Книга 3 - international nuclear information system...В кн.1 предствленн...

ХМ £7-00001— ооообСОВЕТ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ВЗАИМОПОМОЩИ

хм g^ooooe'-0003,5*ЯННАЯ КОМИССИЯ ПО СОТРУДНИЧЕСТВУПОСТОЯННАЯ КОМИССИЯ ПО СОТРУДНИЧЕСТВУ

В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИВ МИРНЫХ ЦЕЛЯХ

НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ СОВЕТПО РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НТС-3)

I N I S - m f — 1 1 0 0 1

Книга 3

ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ

СОВЕТ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ВЗАИМОПОМОЩИ

ПОСТОЯННАЯ КОМИССИЯ ПО СОТРУДНИЧЕСТВУВ ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИВ МИРНЫХ ЦЕЛЯХ

НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ СОВЕТ

ПО РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НТС-3)

Обеспечениерадиационнойбезопасностипри эксплуатацииАЭССборник докладов научно-технической конференции СЭВ

г. Вильнюс, май 1982 г.

Книга 3

МОСКВАЭНЕРГОАТОМИЗДАТ1983

УДК 62I.039.58'68

Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС.

Сборник докладов научно-технической конференции СЭВ, г.Виль-

нюс, май 1982 г. М.: Энергоатомиздат, 1983, с.200 с ил.

Доклады научно-технической конференции СЭВ "Обеспечение ре

диационной безопасности при эксплуатации АЭС", г. Вильнюс,1982а1.

В кн.1 предствленн материалы пленарного заседания и список

участников, в кн.2 и 3 материалы I секции "Радиационная безопа -

ность на АЭС при их эксплуатации и при возможных аварийных си-

туациях", а в кн.4 л 5 материалы II секции "Радиационная безо-

пасность населения и контроль окружапцей среды в связи с эксплу-

атацией АЭС".

Для специалистов в области атомной энергетики и эксплу-

атация АЭС.

Табл.39. Ил.83. Библиогр.143.

Научный редактор сборника Гришмановский Владимир Ильич

В составлении сборника принимали участиеВ.М.Гордина, И.К.Дибобос, Л.П.Хамьянов

2304000000 - 233 m f c — <ъ »ост /пт\ м О*8 ООЪЯВЛ. (Q Энергоатомиаяат,1983001 Wl) — 83

ABLOCA и BEBBL - СИСТЕМЫ РАСЧЕТНЫХ ПРОГРАММДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ НАГРУЗКИ В

OKFECTHOCH1 АЭС'С ВВЭР ПРИ АВАРИЯХ С Л Е Ч К А ШТШШОСИШН

П. Цайслер, К. Ме'берт, В. Тёпфер, Г. Венцель (ГДР)

Введение

Содержание и объем исследований по радиационной безопаснос-ти для А Х в ГДР подчинены требованиям по выдаче разрешения дляэксплуатации ядерных установок. Эти требования регулируется зако-ном [13 . Документация, разраб>""ываемая по этому закону на от-дельных этапах процесса раз

1 - ^я, является основой заявок для

органов, ответственных за _^зрешение и для получения их согласияпо вопросам расположения, сооружения, пуска, наладки и длительнойэксплуатации ядерной установки.

Содержание документации для согласования расположения уста-новки сводится к результатам проведенных для нее анализов возмож-ных аварийных ситуаций. В частности, требуется определение воз-можной радиационной нагрузки в окрестности ядерной установки привозникновении максимальной проектной аварии. В этой связи следу-ет доказать, что полученные в такой ситуации нагрузки не превыся^установленные допустимые значения 12} . Для решения этой задачиможно использовать расчетные программы, позволяющие определятьобусловленые авариями выбросы активности, прежде всего в атмосфе-ру, а также возникающие по этой причине радиационные нагрузки вокрестности АЭС. В этом обзорном докладе на основе систем расчет^ных програьЫ ARLQCA (выбросы обусловленные авариями) и BEBEL .(распространение в атмосфере, индивидуальная и коллективная радивтонные нагрузки) приводятся результаты соответствующих расчетов

Система расчетной программы ARLQCA

Определение выброса активности из АЭС является в случае аварийныг ситуаций очень сложной проблемой из-за влияния термогидра!лических, термодинамических, теплофизических и физико-химическихпроцессов, а также поведения материалов в аварийных условиях.

- 3 -

Она лишь немного упрощается тем, что, можно исходить изрезультатов динамических исследований, предварительно проведен-ных по контуру и помещениям.

По названным причинам (в частности, из-за возникновения мно-1-асества качественно различающихся модельных параметров, определе-ние которых часто возможно только на основе соответствующих экс-;периментов), нецелесообразно ориентироваться в разработке комп-лексной программы на описание переноса продуктов деления на элект-ростанции в целом.

Оказалось более целесообразным при определении выбросов ак-iтивности действовать шаг за шагом и исследовать поведение продук]-гов деления в отдельных барьерах электростанции по очереди, по-скольку это возможно. В соответствии с этим была выбрана системапрограмм, в которой отдельные узлы программ формально увязанымежду собой, но не образуют системы программ в собственном смыс-ле слова. Окончательная их увязка предусмотрена пока только пу-тем выходных и входных параметров программ.

Соответственно выбранной концепции системы первичная цельработ в первую очередь заключалась в тон, чтобы определить такназываемые "коэффициенты ослабления" для отдельных барьеров АЭС.Эти коэффициенты по своему характеру являются большей частьюнормированными интегральными выбросами из барьеров. Однако к сиетеме программ ARLOCA принадлежат не только программы, которыеописывают транспорт продуктов деления, но и термогидравлическиепрограммы и программы характеристик твердых тел, которые необхо-димы для определения объема повреждения твэлов.

"Коэффициенты ослабления" определены следующим образом:1. Коэффициент ослабления £ f (коэффициент выделения) - до-

ля нуклидов активной зоны, которые попали под оболочки твэлов вфазе нормального режима работы, предшествующей аварии.

2. Коэффициент ослабления Д (коэффициент повреждения) - до{ля оболочек, которые были повреждены в течение аварии.

3. Коэффициент ослабления Fg - доля активности нуклидов вгазовых объемах твэлов, которые фактически (спонтанно) были вы-делены из активной зоны при повреждении оболочек.

4. Коэффициент ослабления /)?к - зависимые от нуклидов ин-тегралы выброса первого контура, нормированные на интегралы вы-броса активной зоны.

5. Коэффициент ослабления /^ - зависимые от нуклидов интег-ралы выброса из корпуса реактора, нормированные на интеграл вы- •броса первого контура.

Коэффициенты ослабления 2,4,5 зависят как от размера течи,так и от развитая аварии, обусловленной утечками теплоносителя,а коэффициенты 4 и 5, кроме того, зависят от времена. Приближе-

- 4 -

ние коэффициентов применимо только в модифицированной форме вслучаях аварий с плавлениями топлива.

Несмотря на то, что дополнительные требования привели к рас-ширению поставленной цели для системы программы ARIOCA , первич-ная концепция еще отражается s списке параметров отдельных про-грамм. На рис.1 показана в схематической форме система программыARLOCA . На нем представлены взаимосвязи программ системы меж-ду собой, а такие с динамическими программами по контуру и поме-щениям

II ll^JL"

г:HAPRID(о. а.)

Ррк

1„-_Ш

USIF

SEBELBEBEL

(S) Е Й О . 1 . Система программ ARLOCA ;

.5* - активность под оболочками твэлов; As z ~ выброс из ак-

тивной зевы, А ™ - выброс из первого контура, Ас - выброс в ат~мосферу; D

t ,V^ - индивидуальная и коллективная доза; /« - коэф-

фициенты ослабления активности (дальнейшие объяснения в текстедоклада)

Ниже приводятся, после краткого пояснения задач отдельныхузлов программ, некоторые данные по необходимым входным данным,по достигнутым результатам и по уровню испытания.

Программа FIG-ARO -М. С помощью программы FIB-ARO-H произ*водится расчет активностей нуклидов деления, которые были выделе-ны в течение периода использования топливных кассет из топлива подоболочки твэлов. В базисной модели учитываются транспортные меха-низмы: "диффузия" и прямой выход ( knock - out ). Расчет проводи ч-ся (для различных сроков использования) соответственно для уточ-ненного в первой части программы поля температуры и для опреде-ленного выгорания.

Поле температуры вычисляется по программе ff&ARO-U с по-мощью специальной стержневой модели. Здесь учитывается взаимнаязависимость всех важных эксплуатационных параметров тепловыделяощего элемента, а также разпухание и уплотнение топлива, радиаль-ное перемещение топлива и миграция в оболочки. Кроме температурытоплива таким же образом можно вычислять давление газа в твэле,коэффициенты теплопередачи в радиальном зазоре твэлов, состав га-зовой смеси в твэле и другие параметры. Самыми важными входнымиданными в программе f/GARD-U считаются данные по предшествующе-му режиму эксплуатации рассмотренных твэлов (плотность тешювогепотока а ( Т , л ) и по внутренней геометрии твэлов.

До сих пор только стержневая модель программы FIGARO -Мзмогла быть подвергнута подробному анализу [ 3j . Повторному пе-ресчету поддаются, между прочим, те эксперименты, которые счита-лис\ основой для проведенного в США сравнения программ ВЕНА Е-4,СО! Я Е - Ш У, G-АРСОЛ/ - Т Н Ш А Ь -2 и LIFE- ТШЩки-I. Некоторыерезультаты приведены в таблице и на рис.2. Проведенные для темпе •ратур топлива и коэффициентов выделения сравнения на основе ста-бильных и долгоживущих газов показывают, что по программе f/J7A/?lM.\достигается большая точность, чем в вышеназванных программах.

Анализ части программ для определения коэффициентов выделе-ния активных нуклидов с периодами полураспада менее 50 сут покане проводился из-за отсутствия необходимых данных.

Программы BURST -В и BETL -В. Программа BURST-R в первую

очередь служит для определения радиальной деформации оболочектвэлов в процессе аварии. Основой служат уравнения для термическиактивированного вторичного изменения материала оболочек с учетомвозможных фаз материала и окисления поверхностей оболочек. Ответна вопрос, произойдет ли повреждение оболочки или нет, основыва-ется на сравнении температурных коэффициентов линейного расшире-ния с относительным удлинением при разрыве или при соответствую-щих предельных значениях.

- 6 -

woo

7700

WOO

\15OO

L1Щ1300

%/zoo

ЦПОО

11000

900

-

-

t

/

J4/\iI

1

A

л /1 AV /W I /

A1у \h

•r / 11/ 1

1A

Рис.2. Сравнение с измерениями и

эксперимент;

1500

результатами доклада

-FI&ARO - М

Важными вводными данными для программы BLIR5T-R служат дав-ление газа в твэле при возникновении аварии, зависимость давле-ния от времени в первом контуре и температура оболочек в течениеаварии. В то время, как вышеуказанная информация представляетсяв форме результатов расчетов с помощью программы f/£MAO -M ••*•динамических по контуру программ (KLJP, MARPID ), расчет температуры ободочек цроизводится на основе программы BETJ.-B. В BETLрешается (токе с применением результатов динамических по контурурасчетов, а также данных о временном ходе штока тепла внутреннего источника) система уравнений, самыми существенными составляв-шем» которой являются уравнения теплопроводности для тепловыделя»щего элемента % уравнения -энергии, неразрывности и импульсов длятеплоносителя. Расчеты проводятся для кассет или выбранных кана-лов охлаждения. Самыми важными и необходимыми результатами дина-мических по контуру расчетов являются или временная зависимостьпадения-давления в активно* вене или массовая окорость в» вход-ном сечении.

- 7 -

В то время как для программы BURST-R еще предстоят подробиное испытание (результаты физического испытания представлены на

Среднее квадратическое отклонение от измерительногопараметра

Расчетнаяпрограмма

Температуратоплива, $

Коэффициентгазовыделения,/

BEHAV Е - 4

СОМЕТНЕ-Ш JG/lPCOAI-rHERMAL-fi

LICE-THERMAL -J

Fl&ARO-M

16.1

17.2

19,1

16,2

15,9

IS4.0

65,3

345

40,1

59,3

90

80

70

60

50

40

30

го

10

у

гол) 1IO

л

l\

J//\

L

Pro-0,7~L-

Pi.o=O,5

Pi(P0

=b

(mB)

2 так

\5тП)

2,0

1.Z

1,0

0,8

0,6

0,4

0,2

10 15 Т,с

Рвс.З. Относятельная радшальная деформация оболочки ( €d ) оряавари с утечкой теплоносителя дря различных начальных давлениях.в твэле ( Рг.о У: 1У* т максимальная температура оболочкя;/л^> 4

Ti ei> — без дара - •--

8-

рис.3), с помощью BETL -В были проведены уже более обширные иссл|дования параметров и сравнительные расчеты с аналогичными по когцепции программами (с помощью SICHTA [52 ) . На рис.4 предста:лены в качестве примера результаты расчета по программе BETL -Вдля большой аварии с утечками теплоносителя.

Рис.4. Температура поверхностиоболочки при разрыве главного

трубопровода TB-2I3):в центре кассеты;

максимальная температураfS r,e

, I

Нерешенной проблемой до сях сор остается вопрос, наскольковозможно надежное определение возникавшего в течение аварии рекма кипения при использовании обыкновенных критериев.

Программы ARNU3 и F1PROC . В случае аварий без плавле-ний топлива расчет выбросов активности из активной зоны в первыйконтур и из первого контура в помещения установок можно произво-дить с помощью программы ARNUS . Основой расчетов является сиетема уравнений баланса для следующих базисных объемов:

- внутренние поверхности твэлов;- газовые объемы твэлов (газовая атмосфера);- первый контур.Активная зона может быть разделена- на 6 диапазонов. Расчеты

производятся для частей попочки распада (рис.5).

НуклидN г а,

Нуклид

+ а2 = I Нуклид

/V.

Гис.5. Фрагмент цепочки распада Шрограмш ARNUS и ARCO-Q )

Доя каждого нуклида можно учитывать формально две химико-физические формы. Можно моделировать самые важные процессы и влия-ния (частично только в феноменологической форме), которым подчи-няются продукты деления в активной зоне и в контуре (распад, ис-парение, растворение продуктов деления). Обзор модели для тваловпоказан на рис.6.

- 9 -

Топливо (в) Поверхность топ-/лива и оболочки (ВО)

Газовоепространс- Первыйmdo твэпа(б) \ контур

Размещение активности перед аварией

Yees

Испарение материнского нучпида

испарение илирастворение

Рис.6. Баланс для нуклида Л4 в газовом пространстве твэда; Ья -температура испарения; fs>^~ см. в тексте:

I - распад (доля jF3"°«t в т 0 время, как Vc v% или рс->р»* )\Z - выход из топлива во время аварии; 3 - распад (.доля {l~fв )a..j

Наиболее важными входными данными для программ ARNUS яв-ляются результаты программ FICrARO-M (активность нуклидов деле-ния в газовых объемах твэлов), BURST-R (коэффициент поврежде-ния твэлов) и BETL -В (температура поверхностей тодпш* я жвв»р»ностей ободочек).»._а также .результаты динамических по контуру про-грамм (давление контура, коэффициент истечения из места течи;коэффициент сепарация и т . д . ) . Вышеуказанный коэффициент/в --коэффициент ослабления - в программе ARfJUs зависит от ряда вход-ных данных.

Наиболее важными результатами расчетов по программе ARNUSявляются функции времени мгновенных ж интегральных значений выбрр-сов яз активной зоны я яэ первого контура. На рис.7 показаны в

- 10 -

,(S'SZ

0,1

0,01

0,001

10'5

1O'S

о,}

" //

, \1

A'/

r/A1

у \Начапоистече-/ i l мия параt \Разгерметизац.оВапоч.

10 tOO Т.мин

Ркс.7.Относительные выбросы пер-вого контура щ ш ш л о ! течж (це-135 у 135>77

Тл\.

I -начало астеченж* папе- 2 -герметжзашл болочек ^ мвенные

W

Рис.в.Относжтельный выход ак-тжвностж i s твэлов, неохлозден-них после фызн продувы:

степень повреадвии/*/«ftflTrAiri: ГМЛТТЯЙШИА

качестве примера нормированные выбросы акпвносп нз первого контура для -гася цепочки распада

I33J

r->

I 3 I mX e в случае налой ава

ржи, обусловленной утечкой теплоносителя.Для определения выбросов активности из активной зоны в слу-

чае тяжелых аварий с утечками теплоносителя и отключением аварий-ного охлаждения была разработана в форме специального узла енотемы программы ARNUS - программа F1PROD . На основе исследования переноса продуктов деления в топливе в аварийных условияхэта программа, в частности, позволяет сделать оценку выделенияпродуктов деления из активной зоны при разогреве или при плавле-нии топлива.

В программе F1PROC применяются гораздо упрощенные тепло-физические модели (ввод кривой температуры топлива и т.п.). Всвязи с этим применение этой программы более ограничено.

Результаты расчетов, проведенных с помощью программыпоказаны на рис.8 для случая разрыва главного циркуляционного тру-бопровода в условиях неохлажденной активной зоны после фаэы про-дувки.

- II -

Клапаны

1 •

Герметичные _помещениям) L12(T)

/.lZA(T±_

Выдросная труда

-*-

Производственныепомещения (Z)

Производственные. . Выбросная* помещения труда

Барботажные системы(А?)* ГА?)*

Рис.9..Раздел помещений в A R С О -А 2

Программа A5CQ-D 2. С помощью программы ABCO-J) 2 рассчитывай-ся с применением результатов расчета по ARNUS , нормированныемгновенные и интегральные выбросы активности из защитной оболоч-ки АЭС. Она применима к помещениям, показанным на рис.9, т.е. дляАЭС защитной оболочкой и герметическими боксами и АЭС с барботаж-ными системами. Уравнения баланса для активностей в помещениях учи-тывают радиоактивный распад, отложение в вымывание нуклидов и соединений нуклидов, естественные и обусловленные авариями выбросыиз одного помещения в другое и в окружающую среду. С помощьюABCO-D 2 можно провести и исследования для частей цепочки распадапоказанного на рис.6.

До сих пор в расчетах AB3O-D 2 учитываются согласованные врамках СЭВ значения для хоэф$ицибнтов вымывания и отложения. Этокасается и долей отдельных химических соединений в общем выбросенуклидов (в частности нуклидов иода). Наиболее важными вводнымитехнологическими данными являются коэффициенты течи помещений, которые предоставляются в форме результатов динамических расчетовпо контуру (прогр&^ы CODL/C , AHMESI ).

- 12 -

Герметические аамацениИ Неге/шетичеашллалащааи*

йгс.Ю.Относжтельная актжвнооть в г в р м е ^ ^zr~'п о ю н ж я х АЭС тжпа ВВЭР-440 (невода 1 3 5 Х е - 1 3 5*Хв - 1 3 5 Х е ) :

Хв; X e ; T t o ;I - герметика» оомвцнша; 2 - негврмр2а — ввнтЕхвцжя виилпвж; 2й — явятшяя

С помоцьв программы ARC0-D2 d u n проэвдеды мяогопные жесавдовантя параметров. Сравнеше программ с помощи програм-мы CON Т дало хорошее совпаденже результатов.

Как тжпжчнн* результат расчета ABC0-D 2 на рмс.Ю цродамовстржрована временная кривая акявнооп нуышдов в атмосфере dasvвих помеиеянй АЭС с гврметпеспмм боксам для фрагмента цепочки

E » 7 I3&V 135распада E»7

Смстема программ ВЕВЕЬ

. С помоцьв остемы программ BEBEL можно ооределть 1нднвжд1а|сдув радаащоннуо нагрузку, а такае нагруаку црокнвашщего в окрест»н о с я АЭС населения, как в нормальных условиях иседлуатацп (яещ-бжнащи METEOR -EBBEL , срежшю екегодные натру«д), так • в ава>-

- Ю -

рийных ситуациях (комбинация USIF -BEBEL ) . В данном случае приме-няются только системы программы для аварийных анализов (кратко-временные выбросы). При этом используются в форме входных данных]выбросы активности в атмосферу как результаты расчетов ARLOCA( р и с . П ) .

Bic .II . Радиационная нагрузкащитовидной железы вследствиевыброса отдельного нуклида (безучета процессов вымывания, выпа4-

дения и распада)

W10 ZOРасстояние,**!

Программа US1F . Программа USIF ддд определения инди-видуальной радиационной нагрузки при ограниченных по времена вы-бросах активности служит усовершенствованием программы US1.USIF, так же как и USI и известные в других странах моделираспространения, основывается на статистической теории турбулент^-ной диффузии.

Расчеты в программе USIF проводятся дня следующих видовнагрузки:

- внешнее облучение, возникающее от облака выбросов (бета-1 гамма-излучение) и от загрязнения почвы (гамма-* мучение) пос-ле процессов радиоактивных выпадений ж вымываний;

- ингаляция (нагрузка на все тело и отдельные органы: щито-видная железа, кости, легкие);

- поступление через органы пищеварения.Расчет нагрузки за счет поступления радиоактивности через

органы пищеварения производится с помощью сравнительно простоймодели, которая приспособлена к имеющимся входным данным.

— - 14 -

В программе USIF используется принятая в ГДР классифика-ция категорий устойчивости по Улигу. Это следует учитывать присравнениях с аналогичными програшами других стран.

На рис.II показаны значения нагрузки щитовидной железы для• нуклидов иода и теллура.

Программа BEBEL . Программа EEEEL позволяет определять кол|-лективные радиационные нагрузки в секторе розы ветров, в которой

1

распространяется облако радиоактивного выброса. Расчет производи^оя умножением количества населения соответствующей местности наиндивидуальные значения нагрузки, определенные с помощью програм-мы USIF , и путем интеграции продуктов в пределах рассмотренно-го района. Для соответствующего расположения АЭС в программеBEBEL, определяется сектор розы ветров, в котором ожидаются вслучае аварии при данных метеорологических условиях самые высоки^коллективные значения нагрузки.

Проводимые по программе BEBEL расчеты нагрузки требовалисоставления массива данных, в котором собраны все сведения "о на-селенных пунктах ГДР: наявание, количество населения, географи-ческие координаты, высотная отметка. Пересчет географических коор-

) динат в полярные производится непосредственно по программе HEBEI{ для определенной рассматриваемо! территории на основе задания; месторасположения и граничного радиуса.

С помощью программы были проведены расчеты для определения[ значений нагрузки для отдельных нуклидов, отнесенных к I КиI (3,7*10 ^ Вс) выбросов. Полученные результата для одной метеоро-j( логической категории представлены в массиве данных, который поз-'\ воляет производить оценку влияния определенных нуклидов на от- •

, | дельные виды нагрузки или нагрузки органов. Кроме того, исполь-1 | зуя массив данных, представляется возможным определить, путем1 взвешенного сложения значений нагрузки, радиационную нагрузку

для смеси нуклидов без других расчетов.

Выводы • заключения

Системы программ AEL ОСА и BEBSL позволяют производитьпредварительные расчеты выбросов активности в атмосферу, ожидае-мых в случае аварий с утечками теплоносителя в АЗС с ВВЭР, а так|же возникающих по этой причине индивидуадьнкх я коллективных ра-диационных нагрузок в окрестности АЭС.

Система программы ARL ОСА является системой связанных посхеме off-Bine программ расчета для определения зависимости вы-броса от времени и состава эмжттированной смеси нуклидов. Самойважной предпосылкой для расчетов по системе программ являетсязнание изменений технологических параметров первичного контура

- 15 -

и помещений в течение аварии. Эта информация должна быть представ-лена в форме результатов соответствующих расчетов с помощью ди-намических по контуру и помещениям программ расчета.

Узлы программы системы были только частично испытаны в пол-tном объеме из-за ограниченного количества экспериментальных дан-tных. Сравнительные расчеты с помощью сходных программ, которыесмогли быть осуществлены в некоторых случаях, дали удвлетвори-тельные результаты.

На основе программы ARUOCA могут быть получены вводные дан-fные для расчетов распространения и нагрузки с помощью системыпрограммы BEBEU .

Исследования с помощью системы программы AHI.OCA и оценкасоответствующей специальной литературы указывают на то, что погреш-ности, которые все еще сравнительно высокие при оценке выбросаактивности в случае аварий с утечками теплоносителя, существен-ным образом определяются не точное т:,:о при расчете коэффициента rrcj—вреэдения теплов: г едящих ялементоч. ТТоятогту одна ттз наиболеевагяннх проблем дальнейших работ булет заклччат".ся в усоверпенст-»вовагатк уз та програ:г.ш ABUOCA. К ваянш проблема' .цал~лейз1го:исследований относится и определение доли различных >:ж тпческихформ продуктов деления в обце:: их количестве в барт.еоах электро-»станции в аварийных условиях. Цель э°их исследований заключаетсяв более объективной оценке поведения продуктов деления при их вы-тов деления меаду собой или относительно конструкционных материаллов.

Наряду с указанными работами, которые направлены на дальней!-шее улучшение модельной концепции отдельных программ расчета, одиойиз наиболее важных вадач является более точное определение модель-ных параметров всех программ (переходные и транспортные коэффици-енты и т.д.), частично зависящих от протекания аварии.

В этой связи предстоит провести специальные эксперименты.

Спиоок литературы

1. Anordung йЪег die Erteilung der Strablenscbutzgenebaigxmg fiirKernanlagenebnigirngsanofdnung Geeetzblatt der DDR, Tell I .1979, N 21, p. 198.

2. Kruger P.W. Die nvkleare Sicberbelt топ Kernanlagen. ReportSUS, 1981, p. 277.

3. Zeisler P. TTiaige Ergebnisse топ Vergleichusrechnungen a i tBrennstabmodell Figaro-U. - Kernenergie, 1981, Bd 24, N 6,S. 205-211.

16 -

ИССЛЕДОВАНИЯ СОСТАВА КОМПОНЕНТОВ ЫАГОРОДНОГОГАЗА В ШЕРОСАХ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

М.Лешшг, Н. К о м к и , Д. Обрекат, Р.Зеехавер,В. lialep (ГДР)

В палях обеспечения защиты населения от вредного воздействияионизярувжжх излучени! радиоактивные внброен • сбросы атомныхелектростанции в окрукыащую среду могут производиться только в ог-раяпеннон объеме. Что ограничение требует проведения контролясоблвденжя предельных значении т.е. постоянного определения газо-обрааных выбросов i пдхжх сбросеJ, содержащее раджоактжвше ве-щества.

Выброс радюахтквннх благородных газов с вытяжным воздухомявляется существенно! пржчжно! вожнжжнованжя внешне! лучево! на-грузки на человека, которая зависит не тсиико от количества раджо-нухлждов в выбросах, но в от жх состава.

Овредележже холпества рааремаемше раджоактжвжнх шбросовАЭС нрожаводжтся такжм образом, чтобы нолвостм) жовошювалжоьтехвологжчеопе воаможноотж для очжсткж раджоахтжвных выбросов,даже еолж «то не обязательно для соблвденжя предельных авыеяжж,установленных государством [I] . Данные о составе смеси в жибросерассчжтшиштея, еслж нет дрвггжх жсточнжков, жа жрактжчесжого опы-та на оежове техводоглеского проекта. Прж «том учитывается жаж-более неблагопржятные условжя акоплуатацжж уотажовхж, для которыхустанавливаются теоретические предельные жначенжя выбросов, обес-печивавших, в окжле радиационно! безопасности, надежную,,работуустановя.

