить разделение людей на облученных и
необлученных и получение значений максимальной дозы с погрешностью 100%.
В дальнейшем силами службы радиационной безопасности производится радиационная
разведка по уточнению радиационной обстановки в зоне аварии. В конечном итоге, с места
аварии должны быть представлены показания индивидуальных дозиметров пострадавших,
тип дозиметров, вид измеряемых излучений, точность полученных данных, расположение
пострадавших относительно источника во время облучения, перемещение относительно
источника во время облучения, сведения о локальных загрязнениях пострадавших, сведения
о максимальной мощности дозы в момент аварии, уровни внешнего излучения от пострадавших,
компонентный состав излучения в аварийной зоне, результаты обсчета аварийных дозиметров,
находившихся в аварийной зоне, и картограмма их размещения, сведения о загрязненности
помещений, оборудования, воздушной среды, сведения об активации и загрязнении
сопутствующих предметов, сведения о дозах, полученных пострадавшими от контактного
облучения, рассчитанных по косвенным показателям (загрязненности одежды и кожных
покровов, времени облучения, составу радионуклидов), прочие данные по требованию
медицинского персонала, занимающегося лечением пострадавших, для выбора наиболее
правильной тактики и методов лечения.
ИНДИВИДУАЛЬНАЯ АВАРИЙНАЯ ДОЗИМЕТРИЯ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ
Дозы γ-излучения наиболее точно измеряют радиотермо- (РТЛ) и
радиофотолюминесцентными (РФЛ) и фотопленочными дозиметрами.
Хотя в лабораторных условиях фотопленочные дозиметры позволяют измерять дозу
γ-излучения с допустимой погрешностью, их практическое применение для
индивидуального аварийного контроля связано со значительными трудностями. Поскольку
пленки имеют определенную плотность почернения, зависящую от длительности и условий
хранения то вместе с облученными пленками должны проявляться необлученные, а также
облученные в известной дозе для градуировки пленок и денситометра. Необходимо тщательное
соблюдение режима проявления. Значительная погрешность может возникнуть из-за
различия в условиях хранения и ношения. К недостаткам относятся значительная
энергетическая зависимость чувствительности, необходимость самой процедуры проявления
и денситометрирования.
Кроме того, фотопленочные дозиметры чувствительны к климатическим условиям.
Все это привело к тому, что фотопленки в индивидуальной аварийной дозиметрии
постепенно вытесняются радиофото- и радиотермолюминесцентными дозиметрами.
Принцип действия РФЛ-дозиметров основан на испускании видимого света при
ультрафиолетовом возбуждении облученных твердых веществ. В дозиметрах до сих пор
используются только метафосфатные стекла, активированные серебром. Аварийные
РФЛ-дозиметры получили относительно широкое распространение за рубежом.
Если при радиофотолюминесценции созданные ионизирующим излучением центры захвата
сохраняются после ультрафиолетового возбуждения, поскольку возбужденный электрон
возвращается после испускания света в исходное состояние, то при радиотермолюминесценции
происходит рекомбинация электронов с дырками, что приводит к разрушению центров
захвата. Этим принципиально различаются два явления радиолюминесценции:
радиофотолюминесцентные дозиметры допускают многократное определение показаний без
потери информации, а радиотермолюминесцентные после определения показаний могут
быть использованы для нового облучения.
Для регистрации РТЛ люминофор помещают на нагревательное устройство перед
фотоумножителем и измеряют зависимость интенсивности свечения от температуры или
времени нагрева. С точки зрения удобства для практического применения, желателен
люминофор с линейной зависимостью интенсивности РТЛ от дозы, нечувствительный к
освещению, температурным и климатическим факторам. Выход РТЛ должен быть достаточно
большим, а спектр достаточно удаленным от собственного свечения нагревательного
устройства и соответствовать спектральной чувствительности используемого
фотоумножителя. Учет всех этих требований привел к тому, что в аварийной дозиметрии
широко используют только три типа термолюминофоров, а именно фтористый литий,
фтористый кальций и термолюминесцирующие стекла.
На АЭС используются комплекты детекторов индивидуального дозиметрического
контроля на основе LiF, которые могут регистрировать, в случае необходимости, дозы
аварийного облучения.
Наиболее важное преимущество LiF которое обусловило его применение в
индивидуальной дозиметрии, связано с небольшим эффективным атомным номером, равным
8,14 и близким к эффективному атомному номеру мышечной ткани. По этой причине у
фтористого лития незначительная зависимость дозовой чувствительности от энергии фотонов.