Определение раджоахтжвных благородных гааов в выбросах атом-ных алехтростажцжж производится о домощью измерительных устройствдля жнтегрального жамерения ажтжвжостж. !^ж этом часть выбросовчерез лробоотборны! трубопровод, смонтжрованны! параллельно выбросно! трубе, поступает в измерительную камеру, где измеряется гамма-актжвЕОсть е помощью Na3 - сцжнтжлляцяонного детектора, жли бе-та-активность с помощью бета-детекторов.

В настояще! работе представлена результаты теоретических рас-четов состава благородных газов ж зкеперкментальнне гамма-спектро-метрические исследования для определения состава благородных га-зов в выбросах АЭС с реактором типа ВВЭР-2. Результан были сравне-ны о данными измерзни! во время обычного режжма работы. Цроведен-нн! .анализ позволил сделать оценку экспозиционной дозы в ок-рухавде! среде.

- 17 -

РНбРОСОВ Р*У1 | П ЯКТВВВЫХ

благородных газов

Основная часть образующихся ва атомных иехтростанциях радио-нуклидов возникает вра дадени едра я активации нейтронами, при-чем, вследствие радаоакпвного расвада первично образованных нук-лидов, возникают другие раджовуклдн.

Преобладающая часть продуктов долевая образуется в заключен-ном в оболочку топливе я задаривается как топливной матрицей, такя оболочкой тепловыделяющих элементов. Так как водная герметиза-ция топлива практически невозможна ва длительное время, ?о частьобразовавшихся в топливной матрице газообразных к летучих нуклидовпоступает различными путями в активную зону гаэлов и, вследствиедефектов в оболочке топлива, в теплоноситель первого контура.

Другой причиной загрязнения теплоносителя первого контурапродуктами деления второстепенного значения служит загрязнениеоболочки твэлов двуокисью урана вря изготовлении тепловыделяющихэлементов, которого нельзя избежать полностью.

Продукта активации, также загрязняющие теплоноситель первогоконтура, возникают под действием нейтронов преимущественно в са-мом теплоносителе я в конструкционных материалах,

В табл.1 представлены образующиеся при делении в наиболееважные для проблем радиоационной безопасности изотопы благородныхгазов криптона я ксенона.

Скорость образования активности В продукта деления в радио-активном равновесия описывается следующим уравнением:

В- = 0,693 • F- / Т;. 1/2 [ Ь~к/е ] , (I)

где Ть 1/2 - период полураспада продукта деления, с; F - ско-

рость деления, с-1

; у - кумулятивный выход деления.

Звая выделенную во время деления ядра урана-235 энергию(до 200 МаВ), можно представять зависимость скорости деления (F)от тепловой мощности соотноиением

F = 3,12 . I01 0 P

t k (2)

где Pttv - тепловая мощность, Вт.

Перенос возникающих вря делении газообразных радионуклидовив топлива в теплоноситель первого контура может быть приблизитель-но описан в завясямостя от вида дефекта оболочкя с помощью мода-ля отдачи ядра, модели равновесия, дн&уаионной модели [2,3] .

Подробно* рассмотрение зтнх моделей можно найти в [4,5^ .

- 18 -

Таблкца I . Образущжвся прж дехевш i aaidoieeважше джя пробхан рвджоацвошож бвэооаовостж

язотопв хржотона • ксенона

Чужлвд Период пелу- Средняя »ж«ргжямтанюспц,1ЬВ

Эмргжя г.

83 т

85,.

КгКг

87,Kt-

135т

1,85 ч

4,4 ч

10,8 с

76 шш

2,8 ч

3.2

0,028

0,28

0,234

1,05

0,34

1.33

2.26 су*5,27 оух

15.6 мл9.2 ч3.9МВ

17 мжн

-0,П

-

0,3

I.3I

1,33

0,009

0,238

0,514

0,4050,862,260,190,852,160,2150.501,002,003,004.000.16

0,230,081

0,53

0.2S6

0,45

0,2550,4052,00

Обр»«ущаяея в к ш о в о с к * » т р м х оакгжваосгж опред»зя§тся о ywiom:

-саюростж ввдалчнжя отдихашс яродлстов двавжжя тжяащх ажвмвнтов;

-ожоростж очжстки твожоаоожтмж вярюго ковттра;-утечек тмиояоожмш яврвого ковтуря*

С ж щ м щ dMWBKoe уравнение [ 3 , 6 ]

- 19 -

активности в теплоносителе первого контура

, (3)

где V - обьем теплоносителя первого контура, a ;'vi - кон-центрация i -го нуклида, Бк/мЗ; ^i. - постоянная распада i--roнуклида, с"

1; Re - скорое» выделения «- -го нуклида, W e ;

Vu - скорость очистки теплоносителя, м3/с; *\ - степень очист-

ки для v -го нужлида; L, - сумма всех утечек из первого конту-ра, м

3/с.Через довольно длительное врека, в течение которого дости-

гается равновесная концентрация, может быть рассчитана концентра*ция активности по соотношению

•"*, JioV+HiVfL " (4)Из этого следует, что у нуклидов, постоянная распада которых-Ai»4"£ + i7 » концентрация активности в теплоносителе определя-ется, главным образом, скоростью радиоактивного распада, в то вре-мя как ври постоянно* распада J \

w« < 1 ~ + -- ДО концентрации

активности реващими являются характеристики с чистительно! уста-новка или ив утечка из первого контура.

Доля благородных газов в теплоносителя первого контура, кото-рая выделяется через выхлопнув трубу, зависит от следуювих факто?ров [7] :

-вид и частота обезгахивания теплоносителя;- задержка криптона и ксенона в потоках газообразных отходов;-степень герметичности первого контура;

| -время нахождения благородных газов в воздухе помещения.i Возможные пути поступления благородных газов в выхлопную> требу, а также степень их задержки и очистки определяются особеж-j ностями каждой установки в отдельности, т.е. количество и составI выделенных благородных газов зависят непосредственно от соответст-

вующей установки.Наиболее важными путями выделения радиоактивных благородных

газов на «тонных алектростанцжях с реакторами с водок вод давле-нием являются следующие [б ] :

A) очистительная установка теплоносителя первого контура -установка для гаэообрааных отходов - вытлошим труба;

Б) утечка нагревательного трубопровода парогенератора - кон-денсатор - выхлопная труба;

B) утечка ив первого контура - помещения реакторного вала -выхлопная труба.

- 20 -

Сйролмедже состава бдагоротн1Гг газов в

Расчет. ИДТПДРИЮТ jp^gfffn для расчета активности благородно**го газа является скорое» его выделения is тенловкдвляиних axe-ментов. Она з а м е н от активности газа, возникшего в топливе, отпостоянной распада соответствующего нуклида я от диффузионных прогцессов в топове.

Указанные в предыдущем разделе модел выхода позволяют теогретнчески точно рассчитать скорост наделения is тепловыделяющихалемевтов.

Так как данные измерений процессов в тошшве, данные о коли-честве дефектных стержней, о размерах утечек в отдельных тепловы-деляющих элементах, и т.д. известны не в достаточной степени, акраевые условия (постоянная по временя мощность реактора, постоян-ное по времена выделение, отсутствие появления новых мест повреж-дений) х выход is каждого поврежденного твала исследованы на прак-тике только приближеннее то исходят яз полученного хз опыта рабо-ты значения для скорости выхода одного так называемого ведущегонуклида, а скорости выхода других нуклидов рассчитывайся по вы-шеуказанным моделям.

Расчет активжостх благородного газа в т-зпловоевтеле первогоконтура проводился по уравнению (4). При атом исходили яз того,что при объеме охладителя 150 м ,

ПР

И единичной степени очистки,

при очень малой утечке теплоносителя (1=С) и скорости очистки 14,5т/ччерез 60 ч устанавливается равновесное состояние. Достоянная повремени тепловая мощность принималась равно! 265 мВт, а первона-чальная не учитывалась.

Для ожидаемой в выбросе общей актхвностх благородного гагаиз описанных в предыдущем разделе путей выхода рассматривалсятолько один путь (А) Очистительная установка теплоносителя перво-го контура - установка для гаяообразннх отходов - выхлопная тру-ба , так как на основе многолетнего опята STOT дуть дает наиболь-ший вклад в общую активность.

Выведшая в выхлопнув трубу активность рассчитывалась по фор-муле

где A i - выделенная активность вухляда I по пути ввдкмвхя А,Ек/год; Т г рабочее врем* с волной кагруахой в течение одного го-да, с/год; ^ м - время задержка для нуклида I во к у п

А, с.

- 21 -

Очжстка тевлоносжтеля первого контура прожаводитоа wpesионообменные а л аспаржтелыше установка. В оовову расчетов былаположена постоянная тепловая мощное» в 265 МВт, одинаковая сте-зею выхода для всех благородных ходов, а также время задержки( t

Ay, ) - соответственно методом очжстхж в 15 • 75 ш в .В тайл.2г4 представдены рассчитанные до трем моделям соста-

вы смесей радиоактивных благородных гааов прж выделеажв из тенло-выделяющие анеыентов в мшюяосжтвле первого аонтура ж в выхлоп-ной трубе.

Расчеты но уравненжю (4) показнваот, что у нуклидов с постоян-ной распада «к > Ю ^ с "

1 хонщнтращш ахтжвностж в тенлоносатеде

первого гонтура определягася, главным образом, раджоактившш расг

ладом, в то время как у нуклидов о мевшей постоянной распада ре-шавцжм фактором является очястжтельная устааокка в первом

Рис.1.f sa радиоактхвнк

- щвтож вождухсмотровой

яштов воиуха asтор; Т- смотром! «кран; 4 пеадтаа ш перфоратор; 6- S E ^ ; 7 - выход во

9 свинцвая гащаа толщи

екая. . . д а гааов лДросной трубы; а-доонимидимй a s a n s a -; 4 - печатазде» устройство; 5 - лвнточ-7 - выход воздуха; В -Na3(Te) *100хИХ);

9 - свинцовая гащата толщиной 50 ммИяи0рС1^р • КОНОТРУДЦЦЯ мянйязитвдциО"* У^Т^^ФТ^КД • Jute zzisuoioz^o

аамерення благородных газов в выбросном воздухе жспольвовянас*хервнооная гамиа-спектромвтржческая установка. Основная часть•той установки - цжлмндрнческая яроточная камера обммон а Л л(0 250 мм, высота 240 им). В верхнею крынку цилиндра вмонтировангаюнепронждиемцй ецгнтжлляожонный детектор т N»-J ( j t ) (0 ЮО х100 ми), а также подводящая а отводящая трубы (рис.1). Этим самимб ш доплел нецрехнвавй поток rasa черев жамржтелхнув камеру.

- 2 2 -

Таблица 2. Рассчитанный so модели отдачи ядра процентные составблагородных газов в выбросной воздухе АХ

ИзотовV, 1. МО, А (*)

КрШТОН-83т,8585 ни87888990

• 91В 92I 93

94Ксенон-131

133133135136137138139140141

142143

I 052 (-4)2 045 (-9)4 305 (-5)I 513 (-4)6 863 (-5)3 629 (-3)2 146 (г£)8 060 (-2}3 767 (-1)3 373 (-1)3 4866 665 (-7)I 517 (-6)3 648 (-6)2 ЮО (-5)7 551 (-4)3 014 (-3)8 193 (-4)I 746 (-2)5 134 (-2)3 872 (-1)

5 590 (-1)3 351 (-1)

0,010,010,010,0120,010,53З Д8,818,88,728,40,010.GI0,010,010,0250,580,162,85,914,9

6,7.1.3

0,860,011,724,505,339,669,627,293,221,080,550,010,750,050,012,1412,7412,6410,707,682,57

0,800,10

3,15-0,2715,8220,191,48-----0,013,020,1923,804,363,4124,30---

—

3,99-

0,4317,0429,09

--

-—0,015,560,3640,640,53-2,36--

-

3. Вассопавш! по модоп равновесия цроцввтвв! состав благородныхгшмв в внбросном воздух» АЭС

Маотоп Л, с'1 D 7 4 - 7 V

Кржптон-ЗЗ HV8585иг8788899091929394

Кс«ВОН -131 т.133133 *.135135^137138139140141142143

1,052 (-4)2 045 (-9)4 306 (г5)I 513 (-4)6 863 (-6)3 629 (-3)2 146 (-2)8 060 (-2)3 767 (-1)5 373 (r l )3 4666 665 (-7)I 517 (-6)3 648 (-6)2 100 (-5)7 551 (-4)3 014 (-3)8 193 (-4)I 746 (-2)5 134 (-2)3 872 (-1)5 590 (-1)8 351 (-1)

0,870,0572,14,25,97,77,75,82,50,850,430,06511,10,3110,81.710,110,38.56,12,00,630,064

1,560,507,115,5614,640,500,090,020,010,010,010,559,192,3950,560,510,792,880,120,030,010.010,01

0,800,303,833,797,720,01—-_—

0,3151,561,3429,400,140,030,77—-—-—

0,690,323,571,726; 56--

_—-0,3455,801,4329,630,01-0,04—----

Чшбяжт 4. ВвосчканшЛ по дайуэяонно! иоделг цроцвнтанй составблагородных газов в неровном шхлном воздухе АХ

»«>«» | <А, с* 1 Ri,,'/. 1 4 л . °/ | «*г(0, X 1 Лла), y.J^"KfmreoH-83hv I 052 И ) 0,077 1,93 2,25 1,92

85 2 045 (-9) 0,01 0,02 0,03 0,0485m. 4 305 (-5) 0,12 5,67 7,01 7,49

, 8 7 I 513 (-4) 0,44 8,19 9,15 6,6488 6 863 (-5) 0,42 14,59 17,63 17,1089 3 629 (-3) 4,0 3,63 0,1890 2 146 (-2) 9,7 1,5091 8 060 (-2) 14,1 0,57

J 92 3 767 (-1) 13,4 0,128 93 5 373 (-1) 5,4 0,04i 94 3 466 6,9 0,01

KOMOH- 131 6 665 (-7) 0,01 0,06 0,07 0,09I3S I 517 (-6) 0,12 13,91 17,85 22,07133nv 3 648 (-6) 0,01 0,56 0,72 0,87135 2 100 (-5) 0,43 29,76 37,54 46,30136m. 7 551 (-4) 0,41 1,74 1,13 0,09137 3 014 (-3) 4,8 5,22 0,44138 8 193 (-4) 2,5 9,77 6,00 0,39139 I 746 (-2) 9,7 1,84140 5 134 (r&) 11,9 0,77141 3 872 (-1) 1С, 8 0,10142 5 590 (-1) 4,1 0,02143 8 351 (-1) 0,66 0,01

" w \ H H f BHWrft В ИОДВОДЯ—

охоростя оче-

При выбранном расходе в 250 л/ч среднее время пребываниявеадуха в камере составляет приблизительно 2,5 мин, так что ко»роткоиивущие иухлнди регистрируются баа существенного сниженияактивности за ато время. Духлидк, смзашше с азрозожам, язолиро-валясь от измерительной камерн с номощьа ращам трубопровода аарозолхвого фильтра. Длята, обусловленного фоном, измерительная камара занимава со всехсторон оиинткияопг дцмчаиш толщиной 5 см.

Регистрация гамма-сиоктра нроизводвлась с помощьв 200нсанальгного анализатора (модель 930 фирмн "Паккард инструменте"). С ногмощью печатного устройства в ленточного перфоратора иамерешшезначения вндавалвсь для документации или для дальнейшей автоном-ной обработки е немощью многоканального анализатора Ш 4420. Благгодаря различиям ренимам работа анализатора "автоматического яовгторання" и "нрадварительного внбора импульсов" могли хроводитьсинепрернвкне измерения с постоянной статистикой счата.

Далибдовка в стелели чт»?т»17'?ДГ^тж- Калибровка измерителыной канеш яроводилась с помощью стандартной нробн газа хевнона-133(4,44.10* ас,5 мл). Для зтого стеклянная аниуда ухраилядаоь внут-ри хаиерн и разрушалась с немощью введенного гаэонеиронипааиогостального тодхатедя (радиаиноо уплотненно).

I11

0,05

0,030,02

0,0150,01

0,005

//

/

/

S i

ч\ Ршс.2.месть

50 100 200 500 10002000Щ Энергия, кзВ

Поела гомогенного перемешивании благородного газаскорость счета и рассчиталасьхоенонаг133. Всходя яз score значения яри 81 хаВ о ЧУЧТЩНП стан-дартного набора точечных источников фирма '-"'VV R (Црага) бнлаонредедена энергетическая зависимость до 2 клВ (рис.2).

С помощью значений эффективности п. (X), схорооти счата обус*довлаиного фоном п. (спектр фона), вероятностей эмиссии £. ина V газовой яроючиой камери можно рассчитать дли различноговремеви намараны tm. минимативваоти MINK в хйс/м3 не у

orfnapjHajiMMHe юицеитрацжи а х -

MINK =Для лостуиаа

зев для ^hv = 500 мин но,внбросн освавннх вухащнав благородинх

- 26 -

Цукхад 1гй, амв/мвв Концентрация, кБв/м

3

135 'la8 7 K r

135м.Хе

500

750

1000

850

900

0,69

0,18

0,18

0,38

0,28

Роамдмин.соответствен» ее вределам чу

>рвтапнаа уставовка врхтодва,инвеста, д и точвохо оврододег

н и освовввх вухдкдов ксевова-133 в коевожа-135 в авма блатород-ввх тазов в вибресвем веадухе АЭС. Is-sa высока! скороста счета,[обуолввлаввого Зонам, вухпхн бдагорадвнх газов хрв отвосвтелпве!ах дода менее IOJE можно определять с большой погрешностью.[ Трудвесхв ваявивтов ввв относительном определении благород-ных гааов (ваврвмер, *^£к /^'"'Хе; ^Кс/^^^Хе; ^ Х е / ^ Х а )зследствве раврамвва акергва свавтхливвонвш детектором.

В евава с этам, ара обработхе разуштатов авмаражп с учетомтеоретачесха овадаомого состава сноса, •арегастрароваван! фотовакотвосвла х вуххвду о само! боиао! вероятвостм» вовввеввя в ввбросгвон воздухе. Так, ваврамер:350 каВ; ^ К ^ (Б = 151 хаВ) вмед праамущество но сравненас с

n iIe(E = 164 хэБ);250 каВ; I 3 5 I e (Б = 250 вэВ) вмм вровмувоство во сраввеввв с100""Хе U3J3 хаВ) в 138Хв (258 хаВ);

^Хе (527 каВ) имел праввуцаство во сраввеввв с(514 хаВ).

В ранках асслвдоваавв в веадухе внхаоввох трубы бша обвару-сдвдуваае радаоактавнне бларородаие гаян:

На рас.З вохааав тввачвв! д и веадуха ввбросно! труба гамма-спектр благородвкх гааов.

Рассчатавны! ва хаевнкх срадаах авачева! сражав! арэоаатвв!оеотав сноса д и раааачввх иавев ревана работи в ва раахачвых

реактора вредетавхов в табл.5.

В BBxaoBBoi трубе АЭС с реактором тхва ВВЭВ-2 в то^оаве трех.кашшннй проводились исследования наиболее важных этапов режимаработы дли определения состава смесв благородного газа.

- 27 -

Имп.

4-10*

з-ю*

2-10*

1-юА

\

Хе-/35/Хе-135я- | 250 I 233 ,

' Л

- — -

Хе-133

Кг -в5т

Фон

\ \ J X

Кг-85)514 /

500 1000 1500 ;Энергия,кэВ

йю.з. •ОРЮГО

джс щромцршн жямрмшй dbnr(ЛЯТ), с

В мбж.6 падммпи:

. 2 8 -

ЗмЬшца 5. СрпааА процентни! состав смеет бжагородннх гааов втруб* на раяичных •моих эксвхуатацкм

area зхсшуатацп1 3 3

Х* 135 ы.. 87, 41•А»-

II

Ш

Этап запуска 39,94 5,41Оиепа теджшооат*»ля с вомощм lenapi-

*М8 51,03 2,37

Иатмвп шцвосп 60,23 3,85

Этап отыленяя 73,17 1,27

Этап запуска 23,85 1,70

Иммнюш моцвоош 39,14 4,59

Этап запуска 39,83 3,60

Норишвы! решм(265 МВт (т.)) 40;80 4,78

49,18

40,20

35,92

24,33

68,83

56,27

56,29

54,58

4,15

4,80

г

1,23

5,62

-

-

1,32

0,87 0,73

ТЮжят 6. ЩЕЩИИНЮ! воем» бжпрвярв. гамв в ваброснак воздухе АЭСi ятятят м «того оуймрсвоанш домякв коэффодента

1 3 3 т* 1 Э В л 85т» I 88» I TI 3?р«мд I Опарнюие от дозо-•** "" Л |^ ** ' ( Л ^ 7 воте «оаф&пщвнта

v*» ьу д ^ гима-сшвктров

Гмтнш«ВфОИП1Н> 44.72 50.52 4,75 - 1,07 (-14) 1,00

ШИШ ОТДЮШ ЯДр* . 11,93 87,15 0,92 - 1,61 (-14) 1,50

Мвда» pUMMOlt 62,70 33,29 4,01 - 0.79(-14) 0,74

АНГПМШШ ИОдЦО 30.29 59,43 10,28 - 1,26(-14) 1,18

Kpnrocnt КПСЛХ 100 1,43(-13) 13,40

Предложенный д м

ср23^оосг5 а П 40 50 Ю - I.IK-I4) 1,04

том выборочного характера проо, отобранных в исследуемый периодвременя измерений, можно сделать предварительное заключение о тонп о в сивок содержатся примерно 40JS

3 32в в 5QJS Х в , а всех дру

m i благородных газов около Х0£. Этот вывод противоречит значени-ям- содержащимся до сях нор в литературе для реакторов с водойпод давлением, которые указывают на приблизительное содержание90% "^Хе.г не может, конечно, рассматриваться как типичный длявсех реакторов с водой вод давлением [8,9] .

На основе агснержменталыю подученного для атомной электро-станции состава снеси можно рассчитать для лучевой нагрузки соот-ветствующий реальвнм условия" усредненный дозовнй коэф$вдиент. Про-веденные с помощь» этого коэффициента оценки возникающей вследст-вие выбросов благородных газов в окружающую среду гаииа-субиерснор-ЕОЙ нагрузкк, показывают, что подучается значительно более низкаезначеняя, чем расчетные данные, для которых было принято, что всясмесь состоят из критического нуклида.

Если из приведенных в табл.6 составов смеся рассчитать усред-ненные оубмереионкке дозовые воэф&щиентн, то несмотря на различ-ный состав смеся получаются незначительные отклонения. Если в осгшву расчетов лучевой нагрузки положить дозовн! коефициент длясостава отвея (40$

I 3 3Xs; 50%

I 3 5Xs; IQ£ другже благородные газы}

то отадонеиия wo отношени» к дозово«у коэфйяцивнту, внтекащбмуis акояержиентадьЕых дашжг, находятся в пределах гогреошости аз-меренвя raMia-сшктрометрнж я п ш можно пренебречь. Проведенные сйонощьв 8тих коэффициентов оценки гшма-субюрсвоягой негруаюк,возникающей за счет выбросов благородннг газов в окружающую сред?лозсазызают, что волучаются значителио заниженные значений (13,4)чеи spa расчетах, при которых было принято, что вся смесь состоитаз критического нуклида ***£>- .

Пошива объяснить установленные на рааягеных этапах работы в»вреш яяипашгт реактора различия в составе смеси благородных га-зов и выделениях активности рвзлнчндои твхнологжчвехжми рвжжкамхработа АЭС удалась только частично.

Полного объяснения кратковременно наступающих колебаний сос-тава смеси во время одного этапа работы до сих пор сделать не удалось.

Оевовнго долю в снеся, пркблжжятелию 9QJE, составляет хвото?пы 1 3 3 Хе я 1а, причем на различиш: вташес режжыа работа АЭСсоотношение обоях язотопов сильно изменяется. Прячина этого заклю-чается, главянм обрмом, в радлячном но сравнению с другямя нук-лядаю благородднх гамв помдояяя 1351» при нестационарных режи-мах реактора.

lJaJ» образуется с вероятности) 0,3$ непосредственно яряленях урвна-235 я с мрвяхяоепв 5.6f в радяоахтяввом ряду

- 31 -

yI 3 5 |

"-Xe135

c 0 „ I35

Te . 135 M '

Sg , те > 3 -^

I35 I35 I35

Из-за большого сеченая захвата тепловых нежтронов для 1 3 5

Хездесь нужно обязательно учятнвать исчезновение нейтронов вследст-вяе захвата.

Ш в а скорость образованая больше, чей скорость потерь, содер-жанае

1 3 5Жв увеличивается а достагает своего насыщенвя примерно

через 50 ч (раньше, чем 1 3 3

Хе) после пуска реактора. В свяжв сэтаы на пусковых этапах реактора Они отмерена в четыре раза бо-лее высокие концентрати

1 3 5хе по сравненаю с

i 3 3xe в выбросюа

воздухе. ^Бела после работы прв заданном реване мощность реактора сват

хается, то вследствае распада 1 3 5

3 образованае ™ Х е снажаетсясначала медленнее, чем уменьшенае

1 3 51е, вследствае раджоактавно-

70 распада. Прямого образованая 1 3 5

2е, как продукта деленая, а е юпотерн вз-за захвата нежтронов в остановленном реакторе не проас;ходят, поэтому концентрапжя ^^1е пра этом сначала сально увела-чавается. Примерно черев 10 ч скорость распада начинает преобла-дать над скоростью образовани а концентрацвя

1 3 5Хе снажается в

течете 60 ч (есла реактор долго не работам) до нулевого значе-ния*

Указанное кратковременное увеличение содержавш 1 3 5

Хе в выб-росном воздухе в нанем случае не могло быть однозначно уотаневлвгно из-за малого времени аамередаж (12 ч)* ПраведеншЛ в табл.5процентни! состав для этапа олмяеиия (усредненно в течение4 сут) можно обмокать преобладаавам в этот период времени равлач<-н ш раааоактивнш поведеааем обоях изотопов.

Другие намерения обще! кошиштрааии актавноста в ивхлопво!трубе были проведени при равных видах очистки тепяокосител* в»ргвого контура. Хвх,при очвотке тенлоносателя с помочь» вкпарзоиустановки било установлено, что ивгва сально! дегмаява нроисходатоовниение концентрации активности благородного газа в неброено!трубе до четырех pas.

В заключение можно сказать, что хотя сегодня количество ра-диоактивных отходов атомных электростанций и обусловленная имилучевая нагрузка для проживающих на окружающей местности людейнаходятся гораздо ниже установленных законодательством предельнозначений, на работаюашх атомных электростанциях должен проводитьсяанализ для более точных расчетов состава выбросов, основанных надостоверных знаниях исходных параметров, таких, как скорости выхф-

. 3 2 -

тепловыделяющих элементов. Дня этого необходимы трудоемкие ис-следования в первом контуре теплоносителя.

Кроне выбросов благородных газов необходимо также исследоватья радиоактивные аэрозольные выбросы. Это позволит определить тех-нику измерения выброоов при эксплуатации АЭС, а также производитьточные расчета лучевой нагрузки и установить объем контроля в ок-ружащей среде в рамках осуществления программы ваблвдення.

1. Ettenhuber Е., Kriiger F.W., Rumof S., Zindler H» - Kernener-

gie, 1980, Ed 23, N 2, S. 290.

2. Herrmann G. Abgabe radioalctiver Stoffe bei Normalbetrieb aus

Leichtwasserreaktoren in der BRD. IRS-W-1, 1972.

3. Schriifer B. Strahlung und Strahlungsmesstechnik in Kernkraft-

werken. Berlin, 1974.

4. Lusanova L.M. e.a. IAE-1968. Moscow, 1979.

5. Lusanova L.M. e.a. Soviet-Swedish Symp. Reactor Safety Prob-

lems. Pt. II. Rep. IV-SO, ISBN, 1973.

6. Holm S. Theoretische Bestimmung von Edelgasnuklidspektpen in

der Abluft von Eernlcraftwerken mit Druolnrasserreaktoren, GRS-B,

1976.

7» Bretsohneider J. -beitrag der Tolgeprodulcte radioalctiver Spalt-

edelgaee гит Strahlenexposition in der Umgebung von Kern-

kraftwerken. STH, 1977, S. 6.

8. Воронин Л.М., Волков А.П., Козлов В.Ф. Некоторые вопросы ра-диационной безопасности АЭС с ВВЭР-440. - Атомная энергия,1976, т.41, вып. 4, с. 235-238.

9. Радиационная безопасность серийных АЭС с ВВЭР - Н О /Г.Дичев,Г.Хитов, Шрайтер и др. - Атомная энергия, 1981, т.50, вып.2,с.93-99.

- 3 3 -

ИЗМЕРИТЕШОЕ УСТРОЙСТВО да НЕПРЕРЫВНОГО ИСЕЛЕКТИВНОГО ИЗМЕРЕНИЯ И Н М Р Т ^ Н У РАДИОАКЗИВШХГАЗОВ В ВЫБРОСАХ ЧЕРЕЗ ВЕНТИЛЯЦИОННЫЕ I T - V W

АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Ш. Д э ш (ВНР)

Постановка вадата

В ходе эксплуатации атомно! електростанция больное значениеживет непрерывное ж вадежвое измерение раджоажтжвках веществ, по?ступаюижх в окружающую среду* Согшсво ошту, накошенному spaэксплуатация, фактическая радяоактжвкан емжссжя ш и т чрезвычайно

) визжи! уровеп, ж в веятшяцжоаюж трубе ж*-ва огромного расходавоахуха мамжшаж хонцвнтращя редмоажтхввостж требует б о х и о !вятелиостж нржборов прж жжеренжж. Расчет дран оодученжя наоед»-

| нжя, oo>caoB»HHOt атоино! одектрооташщеж, ж одвоаначная ждентж^гжацжж результатов жамеренж!, пацгченннх в ходе «штроля охружащеморедк, внвнваат необходпюсть осуцествлевш седектжвннх жзмеренж!джя овредедвнжя ооставе, жаотовов.

В веяплпжоявув трубу атоино! адемростанцжж постужает веэгдух же сжстеш очжстп газов ж воздух вытяжных сжстеи вевтжхяцжжреакторного qtxa ж адажжя для храненжя раджоахтжвжнх отходов.

Газообразнне раджоапжввве отхода, выбраснваеше через вев:-«шцжошспв ЧРУбу атоино! мектресташрш, содержат следущже основ-нне оост&влвщм:

-реджоахтжвнне жнертяые га»;-раджоактжвнне аэрозолж (апфа~, бета- ж гаима-жзлучатвлж);-ражюактжвнн! жод;-тржт*!.В это! ражжоактжвно! сыесж концентрацкя радюахтжвннх шерт-

вшс газов ва несхоаию порядков превышает хояцеюрацжю ирочжх жзотонов. В то ж* время жэ-за больного расхода воздуха, в результатераэбавяевжя, раджоахтявная концентршрш на несхольхо порядков га-же допустжмо! иаксжвахьяо! кошентрацп. Ниже дано оожсанже устройства джя жзиеренжя холжчества радяоактжввкх хаертннх rasos,ваеинх жв вевтжжяяжожно! трубы атоино! влехтростанщж.устрожство будет пряменево жа I ж П блохах Пакиско! АЭС.

- 3 4 -

?аЗИ8Шв™в И УСТРОЙСТВО ВЗМеРИТе*?""™ яття-рятя.

Ежок детектора устройства устанавливается в вентиляционнойтрубе атомной электростанции, а блоки обработка данных устанавли-вается на щите управления дозиметрии.

Измерение выбрасывавшее нейтральных газов пронэодводится визмерительно! камере с низким фоном с помощью полупроводниковогодетектора из германия большой чистоты, охлаждаемого хадкжм азотоми аналоговых блоков обработки данных. Устройство измеряет концентра-

четырех нуклидов радиоактивных инертных газов r8 5^ ,

8 8Kh ,

135

активность, измеряемая методом гамиа-спехтросхо-ш , составляет 540 Ьс/м за максимальное время измерения 3000 с о

Такую минимальную активность за такое время можно измерять сприменением измерительной камеры с НИЗКИМ фоной объемом примерно0,85 м

3 ж с полупрозодЕИКовнм детектором, имеющим КПД детектирова-

ния примерно 10$. Измерительная камера соединяется с системой вен--тхляции через трубу для взятия проб, с блоком отсасывания и фали-р а » иода и аэрозолей. После измерения воздушная проба возвращаготся в систему вентиляции. Прочие случайные загрязязния, проникшиев систему, не мешают измерении нуклидов нейтральных газов из-зазнергоевлехтивного характера измерительного устройства, в то жевремя из-за малого периода их полураспада они не могут в значительгно! мере накапливаться в намеряемом объеме.

Электроника двд обработки сигналов

Для обработки сигналов полупроводникового детектора сдужитусилитель формирования сигналов высокой стабильности, находящийсятоже в пометени измерений. Так как рабочая температура усилителянаходится в пределах 0-50°С, при более низких температурах необ-ходимо обогревать оборудование до нужной температуры. С этой дельыраму блоха питания, содержащую усилитель, помещают в обогреваемыйкороб, обогрев которого управляется термостатом.

Для передачи данных от аналоговой электроники обработки сиг-налов до блоков обработки системы К Ш К на расстояние примерно300 м возможно два варианта.

В первом случае сигналы анализируется на месте многоканаль-ным анализатором. Кодированная информация в цифровой форме пере-дается датчиком МОДЕМ через строчный блок-интерфейс данных на при

г

емник ШЩЩ, установленный на щите управления дозиметра, где чегрез другой строчный блокг-мтерфейс поступает на микропроцессорыяла обработки. На месте измерения в этом случае хроме уиомянутых

- 35 -

блоков требуется еще нанять КЖ, управляющая циклон измерения, иблок ICC (для управления рамы), который должен помещаться во вто-рой раме КАМАК.

Скорость переноса данных в это! системе определяется блокаыьМОДЕМ; однако имеющиеся в нашей распоряжении типы блоков допуска-ют измерение скорости, равной только 200 бит/с, поэтому скоростьвсей системы заметно снижается.

Второй возможностью переноса данных является перенос аналогговых сигналов от песта измерения к щиту управления. Этот вид пе-реноса сигналов не сникает скорости хранения и обработки сигналовсистемы и в то ке врнгля значительно депевле цифрового переноса. Вэтой случае главная проблема заключается в переносе без внешнихэлектрических помех. В целях переноса данных без помех разработа-на специальная аналоговая система переноса, которая одновременнообеспечивает защиту от помех для обоих методов.

Оформленные сигналы от главного усилителя передаются черездвойно! коаксиальных кабель с двумя внутренними сжмметрэтнши про-водами.

Черев один провод совместно проходят сигналы детектора и ин-дуцированное напряжение помех на один из входов оперативного уси-лителя приема сигналов на щите управления дозиметрии.

Через другой провод проходят только сигналы электрическихпомех. При правильной наладке кабеля помехи одинаковы у обоих прсгводов на входе усилителя приема сигналов. Так как усилитель ихусиливает с противоположными знаками, то на выходе импульсы помехгасятся i полезный сигнал беспрепятственно проходит через приемныйусилитель. Таким путем внешние помехи можно снижать в 50-200 разв зависимости от качества применяемых элементов.

В целях дальнейшего подавления внешних электрических помехприменяется еще один метод, который основан на отличии вида полез-ного сигнала по времени от помех.

Помехи, нмевдие неправильную форму,и полезные сигналы правиль-ной формы поступают на дискриминатор формы сигналов, на выходе ко-торого появляется импульс срабатывайся аналогово-^цифрового преоб-разователя лишь в том случае, если форма сигнала совпадает с фор-мой неискаженного сигнала от главного уевдите&я я от ядерного де-тектора.

Автоматическая радиоизотопная таттаоогза vo эяергаз

Применяемый в нзавпдтвдьннх уотро-йожа гздеануешя. де/ек':<ч>имеет больщув избирательность ко энергия, которая треодег r,oapi~рывной тарировки даже пра применения электронных блоков больнойстабилт 1сти. Для этой цеди имеется два радиоактивных источника

- 36 -

малой актввноств, установлеяннх на месте измарана*. Однн всточг: ник жмет энергию излучения около верхней, друго! около никне!гранвцн взнвряемого интервала «нергав гамиансвантов.

Информация, обрабоханваж дегспом а бловаш аналогово! ааип-ронжка, обрабатывается блокаш саомив КИШЦ хоторм соотоят азолажтвцах функцтоналшнх частаЖ:

- многоаанадиого нрограмнароваввого аналазатора азбарамлъгвосты» 4Kj

- тликропроцессора, снабженного программа обработка гамма-снактров;

- блокнгатврфввса для вндаяа данавх;- блока дисплея;г блоха вндача данных (на верфолапу);- блоков натаахя.Оалгйваш с двмвщк» блоков обработав давних концентрата

цухладов радноактввннх неатрааовнх газов факоарувтся на перфолентте ала вечатаются.

Д1СКУООВЯ

Г. Крвпр: В случае аварка очень важно вэиерать болмае коннейтрала редавнуывдов. Что Вн можете оказать о верхнем пределенанереная Вашего оборудования?

ШЛеин: Шии оборудование предусмотрено для нормально! »кс-влуатацна АЭС. Bepzaat предел его азмерення 5,4*

ПРОБИЕШ ВЫБРОСОВ И СБРОСОВ ИЗОТОПОВРАДИОИОДА ИЗ ЯДЕРШХ РЕАКТОРОВ В ИЯИ В СВЕРКЕ

Б.Филипяк, А. Костырко (ПНР)

Введение

В Институте ядерных исследований в Сверке работают два реак-торе большой мощности: "Ева"на Ю МВт и"Мария"на X Ш т .

Поступление радиоиода в окружающую среду происходит двумя путями:

г системой технологическое вентиляции;- системой саецканализации.Система технологической вентиляции на этих реакторах дает

возможность:- собирать летучие радиоактивмые продукты в местах их выхода

is радиоактивных контуров в воздух;- фильтровать воздух на фильтрах и абсорберах иода;- разбавлять потопи радиоиода в потоке выбрасываемого воз-

духа в атмосферу (Ваал Н ^ = 50 м, Q.= 60 000 муч; "марая: Н= 80 м, d = 60 000м

3/ч).

Система спецкяналиващи позволяет собирать радиоактивные жидкиеотхода в двух подсистемах:

средне! активности (только Нарва) 3,7>10РакЛГ< k<3t7»Jarhm/ir;

нимсой активности А <3,7.10е ас/ы

3.

Радюавтжввне гадкие отхода подлежат обработке в Отделе ра-диоактивных отходов ИЯИ.

Отчеты безопасности реакторов содержат максимальны! уровеньвыброса радиоиода через вентиляционную трубу порядка I ГБк/сут, асанитарная инспекция дает разрешение на сброс в санитарную хана-лизацио местности Отвоцк суммарно! бета-активности порядка 3 ГБкв неделю.

Д м контроля миграции радиоиода в реакторах необходимо реше-ние следу&яих вопросов:

- оценки уровня активности иаотоаов радиоиода в контурах ох-лаждения реакторов;

- оамка активиости а форм иода» выбрасываемого в атмосферу;• хоатроль «Ефективности абсорберов иода в «ксялуатащгонвых

- 38 -

В докладе приводятся полученные результаты работ в это! об-шея.

Метода

Измерения в воде

Проба вода во байпасноиу трубопроводу подается черев ионо-обменную смолу (катионит) в детектор. Измереше периодическое.Изотопы кода стираются на специальном сорбенте (анионят). Детек-тор (I Л NoJ } работает в защитном кожухе (10 см Р6 ) и измеря-ет с гомощью одноканального анализатора

1 3 13 . Чувствительность

зависит от времени охлаждения пробы.В лаборатории проба I л отбирается один раз в неделю из кон-

туров охлаждения реакторов и измеряется на детекторе Ge-Lc, pa-ботащем с многоканальным анализатором. Часто используется пред-варительная химическая обработка.

Измерения в воздухе

В контурах вентиляционная система имеет байпасный пробоотбор-ник, в котором находится фильтр яз стекловолокна. Он насыцен акти-вированным углем. Эффективность фильтра для элементарного иода50£. Иод-131 измеряется детектором бе - Li. на многоканальном ана-лизаторе. Чувствительность метода 3,7 хЕк (для иода-131) или37 Вк/м

3.

Использование метода "Мау-Ввох" £l] :В состав сорбентов входят для элементарного иода 7 решеток

is меди, покрытой серебром; ширина просветов 0,065 мм; для азроэолеи иода I ело! стекловолокна производства ФРГ; для всех химичес-ких форм иода 3 слоя молекулярной решетки Lwvete 13 в серебря-ной форме; насос и оборудование (трубы и др.); время работы уста-нови 1 - 7 сут.

Уровень активности 1 3 1

О в первых контурах охлаждения реакто-ров зависит от состояния твыюв; мощности реактора; эффективнос-ти очистки в контуре охлаждения.

Радиоизотопы иода, содержациеся в контурах охлаждения, пред?ставлен потенциальную опасное» загрязнения окружающей средн.

Результаты и шершни аа период 1977-1961 г г . даны в табл.1.

- 39 -

Таблица I . Удельные « « в н о с я 1 3 1 Э (МБк/м3)В КОНГУраХ атшяш^тата

Реактор Першод 1977 1978 1979 1980 1981

Ева'

"Марая"

Среднее 68

Ц0

СредняяМа

73

560

1,2

5,9

40

160

240

480

12

44

74

93

6,7

31

180

1500

Поступление изотопов ю д а в окружающую среду is реакторовпроисходит также черев вентмляцмоннув трубу. Результаты эти из-мерений представлены в табл.2.

Периодически производится измерение форм иода, выбрасываемогос воздухом в атмосферу. Результаты представлены в табл.3.

Таблица 3. Формы иода в вентиляционных трубахреакторов

Формы вода Средни! уровень, % Диапазоны наблюдае-мых изменений, >

АэрозолиИод элементарныйСоед•ода(сн3з,С Н З )

33067*

1,8 - 920-4055-75

*' В том числе около I7J6 неорганических соединений иода.

Поступление этих количеств ю д а в окружающую среду не вызы-вает серьезной опасности для людей, живущих вблизи ИЯИ. Расчетнаямаксимальная доза для щитовидной железы детей в месте макоимяль-ной концентрации в приземном слое воздуха дал определенных метео-рологических условий не превышает 1% предельно допустимой до-зы (ЦЦД = 0,015 Зв на щитовидную железу) [ 2 ] .

Поступление иода в окружающую среду имело место также из-занегерметичности теплообменников реакторов, но оно било кратковре-j-ценным ж на низком уровне», так что практически не повлияло на заг-р я ж е п е средн.

Очень важным фактором в технологии реакторов, с точки зре-ния их радиационной безопасности, является определение зффехтжв-

- 4 0 -

a

0.40

о•

0,18

Я

ЯсГ

3

0,81

0,83

8

8а

8

0.32

0,42

Д

чо

0,83

Я

0,55

Sо

ig* S 3О О О О

«О М II

ОО I I

1Д I

- 4 1 -

ности абсорбентов хода и системах вентиляции во время их »кспдуа-

тации. Б ИЯИ такие измерения производились несколько лет •

[ 3 ] . Технологические параметры фильтров, используемых в реак-

торах, представлены в табл.4.

Таблица 4. Параметры некоторых фильтров фирмы "Воукс"

Типфильтра

Максимальная рабочаятемпература. «С

постоян-наяработа

кратко-временнаяработа

Начальныйперепаддавления,ш вод.с?

Эффектив-ность,

Вещест-во, исполь-зованноедля про-верки

J_

Предваштельныйфильтр^-66Фильтр абсолют-н а F-64Абсорбер иода

250

250ок.100

500

500

5

3010

92

39,9599,35 Органические

соединенияаода

.Критерий необходимости замены с точки зреязя обеспечения бе-

зопасности определяется снижением эффективности абсорберов иода

до 90£. В условиях работы реакторов "Ева* и "Мария" время ексвдуата-цин абсорберов иода достигает 6-7 мес.

В качестве примера в табл.5 представлены результата исследо-

вания одного комплекса абсорберов иода в системе вевташщян реак-

тора'Ева*

Таблица 5. Исследование одного комплекса абсорберов ведав реакторе"Ева"

Времяизмерения

(22г25).10.74

(25-28) 03.75

(10-13) 04.75

(15-17) 10.75

(11-14) 05.76

иод эле-ментарный

99,9

99

99

99

-

Эффективность.соединенияиода

99,9

85

76

63

-

% 1общая

99,9

89

83

75

4,5

Максималь-ный выбросватмосферуГОусут

3,7.10"°

%9-ХГ4

7,4.ДГ4

2,3* ДГ 4

2,2-Ю"5

- 42 -

в качестве адсорберов иода из воздуха

Эксплуатация фильтров в вентиляционных скствнах показываетотносительно быстрое ухудшение качества угольных абсорберов ипонижение эффективности сорбции при большой относительной влаж-ности воздуха. С использованием указанной выше техники измеренийпроводились исследования по использованию анионитов для связыва-ния иода из воздуха [4] . Это предложение выдвинул С.Тваи и др.[ 5 ] , но необходимых экспериментальных данных по этому вопросуне было.

Исследовалась сорбция * О в разных химических формах,имевшихся в воздухе, на фильтрах из аннонята WDF/mr RO

B гид-

роксидном виде или в галоидной форме. Исследования пвоводились влабораторных условиях при использовании разборных фильтров, на-полненных ясследуешм сорбентом (например,иониты, молекулярныерешетки Диаде и др.). Воздух с радиоиодом отбирали из вентиляци-онной систем реактора* Ева* Некоторые сравнительны* измеренияпроведены в Яоловских Богунжцах (ЧССР) с •епользованим генератограСН

33 , меченного иодом-131.Результат мах исследований [ 4] оокаваля, что сорбенты is

aHHOHHTaWOFATiT-RO задерживай1 иод-131 вз воздуха с

яостьв, сравнимой с «ффектввностью молекулярных решеток в виде<&%• (в рабочих услових 5O-6QJO. Замечено, что анионит в гидрог-коидной форме идержавает м и и ш ц и н ! вод ври комиатвойрьтуре as вождух* о больвой влажвооть» в в» режгврует с

соедивеннами »того радиовлемедта («йоивввое» сорбции две3 около 2£). Этот аввовжт в галогевмей ферме, например о

Вг» алвЗД, задерживает црактвчесха только радювод в вал» соеди-нений (ДОхтввнооп сорбции 0%?) идя аквожита WOFATir-RO-вгв лабораторных условвжх ооставлжла около 9QJO.

В наотояцее вреш продолаавсея воеацяавкав во вспользова-нию вонообменных смол в разных хвмичесхих формах в полупрошвлениоммаситабе.

1. Дхя профилактики радвапионвой безопасноств целесообразноопределять химические формы вода в проводить взмерения вода ваварийных режимах в контурах охлаждения реакторов.

2. Опыт эксплуатации абсорберов вода в евстемах вентиляцииреакторов указывает на возможное» получения больвнх коеффвциен-тов улавливанвя вода (DF*) в пожволвот в конце камнаш вплучать«ияенжя держдка IOQ,—Это очевь вавввй фактор дли *"Ч"»»" уолог

- 43 -

H I ! ж дает возможность более длительной яксвлуатации адсорберовюда.

3. Ионообменные смолы, особенно аняовят в галоидной форме,дав» обнадеживавшие результат цри использовании жх как абсорбегров радиожэотопов жода в воздухе с большой влажностью.

1. Control of iodine in the nuclear industry. Techn. ReportSeries » 148. Vienna, IAEA, 1973.

2 . Pi l ipiak В., Swik Т., Zaraowecki K. Survey of the radia-tion protection problems at the WWR-S EWA. reactor. Internationalworkshop on enwiroomental monitoring around nuclear i n s t a l l a t i -ons. Dobogoko, Hungary, 1980.

3 . Фжлшях Б„ Градовсхин К., Коскфко А. Анализ форм ходаудаляемого жз реактора Ева - 10 < в окружавшую среду."КонфвренцжяСЭВ по обеаврежжванжю газообраанвх раджоактжвных отходов, Лввмв-град, Оят. 1974.

4. Kostyrko A., Fil lpiak В, Gradowski E. Investigation onremoval of 1-131 from air streams with anion exchanger beds,Atomkernenergie, Kerntechnik, 19B1, Bd 38, S. 56.

5 . Twai S . , Inous Т., Terasima Т., Sugawara U. - NipponGenshiryoku Gakk., 1967, v. 249, NSA 21, p. 18.

ДЖСКУССЖЯ

А. Суворова. Какова точка зренжя докладчика на то, что доляорганжческжх форм радвояода ва реакторе "Ева

1 (50?) значжтельно

цревышает цжфру, рекомендованную для расчетов аварийных выбро-сов - 1%?

Б. Фжляояк: При нормальной •хсплуатацжж, когда время контактажода с окружашцкмж предметанж велико, наолщается повывенвая догля органического иода. В аварижжых ситуациях его мокет быть меньг

- 4 4 -

HEKOTOfflE АСПЕКТЫ ВЫБОРА АКЯШИР0ВАННЫ2УГЛЕЙ ДЛЯ ПОГЛОЩЕНИЯ РАДИОАКТИВНОГО ИОДА

Е о В . Кшеоняк, П. Краевски (ПНР), U . Тоишпек (ЧССР)

В в е д е н и е

Йодные фильтры г важная составная часть вентиляционной смс-теыы АЭС. Их задача - поглощение соединений радиоактивного иода,особенно 3 , и отравление загрязнения окружающей природ-ной среда этим опасным для здоровья человека изотопоы. Этот изо-топ, поглощенный организмом, селективно отлагается в щитовидно!железе, вызывая ее облучение, следствием которого могут быть добгрокачественные или раковые опухоли.

Необходимо, чтобы йодные фильтры имели высокую эффективностьпоглощения всех видов хода хав в условиях нормально! работы АЭС,так и во время аварии. При аварии АЭС происходит значительное потвышние температуры и влажности очищаемого воздуха, что отрицатель-но влияет на действие йодных фильтров из-за значительного сниже-ния эффективности поглощения йодистого метила активированным уг-лем, здподняудрт" эти фильтры.

До сих пор в йодных фильтрах, применяемых в ПНР, используют-ся импортные активированные угли. Препятствием для производствав ПНР активированных углей для йодных фильтров было отсутствиеаппаратуры и лабораторных методов оценки их пригодности. Такаяаппаратура и методы разработаны в последнее время Центральнойлабораторией радиологической защиты (ЩРЗ). В настоящем докладерассматриваются некоторые аспехтн разработанного Щ Р З лаборатор-ного метода и указываются параметры активированных углей, пригодгншс для йодных фильтров для АЭС и объектов ядерной техники. Раз-работанные аппаратура и лабораторный метод ПОЗВОЛИЛИ ВЫПОЛНИТЬ

сравнительные исследования активированных углей, изготовленныхв ПНР, и стандартных углей зарубежного производства. Эти иссле-дования проведены в определенных физических условиях [1} с пригменением для эталонных измерений паров йодистого метила и аппа-равды для динамического контроля эффективности поглощения ра-диоактивного яодгпэро метила[2,3] . В результате исследованийподучены динамяческяе характеристики доглощения 3 активирован-

- 4 5 - .

ными углями как в условиях нормальной, так и одазкой к 10О$-НОЙ

относительной влажности и выбран эталонный образец польского ак-тивированного угля для йодных фильтров.

Метод исследований

Выбор активированных углей для исследований

Стандартные химически пропитанные угли. Активированные угла- хорошо проверенные фильтрационные материалу. &сиэрймеята;ш1оопределена их способность поглощать элементарный лсд ж йодистыйметил. Это их свойство проверено на практике во Бремя эксплуа-тация установок для очистки воздуха, удаляемого из объектов ядер-ной техники. Химически пропитанные активированные угла обладав»?очень высокой эффективностью фильтрации СВ., D даже в условия:*большой относительной влажности [4] . Анализировалась 4 типа хи~мическй пропитанных активированных углей: 207В 1,5$ К Ч з 207В ШЩ)А фирмы "Шатклифф »нд Сяакмен" (Великобритания), а такжеNorit со -I s Norit CG-ii фирмы "Сиг Доминит". Стандарта*»!для исследований выбран активированный уголь JforitcG-I, дроия~тайный 1$ КЗ л вмещай следующие положительные свойства:

1. Высокую эффективность фильтрации C H3J даке П1зи относитель-

ной влаяности 98 - 100$?. йилъхельм [5 ] предехавляет подроб!ше ре-зультаты леследований эффективности фильтратшг в зависимости сготносительной влажности воздуха в пределах от 25 до 98-100> длясдоев толщиной 2,5, 5, 7,5 и 10 см. В сравнения с 8 другими тика-ми угля

а проверенными в тех хе условиях, -это? уголь вмеет наввас-

шую эффективность фильтрации CHgD , состав,ййщуга 99,988$ для слоя•10 см и скорости прокачай воздуха. 25 см/с.

2. Очень малый размер зерна - цилнндрвчеокве гранули диамет-ром 0,8 мм (размеры зерна угля 207В 1,5$ К'1 ЯЛЕ 2073 о% IEDAсоставляют от 1,4 до 2,05 ш ) .

Вторым стандартным углем выбран уголь •.-"; А- ' , пропитанный0,5$ КЗ + 1% KrjCOg (изготовитель Sloveneke U,:,.-• uj Z>?vody_Knusta

ЧССР), который сохраняет хорошие сороцконнк-.; У /ства д ъ С"-:, 1>:L

.в условиях высокой относительной влаяноста воздуха.. Этот угольвыбран после проверки 8 разных типов углей производства ЧССР !_б].В табл.1 представлены физико-химические сволотка вышеуказанныхстандартных углей.

Польские активированные УГЛИ, ДНЯ сршйьз;гелышх исследова-

ний были взяты следупцие 3 сорта польских аздявироганзых угле&,удельная поверхность которых, определенная методом £FT в Институ-те ядерных исследований, составляла от 800 до 1100 ы /г:

- 4 6 -

-формированный активированный уголь типа А;-формированный адсорбционный уголь типаМ;- уголь для десульфурацин (далее обозначаемый как тип S ) .Проведенные в условиях нормальной относительной влажности

(с 41 до 64%) сравнительные исследования сорбционных свойств дляСН

3 Л этих трех сортов углей (А,К1, $ ), химически пропитанных

$ п Д , Ю и трифенлидиамином (ТЕ|)А), выполненные ИЛИ, показала,что лучшие сорбционные свойства имеет мелкозернистый активирован-ный уголь типа А [7] . Спецификация этого угля и характеристикиприменяемой химической пропитки представлены в табл.1.

Метод исследований эффективности поглощения0*3 3 активированными углями

Применяемая аппаратура и метод исследований подробно описаг

ш в [1.6,7] . В последнее время введены ноше параметры, возво-дящие провести оценку и анализ подученных экспериментальных дан—ных по определению эффективности поглощения СН

3 !) ясследован,-

ннми активированными углями.Исследованы сорбционные свойства четырех последовательных

слоев угля толщиной 2,5 ом каждый. Для практических целей исполь-зуются обычно сдои толщиной больше 2,5 см.