После облучения в дозе более 100 рад фтористый литий необходимо подвергать
регенерации путем длительной термообработки для снятия радиационных дефектов.
LiF допускает многократное применение (до 100 раз) без изменения чувствительности при
дозе до 1000 рад.
Эффективный атомный номер CaF2 выше, чем у LiF, поэтому его чувствительность
сильнее зависит от энергии фотонов.
Хотя такие дозиметры отличаются стабильными характеристиками, высокой точностью
и большим сроком службы, но они сложны в изготовлении и довольно громоздки, особенно
если речь идет об их объединении с индивидуальными дозиметрами нейтронов в общий
аварийный дозиметр γ - n-излучения.
Было предложено и получило широкое распространение использование стекол в качестве
термолюминесцентных дозиметров. Важным аргументом в пользу этого является возможность
их изготовления в больших количествах с воспроизводимыми характеристиками. Наибольшее
распространение получили алюмофосфатные стекла, ставшие основой метода
термолюминесцентной дозиметрии ИКС.
Оказалось, что требования, предъявляемые к термолюминофорам, удается удовлетворить
подбором состава стекла, выбором активатора, разработкой технологии изготовления стекла.
Без активатора (лучшим оказался марганец) собственная радиолюминесценция у стекла не
велика.
Так как эффективный атомный номер алюмофосфатного стекла равен около 12, что
значительно больше, чем у биологической ткани, то в области низких энергий фотонов
дозиметры обладают значительным ходом с жесткостью.
В случае необходимости повышенную чувствительность к тепловым нейтронам
обеспечивают использованием лития, обогащенного по изотопу 6Li до 90%. Дозовая
чувствительность литиевых стекол к γ-излучению примерно такая же, как и стекол без
лития. Отношение дозовой чувствительности к нейтронам и аналогичной чувствительности
к γ-излучению для стекол с литием равно около 100.
Чувствительность алюмофосфатного стекла к тепловым нейтронам определяется, в
основном, распадом продуктов активации алюминия и фосфора и зависит от времени между
окончанием облучения и началом измерений. Удельная керма тепловых нейтронов в стекле
равна 1.10-11 рад · см2 · нейтр-1, что составляет 40% удельной тканевой кермы тепловых
нейтронов. Относительная чувствительность стекол к быстрым нейтронам по сравнению с
γ-излучением для нейтронов с энергией ниже 5 МэВ не превышает 3 — 5 %. С увеличением
энергии от 7 до 14 МэВ чувствительность к нейтронам увеличивается до 17%.
Хотя по своим временным характеристикам термолюминесцирующие стекла уступают
таким люминофорам, как LiF или CaF2, но тем не менее они являются довольно стабильными
с точки зрения не только временного фактора, но и стабильности к климатическим и
температурным условиям. Они устойчивы также к коррозии, тепловым ударам при быстром
нагреве и охлаждении. Показания дозиметров в пределах ±3% не зависят от температуры
при облучении в интервале от - 20 до + 600C.
На основе алюмофосфатных стекол, промышленному выпуску которых присвоена
марка ИС-7, создан комплект индивидуальных аварийных дозиметров γ-излучения ИКС-А
и индивидуальный дозиметр кожной дозы β- и γ-излучений ИКС. У дозиметра ИКС-А
полный диапазон по тканевой дозе γ-излучения от 0,5 до 1000 рад разбит на три поддиапазона
от 0,05 до 10 рад, от 10 до 100 рад и от 100 до 1000 рад. Основная погрешность измерения
дозы не превышает ±15%.
Рис .9.1. Индивидуальные дозиметры γ-излучения ИКС-А:
а — аварийные; б — многократного пользования; β — экспериментальные:
1 — крышка; 2 — свинцовый фильтр; 3 — держатель стеклянной пластины; 4 — стеклянная пластина; 5 — крепежное кольцо;
6 — пружина; 7 — фильтр го алюминия; 8 - свинцовый фильтр; 9 — основание кассеты; 10 — фильтр го алюминия;
11 — прокладка из резины.
Таблща 9.5
Свойства РФЛ, ТЛ и фотопленочных дозиметров
| Параметр | ТЛ-стекло | ТЛ-LiF | ТЛ-CaF | РФЛ-стекло | Фотопленочный дозиметр |
| Нижний предел измерения, Гр | 2·10-4 | 10-5 | ю-5 | 5·10-4 | 5·10-4 |
| Верхний предел линейного участка измерений и общий верхний предел, сГр | 102 - 2·106 | 103- 104 | 103- 105 | 103-105 | С тремя эмульсиями 103 |
| Фоновая доза, Гр | 5·10-6 | 5-Ю-6 | 10-1, 5·10-3 | (3-5)·10-4 | |
| Максимальный ход с жесткостью | 3,5 - 10 | 1,35 | 4-8 | 15-35 | |
| Фединг | 18%/мес | < 3%/3 мес | < 5%/2 мес | < 5%/3 мес | <10%/мес |
| Срок хранения до облучения | не ограничен | не ограничен | не ограничен | не ограничен | 1-2 года |
| Время снятия показаний | < 1 мин | < 1 мин | < 1 мин | > 10 мин | >1ч |
| Повторное считывание показаний | невозможно | невозможно | невозможно | возможно | невозможно |
| Внешние влияния, искажающие показания | Нагрев > 600C, интенсивное освещение | Нагрев > 800C, интенсивное освещение | Нагрев >80°С, интенсивное освещение | Нагрев>150°С, интенсивное освещение, загрязнение, влажность | Нагрев > 400C, освещение, влажность |
| Чувствительность к тепловым нейтронам по сравнению с γ-излучением | ~2,5 | 7LiF~2,5 6LiF~220 | <0,1 | ~3 | c Cd-фильтром ~1 |
В табл. 9.5 приведены для сопоставления свойства РФЛ, ТЛ и фотопленочных дозиметров.
ИНДИВИДУАЛЬНАЯ АВАРИЙНАЯ ДОЗИМЕТРИЯ НЕЙТРОНОВ
Анализ полей нейтронов в помещениях критических сборок и исследовательских
реакторов показывает, что различные части спектра дают непостоянный вклад в дозу.
Можно лишь сказать, что практически для всех условий более 80% дозы приходится на
область энергии нейтронов ниже 3 МэВ. Доля нейтронов с энергией ниже 0,5 МэВ составляет
только 20%, если активная зона невелика, а достаточно толстый отражатель увеличивает ее
до 50%. Вклад тепловых нейтронов в дозу чаще всего мал. но при использовании
замедлителей из тяжелой воды и графита формируемая тепловыми нейтронами часть дозы
может достигать 15%, а иногда и больше.
В создании индивидуального дозиметра нейтронов всего спектра имеются большие
принципиальные трудности. Задачу можно упростить, если использовать в индивидуальном
дозиметре три детектора — тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов. Они дают три
значения флюенса нейтронов в трех областях энергии, от которых переходят к дозе.
Граница между тепловыми и промежуточными нейтронами выбирается равной 0,4 эВ и
соответствует границе поглощения нейтронов кадмиевым фильтром. Граница между
промежуточными и быстрыми нейтронами выбирается либо произвольно в области
0,1 —1,5 МэВ, либо совпадающей с началом чувствительности или эффективным порогом
детектора быстрых нейтронов.
Одними из самых старых и распространенных до настоящего времени аварийных
дозиметров являются активационные дозиметры.
В качестве детекторов тепловых нейтронов широкое применение нашли активапионные
детекторы в виде фольг из меди, золота или индия, в качестве детекторов промежуточных
нейтронов — те же фольги в кадмиевом фильтре, а в качестве детекторов быстрых
нейтронов—пороговые активационные детекторы из серы или фосфора. Для определения
дозы измеряют скорость счета на счетных установках. По этой скорости находят значение
флюенса нейтронов в соответствующих областях энергии. Сумма трех значений дозы дает
полную дозу (тканевую керму) нейтронов в месте расположения дозиметра.
Конкретным примером такого дозиметра является индивидуальный аварийный
дозиметр "Аида".
Аварийный дозиметр "Аида" состоит из трех активационных детекторов, меди и
фосфора в кадмиевом чехле, меди без кадмиевого чехла, позитивной низкочувствительной
фотопленки со свинцовыми и гетинаксовыми фильтрами термолюминесцентного дозиметра
типа ИКС-А.