Существенно проанализировать кроме полной (так называемойинтегральной) эффективности нескольких последовательных слоев уг-ля также дифференциальную эффективность, которая, по нашему мне-нию, может быть мерой однородное» адсорбционных свойств каждогослоя адсорбента.

Для определения эффективности поглощения СН3 J активирован-

ным углем принят метод многих фильтров, основанный на анализе рас-пределения активности в зависимости от толщины исследованногоугля. Рассмотрим пакет, состоящий из П слоев угля постоянной тол?щинк. Интегральная эффективность задержки СН

3 J пакетом, состоя-

щим из »i слоев угля (для постоянной скорости воздуха и выбранно 'овремени фильтрации), определяется как ОТЕипение активности, задер-жанной на п. слоях, ко всей активности, поступившей в пакет, поформуле

^

- 4 7 -

Таблица I. Физико-химические свойства пропитанных активированных углей,выбранных для исследований

Активированные угли зарубежногопроизводства, выбранные стан-дартными

Мелкозернистые активированныеугли ПНР, выбранные для иссле-дованнй

со

Tin угляИзготовитель

Форма гранулДиаметр гранул фракции послепросева, ш

Насыпная масса сухого угля,

г/да3

Пропитка

Активная площадь по BET,

Horit - CGI

"Сиг Доминит"ЧССР

Цилиндрическая Цилиндрическая

1,2 - 1,5

3600,5* КЗ ++ 1,0

Падение давленая в ш вод. с? ./10 см 63слоя для скорости прокачкивоздуха 25 см/с

0,8

3701,0* КЗ

1000119

Активированный уголь, тип АПредприятие сухой дистилдяоиидревесины в г.Хайнувка (ПСДД)Цилиндрическая

1,5

400-430O,5J6 КЗ ; 1,0* КЗ ; 1,5* Kj jI* КЗ + J 2 / po 50*/; 1,5* ТЕ1А:5* ТЕГ>А

44-45

где 'lew - интегральная эффективность задержки СН3 .1 сдоями

активированного угля, А-часть активности СН Э, задержаннаяслоем L- активированного угля, iv - число слою активированногоугля в исследуемой пакете, N - число слоев активированного угля,необходимого для абсорбции всей активности С Н

3

1 3 13 , поступающей

на фильтр (эффективность 100#); "ZI ->с - активность СН3* J , ад-

сорбированная на п. сдоях активированного угля, ~sb *h - актив-ность, адсорбированная при эффективности 1005?.

Доя определения эффективности поглощения СН3

3 J отдельным

слоем активированного угля введено понятие *lR ) v - диференциалът

ной эффективности поглощения сдоя и- угля. Это отношение актив-ности, поглощенной слоем i , к активности, которая достигла это-го слоя, и определяется по формуле

П =~4г ^о%LRn ^ Z J t i (2)

где г» - дифференциальная эффективность поглощения СН, 1 3 1

1слоем активированного угля, А - часть активности сн

3

1 3 11 ,

поглощенная сдоем п- активированного угля, ^ z <^. - активностьСНд 3 , поступающая на сдой и. активированного угля (эту ак-тивность задерживают слои с п. до N при эффективности поглощенияпакетом из N слоев IOOJS).

Исходя is формул (2) и (X), можно определить соотношениямежду ц

г кж ^

ю о - n • (3)

П -

Соотношения (3) и (4) позволяет определить дифференциальнуюэффективность Чц.^ по экспериментальным даншш, полученныгл приизмерении интегральной эффективности П.

с.«

Дополнительным крятервем адсорбционной способности данноготипа активированного угля служит средняя дифференциальная эффек-тивность поглощения СН

3 Ц пакетом УП. сдоев угля, определяемая

следуацим образом;

Стандартное отклонение среднего значения & *1ц„ будет мерой*однородности адсорбционных свойств каждого из последовательных тслоев угля исследуемого пакета.

- 49 -

Результаты исследований и выводы

Для определения пригодности польского активированного углятипа А для очистки воздуха от CHg

1 3 15 в условиях его большой от-

носительной влажности, проведен цикл исследований в Институте до-зиметрии излучений в Праге. Эти исследования дали возможностьоценить пригодность этого угля для очистки воздуха как в нормаль-ных, так л в аварийных условиях эксплуатации АЭС.

Уголь для поглощения радиоактивного иода выбран на основеанализа под/чешшх результатов измерения эффективности поглощенияСНз 3з кяш А, изготовленным ПСДД в г.Хайнувка, в услови-ях большой относительной влажности воздуха (96-98$) [ 7] .

На рис.1 показана зависимость эффективности поглощения CHgJэтим углем от примененной химической импрегнации и толщины слояугля. Условия измерений приведены перед табл.2. Из рис.1 видно,что наибольшую эффективность поглощения СН

3 3 имеет уголь ти-

па А, пропитанный 5% TEDA. Однако, учитывая трудности полученияэтого импрегната (импорт из ФИ

1), целесообразно использовать в

качестве йодного адсорбера уголь, пропитанный 1,5£ КЗ . Уголь сэтим импрегнатом обладает большей эффективностью поглощения СН

3

чем угли, импрегнированнне 0,5£ КЗ , 1% KJ , 1% (КЗ + Ja) .

3

2,5 5,0 7,5 10,0Толщина слоя угля, см

93,999

Эффективность поглощения СНЧ *Jактивированным углем, изготовлен?ным предприятием сухой дастиляциидревесины в г.Хайнувка для разныххимических имрегнаций КЗ , КЗ +ЛоI ТЕФА (условия измерений приве-дены перед табл.2):

• - 0.5IC : л - I О KJ + ЭгХ-1,0 КЗ ; 0-1,5 TEJiA; Л - 5,0

ТБ1)А;о# - 1,5 КЗ V

В табл.2 представлены значения интегральной я дифференциаль-ной эффективности поглощения СН

3 J активированным углем типа А,

ТТПДЦ п т , Уа^Дяуяда, д д о раЗНЫХ ПРОПИТОК И ДВУМЯ

- 50 -

стандартными углями зарубежного производства. Анализируя данныетабл.2 можно установить, что:

1, Значение интегральной эффективности поглощения СНд1313для активированного угля, пропитанного 1,5$ KJ , больше значений,полученных для этого угля при пропитке 0,5/? КЛ и 1% КЗ . Она сос-тавляет 99,9$ и близка в эффективности для угля, пропитанного 5%ТЕМ, равной 99,98$.

2. Значение дифференциальной эффективности поглощения 3

через последовательные четыре слоя угля толщиной 2,5 см il,5% КЛ )тоже соответственно нанболыиое. Обнаружен незначительный разбросее. Средние значения и стандартное отклонение г[ составляютдля пропитки:

0,5$ КЗ 76,7 + 4,5?1% Ю 80,7 + 2,3%1,5£ КЛ 84,1 + 3,3$1,5% ЧЁЦ к 81,6 + $ъ% Ж > А 89,0 +

3. Угла с высоким значением дифференциальной: эффективностипоглощения СН

3

1 3 1Л характеризуются одновременно и высоким значе-

нием интегральной эффективности поглощения СН3 J . Так например,

для слоя толщиной 10 см угля типа А (5% ТЕ}) A) t l ^ = 99,98J5 иЧ ^ = 89.O5S, для угля типа А (О,5# КЗ )fl

Ch. = 99,7202 H a

R= 76,7Jf.

Это говорит о том, что дифференциальная эффективность поглощенияявляется хорошим показателем качества активированного угля.

4. Активированный уголь типа А, изготовленный в ПСДД в г.Хай-нувка, пропитанный 1,5$ КЗ , соответствует лучшим, доступным нам,зарубежным химически-пропитанным активированным, угля. При исполь-зовании этого угля в йодном адсорбере со слоем угля толщиной 5,5 смэффективность поглощения C E j ^

1^ в нормальных условиях (относительг

ная влажность воздуха &&%) составляет 99,955 [7] и уменьшается до97,2$ (рис.1) цри относительной алажностж воздуха 96-98# (аварий-ные условия).

5. Разработанные метод измерения я аппаратура позволяют сдвглать выбор и испытать польские активированные угли для йодныхфильтров, применяемых на АЭС. Подученные результаты составляют осгнозу для выпуска в будущем в ПНР активировавных углей, пригодныхдля иодньгх фильтров, и позволят исключить дорогой импорт активи-рованньос углей, применяемых на строящейся в настоящее время АЭСБ Каркоаце к на других объектах ядерно! техники.

Практическое применение йодных фильтров требует испытанийкачества отдельных составных частей этих фильтров во время их

- 51 -

Таблица 2. Эффективность поглощения СН3 3 исследованными

активированными углями: стандартными углями зарубежногопроизводства и польским углем типа А, изготовленным ПСДДв г.Хайнувке, в зависимости от пропитки и толщины слояугля (относительная влажность воздуха % 96-98; температураслоя угля 20° + 0,5°С; массовая концентрация 33 мкг/м

3

(тест I) и 40 мкг/м3 (тест 2); линейная скорость воздуха

18 см/с; время пропускания влажного воздуха перед началомтеста 2 ч; время йильтрации 2 ч)

Тест

I

2

Типугля

ФРГ

ПСДД,

А

ЧССР

ПСДД,ХайнувкаА

Пропитка

1,0* КЗ

0,5 КЗХ&йнувкз1.0ЯКЗ1,558 КЗ

0,556 КЗ ++ I ; 0 * E2CO3

1,555 ТЕЪА5,05? TEDAI * КЗ + З а

2 .

0,

81

71

8081

78

859178

Толщина слоя угля, см5 5,0 7,5

Время14

,1

.8

,6,8

.2

,7,9.8

контакта, с0,28 0,42

97,4

92,8

95,796,6

96,4

97,199,395,9

99,68

98,43

99,1899,50

99,50

99,4199,9099,10

10,0

0,56

99,964

99,720

99,86499,940

99,863

99,89999,98799,825

Тест

I

Диффе;

Типугля

Horit,ФЕГ

ПСДД

Хайнув!

А

ренциальная эффективность поглощения, *

Пропитка

1,05? КЗ

0,5* КЗса

1,0* КЗI.5JJ W

Последовательный слой угляслой I

81,1

71,8

80,681,8

слой 2

86,2

74,6

77,881,4

слой 3

87,6

78,2

80,985,4

слой 4

88,7

82,1

83,487,9

6Л-3 O,5JS К +ЧССР + 1,0* KjCOg 78,2 83,6 86,0 85,0

ПСДДХайду ъкаА

I

" 5I

. 5 *

. 0 *

ТЕ

ТЕК

А

А

85,7

91,9'/8,9

79

9180

,8

.0,7

79,7

86,178,1

81,1

87,180,5

- 52 -

изготовления х эксплуатации. Превде всего это касается угольногоадсорбента, служащего заполнителей фильтров.

Список литературы

1. Кшесвяк Е.В. Вопрос оценки содержания радиоактивного иодав атмосферном воздухе. Сборник докладов Научно-технической конфе

г

ренции "Проблемы обеспечения радиационной безопасности при экс-плуатации атомных электростанций" СЭВ, г.Усти над Лабем, ЧССР,сентябрь 1975, т. 2, с. 108-126.

2. Krzesniak J.W. A laboratory for investigating and monito-

ring tbe contamination of air with radioactive iodine. Postepy

Jizyki Medycanea, 1978, v. 12, H. 1, p. 53-65.

3. ICrzesniak J.W. Zanieczyszczenia powietra promieniotwore-

zym jodem i ioh kontrola. Dodatek do Posterftw Techniki Jadrowej,

1978, Bd 85/625, S. 112.

4. Kresniak J.W., Porstendorfer J. Selection of some filter

materials used in sampling of airborne radioactive iodine and

methyl iodide. - Nulcleonilca, 1979, v. 21, N,3, P- 259-269.

5. Wilhelm J.S. Untersuchuztgen an imptagnierten Alttivkohlen

und Filtren zur Spaltjodabscheidung. KFK, 1973, Bd.1818, S.112-113.

6. Тоыашек М., Цейнар Ф, Сравнение эффективности удаленияйодистого метила для разных импрегнированных адсорбентов. Сборникдокладов Научно-технической конференции "Проблемы обеспечениярадиационной безопасности при эксплуатации атомных электростанцийСЭВ, г.Усти над Лабем, ЧССР, Сентябрь 1975, т. I, с.154-158.

7. Krzesnialc J.W., Oglaza J., Tomasek U. Opraltonanie i ocena

krajowego sorbentu dla jednoczesnego usowania z powietra jodu i

jego z«ialc6« organicznych na podsatwle badan spravnosci zatrzymy-

wania pi"omieniotw6rczego jodu pizes polskie i czeskie material?

iiltracyjne. Opracowanie wewn. 1979, С1Ш, 8/79/Z-II-

ДИСКУССИЯ

Н.Казакова: имеются ли давние по результатам испытанийфильтров на ионообменных смол?

Ответ: Данные имеются в журнале Kerntechnik, 1981, Bd 38-

"

- 5 3 - .

ЦЕНТРАЖЗОВАННАЯ СИСТЕМ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯДЛЯ АЭС С ВВЭР НА. ОСНОВЕ БЛОКОВ АКРБ

Н.И.Денисов, В.С.Жернов, Р.Г.Зудкова, Е.П.мурашов,В.Я.Паршев, В.В.Душкин, Н.В.Рыжов, В.М.Скаткнн (СССР)

Основной функцией системы радиационного контроля (СЕК) являет-ся обеспечение систематического и непрерывного контроля утечек ра-дионуклидов через "защитные барьеры", контроль радиационной обста-новки в производственных помещениях, прогнозирование ее возможныхизменений [I] . "Защитными барьерами" (рис.1) можно условно счи-тать оболочки твэлов, трубопроводы I контура, защитную оболочкуреактора, стеновые перекрытия центрального зала, систему вентиля-ции и пр.

Централизованная сястема контроля радиационной безопасностина АЭС (рис.2) построена по принципу территориального объединенияустройств сбора информации, обработки ее в едином центре и после-дувдего распределения ее в различные адреса через последователь-ный канал передачи данных. СРК служит основной частью комплексааппаратуры контроля радиационной безопасности (АКРБ) на АЭС, пред-ставляющего собой агрегатированный комплекс технических средствядерного приборостроения, предназначенный для построения автома-тизированных систем поддержания АЭС в проектвкх нормах радиационнойбезопасности. Основные системы принципа проектирования СРК таковы:

- количественная и. типовая оптимизация объема контроля;- наборная иерархическая структура;- конструктивная, элементная ж сигнальная унификация;- вычислительная обработка информации;- единый хавал передачи данных;

трасс;- многоабонентское представление информации;- удобство вксплуатаци, высокая ремонтопригодность.к-шпу д устройства детектирования (БД, УД) состроены на сщя—

яшяционннх детекторах и счетчиках Гейгера ж обеспечивают контрольаонизирующих излучений в соответствии с лрипяш» табл.1. Еюки иустройства детектирования содержат усилители, нормализаторы и сог-ласующие трансформаторы для передачи информации с ВД по кабелю наустройства накопления и обработка информации (УНО). БД, построен-ные на основе счетчиков Гейгера, содержат сравнительно простые

- 54 -

I

8

Вспомогательноеоборудование

Герметичная оболочкаи бокса!

Зона ограниченного режима

Зона свободного режимав помещениях АЭС

Территория АЗС

Граница АЭС

fro.I. Объем контроля за распространением радионуклидов через защитные барьеры АЭС:I - контроль активности вода на сбросе; 2 - контроль гамма-излучения на местности; 3 - контрольаэрозоле! в помещениях; 4 - контрольрадиационной обстановки; 5 - мощность экввволентной дозы;6 - контроль в аварийных ситуациях; Т- уровень общей активности жидкости в технологическихконтурах; 8 - контроль на трубопроводах^ ~~"

б И активностр р л ь на трубоп

турбин; И»» контроль активност _ _ловиях; 16 - контроль систем газоочистки по РЕГ; 17 -'контроль активности*жидкости*в бакахопецводоочистжи; 1ц - контроль активности РЕГ в помещениях и в системе вентиляции

Дисплейоперативный

ЦифровойиндикаторСамопишущийпотенциометр

Промблоквыводаблок управления

аэрозольныпи 6Д

Мнемотабло неисправностей

ВВН-Щ гО1 |ШИН-О1Л

* по 3* пар* УИО-ЮОм,* УИ-28

БДАБ-0,5-0,6

ПультУИ-29\сигнапьна-

измерительньи

блок и устройствадетектирована я

Рис.2. Структура СРК на АЭС

Устройствакоммутации

Знакопечата-ющееустройство

6ВИ-12 ^ сигнализатороптико-акус-тический

I Устройства накопле- \ Последа да-I ния обработки, \ тельный кал

I контроля и обмена \налпередачи^ Устройства отображенияi информации i данных I информации

схемы; УД н а сцинтилляционных детекторах содержат "щелевые" дис-

натош (по энергии) для контроля реперных изотопов, например,тот

Ц . В первой случае электронные схемы размещаются не-посредственно в корпусах ДЦ, во втором в промежуточных блоках(ПБ), которые содержат, кроме того, высоковольтные преобразовате-ли для питания фотоэлектронных умножителей (ФЭУ). Схема такого УДпредставлена на рис.3.

шФЭУ

L.> д

Пб

• * • н

вп

ст

ЖУК

".Ж.- 6НП

УНО

]

Рис.3. Схема устройства детектирования:ФЭУ - фотоэлектронный умножитель - усилитель;! - дискриминатор;Н - нормализатор; БД - блок детектирования; ПБ - нромежуточныйбдов; СТ - согласующий трансформатор; УК - устройство коммутации;ВП - высоковольтный преобразователь; Б Ш - блок низковольтного пи-тания; УНО - устройство накопления и обработки информации

Устройства коммутации (УК) распределяю и передают импульсныепотоки от БД и УД на УНО, вырабатывают стабилизированные напряже-ния для питания БД и УД, управляют включением бленкеров, передаютсигналы управления включением аэрозольных БД и обратные сигналы.-квитанции об их работоспособности. УК выполнены в двух модифика-циях, рассчитанных на подключение двух я десяти БД.

Устройства накоплен"" и обработки инФот^дти. Основная обра-ботка информации в СЕК производится в УНС-1ООМ и сигоаяьно-язме-рительном цульте УИ-29, которые содержа; 100 и 2 измерительных ка-нала соответственно. Входная часть устройств, содержащая согласуютпдае трансформаторы, измерители средней частоты (аналоговые -АИСЧ ицифровые ОДСЧ), пороговые схег.ш, построена однотипно и по ниточнойсистеме (рис.4). Дальнейшее преобразование кодов Ш С Ч или анало-го-цифровое преобразование для АИСЧ производится по так называемойобзорной централизованной структуре.

Имцульсы от БД л УД через передающие согласующие трансформа-торы, промежуточные блоки и устройства коммутации поступают в ус-тройство УНО-ЮОМ. В АИСЧ происходит преобразование входной часто-ты в аналоговый сигнал, который поступает в электронный коммута-тор, где при помощи управляющих адресных сигналов происходит ихпоочередное преобразование в последовательность импульсов с ампли-тудой, прямо пропорциональной скорости счета БД. В аналогондафро-вом преобразователе (АЦП) каждый импульс преобразуется в параллель-ный цифровой код, который затем поступает в устройство УИ-28 дляуплотнения и передачи в последовательный канал передачи данных.

- 57 -

1

эосж"ХХ11Г

4

' ...I

•••»•

6

7 8

Рис.4. Схема устройства накопления и обработки информации:1 - блок детектирования; 2 - аналоговый измеритель среднейчастоты: 3 - скорость счета; 4 - коммутатор; 5 - аналогово-цифровой преобразователь; 6 - Ж ; 7 - магистральный канал

стройки; 8 - Ж-28

Выд1

Рис.5. Функциональная схема аналогового измерителя среднейчастоты Л/^к^ЧРг

Одновременно вырабатываются сигналы повышения пороговых уставок.Основными функциями преобразования являются:

А/ = % % и

Л/ = KJHJ - lyig

где П-j-» Dg - частоты импульсных потоков с основного и компенса-ционного ВД.

Аналоговый измеритель средней частоты (рис.5) работает сле-дующим образом. Входные импульсы основного канала 55 поступаютчерез формирователь на цепь заряда дозирующего конденсатора CI.Разряд конденсатора происходит через цепь KI, КЗ, Д1 и интегрирую-щую ячейку, выполненную на усилителе постоянного тока (УПТ), вцепь обратной связи которого включена ЕС-цепь. Входным каскадомУПТ является.амиттерный повторитель, который необходим для уве-

- 58 -

Таблица I . Ооновнне т п ш т с я п характеристики блоков я устройств детектирования

Назначеше Диапазоны

намерения эне

Примеча-ние

Контроль обьвмно! активности УДЕЧШ» 3,7*10*-3,7'Ю' &с/ы° 0,1-1,5воды в контурах УДДГ-05Р З 3

Контроль объемно!«хтявноотя яода

+(10-35)

Контроль активности~&св теплоносителе

Контроль активности1 3 в теплоносителе

Контроль обмеяюй ахпшмеявода в подоемах я баках

УОТГ-07Р

to-1 УДВГ-14Р1

ВДАБ-05

3,7»108

3,7'Ю8 -- 3,7'Ю11

SR/U3

3,7»Ю3-3,7*106 Бв/м

3,7 - 3,7 «Ю4 Вк/мЕ

2,2-2,6

0,6-0,8

I3 0,1-1,5

' 0,3-2,2

+(1в-55)

В0

+(10-35)

+(5-50)

Водяноеохлаждение

ЩАБ-06 3,7«Ю3 -3,7*I07 %/ы 3 Радяовзотош +(5-50) Перед блокомвода необходим

фильтрОЧИСТКЕ воз-духа от

. ... . . ^ аэрозолей

Продолжение табл.1

Назначение Шифр блока Диапазоны

измерения эне

Темпе!окруасреда

Примеча-ние

Контроль объемно* актив-ности паровоздушной cutciва выбросах эжекторовтурбин УДО-03 3,7.10

5-3,7^Ю

8 Bs/м

3 0,6-4,0 +(5т-50)

Работоспо-собно в те-чение ограгничейноговремени при

i

8

Ковтроль плотности потоканейтронов от контура Ю 4 - Ю 7

контроль мощности дозыгамма-яаизлучения EBWT-4I-0I 7 , 2 . I 0 " " I I - 7 , 2 « I O r 8 А/кг

ДДМГ-41-02 7 , 2 « I 0 " 8 - 7 , 2 « I 0 " 6 А/кг 0,12-1,25БЩИГ ОгР 7 , 2 « I 0 " I 3 - 7 , 2 . I 0 - 1 0 А/кгУДМГ-42 7,2»I0" ' I I -7,2 ' I0~ 8 А/кг

Предусмот—+(10-55) рено водя-

ное охдажг

КЗОг-50)

+(5-60)

Ковтроль объемной актив-ности газов удге-ойм

УДГБ-08УДГВ-Ю

^ o .7.2.I0

4 -7,2«Ю

9

7,2'104-7,2«10

9

0,35-3,0 +(5-50)

К о н т р о л ь потока гам- о R ома-квантов от контуров УДШ?-03Р 2*10° -£,»10° йс/м 0,1-1,5

Работоспо-собно в те-чение 5 чпри Р=1.7 атмиТ = 90

йС

Предусмот-рена свин-цовая защи-та

+(10-55) Предусмот-рено водя-ное охлак-дение

личения входното сопротивления. Ш Т обеспечивает низкое выходноесопротивление интегрирующей ячейки и линейность преобразования. .

Сигналы превышения пороговых уровней вырабатываются двумя по-роговыми схемами, выполненными на основе ТЕГ с большим коэффициен-том усиления без обратной связи.

Цифровой измеритель средней частоты [ 2] используется для ре-гистрации малых интенсивностей. ЦИСЧ построен по принципу следя-щего частотомера (рис.6). Импульсы тактового генератора пересчиты-ваются счетчиком, воды которого поступают на входы схем совпаде-ния. На вторых входах этих схем присутствуют коды реверсивногосчетчика. Выходы схем совпадения объединяются по схеме И М , кото-рая управляет прохождением импульсов по вычитающему входу ревер-сивного счетчика. При появлении импульсов на выходе ИЛИ оказыва-ются импульсы переменной длительности и скважности; параметры ихлинейно зависят от кода реверсивного счетчика, который в установив-шемся режиме пропорционален разности входных частот от блоков де-тектирования.

вход

Рис.6. функциональная схема цифровогоизмерителя средней частоты Ы= «,n,i

I - реверсивный счетчик; 2 - тактовыйгенератор; 3 - счетчик '

ДЛЯ повышения надежности работы УНО-IOOM выполнено в видепята отдельных секций, каждая из которых содержит 20 измеритель-ных каналов, коммутатор, АЦП, блоки низковольтного питания (БНП)и силовые трансформаторы. Предусмотрено автономное питание каждойсекции от сети 220 В 50 Гц. Таким образом, выход из строя Ш П мо-жет вызвать отказ только части точек контроля (не более 20).

Устройство обмена и КОНТРОЛЯ инфошядяи. Выработка управляю-щих и синхронизирующих сигналов обмена информации между устройст-вами и блоками СЕК i формирование сигналов последовательного ка-нала передачи данных осуществляется с помощью устройства УИ-28,которое работает в режиме сканирования. Информация, накопленнаяв измерительных каналмг УНО-ЮСЫ, поочередно и непрерывно опраши-вается, уплотняется и выдается в последовательный канал передачиданных, ф и этом к накопленной жнформацп добавляются хода пока-зателей и физических размерностей, которые хранятся в пронеяуточ-ном запоминающем устройстве (ПЗУ).

Обмен информация производится при помощи блока БУМ-31. Клокработает следующим образом. Лря нарастании фронта сннусовды пере-менного напряжения питающей сетя запускается ждущий мультявябра-

- 61 -

тор, сигналы с которого пересчитываются в стартовые, адресные итактовые синхроимпульсы (ОСИ, ММ, ТСИ) [ 3 ] последовательного ка-нала передачи данных. Одновременно вырабатываются сигналы магист-рального канала стойки: управляющие сигналы для считывания инфор-мации из УНО-ЮОМ и адресные сигналы измерительных каналов. Кодадреса поступает также в Д37 для считывания кодов показателей сте-пени и единиц измерения. Информация заносится в сдвиговый регистр,откуда в последовательном коде выводится на последовательный каналпередачи данных, для повышения надежности работы блок БУМ-31 пол-ностью зарезервирован. Переключение производится по сигналу изпульта оператора УУМ-12.

Устройства дредстярл

я т 1 я инФот^дппи. Вся полученная СРК информа-

ция выводится на две группы устройств представления информации.Первая группа включает устройства, служащие для принятия оператив-ных решений, такие, как:

- оперативный дисплей УВК-13 на основе электронно-лучевойтрубки;

- цифровой индикатор УВИ-09;- устройства сигнализации УСС-04 (превышение пороговых уров-

ней) и УСС-05 (контроль исправности).Вторая группа устройств представления информации служит для

документирования информации, составления отчетов и протоколов ивключает:

- устройство записи на бумажную ленту НЩ-ОГР с использовани-ем самопишущего потенциометра;

- знакопечатавдее устройство УШЩ-ОГР.Входные блоки устройств представления информации унифицирова-

ны, имеют одинаковые разъемы я входные узлы связи с посдедователь-н ш каналом передачи данных. Так что проектирование я компановкапостов представления информации, как правило, не вызывает затруд-нений.

23к 187-Ю'9 А/кг ' Рис.7. Представление информации на

экране оперативного дисплея

В оперативном циспдае_УВК-13 измеренные параметры представ-ляются на «кране влектронно-оучево* трубки как в аналоговой фор-ме одновременно по 100 кянаиш (в виде светящхся столбиков, дли-на которых пропорциональна контролируешм параметрам), так и в

мм виде в любом кашле но выбору оператора (рис.7).

- 62 -

Цифровой индикатор УВИ-ОЭ представляет измерительную информа-цию по любому из 303 каналов на цифровых газоразрядных лампах.

Устройства сипшлизации превышения пороговых уровней УСС-04и неисправности УСС-05 осуществляют индикацию одновременно по 100каналам. Кроме этих устройств Е составе СРК имеются позиционныесигнализаторы, работающие непосредственно от пороговых схем УНО-ЮОМ.

Устройство записи ЫЩ-01Р на основе самопишущих потенциомет-ров ЙЯ1-Ш позволяет одновременно записывать на бумажную лентуинформацию по вести каналам.

В знакопечатавдем устройстве УДЦЦ-01 производится поканальнаяраспечатка информации по всем 300 измерительным каналам на печатаю-щей машинке Gonsut-254.

Цульт оператора УЖ-12 служит основным рабочим местом опера-тора. На пульте размещены блоки представления обобщенной информа-ции, органы управления блоками и устройствами системы, индикаторысостояния и исполнения команд. Цульт выполняет следующие функции:

- контроль работоспособности устройств обработки информациии канала передачи данных;

- выборочное измерение текущего значения контролируемого па-раметра ш любому из 300 каналов системы;

- дистанционное управление контрольными источниками излучения(бленкерами);

- групповую обобщенную оптико-акустическую сигнализацию припревышении пороговых уровней или появлении неисправности в изме-рительных каналах или источниках питания основных блоков системы.

Индикация информации на местах установки Щ и УД необходимапри контроле радиоактивных излучений в помещениях, где постояннонаходится обслуживающий персонал станции: радиохимическая, дози-метрическая лаборатории, помещения для ремента аппаратуры и пр.Для осуществления местной сигнализации предназначено устройствовывода ЛЗА-10,работающее с 10 оптико-акустическими сигнализатора-ми ЕВИ-12, и цифровой индикатор УВИ-09. Работают эти устройстванепосредственно от канала передачи данных.

Представление информации на постах и жгтах ДБС.Основными ра-бочими местами операторов комплекса являются:

- щит радиационного контроля (РК);- арат спецводоочастки;- блочный щит управления;- резервный щит управления.На щите РК (пост дозиметриста) сосредоточена вся информация

о контролируемых параметрах и возможных неисправностях СРК. В егосоставе наиболее полный набор блоков и устройств обработки, накоп-ления и представления информации СРК: УН0-Ю0М, УИ-28, УУМ-12,УВК-13, УШЩ-01, ЫЩ-01Р, УСС-04, УСС-05 и др.

- 63 -

Построение системи радиационного контроля по централизован-ной обзорной структуре при достаточно больших количествах измери-тельных каналов имеет определенный недостаток, связанный с воз-можными отказами централизованных устройств и потерей при этомбольшой части информации. Поэтому при проектировании АКРБ одноиз требований заключается в обязательной резервировании наиболееважных функций контроля. Например, на НВАЭС зарезервирован контрольпо 10 точкам. При этом осуществляется ЮО^-ное резервирование отблоков детектирования до устройств обработки. Для этих целей ис-пользуются блоки УВА-02Р и УИ-29, работающие от двух блоков де-тектирования. Информация о параметрах, контролируемых этими бло-ками, выводится на резервный щит управления.

Контроль исправности СРК. Постоянное расширение объема радиа-ционного контроля, усложнение аппаратуры и необходимость передачиинформации на значительные расстояния предъявляют к устройствамконтроля исправности ряд повышенных требований, таких, как авто-матизация поиска неисправности, детальное определение местополо-жения отказа, расширение функций дистанционного контроля и сокра-щение времени поиска неисправности. Аппаратурно контроль исправ-ности реализуется блоками ЕКнК-14 и БКнК-15 в устройствах УИ-28и УУМ-12.

Контроль Щ i УД производится по наличию испульсов на их вы-ходах за определенный интервал времени. Импульсы регистрируютсяна запоминающих элементах, встроенных в измерительные каналы. По-дученная информация периодически считывается. Отсутствие импульсовсигнализирует о неисправности Щ или кабеля связи. Время контролявсех Щ 0,04 с, периодичность 20 мин.

Контроль измерительных каналов производится от внутреннегогенератора с одновременной блокировкой сигналов Щ. Сигналы отгенератора подаются на основной,затем на компенсационный входы ИСЧ.Частота генератора выбирается из условия срабатывания пороговыхканалов (ПК). Одновременно контролируются 10 каналов; время конт-роля 10 каналов 240 с, 100 каналов 40 мин; периодичность контроля6 ч.

Информация о неисправности ДЦ, УД, ИСЧ или ПК поступает воперативное ЗУ. Сигналы неисправности выводятся на панель индикацииУИ-28 и на пульт оператора.

Проверка работоспособности канала передачи данных ведется поспециальному разряду путем проверки на четность.

Полный контроль всех узлов и блоков измерительного трактаосуществляется с помощью бленкеров, включаемых с пульта УУМ-12.При этом код номера Щ поступает в устройство УИ-28, где проис-ходит его дешифрация. При иправной работе на выходе БД появляются

- 64 -

сигналы со вполне определенной частотой следования, значение кото-рой контролируется оператором на устройствах отображения.

Контроль источников питания производится при помощи блоковЕКнК-19. Обобщенные сигналы выводятся на панель индикации УИ-28.

для настройки БД, измерительных каналов и устройства УНО-IOQMв устройстве УИ-28 имеются пересчетное устройство, эталонный гене-ратор и цифровой измеритель, коммутация которых производится черезвнешние гнезда на панели индикации.

Последовательный канал передачи данных. В качестве каналапередачи данных используется телефонный кабель, в котором уменьше-ние помех достигается попарным скручиванием проводов, помещенныхв общих экран. Б кабеле используется четыре пары проводов. Три па-ры проводов служат для синхронизации передаваемых сообщений, чет-вертая является информационной. Формат сообщения и электрическиепараметры приведены в табл.2.

Таблица 2. Форма сообщения и электрические параметры

Назначение сигналовПараметры сигналов

Число )1ериод Дпитель- Длитель-А:яига-и:дтуль- следо- ность ность туда,сов вания, ишуль— фронта, J

УД с са.мкс мксСтартовые синхроимпульсы(ССИ, установка триггерных I нарегистров устройств отоб- 100ранения в исходное состоя- кана- ош е ) лов 40 -IlT 50

зсные синхроимпульсы(АСИ, выбор измерительно-го канала)

Тактовые синхроимпульсыITCH, синхронизацияпередаваемых данных)

Информационные импульсы

текущее значениеизмеряемой величиныюказатель степениэдиницы измеренияналичие превышенияпороговых уровнейналичие обобщенногосигнала неисправностиконтроль по четности

I на Iканал 300

26 на Iканал II

26 на Iканал II

1264

2

II

0,2

U.2

0,2

0,2

- 65 -

обработка информации. Все контролируемые па-раметры могут быть переданы на вычислительную обработку для реше-ния таких задач, как выявление неисправности оборудования, прогно-зирование радиоактивного загрязнения местности [4] (расчет мгно-венных и среднегодовых приземных концентраций радиоактивных веществ,расчет дозы излучения от проходящего облака на местности); опера-тивное представление информации на дисплеях, управляемых вычисли-тельной машиной. Для решения этих задач потребуется ввод вспомога-тельных данных: температуры, расхода и давления теплоносителя втехнологических контурах АЭС, градиента теглпературы, скорости инаправления ветра и другие метеорологические данные, наглядноеизображение технологических схем оборудования I контура, коммуни-каций газовоздушных внброзов и сбросов воды.

Среди задач, не требующих работы в реальном масштабе времени,можно отметить такие, как обработка показаний индивидуядт.ныу до-зиметров для определения оптимальной и равномерной дозовой нагруз-ки персонала, анализ спектров радиохимического и радиометрическо-го контроля, а также спектров излучения от внутреннего загрязненияи пр.

Неоперативная информация с автономных приборов вводится вЗВМ при помощи перфоленты. Оперативная информация передается в ЭВМпо проводным линиям через блок связи ЕВЦ-50-OI.

Подключение к процессору М-6000 агрегативной системы вычисли-тельной техники (АСВТ-М) осуществляется посредством сопряжения2К. Поскольку интерфейс 2К не выводится на внешние разъемы вычис-лительного комплекса, в блоке связи выделен интерфейсный блок,конструктивно размещенный в процессоре или расшрителе ввода-вы-вода и подключающий внешнее устройство к интерфейсу 2К. В качест-ве интерфейсного блока часто используют дуплексный регистр - ин-терфейсную карту широкого назначения, соответствующую стандартамАСВТ-М [5,6] .

Уровни сигналов внешней связи дуплексного регистра соответстг

вуют стандартам ТТЛ-микросхем. Одно информационное слово переда-ется параллельным шестнадцатиразрядным кодом. Таким образом, дляпередачи данных одного канала требуется сформировать 24 информа-ционных и в адресных разрядов и передать в вычислительный комплекс

код двух шестнадцатиразрядных информационных слов.Дуплексный регистр содержит вентили выдачи основных сигналов насопряжение 2Е, регистр хранения информационного слова, поступаю-щего яз вычислительного комплекса, я триггеры готовности, выпол-нения и остановка со вспомогательными логическими элементами. Ус-|таяовяешю к о прерывание связи осуществляется только до инициа-тиве рит гсту'*!?'"'"'"" тпмтитт

- 6 6 -

Едок связи с ЭВМ ЕЕЩ-50-OI конструктивно выполнен в виде от-дельного блока и подсоединяется к лромеяугочному блоку ЕВЦ-51 ка-белем типа ТПВ,

Элементная база. Система радиационного контроля выполнена наэлементной базе средней степени интеграции Ш поколения. Основнымиэлементами схемно-технического решения являются микросхемы серийKI55, KI58, KI76 (логические схемы), KI34 (блоки и устройства де-тектирования) , К230 (усилительные схемы для индикации), KI68 (ком-мутаторы малых сигналов), KI40 (операционные усилители для изме-рительных каналов), KI25 (согласующие схемы АЦП); транзисторыГГ321, Я605, КТ807А (усилители модулятора-демодулятора последова-тельного канала передачи данных); полупроводниковые диода ДЗЮ,Д226; индикаторы СШ-6, 3-20, ИН-12А, ИН-15А; резисторы МЯТ, C2-I3;конденсаторы КМ, К-50, KS3-I; трансформаторы Т Ш (силовые цепи)и И-П6 (импульсные цепи).


1. Комплекс приборов радиационного контроля для атомныхэлектростанций. Построение систем аппаратуры ядерного приборострое-ния/ В.С.Жернов, И.С.Крашенинников, В.В.Матвеев, Е.П.Мурашов,В.В.Цушкин, В.М.Скаткнн. - В кн.: Труды симпозиума специалистовстран-членов СЭВ, СССР, Дубна, 15-20 сентября 1975, М.: СЗВ, 1976,с. 5.

2. Бойко А.А., Жернов B.C., Парышев В.Я. и др. - Бюллетеньизобретений, 1977, № 7, с.З.

3. ГОСТ 23765-79. Аппаратура радиационного контроля на атом-ных электростанциях. Общие технические требования к каналу переда-чи данных.

4. Туркин А.Д. Дозиметрия радиоактивннх газов. М.: Атомиздат,1973, 250 с. ." ' " ' 7

5. Блоки управления аппаратуры внутр1греакторного контроля,,построенной в системе "Вектор"/ U.H. Голованов, В.Р. Дума, Г.Л. ле-вин и др. - В кн.: ВОПРОСЫ атомной науки и техники. Сер . Ядерноеприборостроение, вып. 29, М.: Атоиизд&т, 1975, с. 127.

6. Диденко К.И., Шандрин И.С. Организация свази изделий КТСЛИУС-М с вычислительным комплексом М-6000. АСВТ-Ы. - Приборы исистеми управления, 1973, № 5, с.5.

ДИСКУССИЯ

К. Жарноввцки: Сколько из 220 приборов показывают постояннонуль яли значение меньше 1% допустимого?

Н.В.Рыков: При пуске в в первые года эксплуатации АЭС боль-шинство каналов централизованной системы показывают значение,близкое к нуле. Однако даже при малых уровнях контролируемых па-раметров около 20£ всех каналов показывает отличные от нуля значе-ния, по которым можно судить о развитии процессов.

- в? -

СИСТЕМА РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ АЭСС РАСПРЕДЕЛЕННОЙ СТРУКТУРОЙ НА ЫИКРОПРОЦЕССОРАХ

А.А. Денисов, B.C. Жернов, И.О. Крашенинников,В.В. Матвеев, Н.В. Рыжов, В.М. Скаткин (СССР)

Введение

Проблема охраны окружающей среды от антропогенного воздейстгвия становится с каждым годом актуальнее и важнее. В условиях быст-рого роста атомной энергетики одна из сложных и конкретных задачэтого направления работ связана с обеспечением экологической бе-зопасности А Х , АТЭЦ, ACT и пр. При этом важнейшая часть сводитсяк созданию измерительно-информационных и управляющих систем конт-роля, обеспечивающих регистрацию изменений окружающей среды подвоздействием таких объектов, т.е. контроль за факторами, воздейст-вующими на среду, оценка ее фактического состояния в данный мо-мент и прогноз возможного воздействия в будущем.

Существующие в настоящее время системы радиационного контро-ля [i - з] обеспечивают получение необходимой информации о радиа-ционном состоянии основного и вспомогательного оборудования, по-мещений, выбросах радиоактивных веществ в воздух, воду, радиаци-онной нагрузке на персонал и т.д. Однако в будущем подобные сис-темы должны охватывать все возможные факторы воздействия и бытьне только информационными, но в ряде случаев управляющими.

Системы контроля таких крупных промышленных объектов, как,например, АЭС, включают географическую и биологическую, импакт-ную и региональную регистрацию при совместной воздействия радиа-ционных, физических и химических факторов, т.е. являются предста-вителями, с одной стороны, наиболее сложных и ответственных сис-тем информационного обеспечения регистрации, с другой стороны,наиболее продвинутых (развитых), прокладывающих пути развитиядругим подобным сястемам контроля.

Помимо расширения функций и объема контроля и управления,дальнейшее развитяе систем направлено на повышение их метрологи-ческого качества, поскольку измерение физических параметров -основа работы этвх систем. Еоакшвкзз точности ззмерекхЁ возможноза счет снижения влияния внешнего ж накашивающегося в точкахконтроля фона» лсвлючедая оястематжчесетх погрешностей, учета иавтоматической компенсации нмвнвявосп детекторов.

- 68 -

Важная сторона разработки систем связана с экономическимифакторами их создания и эксплуатации. Стоимость самой системы вомногом определяется стоимостью комплектующих изделий, линий свя-зи .монтажа и цуско-наладочных работ. Стоимость эксплуатации опре-деляется стоимостью поддержания заданных параметров системы обслу-живающим персоналом, его количественным и качественным составом,а также стоимостью принятия им ошибочных решений.

Повышение требований надежности, точности измерений, особен-но в реальном масштабе времени, и быстродействия, расширение функ-ций вместе с экономическими факторами определяют требования и кри-терии при построении современных систем, выборе структуры, элемен-тов и состава основных и периферийных устройств, организации ихсвязи.

Развитие вычислительной техники, появление доступных недоро-гих микропроцессоров и ыикро-ЭШ позволяют по-новому решать эти за-дачи, сделать следующий, качественный шаг в создании, совершенст-вовании систем радиационного контроля АЭС.

Успех решения задачи регистрации во многом определяется сос-тоянием изученности объекта, выбора его адекватной информационно-измерительной модели с оптимальным для данного объекта объемом !контроля.

Пратак-гическая сторона построения современных систем связанас созданием полного базового набора функциональных устройств, по-зволяющего проектным путем создавать объектно-ориентированные сис-темы с оптимальным объемом функций, точек контроля, оборудованияподдержки эксплуатации, т.е. обеспечения возможности проектантамкомплексов контроля радиационной безопасности (КЕБ) учитывать

:

особенности проектируемого объекта без существенных дополнительных ;затрат.

Ниже рассматриваются вопросы построения современных системрадиационного контроля для АЭС. Выделена задача оперативного ра-диационного контроля и на ее примере показаны новые возможности \за счет применения микропроцессоров и микро-ЭВМ и распределениефункций по уровням подсистемы.

Структура систем" радиационного КОНТРОЛЯ

Разработка структуры системы радиационного контроля АЭС осно-вывается на реализации двух основных цринципов проектирования -

-выделения в общей задаче наиболее независимых ее частей и введе-ния иерархически упорядоченных уровней ее решения. Оба принципаэффективно реализуются в системе радиационного контроля, во-пертвых, за счет возможности решения общей задачи в виде параллельно

г

го выполнения.совокупности слабо связанных (с точки зрениявзаимодействия) задач:

- 69 -

а) радиационного контроля помещений и оборудования энерго-блока;

б) радиоэкологического контроля прилегающей территории;в) контроля проходных и выездных путей;г) индивидуального дозиметрического контроля персонала АЭС и,

во-вторых, специфика кавдой задачи отражается в выброс оптималь-ного числа и организации уровней ее решения.

На рис.1 представлена структура комплекса аппаратуры радиационгного контроля в виде трехуровневой иерархической системы примени-тельно к двухблочной АЭС с ВВЭР.

Использование в системе серийных средств вычислительной тех-ники - микро-ЭВМ и микропроцессоров - позволяет автоматизироватьбольшинство рутинных работ при эксплуатации комплекса и приводитк более гибкому взаимодействию оператора (дозиметриста) с систе-мой за счет перехода от функциональных клавиш к диалоговому реки-му. Программная реализация функций системы уменьшает номенклатурутехнических средств и улучшает ее адаптацию к особенностям объек-та. Применение стандартного периферийного оборудования на пультахоператоров допускает широкую унификацию способов регистрации вотображения состояния объекта, позволяет использовать единые фор-мы отчетных документов. Кавдая задача выполняется на отдельнойподсистеме технических средств и в них локализована высокочастот-ная динамика объекта. Взаимодействие подсистем на верхнем уровнесистемы представляет его низкочастотную составляющую.

Рассмотрим структуру подсистем для решения перечисленных вы-ше задач.

Задачи радиационного и радиоэкологического контроля (а,б) ха-рактеризуются большим числом точек контроля (300-500) и распредегденностью их по помещениям и территории АЭС, непрерывностью иоперативностью контроля, требованиями минимальных задержек преобгразования [l,2] • Выбор структуры этих подсистем с двумя уровнямиобработки определяется экономией средств за счет сокращения ка-бельных связей, достигаемой приближением устройств обработки кточкам контроля. Дикний уровень подсистем составляют станции сбо-ра данных, содержащие первичные преобразователи - блоки детекти-рования, нетеодатчнки, расходомеры, а также устройства местнойсигнализации и управления, радиально подключенные к базовым моду-лям. На этом уровне по заданным программам производятся измеренияг вычисления в реальном масштабе времени значений контролируемыхпараметров, выработка управляющих воздействий, контроль исправ-ности оборудования, формирование данных для передачи на верхнийуровень подсистемы.

Набор базовых модулей образует распределенную однородную вы-чнсаштедьную систему, в которой выделено несколько петель, каскад-

- 70 -

25

Рис.1. Структура комплекса аппаратуры контроля радиационной безопасности АХ:I - дозиметры, детекторы; 2 - устройства обмера индивидуальных дозиметров и регистрация излученийчеловека; о - пульт дозиметриста с микро-ЭВМ; 4 - быстрая печать отчетных данных; 5 - буферный на-копитель; 6 - пульт управления; 7 - печать групповых данных; 8 - оперативный пульт с микроэвм;

.9 .- накопитель оперативных данных; 10 - панель управления; I I - протокол габоты системы; 12 - цвет-ной дисплей: 13 - накопитель архивныхдавных; 14 - центральный пульт с микро-ЭВМ; 15 - панель уп-равления; 16 - оперативный дисплей; 17 - цифровой дисплей; 18 - печать групповых данных: 19 - нако-питель оперативных данных; 20 - оперативный пульт с микро-ЭШ; 21 -ведущий модуль с МП; 22 - базо-вый модуль с МП: 23 - установка контроля загрязненности поверхности; 24 - блоки детектирования иметеодатчики; 25 - блоки детектирования, сигнализаторы и исполнительные устройства

но соединенных линиями связи последовательного интерфейса до ГОСТ23765-79. Каждая петля начинается и заканчивается в ведущем моду-ле-контродлере петли. В отличие от структуры L4J , использованиеведущего модуля в петле позволяет организовать горизонтально авгтономные коллективы вычислителей (например, для выполнения под-задач контроля защитных барьеров в I контуре, во П контуре наш вовспомогательном оборудовании), радиадьно соединенных линиями по-следовательного интерфейса с верхним уровнем подсистемы. Одной петглей может быть охвачено до 100 точек контроля, ливучесть станцийсбора данных при отказах линии связи последовательного интерфей-са обеспечивается сохранением функций измерения, сигнализации иуправления базовых модулей и возможностью управления режимами ра-боты модуля через его встроенный цифровой дисплей.

11а верхнем уровне подсистем выполняются функции оперативногоуправления, отображения, ведения оперативного архива и передачиданных на верхний уровень системы, где производится обобщенноеотображение контролируемых цроцесов, накопление и сжатие данныхдля ведения главного архива системы радиационного контроля. Кро-ме того, задача радиоэкологического контроля прилегающей террито-рии включает групповую обработку и накопление данных обмера пробпочвы, воды и т.п., которые вводятся оператором на втором уровнеподсистемы по результатам лабораторных измерений.

Для задачи контроля проходных и выездных путей по загрязнен-ности поверхностей рук, тела человека, одежда, транспорта харак-терны малое допустимое время вычислений и высокая надежность при-нимаемых решений. Подсистема содержит один уровень техническихсредств, высокая производительность которого достигается локаль-ной концентрацией вычислителей. Связь с верхним уровнем системы •обеспечивается в случае необходимости централизованной регистра- \щ е й событий загрязненности. •

Подсистема индивидуального дозиметрического контроля персогнала АЭС содержит два уровня обработки. 11а тикнем уровне подсисте- ;мы производится сбор и предварительная обработка данных, накопленныхионизационными и термолшинесцентными дозиметрами, а такге инфор-мации о содержании радиоактивных нуклидов в организме человека,идентификация персонала. Автоматическая обработка результатов об-меров производится на верхнем уровне, где.формируется промежуточ-ный файл данных, пересылаемый затем на верхний уровень системы вбанк данных индивидуального дозиметрического контроля персоналаАЭС. На устройствах отображения верхнего уродзяя подсистемы произ-водится выдача оперативной информации по случайным (во времени)запросам, например, в случае регламентных или ремонтно-црофилакти-ческвх работ, а также периодическая распечатка по дозовнм нагруз-

- 72 -

кам внутреннего и внешнего облучения персонала АЗС. Банк данныхсодержит наборы данных по кавдому работнику, в которых содержат-ся записи дозы гамма-, бета-, и нейтронного облучения за декаду,текущий месяц в год, за время работы на АЭС и с начала профессио-нальной деятельности'С указанием фамилии, имени, отчества, цеха,участка, шифра специальности, классификационного номера работника.

Централизованные системы радиационного контроля позволяютсосредоточить у оператора или дозиметриста полную информацию о_контролируемых процессах и радиационной обстановке на станции L з].Однако повышенное внимание к проблеме обеспечения радиационной бе-зопасности АЗС привело к увеличению числа каналов контроля до200-300 на каждый блок АЭС и примерно до 500 на двухблочную АЭС.т'лформация поступает оператору в виде сигналов о превышении пре-дупредительных и аварийных порогов, оповещения об исправности кон-тролируемых каналов, о переводе их в режим проверки и другие вспо-могательные режимы (всего около 1500-2500 позиционных сигналов),а также в виде результатов измерения по каждому из контролируемыхканалов. Восприятие такого количества информации и принятие опера-тивного решения по нормализации радиационной обстановки на АЭС оп-ределяют заметную психологическую нагрузку и утомляют оператора.Б общей проблеме диалога "человек-машина" требуется найти оптималь-ное решение задачи представления поступающей информации в удоб-ном и компактном виде с предварительной селекцией по важности иоперативности.

В последнее время обсуждаются возможности комплексного пред-ставления разнообразной информации о радиационной обстановке наАЭС с использованием дисплеев с цветными электронно-лучевыми труб;ками [4] . В соответствии с программой, заложенной в микро-ЭШ, ав-томатически изменяющиеся цветные изображения по отдельным каналамповышают информативность сообщений, сокращают время на анализ corбыли ж принятие решенай оператором, ответственным м. бмоввоностьэхепхуатацл АЭС.

Можно рассматривать применение одного цветного дисплея сосменными форматами изображения, либо одновременно применение двухили даже трех дисплеев, например,, для двухблочной А Х , и т.п.Чтобы оператор мог быстро осмыслить и оценить фоновую или изменяютщуюся радиационную обстановку, прежде всего необходимо отобразит!наличие или отсутствие сигналов тревога (аварийные, предупредитедьгные или сигналы неисправности), используя для этой цели контраст-ные цвета и удобное для восприятия размещение символов.

На рис.2 изображен формат, состоящий из 300 прямоугольников,сгруппированных либо по номерам каналов, принятых на АЭС (вариан-ты I и П), либо по привязке к тому идя иному базовому модуле (ва-риант Ш). При .нормальной ситуации на АЭС все прямоугольники све-

- 73 -

SS 1=11

So

Iса

05.

•NI Та c\j

"DDDDDDDDDDDDa nanППППDDDDnnaaDDDDDDQD

<=,пппп

DDDDPDDDDDODППППППDDDDDaDDDDDDDDDDDDDDDDDDDDGDDDDDDDDDDODDDD

-D

ki-a-D-0-0-D-a-o

-0

-o-o-о -с-o-oL

-o-o

-0-0-0

-о-G-0-0-0-0•€-0

-0-0-a-D

-o

CM

i

-o-o-0-0-0-a-o-aHJ

- 7 4 -

•гятся зеленый светом. При повышении первого порога в каком-либоканале цвет изменяется на желтый мигающий, а при повышении второ-го порога на красный мигащнй. Дяя облегчения действия оператораэти каналы автоматически и сооа'ветстзующш цветом выводятся наеаран дая непрерывного измерения, Прг SICK указывается буквенво-чифровое обозначение канала, принятое для данной АЭС в рачкахединой автоматизированной свсчеет уирава^нвя, а такае физическияразмерность измеряемого параметра. Вручную оператор монет перевэс-тн иядиЕапио в реши непрерывного свечения, чтобы <5мда возможностьбыстро опекать sвменение обстановки з других каналах (по мигающе-»щ изображению). Если в каком-ошбо канале имело ьзесто превышениепорога, а затем контролируемое зваче^ие пришло в яоред, соответст-вуицзй четырехугольник превращается, в треугольник зеленого цвета(запомнится факт превышения порога ъ дакно» канале). Для сбросазтой ивфоркации СУЕУЯИТ общий для всех каналов оброс на клавиатуредисплея. При обнаружении веисправноста в канале цвет яркмоуганъ-Haisa .ченяехсй на сгний, а при ояшячэнии канала ка ьреш проверкацвет меняется на голубой» Приоритет в представления информации от-дается оинему цвету, затем голубому, красному, яелтоыу. При этойоператор мо&ат выбрать на взмерание любой другой какал, которыйбудет отображаться зеленым цветом. Такой формат должен япасутст-вовать постоянно, чтобы оперативно оце«гавать обвдв карику на АЭС.