Три нейтронных детектора, фотопленку и ИКС-А размещают в кассете ИФК и выдают
персоналу. Медный детектор [63Cu (n, γ)64Cu Т1/2=12,8 года] в виде пластины в кадмиевом
чехле предназначен для измерения нейтронов с промежуточной энергией от 0,4 эВ до
1,5 МэВ, медный детектор без кадмиевого чехла — для измерения тепловых. И
промежуточных нейтронов (по разнице показаний второго и первого детекторов определяют
вклад тепловых нейтронов) детектор из фосфора в кадмиевом чехле в виде таблеток,
приготовленных прессованием красного фосфора с полиэтиленовой крошкой, служит для
измерения быстрых нейтронов с энергией более 1,5 МэВ, фотопленка предназначена для
измерения поглощенной дозы γ-излучения от 10 до 103 сГр, ИКС-Α — для измерения
поглощенной дозы от 0,5 до 5 103 сГр.
Значительный прогресс в активационных индивидуальных дозиметрах нейтронов был
достигнут благодаря применению для определения дозы изомерного родиевого детектора
нейтронов. Этот детектор основан на образовании изомера Rh при неупругом рассеянии
быстрых нейтронов ядрами 103Rh с возбуждением уровня 40 кэВ. Образующийся в результате
реакции103Rh (n, n )103mRh изомер переходит в нормальное состояние с периодом полураспада
57 мин, вследствие чего возникает характеристическое рентгеновское излучение с энергией
около 20, 2 кэВ. По этому излучению или конверсионным электронам судят о выходе изомера
103mRh.
Сечение реакции 103Rh(n, n )103mRh аналогично энергетической зависимости удельной
тканевой кермы нейтронов в области энергии выше примерно 1 МэВ. Это позволило
использовать изомерный родиевый детектор для измерения тканевой кермы быстрых
нейтронов. Разброс его дозовой чувствительности составляет примерно ±50% и является
наименьшим среди всех активационных детекторов. Это объясняется самым низким
эффективным энергетическим порогом родиевого детектора (0,7 — 0,9 МэВ) по сравнению
с другими активационными детекторами.
При использовании изомерного родиевого детектора сразу после аварийного облучения
необходимо иметь в виду, что кроме изомера 103mRh в фольге за счет радиационного захвата
нейтронов образуется изомер 104mRh. Он переходит в нормальное состояние с периодами
полураспада 4,41 мин и 42 с, испуская фотоны. Энергия наиболее интенсивных фотонов,
близких к характеристическому излучению родия, составляет 51 кэВ, причем 34% фотонов
конвергирует на К-оболочке родия и вызывает фоновое характеристическое излучение
детектора с той же энергией, что и излучение изомера 103mRh. Вклад фонового излучения
будет наибольшим для низкоэнергетических спектров нейтронов и при расположении
дозиметра на поверхности тела человека. Но во всех случаях через 1 ч после облучения им
можно пренебречь.
Измерительные установки для обсчета родиевых детекторов и определения дозы
нейтронов построены по принципу щелевого спектрометра, который выделяет область
фотопика с энергией 20 кэВ.
Для регистрации нейтронов в широком диапазоне энергий нашли применение трековые
аварийные дозиметры.
Тяжелые частицы, проходящие через некоторые диэлектрики (слюду, стекло,
поликарбонат и др.), образуют в их среде ионные пары. Образовавшиеся при этом электроны
быстро удаляются от траектории частицы, а положительные ионы подвергаются взаимному
электростатическому отталкиванию. Таким образом, создаются повреждения в
кристаллической структуре диэлектрика вдоль траектории частицы. После этого облученные
слюда, неорганические стекла протравливаются 48%-ной фтористо-водородной кислотой
(от 3 с до нескольких часов при20°С), а полимерные материалы — 6 н. NаОH (от 10 мин
до 2ч при 70°С). Обработанные таким образом следы частиц превращаются в треки в виде
полых цилиндрических трубочек, которые можно увидеть на поверхности диэлектрика с
помощью микроскопа.
При совместном использовании трекового детектора с делящимся материалом, служащим
источником продуктов деления, можно создать дозиметр нейтронов.
В индивидуальных аварийных дозиметрах нейтронов используют природный уран и его
изотопы 235U и 238U, а также 232Th, 237Np.
| Рис. 9. 2. Схема индивидуального (аварийного) трекового дозиметра. 1 — слой кадмия; 2 — трековая поликарбонатная пленка; 3 — чехол |
Для примера на рис. 9.2. показана схема индивидуального (аварийного) трекового
дозиметра, состоящего из делящихся веществ (две фольги 235U, одна из которых экранирована
с обеих сторон слоем кадмия 1 мм, 238U и 237NpO2, введенного в полиэфирную пленку
1, вследствие нестойкости 237Np на воздухе), трековой поликарбонатной пленки 2, двух
алюминиевых пластинок и пластмассового чехла 3.