Кроме Ераведенного форьйта, целесообразно иметь тае;гй «торойФорш? в виде групповой анаяоговой гисго.грааае, которая зс-аазыва-ег в фохае верьикальнюс жгкей текущие значеьл7 уровней намеряемых:гарй1еачр0Б в выбранной risnne каналов. Чиоко каналов в такой труп-не огршичево размещающей способноотью элежтронно^дучевой трубкив составляет дай черно-Зелнх дасдлеез обычно 100 каналов Го 5б] .

На рис.3 приведена гясюградаа, описанная в работе [ 6 . д^шбелее оперативной оцеизя внфортаации в каналах, где произошло пре-вышение первого ала второго порогов, ссотввтеггвукцяй канаа пере-водятся Е рзяаш шггащей лакии Е MOSCT бтъ аредотаваен в цифро-вом виде на втоы хе экране.

Пветной дясялей поэводяге'г проаеотя дальнейшее новыиеЕие ЙП-форматвзяоетаг подобного формата. При ьтом мояло идти либо по путиувбжгаеяяя каналов в группе До 250 с петеьодо:.: цвета линя.": с ее- -левого на келтый и краоний (пра повышения порогов в отдельных ка-налах) , либо оставлять в фо.рматэ 100 каналов (с нспользовзлаем р а з -личных цветов) с введением дополнительных сведений.

На рис.4 приведен ^ориат, относящейся к контрол» радиоактив-ных инертных газов в помещениях, ерв котором каждый блок детекти-рования используется для изиоронЕЯ г нескольких помещениях путемдистанционного переключения здздухоБодов. Дополнительно Е цветнойгистограмме на формате ванесева картина с указанием, какой клапан

- 75 -

225 ГН 02.1 187-W'9 А/кг

Рис.З. Формат групповой гистограммы на черно-белом дисплее

Выше порога

225. ТИ. 02.7 10% 241. РО. 05.6 20 %

273. ТР. 04. 9 40%

Ниже порога 242. РО. 05. 7 4/7%

iWJ I

7

Pic.4. Формат групповой логограммы на цветном дясшее

открыт, я номер помеценяя, откуда поступает контроляруемн! газ.Боля в кахомчпбо канале ямеет место факт превышенжя порога, тона экран соответствующим цветом автоматпескн выводится также но-мер атого канала я значение превишения порогового уровня в процен-тах, вычисленная по формуле

100,

где Аж т - текущее значение контролируемой величины, Ад,,- - поро-

говая уставка.Оператор ямеет возможность также вручную вызвать на этот же

формат запас до порогового уровня, вычисляемый по формуле

пиор " *язм

.100,

если в данном канале нет превышения порога.- 76 -

Все эта форматы на цветных дисплеях существенно улучшают pa-dozy звена человек-мамина. Однако да сохранения высоко* надежнос-тж контрола целесообразно предусмотреть традкрюнвые простые и на-дежные устройства обобщенной сагналзацн (по превышен») первогопорота, второго пороса, по обнаружен» неисправности), сигналыот которых можно также использовать для автоматического включенияописанных выше форматов на цветных дисплеях.

Подсистем** p^w^'wo^^oro контроля энергоблок

Выше было рассмотрено распределение функций по уровням под-системы радиационного контроля. Все функции обработки и первично-го преобразования перенесены на нижний уровень подсистемы, а наверхнем уровне выполняются функции оперативного отображения, регист-рации и улщащлщшя данных о состояния объекта, связи с оператороми верхним уровнем комплекса. На рис.5 приведена структура подсис-теми радиационного контроля энергоблока и показана организацияверхнего уровня подсистеми (оперативного пульта) на основе общейшины микро ЭВМ "Электроника-60".

Подсистема постоянно находится в основном режиме, в которомвыполняется последовательное сканирование всех точек контроля иавтоматический вывод информации в аналоговом виде на экран элект-ронно-лучевого (оперативного) дисплея по всем точкам контроля вы-бранной (оператором) петля (каналы, в которых произошло превыше-ние порога, выделяются цветом и мигащим изображением), а также вцифровом виде по каналам, где произошло превышение порогов, и вы-борочно по любой точке контроля на обоих дисплеях. Периодическипроизводится распечатка контролируемых параметров с печатью крас-ный цветом тех каналов, где произошло превышение порога, а такжеавтоматически выполняются процедуры ведения оперативного архиваобработки запросов верхнего уровня комплекса.

Оператор взаимодействует с подсистемой, формируя с помощьюклавиатуры панели управления за несколько шагов диалога на экранеэлектронно-лучевого дисплея запрос на выдачу оперативной или ар-хивной информации в виде картограммы, графиков, таблиц, сгруппи-рованных по признакам контролируемых параметров,задавая типы, ло-гические и граничные условия для вывода данных. Вое управляющиедействия одоратора реглстрхруются на печатающем устройстве.

Рассмотрим взаимодействие узлов, иерархию управления и орга-низацию данных подсистемы.

Нижний уровень подсистемы содержит до пяти петель базовых мо-дулей. Пета работают параллельно и каждая из них представляет со-бой независимый «оипрошшгй процесс, имений выходной порт, под-

- 77 -

пових- о • * » =

хода; 8 -Электроника12 — МНДЩТШТТЯПНР*последовательного

ведувхГ модуль с

дхапхонного контроля внергоблоха:в ! дхспле!; 3 - печать груй-; 5 - накопхтель оператхв-

7 - жоетволлер вводанвн>зника-ьи; v - иог: ха - uar; J_I - ооцаж нсва;ошв XHrepieic: 13 - хохтролмр ввода-выводаni хнтврфехса; 14 - бамвш модуль с НИ; 15^-Ш; 16Г- олохх детехтхрованхя

хлвченнн! параллельно на верхнем уровне додсхстемы х якфровомудхсплев, контроллерам ввода-вывода оперативного дхсплея, печатаю-

I ааму уотро!ству, наховятело архххшх данных на магвхтвоЛ леям яхонтроллеру ввода-вывода насладователаноте xxwpjeica, * такжевходная порт в ведуцем модул* хетлх. В основном реххие (схвоано-

- 78 -

го сканирования; функции управления петляю переданы с верхнегоуровня подсвстеш в ведущие модули, которые последовательно жнкре-ментаруют номера каналов петля и транслируют записи текущих кана-лов на выходные устройства верхнего уровня. На верхнем уровне под-зистеш, независимо от нижнего, выполняется процедуры обслужива-нии запросов на вндачу данных из оперативного архива.

Запроси на выдачу требуемой оперативной информации (например,распечатка каналов технологического контроля, в которых произош-ло превышение дорога) порождают последовательность команд управ-лений петлями базовых модулей. Каждая из них жжет быть представ-лена как процессор, выполняющий текущоа задание, а ведущий модульвыступает в роли интерпретатора команд верхнего уровня. Он получа-ет команда контроллера последовательного интерфейса и исполняетsx яа кроцассоре (ветле). До окончании выполнения текущей коман-да на процессоре ведущий модуль возвращает управление вверх с вы-дачей результата выподненая команда, который поступает на выход»\ш& устройства верхнего уровня„ 3 этом режиме в каздой петле виевд иетляма происходя? процесс оортировка-елкякЕЯ записей кана-лов, В базовых модулях его запися отбираются по квалифицирующимпризнакам (например, по типу контролируемого параметра), сортируют-ся ао заданному ключу и если заданные отношения давд передавав;.*©;!по интерфейсу запао&ю 2 верхней закись» сформированного в модуленабора внподнавгея, выдаются в последовательный интерфейс петлж..(ma.nQ7rs4F.uB гроцессы взажмодзйс-гвия происходят ыеяду ведущяма мо-

петель. Прквваком окончания реазма слугвт полный оборот поодной я той т записи,

Собираемая, вычисляемая ж накапливаемая подсистемой вв£орма-щя составляет багу данних оперативного радзацконного контрола нна логическом уровне представляете в взвде файлов актуальннх дан-ных нижнего уровня и оперативных архивных данны. Заияся файлов со-держат данные so каждой точке контроля: ее вдбнтнфицярущгй номер.тин контролируемого параметра, sro значение, масштабный коэффици-ент, две пороговые уставки, слово состояния (наличия превышения по-рогов, отказов оборудования), в оперативном архиве запися содер-жат поле кванта временя, за который получен отсчет.

Структура базового модуля

Требуемая производительность нижнего уровня подсистемы радиацион-ного контроля-достигается за счет разбиения его на множество базо-вых модулей. Каждый из них содержит полный набор функций, передан-ных на уровень, и связан с соседними только по функции передачи.Таким образом обеспечивается функциональная независимость моду-лей и их слабая связь по данным.

- 7 9 -

На рис.6 представлена структура базового модула, которая отра-жает два аспекта его работы - функции и логжку. Функции - это внеш-няя характеристика модуля, большинство из них варьируется при кон-кретной проектировании подсистемы и их номенклатура зависят от ти-пов подключенных блоков детектирования я закладываемых алгоритмовобработки. Логика модуля отражается в организации связи его узлов(структуре). Иерархическая структура модуля разделяет его постоян-ные • переменные функции.

Процесс измерения по каждому каналу состоят в периодическомумножении накопленное в канале информация на коэффициент, меньший

мвогокавальныв измеритель средней частоты; 8 -. , г _ _.жвр обмена: Ю - входные бу#ещ; II - вытпдние

кшчи; 12 —квироллер ввода-ивада; 13 -I: 14 - магягтрааиши угидтель 2; 15 -I: 14 - магягтряльинй y n w f w Ж15 - прследо-щ™*""»» «R«JW«»16 - оягвализаторы я исполнителиие устройства; 17 - детехтяроа*4

- 80 -

единицы, и сложении результата с содержшш входного буфера дан-ного канала, после чего буфер сбрасывается и накаливает очеред-

Постоанннв функции - это измерительные и контроллерные про-цедуры. Их исполнение организовано на отдельных микропроцессорныхсекциях я зафиксировано в постоянной микропрограммной памяти. Из-

; меняемые функции разделяются на полупостояннне, изменяемые в про-цессе эксплуатации модуля, и постоянна» для данного модуля (но необязательно одинаковые для соседних). Эти функция реализуются наверхнем уровне модуля - на его центральном микропроцессоре (ЦШ)-и отличается способом хранения процедур - в постоянной (ПЗУ), по-лупостоянной (ШЗУ) или оперативной (ОЗУ) памяти.

Измерительные процедуры зафиксированы в постоянной микропрог-раммной памяти многоканального измерителя вредней частоты (МИСЧ),выполненного на микропроцессорных секциях. Ш С Ч имеет до 32 неза-висимых, гальванически развязанных частотных входов, по каждомуиз которых входная частота мокет изменяться в диапазоне четырехдесятичных порядков от 0,5 до 5000 имп/с. В качестве одного изосновных алгоритмов реал запи программы ЫИСЧ выбраналодедь, при-веденная в pw-?е [ 7J . Процедура измерения в каждом канале опи-сывается следуй" м рекуррентным выражение

ttfELгде мТ - задаваемые таймером дискретны* интервалы времени; м -0,1,А ...; 1(мТ) - число импульсов от блока детектирования за нн-iтервал мТ; <С - постоянная временя измерения; У [(м-I) т] - зна-чение средней частоты» вычисленное к моменту временя мТ г хранив-шееся как результат измерения; У(мТ) - новое значение средней час*-тоты, вычисляемое в момент времени мТ.

Выражение (I) описывает цифровой мсвявалент интегрирующейRC - цепочки, которая пря измерении статистически распределенныхимпульсов дает статистическую погрешность S , вычисляемую по фор-муле

^ " VIJTF ' (2)

где п. - средняя частота импульсов.Условием оптимальных измерений в системе, работающе* в реальг

ном масштабе времени, можно считать следувдее соотнонение:

п<£= cvnit , (3)обеспечиваоцее постоянную во всем диапазоне точность измеренияз шяямаяьну» задержку при измерении, в ШСЧ. операнда представле-S.-.: з двоячной системе с плшващей запятой, что обеспечивает вшро-Ео;с«акаэ;>нныв »зм« рения с требуемой точностью. Формат дробной частw •:-1Г'^>,)Й?;;«-'Г(^ ,5пп.а»дч?л"«ни днапазояои вгодно! частоты г состав-ляв*1 ТВ дэоятаит pa.-vjra?;"-''. _. целой чаете 8,

- 81 -

ную nojjqHD входных импульсов, а окончательный результат сохраняет-ся до следующего цикла обработки. Перв.л квантования задается тай-мером с кварцевым резонатором, величина Т и емкость входного буф* -ра. В i связаны соотношением

liS^JL < Be , (4)где

nima* - верхний предел средней частоты по L -му каналу;

I - число каналов.Формула (I), учитывающая соотношение (3) и двоичное представ-

ление операндов с плавающей запятой, описывает алгоритм измеренияв канале

У(мТ) = М ^ * 1

+ 5 Л Л - Г 2 П • V l ' 2 (С2^> , (5)

где М^ - число входных импульсов, накопленное в буфере за интер-вал мТ; Cj - постоянный коэффициент, равные двоичному логарифмудроби В'Т/с; 2

Л «^y-I - двоичное представление результата преды-

дущего измерения; z^ ~ постоянный коэффициент, равный двоичномулогарифму произведения Т-7".

Таким образом, прж выборе значений Т некратными 2х, где мо-

дуль К - целое число, умножение выполняется ускоренным методомсерии сдвигов с последующим вычитанием. <1исло тактов сдвига меня-ется при изменении целой части операнда результата. При сложениипервый в выражении (5) операнд сдвигается на постоянное число раз -рядов и выравнивания порядков не требуется.

По окончании измерительной процедуры Ш С Ч переходит к сравне-нию полученного результата с заданными пороговыми уровнями, умно-нает его на масштабный коэффициент, учитывающий чувствительностьдетектора и его постоянную мертвого времени ^

м , а также масштаб

контролируемого параметра, переводит окончательный результат вдвоично-десятичную систему счисления, далее формируется выходнаязапись канала и пересылается в выходной буфер Ш С Ч . Очередной сиз -нал таймера запускает аналогичный процесс иэкереНЕя -я обработкиследующего канала.

Вычислительные и управляющие процедури вшголкяютея на цент-ральном микропроцессоре (1фШ) модуля. Конкретные действия 1Щ за-висят от текущего режима работы модуля. Тем не менее, существуетпостоянная часть функций, определяемая конфигурацией модуля, составомя типами подключенных в нему первичных преобразователей, сигнали-заторов, исполнительных устройств. К ним относятся вычитание внеш-него фона для разностных блоков детектирования в накапливающегосяфона в точках контроля, вычисление ОТНОШЕНИЙ ДЛЯ контроля проте-чек, расчеты скорости нарастания активности при работе на оста-новленной ленте аэрозольных датчиков, определение неисправных бло-ков детектирования, выдача задраиваемой информации на местныйцифровой дисплей, управление местными сигнализаторами и исполни-

- 82 -

тельными устройствами "с сигналам превышения порогов. Остальныепроцедуры ЩП. виголняет по команден оператора, задаваемым с верхыего уровня подсистемы или с клавиатуры местного цифрового дисплея.Управляющие процедуры выполняют включение я выключение встроенныхв блока детектирования реперныг источников, включение я отключе-ние блоков детектирования, изменение масштабных множителей и по-роговых уставок в кд^ялят. Вычислительные процедуры включают соз-дание и уничтожение виртуальных (программно-реализованных) кана-лов. Измерительной информацией порожденного в модуле виртуальногоканала является значение функции, аргументами которой служат дан-ные реальных каналов модуля. Атрибуты записи виртуального канала,функция преобразования, момент его создания и уничтожения задают-ся оператором.

Контроллер ввода-вывода базового модуля участвует в каждомсеансе передачи последовательного интерфейса петли, и его дейст-вия в установленном режиме состоят либо в выдаче в интерфейсе вы-ходной запаси канала, приеме команды ведущего модуля, либо в рет-рансляции текущего сообщения.

Взаимодействие контроллера с Щ И производится через общийразделяемый ресурс - буфер обмена, в который Щ П периодически пе-ресылает актуальные запаси измерительных каналов. В режиме скани*рования набор записей в буфере отсортирован по идентифицирующемуномеру канала, а в режиме вывода групп каналов - по ключевому щяпнаку.

Связь контроллера с линиями последовательного интерфейса пе5ли имеет гальваническую развязку. Для обеспечения работы на внукпару телефонных проводов длиной до километра в модуле расположенадва парафазно работающих блока магистральных усилителей. Лр» неасправноста основной а резервной ланий связа модуль переключаетсяв автономный режим рабою с сохранением функций сигяалазацаа а ухравлевш. При отказах блоков в базовой модуле он вручную отключа-ется от линии последовательного внтерфейса, а его второй блок ма-гистральных усилителей ретранслирует передаваемые сообщения.

Развжтае систем радиационного контроля АЭС связано с широ-кой программой развития атомно! енергетика в стране. Необходимыйобъем раджацжовного контроля может быть эффективно обеспечен поэтапный наращиванием аппаратных средств при использовании састемс распределенной структурой. Использование в системе микроэвм амакропроцессоров повышает гибкость састем, адаптацию ах к особен-ностям объехта.обеспечавает удобными средствами сопряжения с че-ловеком, повышает интеллект важного звена свстем-устройств обра-ботал нижнего уровня (станций сбора данннх). Применение; последове

- 83 -

тельного кавала передачи давних на нннеы уровне существенно сни-жает затрат на кабельные трассн. Использование йерархическо! стДук-туры позволяет четко выделять я организовывать урона решения sa-дачи - первичную обработку, измерение-вакопление, отображение,сопряжение с оператором. Ведение архива данных дозиметрическогоя радиационного контроля АЭС обеспечивает удобство эксплуатациисистеми и автоматическое составление отчетных документов, включаяпрогнозирование и своевременную идентификацию возможных событий.

Список литератури

1. Аппаратурные комплексы радиационного контроля безопаснос-ти на советских атомных электростанциях/ В .С.Жернов, И.С.Крашенин-ников, В.В.Матвеев, В.Я.Парыиев, Н.В.й?юв, В.М.Скаткин - Nucieajjpower plant control and instrumentation. 7. 2. Vienna, IAEA, 1978Jp. 161-175.

2. Комплекс приборов радиационного контроля при атомных элект-ростанции. Построение систем аппаратуры ядерного приборостроения/)В.С.Жернов, И.С.Крашенинников, В.В.Матвеев, Е.П.Мурашов, В.В.Пуш-кин, В.М.Схатхин - Труды симпозиума специалистов стран - членов СЭВЗССР, Дубна, 1975, М.: СЭВ, 1976, с.5.

3. Структура аппаратурных комплексов радиационного контроля5бэопасн©сти АЭС о использован*^ канала передачи данных/ B.C.Жернов, И.С.араивидимпдов, В.В.4атвеев, В.Я.Парнмв, Н.В.Рыжов,В.М.Скаткин.- Вопросы атомно! науки н техники. Сер. Ядерное прибонростроение, нип.34-35, т.1, li.: Атомиздат, 1977, с.40.

4. Union P.O., Holloway P.J., Hyde A.T. Microprocessor-based^(radiation monitoring aietens. - IEEE Trans, on Nucl. S c i . , 1977,'v. HS-24, K.1, p. 771-777.

5 . многоточечный контроль уровней излучении/ В.СДернов, H.BJ.Рыжов, Е.Б.мурамов и др.-Атомная энергия, 1966, т.20, вып. I , с.82.

6. Н.И.Денисов, З.С.Хернов, РД'.Цуджова и др. Дентрализован-ная система радиационного контроля для АЭС с ВВЭР на основе бло- :ков АКРБ. Доклад на настояще! конференеции, cu, JCH.I.

7. Соучек Б. Мини-ЭВЫ в системах обработки информации. М.:мир, 1976, 473 с .

8. Ашарптлю радиационного контроля на атомных злектростан-т^яят. Мщцл тпттгдолтгч» fpflj^opfltfg £ каналу ПбрвДаЧИ тугтптцт. ГОСТ

23765-79.ДИСКУССИЯ

Х.М.Родржгес: Позволяет ли система АКРБ создать автоматичес-кую систему с помощью микро-ЭВМ?

И.С.Крашенинников: Да, предполагается автоматическая работасистемного управления оператора (оператоюв).

- 8 4 -

ПРИБОРЫ шэдшидшшаго КОНТРОЛЯ ПЕРСОНАЛА АЭС

Т.С.Агеев, С.Н.Васильев, В.И.Ефимов, В.С.Жернов,В.В.Кузьмин, Е.Е.Минаева, В.А.Нелип, А.Д.Соколов,

Л.А.Сучкова (СССР)

Отличительная особенность приборного обеспечения контролаиндивидуальной дозы облучения персонала АЭС заключается в необхо-димости наблюдения за профессиональной деятельностью большого кон-тингента лиц, выполняющих в процессе своего труда саыне различныеоперации. В то же время приборы индивидуального контроля должнысоответствовать как решению научных задач эквидозиметрии £ ij , таки обеспечению выполнения норм радиационной безопасности pf) .

Дабор технических средств индивидуального дозиметрическогоконтроля комплекса аппаратуры контроля радиационной безопасности(АКРБ) составлялся и разрабатывался, исходя из вышеизложенных по-ложений с учетом известного опыта проведения индивидуальной дози-метрии на отечественных [3] и зарубежных [14J АЭС. Определяювимдля составления набора выводами является заключение о том, чтоосновной вредный профессиональный фактор для работающих на АЭС -гамма-облучение персонала, и подавляюцая часть коллективной дозыработников получается при выполнении текущих и специальных ремонт-ных работ.

Набор щиборов индивидуального контроля комплекса АКРБ вклю-чает:

- комплекс термолшинесцентных дозиметров КДТ-02, обеспечи-вающий измерение дозы хронического облучения и охватывающий диа-пазон доз возможного аварийного облучения;

- комплект конденсаторных дозиметров с устройством УИ-27,предназначенный для оперативного контроля фракционированного об-лучения во время проведения персоналом работ с повышенной радиа-ционной опасностью;

- дсз2ыетр-с2гзал*:за-ур ДЗГ-С7, выдаваемый работнику при про-ведении им работ особой радиационной опасности;

- прибор для регистрации излучений человека ШГ-01 для перж -дического и послеаварийного контроля внутреннего содержания гамш -активных нуклидов.

- 85 -

иятп>

видуадьных тегч^шумтоесдентннх дозиметров

КДТ-02 включает три типа дозиметров (ДПГ-02, ДПГ-03, ДИС-11),устройство преобразования ШФ-02 для снятия показаний дозиметров,контрольный облучатель детекторов и ряд вспомогательных устройств.

Назначение прибора как индивидуального дозиметра определилоструктуру построения дозиметра: каждый дозиметр имеет три детекто-ра для получения наиболее достоверной и надежной информации о зна-чении дозы.

Для измерения индивидуальной дозы гамма- и рентгеновского из-лучения используются два типа дозиметров: ДПГ-С2 на основе детек-торов из фтористого лития [ 5 ] и ДПГ-ОЗ на основе детекторов из бо-рата магния £б] , имеющие различные характеристики по ряду пара-метров. Дня измерения дозы от слабопроникавдего излучения предназ-начен дозиметр ДПС-и£5] с детекторами на основе тканеэквивалент-|ного терыодшинофора - фтористого лития. В кассете ДПС-И использо-;ван фильтр толщиной 7 мг/сы

2.

Измерение светосуммы, запасенной детекторами, производится вприборе УПФ-02, который выполнен по структурной схеме, подобнойсхеме УПФ-О1 [ 7~\ . Термолюминесцентное устройство преобразованияУПФ-02 дает возможность использовать детекторы в трехступенчатыхрежимах в зависимости от типа детектора. В режиме I производитсяизмерение детекторами на основе фтористого лития, в режиме 2 - из-мерение детекторами на основе бората магния. Режим 3 резервный иможет быть использован для взимания любым другим типом терыолс-минесцетных детекторов с максимумом температуры пика термовысвечн-зЛфия не выше 250°С, например, сульфата кальция. В каждом режимепри помощи клавиши устанавливается определенная температура ниж-ней и верхней ступени. Время выдержки детектора при каждой темпе-ратуре сохраняется постоянным для всех режимов работы прибора.

Примененный в приборе УШ-02 термотаймерный цикл измеренияпозволил эффективно уменьшить влияние на показания детекторов вкла-да низкотемпературных пиков люминофоров. Дня бората магния федингпрактически достиг своего теоретического предела и характеризует-ся значениями параметра, приведенными в таблице.

Время хранения дозиметра, сут Показания, отн.ед.

О 1,0015 0,8530 0,82100 0,78

' . 180 0,75365 0,67

- 86 -

Конструктивно УПФ-02 представляет собой настольный1пульт, вы

полненный, как все блоки АКРБ, в варианте У Ж . Состав узлов прибора аналогичен составу ШФ-01 с добавлением узла компенсации тем-нового тока фотоэлектронного умножителя и собственного фона детек-тора, которая производится автоматически перед началом измеренияс помощью кавдого детектора.

В комплектном каркасе размещены вставные электронные блоки иузлы питания, состоящие из печатной платы с монтажом, закреплен-ной за защитной пластмассовой рамке. Особенность конструкции УПФ-О!заключается в унифицированном в рамках УТК решении узла питаниянагревателя и узла ФЭУ, которые имеют металлические каркасы с раз -мещенными на них элементами конструкции узлов и установочными пе-чатными вставками для электрической коммутации с розетками Р1Ш72.Подача вынутых из кассет и помещенных в приемное гнездо детекто-ров на электронагреватель осуществляется с помощью поводка, свя-занного с выдвижными салазками. При выдвижении салазок на себя по-водок захватывает один из детекторов, а при задвигании салазоквперед поводок сбрасывает детектор вниз на нагреватель. При обрат-ном движении салазок используемый детектор сбрасывается в прием-ный стакан, а следующий захватывается поводком.

Каждый из дозиметров ДПГ-02, ДПГ-03, ДДС-П имеет три детек-тора, размещенных в держателе, который вставлен в корпус дозимет-ра. Держатель детекторов и корпус дозиметра соединяются мезду со-бой с помощы) пружинного держателя, имеющего булавку для крепле-ния дозиметра на одежде человека.

Вывод результата измерения каждого детектора производится напересчетный прибор ПС02-4 или любой другой, имеющий аналогичныевходные сигналы. При использования пересчетного прибора ПС02-4результат измерения можно вывести на ПДУ типа БЗ-15М.

Основные параметры комплекта КДТ-02 обычные для индивидуаль-ных дозиметров хронического • аварийного облучения:

- диапазон измерения 0,03 - 1000 Р;- диапазон энергий рентгеновского и гамма-излучения 0,06 -

1,25 МэВ; при этом зависимость показаний от энергии не превышает30*;

- предел допускаемой основной приведенной погрешности с доверительной вероятностью о,95 + (10 + 3/к)%, где А - измеряемаявеличина;

- многократность использования детекторов не менее 20.Приведенное краткое описание параметров комплекта КДТ-02 по-

казывает, что он соответствует требованиям контроля предельно до-пустимой дозы персонала, определенным НРБ-76 [2] при периодичнос-ти контроля, изменяющейся в широких пределах - от недели до года.

- 87 -

Поэтому его можно использовать в качестве инспекционного дозимет-ра для той группы персонала, условия труда которой не создают дозывыше 0,3 годовой ПДЦ, а также для осуществления надзора за дозойвнешнего облучения ограниченной,части населения по месту его про-живания.

Однако хорошо известно, что в практике работы служб радиацион-ной безопасности АЭС уделяется много внимания так называемому опе-ративному индивидуальному контролю, который проводится при началетех или иных работ, связанных с облучением персонала, при усилен-ной контроле за определенными работами или отдельными операциями,при оценке однородности распределения индивидуальных доз в выде-ленной группе персонала и т.д. Хотя для подобных целей может ис-пользоваться тот ке комплект КДТ-02, в комплексе АКРБ предусмот- 'рено специализированное измерительное устройство - комплект кон- iденоаторных дозиметров с устройством УИ-27. Принцип построения этс-го измерительного средства изложен в работе С О • |

Особенность конденсаторных дозиметров заключается в наличии •насадки, которая содержит набираемый комбинацией магнитов код но-мера дозиметра и обеспечивает идентификацию номера одновременно соснятием показаний в цифровом электрометре УИ-27.

Устройство УИ-27 выполнено в виде одноблочного прибора, сос-тоящего из литого корпуса, имеющего на задней стенке 4 отверстия,которые используются при установке прибора на стену. К корпусу спомощью петель прикрепляется литая передняя панель. Между перед-ней панелью и корпусом установлена прокладка, обеспечивающая брыз- •гозащищенность прибора. На лицевой стороне передней панели в верх- •ней части находится окно, в котором расположено табло сигнализации, !выполненное на цифровых лампах ИН-12. На табло сигнализации высве- • Iчивается номер дозиметра, значение дозы и размерность. В нижнейчасти под крышкой находится устройство для снятия показаний и за- ;ряда индивидуальных ионизационных дозиметров. Измерительный кон-такт установлен неподвижно. Контакт корпуса, изолированный от из-мерительного, выполнен в виде самоцентрирующейся подпружиненнойшайбы. 5 исходном состоянии измерительный контакт имеет электри-ческое соединение с корпусом через подпружиненную шайбу. Контактзаряда дозшетра подпрулинек а установлен в центре втулки, изоли-рован от нее. Втулка находится внутри подвижной обоймы, на поверх-ности которой находится рейка, соединенная с зубчатым сектором, ккоторому крепится управляющий рычаг. На оси поворота сектора ус-тановлена пружина, служащая для возврата обоймы в исходное положе-ние.

В нижней части передней панели имеются гнезда, в которыеввинчены ножки, используемые в случае размещения прибора на столе.

- 88 -

К передней панели с внутренней стороны с помощью петель прикреп-лен каркас, в котором расположены блоки с размещенными на них элементами схемы. Каркас откидывается на нижних петлях. В откинутомсостоянии обеспечивается хороший доступ к монтажу.

Комплект обеспечивает измерение дозы в диапазоне от 10 мРдо 2 Р.

Б практике деятельности службы радиационной безопасности неисключены отдельные случаи, когда персонал АЭС выполняет особоопасные работы, связанные с возможностью получения за короткоевреш существенной доли предельно допустимой дозы. В таких случаяхприходится жестко регламентировать условия работы и время ее про-ведения. В качестве контрольного измерительного средства,предназ-наченного для сопровождения работника при выполнении им операцийв радиационно-экстремалъных условиях, в комплексе АКРБ разрабо-тан дозиметр-сигнализатор экспозиционной дозы гамма-излучения ин-дивидуального пользования ДЭГ-07.

Чтобы обеспечить большой динамический диапазон мощности до-зы, при котором прибор работоспособен, в нем применена импульснаяионизационная камера типа КГ-18. Олкость камеры периодически за-ряжается от приложенного напряжения через искровой промежуток в темоменты, когда напряжение на ней понизится за счет разряда иони-зирующим излучением до возникновения искры. Для данного типа ка-меры напряжение пробоя соответствует воздействию гамма-излучениядозой 0,1 Р, что обуславливает нижний нсрог регистрируемой дозы.Прибор перекрывает два десятичных порядка регистрируемой дозы примощности от 0,5 до 500 Р/ч.

Энергетический диапазон гамма-излучения определяется матерналом стенок камеры и при использовании компенсирующего фильтра избаббита толщиной 1,5 мм составляет фактически 0,1-1,25 МэВ с до-полнительной погрешностью не более + 25$. Основная погрешность из-мерений при использовании излучателя цезий-137 в доверительноминтервале 0,95 составляет + 205? конечного значения шкалы.

Электронная схема прибора включает регистратор, звуковойгенератор в шс;ековод.ътный преобразователь. Выполнена она в основ-ном но. интегральных элементах серии 176, что обеспечивает малуюпотребляемую мощность 0,02 Вт и непрерывную работу прибора прияятакии от Латарзи ''Крона-ВЦ" по меньшей мере в течение одной сме-ны. Предусмотрена возможность установки 10 порогов звуковой сигна-лизации о достижений дозы 0,1 ~ 0,5 и I - 5 Р. При необходимостио.'-чс-т дог-

1, мете? производиться по семисегментным светодиодным

я.'сткатора* •-•т.г.а ЛК'МГ.

-"т}<у.-"."1п?-'О Есо элементы схемы размещены в пластмассовомOj.,ij.wii управления индикацией и порогами сигнализации за-

- 89 -

крыты отдельным чехлом, допускающим опечатывание оператором. Раз-меры прибора 66x30x248 мм. Фактическая масса 400 г.

При работе АЭС концентрация радиоактивных аэрозолей в возду-хе обслуживаемых помещений значительно ниже допустимых значенийL3J . Поэтому специально проведенные обследования персонала по-казали, что содержание радионуклидов в организме персонала намно-го ниже предельно допустимого и составляет 1/200 - 1/10 ПДС, ус-тановленного НРБ-76 [ 9J . При этом доза внутреннего облучения ра-ботников АЭС не превышает 1% допустимого уровня LIOJ , а- основно?вклад в нее вносят радионуклиды кобальт-60 и иод-131 £э,п] .

Тем не менее, учитывая строгость регламентации, изложенныхв НРБ-76 по контролю смешанного внешнего и внутреннего облученияв комплекс АКРБ включен прибор для регистрации излучений челове-ка МСГ-01.

Прибор состоит из трех конструктивно законченных устройств:устройства детектирования всего тела, включающего блок БДЭГ-51 скристаллом ЫаУ(Т(>,) размерами 150x100 мм; устройства детекти-рования иода-131, включающего блок БДЭГ-52 с кристаллом МзУ(Тв)размерами 63x63 мм, и пульта. На пульте располагается анализаторАИ-1024-95-01, панель управления режимом работы и блоки питания.

Устройство детектирования всего тела выполнено в виде стацио-нарной установки, состоящей из стойки с укрепленным на ней блокомБДЭГЧ51 в защите с коллиматором и теленки, на которой размещаетсячеловек. Нижняя часть стойки соединена с опорой, служащей элемен-том крепления и устройством для центровки и закрепления тележки.Тележка выполнена с качающимися верхними панелями, принимающимиего ,.'о фиксированное положение, при котором тело лежащего на те-лезке человека с полусогнутыми ногами и приподнятыми верхней частьютуловища и головой принимает положение, обеспечивающее расположе-на? средней линии тела человека по дуге с радиусом 175 см относи-тельно центра С.ЦИНТИЛДЯЦИОННОГО кристалла блока детектирования.

В комплект прибора входит вторая тележка с закрепленным наней в том же положении, что и измеряемый человек, фантомом, пред-назначенным для проведения фоновых или контрольных измерений.

Устройство детектирования иода-131 обеспечивает рекомендо-ванную геометрию измерений £l2j . Оно выполнено в виде прибора,имеющего устанавливаемую на пол стойку с выдвижной опорой, под-вижную верхнюю часть стойки, предназначенную для расположенияблока детектирования с помощью установочного винта на необходимыйуровень от пода, и подвижную каретку. Каретка имеет два фиксиро-ванных положения, обеспечивающих установку центра сщштилдяцион-ного кристалла от шеи расположенного в кресле человека с интервалом в 200 мм. Внутри экрана каретки помещен блок БДЭГ-52, своимпередний концом втодя"!

1"^ в коллиматор.

- 90 -

Чувствительность прибора составляетдля иода-131 2,17'КГ

3 имп/(с*Бк)

для цезия-137 0,96-Ю"3 ими/(с«Ек)

для кобальта-60 1,9'ПГ4 имп/(с»Бк)

Защита блока детектирования БДЭГ-51 обеспечивает уровеньфона не более II имп/с в диапазоне энергий от 570 до 750 кэВ,13 имп/с в диапазоне 1000 - 1400 кэВ, а уровень фона блока детек-тирования БДЭГ-52 не более 3 имп/с в диапазоне энергий 310-420 кэ!Это позволяет проводить измерение иода-131 в ЩИТОВИДНОЕ железесубъекта в диапазоне от 0,37 до 1,85*10 Бк и цезия-137 в диапа-зоне от 2,16 до 1,10'Ю

5 Бк; кобадьта-60 от 7,4 до 370-Ю

4 Ек во

всем теле человека.

Таким образом, следует считать, что технические средства ин-дивидуального контроля комплекса АКРБ практически полностью обес-печивают требования индивидуальной дозиметрии персонала атомныхэлектростанций.


1. Кеирим-Маркус И.Б. Эквидозиметрня: М.: Атомиздат, 1980,191 с.

2. Нормы радиационной безопасности НГБ-76. М.: Атомиздат,1978, 96 с.

! 3. Булдаков Л.А., Гусев Д.И., Гусев Н.Г. Радиационная безо-пасность в атомной энергетике/ Под ред. А.И.Бурназяна. М.: Атомиэдат, 1981, 120 с.

4. Источники и действие ионизирующей радиации. Научный коми-тет ООН по действию атомной радиации. T.I-Ш. Доклад за 1977 г.,ООН, Нью-Йорк, 1978, 400 с.

5. Таблетированные радаотермолшиноспентные детекторы рент-геновского и ^-излучения/В.А.Казанская, В.Б.Кузьмин, Е.Е.Мшаева i др.- В кн.: Лшинеспентные приемники • преобразователи рент-геновского излучения. И.: Изд.Московского научно-исследовательскгго рентгено-радаологического института, 1974, с.124.

. 6. Радиотёрмолдянесцентные детектори из бората магния/ В.А,Казанская, В.Б.Кузьмин, Е.Е.минаева, А.Д.Сокаюв в др. - В кн.:Труды 17 международной конференции по люминесцентной дозиметрии.Краков, 1974.

7. Зонный термолшинвсцентный дозиметр/ В.В.Кузьмнн, Е.Е.Ми-наева, В.А.Нелнп и др. - В кн.: Вопросы атомной ват» я техники.Ддерное приборостроение, вып.1(39). М.: Атомиздат, 1979, с.45.

8. Непрерывный централизованный контроль индивидуальных дозоблучения/.B.C.Кернов, Н.В.Рыжов, В.М.Скаткин и др. - Атомнаямерли, 1965, ~хЛ9» вш.2, с. 157.

- 91 -

9. Оценка содержания радиоактивных веществ в организме ре-монтного персонала АЭС/И.Г.Архангельская, А.М.Воробьев, ;л.С.Его-рова и др. - Гигиена и санитария, 1976, № 3, с.45.

10. Атомная наука и техника в СССР. М.: Атомиздат, 1977,358 с.

11. Вопросы радиационной безопасности при эксплуатации атом-ных станций/ И.Г.Архангельская, М.А.Баранов, Ы.В.Бескрестнов и др.- Гигиена и санитария, 1972, & 4, с.59.

12. Радиоактивность. МКРЗ. Сер. техн.докладов & 47, Вена:МАГАТЭ, 1965, 72 с.

Дискуссия

М. Николае: Могли бы Вы кратко описать структуру термолши-нисцентного дозиметра для персонала АЭС? M-F

1 - природный или

обогащенный? Имеется ли возможность использовать Ваш дозиметр длянейтронов?

А.Д.Соколов: Схема УПФ-02 обычная для ТЛ-дозиметров: ФЭУ,АУЛ, блок автоматики, блок компенсации фона, питание.^' - приестественной смеси изотопов. Можно использовать без изменения длярегистрации тепловых нейтронов, так как детекторы содержат литий-6и бор-Ю соответственно.

Б.Филипяк: Что Вы думаете о необходимости измерения для це-лей индивидуального контроля бета-излучающих изотопов ( Sx, ,%)на АЭС?

А.Д.Соколов: Целесообразно вопрос разделить на необходимое^штатных средств и необходимость средств для проведения исследова-ний. В начале работы секции Л I коллеги показали, что радиационноевоздействие на персонал за счет внутреннего облучения всеми нук-лидами (в том числе и *^&с и % ) не превышает 1% годовой дозы.Поэтому в штатные средства АЭС, которым посвящен доклад, нет ос-нований включать указанный контроль. Контроль данных нуклидов пглезно проводить при постановке исследований по индивидуальномудозиметрическому контролю.

- 92 -

ОЦЕНКА ЧУВСТВИТЕДШОСТИ УСТРОЙСТВА ДЕТЕКТИРОВАНИЯОБЪЕШОЙ АКТИВНОСТИ ОСТРОГО ПАРА ПРИ РАЗЛИЧНОМ

ИЗОТОПНОМ СОСТАВЕ В I КОНТУРЕ ВБЭР

В.С.Жернов, В.В.Матвеев, В.В.Пушкин, А.Е.Шермаков (СССР)

Одна из важнейших задач контроля радиационной безопасностипри эксплуатации ВВЭР атомных станций состоит в контроле герметич-ности парогенераторов (ПГ). При нарушении герметичности ПГ тепло-носитель первого контура попадает в котловую иоду ПГ и вместе спаром выносится во второй контур. Располагая в непосредственнойблизости от поверхности основных паропроводов второго контура уст-ройства детектирования объемной активности острого пара, можновыявить аварийный ПГ по увеличению показаний устройства детекти-рования над фоновым излучением. Для контроля объемной активностигамма-излучающих радионуклидов в остром паре второго контура се-рийных АЭС с аппаратами ВВЭР-440 и ВВЭР-IOOO было разработано уст-ройство типа УДПГ-ШР, представленное на рис.1.

Устройство состоит из блока детектирования ВДЭГ-О1Р со спинтилляционныи детектором /\/аУ(ТВ) размером 0 63x63 мм, водяногохолодильника и свинцовой защиты. Водяной холодильник позволяетработать устройству детектирования при температуре окружающеговоздуха до 100°С и температуре стенки паропровода до 30О°С. Обра*ботка электрических сигналов, поступающих с выхода блока детекти-рования, производится в промежуточном блоке, в котором размещеныузел высокого напряжения, усилитель в дифференциальный дискрими-натор, настроенный на регистрацию гамма-квантов в диапазоне энер-гий от 16 до 480 фД» (от О Д до 3,0 МэВ). Диапазон измерения объем-ной активности пара устройством ЗЩПГ-ОЗР составляет от 5*10 до5«10

7 Бк/м

3 (от 1,3. П Г

9 до 1,3»10"* Ки/л). Схема размещения

УДПГ-ОЗР у поверхности паропровода представлена на рис.2.Радионуклидный состав острого пара может изменяться в значи •

тельных пределах в зависимости от состояния активной дозы (A3)реактора и момента времени от начала протечки. Поэтому опрзделялисхчувствительность устройства УДПГ-ОЗР я имп •м

3/(с'Ек), усредненная

ло возможным радионуклидным составам острого пара, а также преде-»лы, в которых она изменяется. Необходимо отметить, что градуиров-ку устройства УДПГ-ОЗР по газообразным радионуклидам на макетахпаропроводов, .можно провести только для радионуклида криптон-85,

- 93 -

Рис.1. Конструкция устройства УДПГ-ОЗР:I - блок детектирования вдЭМПР; 2 - защита; 3 - крышка; 4 -холодильник; 5 - экраны; 6 - цанга; 7 - гайка; 8 - труба охлаж-

дения со штуцером

испускающего гамма-кваг:ты с энергией 0,51 МэБ с выходом 0,42$.Остальные промышленно выпускаемые радиоактивные газы испускаютбета-частицы. Поэтом:; коэффициент перехода К от чувствительностиустройства по радион/клиду крпптон-в5 к чувствительности по слок-ному радионуклидному составу острого пара и пределы его возмож-ных изменений определялись расчетным путем.

Рассмотрим единичный элемент c/S внешней поверхности отрез-ка трубы, расположенный для простоты расчетов на равном расстоя-нии от концов отрезка трубы (рис.3). Отрезок трубы имеет полувысо-ту Н, внутренний радиус R , толщину стенки сА. и заполнен сре-дой с объемной активностью моноэнергетического радионуклида 4о .Линейные коэффициенты ослабления гамма-квантов в стенке паропро-вода и в паре соответственно равны j*

с т и/*

л [ij . Тогда для

числа гамма-квантов, ежесекундно пересекающих элемент c/s1 внеш-

ней поверхности отрезка трубы, можно записать в цилиндрическихкоординатах (J

3, 9, Z ) следующее выражение (с учетом сюыетрш.

относительно координат 2 и . V ) :

- 94 -

Рис.2. Схема размещения УДПГ-ОЗР ва пароцровода:I - устройство УДДГ-ОЗР; 3 - поверхность паропровода; 3 - тепло-

вая «золяция паропровода; р

вая «золяция паропровода

где л - выход т и п штатов на одан распад, отв.«д.;

2 (Я +d)cot V

P> шии in

В выражена (I) сделаем следующую замену переменян:

с. ля

- 9 6 -

Рис.3.Геометрия расчетачисла гари-квантов,ежесекундно пересека-ющих единичный элемент

поверхности

Тогда область интегрирования Ю в новых координатах разобьетсяна две: 2> = Q + S)

z (рис.4), где

< r < R(4>) . n^^^a^^JL.

И

гмакс Рис.4. Схема области интегрирования

Длина паропровода Н много больше радиуса Л , т.е. верно неравенст-во Н>Я. В этом случае область 2) -*• 0, и, следовательно, интег-

- 96 -

рал (I) вычисляется только по области 2) т, в которой угол У" при

условии, что Н ^ Я , изменяется от 0 до &/Х.Выражение (I) залжется в следующем виде:

F Ж

Введем следующие обозначения:sin P*t ; , senГ = К.

В новых переменных выражение (2) будет иметь вид, удобныйдля расчетов на ЭВМ

(3)

где ( ТРасчет выражения (3) проводился на ЭВМ для паропроводов

600x22 и 0 у 400x16 мм, у поверхности которых размещаются УДДГ-ОЗЗдля энергий гамма-квантов от 0,2 до 3,0 МэВ. На рис.5 представле-ны графики зависимости выражения

Р = Ф/Фп (4)

от энергии В гамма-квантов, построенные по результатам расчетов.

30

II

20

s» Ю

/илI

1 I

I

1 1 1 1

- • -

1 1 1 )

160 320(1,0) (2,0)£, фДж (МэВ)

1,2

% 1,0

"5> "}"

^0,6п s

s

1

| \

чк1

•

т •——0 80 160 240 320 400 480

( I I i I I

(3,0)

Рис.5. Графики зависимости отно-шения Ф/Ф от энергии гамма-

° квантов:паропровод с R = 30 см и

« = 2,2 см; паропроводс R = 20 сы и d = 1,6 см

0 0,5 1,0 1,5 2,0 2,5 3,0Е, фДж(МэВ)

Рис.6. График энергетическойзависимости относительной эф-фективности регистрации гамма-квантов блоком детектирования

ЦДЗГ-01Р:•

л» - эксперимент;

экстраполяцвя

- 9 7 -

Полученные зависимости значений Р от энергии Е гамма-квантовпозволяют рассчитать относительную эффективность F (Б) регистра-ции гамма-квантов устройством УДПГ-ОЗР (ход с жесткостью). Опре-делим ее следующим выражением:

Ffeh-f^H—' (5)

где РЕ и Р

о 52 - значения выражения (4) для энергии гамма-квантов,

равной Е, и'для энергии 0,51 МэВ соответственно, отн.ед.;£ £ _ значения относительных эффективностей регистрации гамма-квантов блоков детектирования для энергий, равных Е и 0,51 МэВ,соответственно, отн.ед.

На рис.6 представлены экспериментальные графики зависимостиотносительной эффективности регистрации <S гамма-квантов сцинтил •ляционным блоком детектирования с кристаллом Л/aJ (Т£ ) размером0 63x63 мм от энергии Е для нианего порога дискриминации 0,1 МэВ.График зависимости величины / (Е) от энергии гамма-квантов Епредставлен на рис.7 для паропроводов &у 600x22 и 0у 400x16 мм.Полученные зависимости / (Е) позволяют рассчитать чувствительностьSg устройства УДПГ-ОЗР к любому радионуклиду 2 , содернедему-ся в остром паре, выраженную через чувствительность устройства кгазообразному радионуклиду; криптон-85

где Sis - чувствительность устройства УДПГ-ОЗР при градуиров-ке > газообразному радионуклиду криптон-85, имп.м3/(с*Ек). Чувствихсльноть £ss определяется экспериментально на макетах паропроводов; 0,42 - выход гамма-квантов с энергией 0,51 МэВ на один распад криптона-85, %; rut - выход гамма-квантов с энергией Е, большей 0,1 МэВ, на один распад радионуклида 2 , %; F(£j) - относи-тельная эффективность регистрации гамманквантов с энергией Е;устройством УДПГ-ОЗР, представленная на рис.7, отн!ед.; £ г -число линий гамма-квантов, испускаемых радионуклидом 2Г ,с энергией, большей 0,1 МэВ.

1,0

' i600*22

80 160 320 480(0,5)11,0) (2,0) (3,0)-

Е,фДж(Мэв)

Рис.7. Графики энергетическойзависимости относительной эф-фективности регистрации гамиа-квантов устройством ЭДШГ-ОЗР

Сход с жесткостью):• • " - паропровод с К = 30 см

и л = 2,2 см: паро-провод c R = 2 0 c M H < t f = r 7 6 c M

- 98 -

Введем обозначение ^/77-

=*- ' , (7)

Ьзффивдент Кг показывает, во сколько раз чувствительность уст-

ройства УДПГ-ОЗР к радионуклиду Z больше, чем к радионуклидуКЕИПТОН-85.

Рассчитанные по формуле (7) значения коэффициента Кг для

гадш-излучающих радионуклидов, определяющих объемную активностьострого пара, представлены в таблице:

Значения коэффициента K-j.

Раджнуклид

Криптсн-85Криптон-85 ^Крипт01-87Крипт01-88Аргон-41Ксенон-133 тКсенон-135Ксенон-Д35^Ксенон-137Ксенон-138Иод-131Ивд-132йод-133Иод-134Иод-135Фтор-18Аэот-13 ,Азот-16

К 2 , отн.ед.^0 y i *JU3Clb ММ * У

1,045185281240112 .1161907723339670240700329450453185

, bUUX£2 MU

1,02419529927675921897523640707236747362454458213

При измерении объемной активности острого пара устройствомУДПГ-ОЗР необходимо учитывать, что суммарная объемная активность

работы реактора как по значению, так и по радионуклидноцу соста-ву. В начале протечки обьемвая активность острого пара определя-ется инертными радиоактивными газами (ИРГ) и радионуклидом азот-Itа через 6-8 ч становится заметным вклад от летучих негазообразных(в основном йодов) радионуклидов. Поскольку устройство УДОГ-ОЗР

- 99 -

измеряет суммарную объемную активность гамма-излучающих радионук-лидов в остром паре, то необходимо знать чувствительность УДПГ-ОЗРне к отдельному радионуклиду, а усредненную по радионуклидномусоставу острого пара. Кроме того, необходимо определить, в какихпределах она монет меняться для различного состояния A3 и дляразличных моментов измерения.

Для решения этой задачи рассчитывался усредненный коэффвдиятК по формуле JL

г-t *

где А2 - объемная активность радионуклида /- в остром паре,

Ек/м3; п - число гамяа-излучающих радионуклидов в остром паре.Расчет радионуклидных составов острого пара второго контраАЭС с аппаратами ВВЭР-440 и ВВЭР-1ООО проводился с использо-

ванием данных по радионуклидному составу теплоносителя первою кон-тура Ново-Воронежской АЭС для Ш и 17 блоков, Кольской АЭС дл* Пблока, а также был использован радионуклидный состав тешюгоси-теля первого контура, характерный для A3, содержащей 0,Г# тюлов,с поверхностью открытого урана и 1% твэлов с микротрещинами типагазовой неплотности [ з] . Для кавдого из рассчитанных радиоауклия-ных составов острого пара определялся по формуле (8) коэффщиентК на момент начала протечки (учитывались только ИРГ и азот-16)ичерез длительный промежуток времени (учитывались все радионуклиды)Затем по полученным значениям коэффициентов К определялос! сред-нее значение К. Доя всех типов паропроводов оно составило 175;максимальное отклонение коэффициентов К от среднего значения К непревышало + 30$.

Таким образом, чувствительность устройства УДШЧЭЗРпри конт-роле объемной активности острого пара с неизвестным радюнуклид-ным составом равна

Градуировка устройства УДПГ-ОЗР и экспериментальное опреде-ление чувствительности £ &

к проводились на макетах паропроводов

второго контура АЭС с аппаратами ВВЭР-440 и ЕВЭР-1000. Макет па-ропровода заполнялся газообразным радионуклидом криптон-85, объем-ная активность которого измерялась образцовым радиометром газовс основной погрешностью не хуже 4%. вствительность Sts* оказа-лась равной 5

#Ю~' для ВВЭР-440 и 5,7-ЮГ' имп.м°/(с*Ве) для

ВВЭР-1000,а S1* соответственно равными 8,8-Ю"

5 и 1С"

4 имп.м

3/(с>Бк).

При разработке конструкции макета трубопровода немаловажноезначение имел оптимальный выбор его длины «^ . С одной стороны,с£ должна быть такой, чтобы погрешность, связанная с заменой

- 100 -

реального паропровода (его можно считать бесконечно длинным) от-резком трубы длиной с< , была как можно меньше; с другой стороны,чрезмерно длинный отрезок трубы, учитывая большой внутренний диа-метр Ю паропроводов, приводит к излишней громоздкости макета иудорожает градуировку.

Выражение, связывающее число Ф гамма-квантов, еаесекундно пе-ресекающих элемент ds внешней поверхности отрезка трубы (рис.3),с полудлиной отрезка трубы Н, можно получить из выражения (I),проводя интегрирование по полной области интегрирования Д^ + ^(рис.4). Проведя математические преобразования, аналогичные преоб-разованиям при вывода выражения (3), получим:

(Ю)

гле

Остальные обозначения те же, что и в выражении (3).При выводе выражения (10) ослабление гамма-квантов в паре не

учитывалось, так как по оценкам оно приводит к уменьшению плотнос-ти потока гамма-квантов, падающего на внутренние стенки паропро-вода, на 5-6$ и, следовательно, мало влияет на результаты вычис-лений.

Расчет зависимости Ф от Н проводился по формуле (10) на ЭВМдля следующих параметров отрезков труб: R = 20 см, < = 1,6 см иR = 30 ом, d - 2,2 см. Эти параметры соответствуют размерам па-ропроводов второго контура АЭС с аппаратами ВВЭР-440 и ВВЭР-1С00соответственно. Полудлина Н изменялась от 0 до 200 см с шагом 5 сы.Линейный коэффициент ослабления /U

с т в стали принимался равным

0,275 см"3". По результатам расчетов были построены зависимости

Ф(Н)/Ф С**3 ) от Н, где Ф ( ° о ) и Ф(Н) - значения интеграла Ф

для бесконечной полудлины отрезка трубы и для полудашны Н. Графи-ки представлены на рис.8. Полученные результаты позволяют выбратьдлину oL = 2Н отрезка трубы, при которой погрешность замены бес-конечно длинной трубы отрезком трубы не превышает требуемой поусловиям градуировки. Например, если Н = 6 0 и Н = 80см для от-резков труб радиусом K = 2 0 « R = 3 0 c u соответственно, то по-грешность не превышает 2%.

- 101 -

I0,5-fL

50 100 И, см

Рис.8. График зависимости отно-шения Ф(Й) § (<х=>) от полувы-

соты отрезка трубы Н:• - паропровод с R = 30 см

и с/ = 2,2 см: паро-провод с R = 20 см и cL = Г, 6 ci

ГСок отмечалось в начале доклада, устройство УДПГ-ОЗР размеща-ется в непосредственной близости от поверхности контролируемогопаропровода, но без прямого контакта с ним, чтобы исключить пере-грев блока детектировался. При этом необходимо учитывать, чточувствительность S устройства зависит от расстояния d- j отповерхности торца детектора до внешней стенки паропровода. Дляопределения этой зависимости рассчитаем число гамма-квантов, еже-секундно пересекающих элемент d S , расположенный на расстоянии<a£j от внешней поверхности отрезка трубы. По причинам, изложеннымвыше, поглощение пара при расчетах учитывать не будем.

Проведя расчет, аналогичный выводу выражения (3),получим сле-дующую формулу для числа Ф гамма-квантов, ежесекундно пересекаю-щих элемент U S : ^

у

j f l ( k r a [ l d d i Ш>

где

&,, остальные обозначения те же, что и ранее.Исследование выражения (II) проводилось на ЭВМ для следую-

щего набора параметров:R : 7; 28; 63 см ;d : 0,4; 1,6; 3,6 см ;j u

G r : 0,07; 0,28; 0,63 cii"

1;

d j изменяли от 0 до 15 см, причем от 0 до I си шаг был равен0,2 см, от I до 5 см шаг был равен I см я от 6 до 15 шаг был ра-вен 2 см.

Обработка результатов расчетов показала, что отношение Ф (Б ,

d,' ofiJ^Q^) / Ф ($.,d,d j = Of/'cj) при измененииd% не зависитот значения d

QT, т.е. от энергии гамма-квантов, а определяется

при заданном R только значением d *Л} . Следовательно, при по-

стоянных значениях параметров К, d , df это отношение будет посте -

- 1 0 2 -

яннш длят любах значений ju ст и в частном случае дляу^

с т = 0.

Подставляя^ с т = 0 в формулу (II) и проведя интегрирование по

координатам K i t , подучим следующую простую формулу:

Учитьшая формулу (12), получим отношение

Таким образом, если известно число гаша-квантовс£ c/j = OJ/I'QJ.)» ежесекундно пересекающих элемент ate" на

внешней поверхности паропровода, например, из расчета по формуле(3) или из эксперимента, то число гамма-квантов Ф (R , Ы , dj,

ju с т

) , ежесекундно пересекающих элемент d £ , отстоящий от внеш-ней поверхности на расстоянии d р можно определить по формуле

•( R, <*А if4*) ~- Ф (Я, d, d

t-Q,Ju

CT} | ^ - . (14)

Поскольку показания устройства детектирования УДИГ-ОЗР пропорцио-нальны Ф(К , Ы »di,/v

GT), то соотношения (13) и (14) справедлИ'

вы и для показаний УДПГ-ОЗР, следовательно

I где N(d, = 0) г/ A/ (d,j- показания на выходе устройства детектира5 вания при размещении детектора вплотную к поверхности паропрово-• да и на расстоянии d. j от нее соответственно.\ Соотношение (15) позволяет существенно уменьшить обьеы гра-I дуировочных работ, так как достаточно определить чувствительное?:| устройства при его размещении вплотную к отрезку трубы, аj чувствительность £ устройства при размещении его на расстоя-

; I нии ds от поверхности паропровода определяется пересчетом по

формуле: R

^

I // Я + d + df . ( J 6 )

Соотношение (13) проверялось экспериментально на макетах паропроводов со следующими параметрами: R = 30 см, d = 0 ; 1,6 и4,0 см. Расстояние d

г между поверхностью макета паропровода и

поверхностью детектора изменялось от .0 до 12,5 см. 3 качестверадиоактивной среды использовался газообразный радионуклид крип-тон-35. Отличие экспериментально полученных значений отношенияN [clj)/ л/ (c/j = 0) от теоретических, рассчитанных по формуле

: (13), не превышало + 4% ж находилось в пределах погрешности из-•'• мерений.

- 103 -

практических расчетов числа гамма-квантов, ежесекунднопересекающих элемент ctS, отстоящий на расстоянии ol от поверх-ности паропровода, удобно пользоваться приближенной формулой.

Ф(я, л. J^.j»,,): *•**•№. Уё^Г"? anгде все обозначения те ке, что и ранее. Эта формула мокет бытьполучена из соотношений (3) и (14) при условии, что самопоглоще-ние пара, как было отмечено выше, мало (т.е.^/^я #-•>) и, крометого,<^--<7^ . В диапазоне энергий гамма-квантов от 0,35 до 3,0 МэВрезультаты расчетов с использованием соотношений (3) и (14) и поприближенной формуле (17) отличаются не более, чем на + &%, а вдиапазоне энергий гамма-квантов от Q,'db до 0,35 МэВ не более,чем на + 14#.

От значения Ф (R , d , cl-r, /и

й^ / м

п) можно перейти к пока-

заниям в имп/с устройства детектирования УДПГ-ОЗР по следующейформуле:

А/= <P(R<*.

где iSp - площадь чувствительной поверхности сцинтилляционногодетектора; £ - эффективность регистрации гамма-квантов блока де-тектирования.

Чувствительная площадь S p равна площади торцевой поверхностидетектора, если свинцовая защита вплотную прилегает к боковой по-верхности сцинтилляционного детектора. Во многих случаях меиздузащитой и боковой поверхностью детектора имеется зазор, что приво-дит к попаданию гамма-квантов не некоторую часть боковой поверхнос-ти детектора, что эквивалентно увеличению чувствительной поверх-ности детектора по сравнению с поверхностью его горца. ПоэтомугчЪ , в кавдом конкретном случае должна определяться эксперименталь-но или из геометрических построений. Для УДПГ-ОЗР -5^ = 1,4-5

т,

где.^т - площадь торцевой поверхности кристалла Л^гУ^т^ ) разме-

ром 0 63x63. Эффективность регистрации £ зависит от энергиигамма-квантов и настройки порогов дискриминации и также определя-ется экспериментально. Строго говоря, формула (18) справедливапри настройке порогов дискриминации устройства на регистрациюпика полного поглощения, ъ S ъ формуле (18) имеет смысл фото-эффективности <Sx сцинтилляционного кристалла.

При настройке порогов дискриминации устройства детектирова-ния на регистрацию гамма-квантов в широком энергетическом диапазо-не, например от 0,1 до 3,0 МэВ,необходимо учесть в формуле (18)вклад рассеянного излучения, которое в зависимости от энергиипервичного излучения может увеличить показания на 10-15$. Показа-

- 104 -

ния устройства детектирования в этом случае также можно рассчитатьпо формуле (18), заменив в нейуг/

с т нау^эф = ^

к Ст

стгде S - экспериментально определяемый коэффициент, зависящий отэнергии гамма-квантов, размеров и типа детектора и от настройкипорогов дискриминации; /и - линейный коэффициент передачи гам-ма-излучения в стали \ I 1.

1,0

I•0,5

- /

-1 г t 1 1 1 1 1

.

1 1 < 1

1,0 2,0, Отн. ед..

Рис.10. График зависимостикоэффициента Q (Я

0,С) от рас

стояния мевду торцом детектораи осью паропровода. Расстояниевыражено в относительных едит

ц а ^

160 320 Ш(1,0) (2,0) (3,0)Е,фДж(Мэ8)

Рис.9. График зависимости коэф-фициента б от энергии гамма-квантов Е. Материал - сталь:

эксперимент; -экстраполяция

Зависимость коэффициента 6 от энергии гамма-квантов Е, определен-ная экспериментально для устройства УДПГ-ОЗР, приведена на рис.9.

При получении формулы (18) неявно предполагалось, что геомет-рические размеры детектора много меньше размеров паропровода, т.е.R

0<z- к , где /?„ - радиус торца сцинтилляционного кристалла.

При использовании УДЦГ-ОЗР для контроля объемной активности остро-го пара в основных паропроводах это соотношение выполняется доста-точно хорошо. При более широком использовании УДПГ-ОЗР могут встре-титься случаи, когда R

o- £ или даже R

o> d . Б этом случае в фор-

мулу (18) необходимо ввести коэффициент, учитывающий соотношениеразмеров детектора и контролируемого паропровода. Проведенные рас-четы показали, что этот коэффициент равен:

где все обозначения те ие, что и ранее. Введем обозначение£-& + <£+<*, - расстояние от оси паропровода до торца детектораГогда выражение (Z9) можно записать в следующей виде:

(20)

- 105 -

График зависимости <2 (&о ^ &) от безразмерной величиныпредставлен на рис.10. С учетом выражений (18) и (20) формула длярасчета показаний устройства детектирования примет следующий вид"

&, (21)

При выводе вышеприведенных выражений предполагалось, что среда впаропроводе содержит радионуклид, испускающий моноэнергетическоеизлучение с выходом п гамма-квантов на один распад. Вели радионуклид испускает гамма-кванты различных энергий Ь с выходом njто показания устройства детектирования определяются по формуле

• /77

M'Z/ty', (22)где /V/ - показание устройства детектирования, обусловленноегамма-квантами с энергией £V; m - число различных энергетичес-ких линий в спектре излучения радионуклида.

Б заключение выражаем благодарность Л.М.Дузановой за обсуж-дение и полезные замечания к докладу в части связи показаний уст-ройства УДПГ-ОЗР с объемной активность острого пара.


1. Кимель Л.Р., Машкович В.Л. Защита от ионизирующих излуче-ний. Справочник. Изд. 2-е. М.: Аюмиздат, 1972, 312 с.

2. Шермаков А.Е., Козлов С.К. Оцределение акявности тепло-носителя второго контура я нижних пределов ее измереши при про-течке парогенератора. - В кн.: Вопросы атомной науки и техники,Сер. Ядерное приборостроение, вне. 2-3 (43-44), М.: Атомиздат,I960, с. 45-49.

3. Козлов I;.*. Справочник по радиационной безопасност. М.:Атомиэдат, I9V7, 384 с.

- 1 0 6 -

УСТРОЙСТВО ДЕТЕКТИРОВАНИЯ ДЛЯ КОНТРОЛЯЗА РАСПРОСТРАНЕНИЕ/! РАДИОНУКЩДОВ ПО

ТЕХнсжогитазкигл КОНТУРАМ АЭС

В.Л.Антонов, А.А.Груздева, В.С&ернов,С.К.Козлов, О.Б.Лапшев, В.В.Матвеев,

В.В.Пушкин, М.К.Романичев, А.Е.Шермаков,Е.П.Варгин, Л.П.Дроздова (СССР)

Введение

В последнее время повышаются требования к безопасности экс-плуатации АЭС и защите окружающей среда. В связи с этим в совре-менных системах контроля радиационной безопасности значительнаяроль отводится вопросам прогнозирования возможного ухудшения ра-диационной обстановки при нарушении нормальной работы оборудова-ния, выполняющего роль защитных барьеров на пути распространениярадиоактивных веществ.

! Для АЭС с реакторами типа ВВЭР наиболее вероятно попаданиеI радиоактивных веществ во внешнюю среду при нарушении герметичнос-

ти парогенераторов (ПГ). Из-за большой разветвленности трубной сис-: темы I контура и значительных скоростей движения теплоносителя по! У - образным трубкам в местах их изгибов создаются значительные, напряжения, что приводит к вибрациям, образованию и росту микрс-I трещин в местах изгибов и сварки трубок. Поэтому всегда существо-•

вала практическая вероятность небольшой протечки из I контура воП. Обычно она составляет 20-50 г/ч, но может достигать 2 и даже50 кг/ч [IJ . При разрыве одной из V -образных трубок протечкаможет достигать 10 кг/ч.

Поступая в воду П контура из ПГ с утечкой, радионуклиды, со-держащиеся в теплоносителе I контура, накапливаются, достигаяравновесной концентрации через 7-9 ч. Время достижения равновес-ной концентрации определяется расходом воды, поступающей по линяхнепрерывной продувки на системы специальной водоочистки (СВО), ипериодом полураспада радионуклидов. Газообразные и летучие радио-нуклиды в соответствии с коэффициентами видимого распределениямежду паровой и жидкой фазами поступают в паропроводы П контура,скапливаются в конденсаторах турбин и затем через эжекторы выбра-

- 1 0 7 -

сываются в атмосферу [2] . Таким образом, размещая устройствадетектирования радиоактивного излучения на линии продувки ПГ ивыхлопе эжекторов, можно зафиксировать факт появления протечкииз I контура во П. Дополнительные устройства детектирования, раз-мещаемые возле основных паропроводов острого пара, позволяют вы-явить поврежденный ПГ. Размещение точек контроля протечек тепло-носителя I контура во П показано на рис.1.

Чувствительность устройств контроля к значению протечки, из-меряемой в кг/ч, зависит от уровня радиоактивности теплоносителяI контура, определяемого, в первую очередь, количеством и степен J4)разгерметизации твэлов и уровнем мощности работы реактора.

Для оценки протечки в единицах массового расхода необходимознать значение .уровня радиоактивности теплоносителя I контура вмомент нарушения герметичности ПГ. Наиболее важное значение имеетзнание таких значений, как объемная активность газообразных про-дуктов деления, определяющих уровень радиоактивности острого парая паровоздушной смеси на выхлопе эжекторов, а также объемная ак-тивность радионуклидов иода, определяющих уровень радиоактивностипродувочной воды парогенераторов.

В составе аппаратуры контроля радиационной безопасности(АКРБ) имеются устройства детектирования (УД) объемной активнос-ти радионуклидов иода-132 и криптона-88 в теплоносителе I конту-ра. Информация от этих УД, кроме того, позволяет следить за сос-тоянием активной зоны реактора, динамикой развития негерметичнос-ти оболочек твэлов и радиационной безопасностью на АЭС. Эти уст-ройства детектирования размещаются на байпасных линиях системынепрерывной очистки теплоносителя I контура. Размещение этих УДпоказано на рис.1. Для увеличения точности измерений УД объем-ной активности радионуклида иод-132 размещается после катионооб-менных фильтров, а УД объемной активности радионуклида криптон-88- после катионообменных и анионообменных фильтров.

Устройства детектирования для технологическогоконтроля активности I контура

Измерение объемной активности криптона-88 в теплоносителе Iконтура проводится с помощью УД, выполненного на основе сцинтил-ляционного блока детектирования, по интенсивности гамма-излученияс энергией Е = 2,4 ЛэВ. УД, представленное на рис.2, состоит изспинтилляционного блока детектирования гамма-кзантов с кристал-лом Л&УЦц. ) 0 63x63 мм, свинцовой защиты и коллиматора и разме-щается на байпасной линии, отбирающей пробу теплоносителя послекатионо- и анионообменных фильтров системы СВО. Такая схема вклю-ченжв дозволяет уменьшить фон от гамма-излучения радионуклидов,

- 1 0 8 -

Вшхлоп эжектора

Рис.1. Размещение точек контроля протечек ПГ:I - реактор; 2 - расшиштель; 3 - теплообменник; 4 - катионитовыйфильтр; 5 - анионитовыи Фильтр; 6 - турбина; 7 - конденсатор; 8 -основные эжекторы; т. 1-Ю - точки контроля; а - теплоносительпервого контура; о - линия продувки первого контура; в - острый

пар второго контура; г - линия продувки ПГ

Рис.2. детектированияактивности °РКТ:

I - блок детектирования: 2 - хо-лодильник; 3 - защита; 4 - бай,-

пасная линия

находящихся в теплоносителе в форме катионов и анионов. Встроен-ный в защиту холодильник обеспечивает стабильный температурный,режим работы устройства.

- 109 -

Электрические импульсы от блока детектирования усиливаются iпоступают на два дифференциальных дискриминатора. Один из них на-строен на регистрацию импульсов гамма-излучения с энергией 2,4 МэВ,а другой регистрирует импульсы, соответствующие га&ма-излучениюс более ВЫСОКОЕ энергией. Это дозволяет частично компенсироватьфон от внешнего гамма-излучения и высокоэнергетического гамма-излучения радионуклидов, находящихся в теплоносителе. Чувствитель-ность 7Д составляет 8» К Г *

0 имп°м

3Дс«Бс). Диапазон регистрации

от 5-10° до 5-ГО11 Ек/м

3.

Измерение объемной активности радионуклида иод-132 ведетсяпо каскадному гамма-излучению с помощью устройства, представлен-ного на рис.3. Два свднтидляционных блока детектирования размеще -ны по разные стороны от байпасного трубопровода, отводящего про-бу теплоносителя после прохождения катионообменного фильтра сис-темы СВО. Такая схема отбора пробы позволяет снизить фон, созда-ваемый радионуклидами, находящимися в теплоносителе в форме ка-тионов. Электрические импульсы от каждого из блоков детектирова-ния поступают на два дифференциальных дискриминатора. Одна парадискриминаторов, из разных измерительных каналов, настроена на

! энергии каскадного излучения радионуклида иод-132. Посде дискри-минаторов импульсы поступают на схему совпадений. Вторая пара дис-

;' кршинаторов со схемой совпадений регистрирует импульсы, соответет-/ вувдие гаша-излучению с более высокой энергией, чем у радионук-] лила иод-132. Это позволяет частично уменьшить фон от каскадного- излучения ряда изотопов, находящихся в теплоносителе. Для умень-

шения интегральной загрузки блоков детектирования и фона случай-ных совпадений устройства шеют защиту из свинца. Встроенные взащиту холодильники обеспечивает стабильный температурныйрежимработы устройства. Диапазон регистрации от 4«К>

8 до 4 « К

1 Г& 5 / м

3.

Диапазон регистрации разбит на два поддиапазона. Чувствительностьв первом поддиапазоне 8'ИГ

6, во втором 2,2*10"* имп»м

3/(с»Бк).

Устройства детектищрднит для контролягерметичности парогенераторов

Контроль суммарной объемной гамма-активности вода в общемколлекторе продувки ПГ ведется УД, состоящим из двух сцинтилля-ционных блоков детектирования с кристаллами МлJ(Те) размером0 63x63 мм, один из которых, размещенный в сферической пробоот-борной ковете, служит основным. Второй, размещенный рядам, засвинцовой прокладкой, служит для компенсации внешнего гамма-фо-на. Еаокн детектирования и измерительная кювета окружены свинцо-вой защитой толщиной 60 мм. Конструкция УД доказана на рис.4.

- НО -

Чувствительность УД составляет 0,8 имп/с на 4000 Бк/ы3 в энергети-

ческом диапазоне О Д - 3,0 ;ЛэВ. Диапазон регистрации от 3,7*10^до 3,7'Ю

7 Ек/м

3.

1 2

Еис.З» Устройство детектирования Рис.4. Устройство детектированияиода-132: суммарной гаша-активкости жид-

кости:1 - защита блока детектирования: Д

у^-и.2 - патрубки подвода охлаждающей I - основной блок детектирования;

^~ 2

_ измерительная кювета; 3 - ком-пенсационный блок детектирования;

4 - защита

воды; о - байпасная линия

Рис.5. Устройство детектированияактивности острото пара:I - защита; 2 - холодильник; 3 -блок детектирования; 4 - паро-

провод второго контура

Для контроля активности острого пара в основных паропроводахП контура используется сцинтиллявдонный блок детектирования с крис-галломЛ/о/Сте ) размером 0 63x63 ш , регистрирующий гамма-кванты сэнергией 0,1-3,0 ;ЛэБ. Двд защиты от внешнего гамма-фона блок де-тектирования с боков окружен свинцовой защитой толщиной 60 мм, ка:показано на рис.5. Чувствительность УД составляет 8,8-10~^ и10 имп«м

3/(сБк) для паропроводов Л контура с реакторами ЕВЗР-440

и ВВЭР-ЮОО соответственно. Диапазон регистрации от 5 « Ю4 до

5-I07 БкДг.

Контроль активности парогазовсЗ смеси на выхлопе основныхэиекторов ведется по высокоэнергетическому бета-излучению радио-активных газов. Тля их регистрации внутри трубы с парогазовой

- III -

смесью размещено УД, содернащее два высокотемпературных газораз-рядных счетчика CK5-I8. Основной счетчик для защиты от воздейст-вия влаги окружен гонким чехлом из полиаглида, компенсационныйразмещен в стальном чехле толщиной 4 мм. Конструкция УД и схемаего размещения в паропроводе показаны на рис.6. Чувствительность"Z, составляет 1,6*10" имп*м

3/(с*Ек) при градуировке по радионук-

лиду криптон-85. Диапазон регистрации от 3,7*10 до 3,7*10 Ек/м3.

2\

Рис.6. Устройство детектирования активности парогазовойI - защитный с[.утляр:, 2 - врезка в контур; 3 - высокотем

ный счетчик .•

смеси:высоко темсератур-

Расчьт обг.ег.той активности среда в точках контроля 3-9, ряс,1и оценка эттшглалт.ной протеч!™ тешхоиосФтел-ч I контура в ЛГ, кото-рую г.1о?зю огц-йгкстрпхювать описнзаслм...;! У..[,

Определение объе?.1кой активности П контураи нижних npcj^ioB ее из!ле;улил при j^cтечке

парогенератора

При нарушении герметичности ыарох'сис^гге^и (ПГ) теплI контура, содержащий р^даоаа!тив}ц;е :1^од;/:;1'и деления, коррозяч лактивации, поступает в ПГ и вместе с продувочной водой ж паролзразносится по коммуникациям П контура. Схема возмоаиого распрост-ранения радаонуклцдов по П контуру показана на рис.7.

- 112 -

Рис.7. Схема распространения радионуклидов, содержащихся в теп-лоносителе первого контура, по коммуникациям второго контура:Т - турбина; К - конденсатор турбины; Р - число ЙГ; 0 - протечкатеплоносителя в котловую воду ИГ; а - острый пар второго контура:

б - линия продувки ПГ; в - выхлопы эаекторов

Объемная активность радионуклидов в точках контроля 1-9 за-висит от следующих параметров:

Aj - объемной активности отдельного радионуклида в теплоно-сителе I контура, Ек/м

3; О.

т - протечки теплоносителя I контура в

ПГ, т А ; Р - числа парогенераторов; Vnr - объема котловой воды

в ПГ; м3; Q

n(,- расхода котловой воды на продувку ПГ, т/ч; G

nr -

расхода острого пара в основном паропроводе ПГ, т/ч; G3cp г-расхрда

пара на выходе эжектора, т/ч; j * - плотности пара, т/м3;./

3» ufl

-плотности воды в I контуре и ПГ соответственно, т/и3; К

Б - коэф-

фициента выноса радионуклидов с паром, отн. ед.;t - времени с на-?ала протечки.

Показания УД при постоянных значениях активности теплоносите-ля I контура и параметров П контура пропорциональны протечке КГ.

Оценку чувствительности УД к протечке ПГ моаю цроБеота поданным расчета активности радионуклидов в точках контроля ре«к::о-роз ЛВЭР-440 и ВВЗР-ЮОО с характерными для них параметрами II кон-тура, коэффициентами выноса, а такае радионуклидным составом теп-лоносителя I контура [2-4/ • Расчет объемной активности отдельныхрадионуклидов в точках контроля проведем для хорошего состоянияактивной зоны реактора, т.е. для значений объемных активностейрадионуклидов в теплоносителе I контура, характерных для первыхмесяцев эксплуатации реактора, когда активности отдельных инерт-ных радиоактивных газов (ИРГ) и радиоактивных изотопов иода близ-ки к 4 « Ю

5 Бк/л.

- 113 -

При разгерметизации ПГ в котловой воде происходит накопле-ние отдельных негазообразных радионуклидов, так как ИРГ практикеJ-ки сразу выходят из котловой воды в пар. Накопление активности от-дельных негазообразных радионуклидов в котловой воде негерметично-го и герметичных парогенераторов можно вычислить из следующей сис-темы управлений, где первое уравнение выражает накопление в ненер

г

метичном ПГ, а второе в любом из герметичных:

^

где ССигШ CLr(t) - активность радионуклида, накопленная в кот-ловой воде негерметичного (нг) и герметичных (г) парогенераторовсоответственно; %

д - активность, поступая из I контура в негер-

метичный ПГ, Ек/ч, определяемая выражением: Ат Q

r .

?°~~ J? 'Р пг ~ коэффициент водообмена ПГ через конденсатор турбины, оп-ределяемый выражением: _ Gnr

fe JJJJ - коэффициент водообмена через продувку ПГ, определяемыйвыравением: ji - ti^ •

Л - постоянная распада радионуклида.Для сокращения дальнейших записей введем следующие обозна-

чения: ^ = A*

Объемные актиьйости отдельных негазообразных радионуклидов в коз-ловой воде негерметичного А" ( t ) и герметичных парогенерато-ров Анг (£) за время t можно определить из следующих выракений

/СЮ-

где Ag£ и A£J, - равновесные объемные активности отдельных нега-зообразных радионуклидов в вотловоб воде негерметичного и гер-метичных ПГ соответственно, которые в развернутом виде представ-ляют следующие выражения:

л иг

- П4 -

(t) и Кр (t) - временные члены, характеризующие накоплениеотдельных радионуклидов в котловой воде негерметичного и герметич-ных Ш соответственно, которые достигают своего равновесного значе-ния, равного I, при стремлении времени £- к бесконечности и вразвернутом виде представляют следующие выражения:

К

Отношение активностей отдельного негазообразного радионукли-да 6 ЗеТвХМвТВЧНОМ И герметичном ЯГ называютотношением, которое в лэяпом случае Ш86Т следующий вид;

ПО Известной объемной активности негазообразного радиояу&янда вкотловой воде можно определить его объемную активность в воде об-щвто коллектора лродувяв парогенератора

к своему равновесному значениюкоторая приблизительно через 8 ч с момента начала протечки близка

I Объемные активности отдельных негазообразных радионуклидовj в остром паре П контура негерметичного и герметичных ПГ можно за-! писать равенствами

/ЛПЛР

Равновесные объемные активности отдельных негазообразных радиояуг -лидов соответственно будут равны

-115 -

вследствие того, что ИРГ практически сразу и полностью выходятиз КОТЛОБОК воды негерметичного парогенератора в пар, их объемнаяактивность при постоянной протечке теплоносителя быстро достигаетсвоего равновесного значения, которое мокно определить из следую-щего выражения:

Ag =:fe-&- (10)пар &

пг

Ъ конденсаторе турбины происходит отделение ИРГ, поступающих че-рез эжекторы в выбросную труб^ в атмосферу, от нелетучих и мало-летучих радионуклидов, которые переходят в конденсат и возвраща-ются в парогенераторы. Объемная активность отдельных радионукли-дов в среде на выхлопе эжектора может быть определена по формуле

где Г эж - плотность среда на выхлопе эжектора. Двойка в знамена--

теле учитывает перераспределение пара от негерметичного парогене-ратора мевду двумя турбинами.

Выводы

Расчеты, проведенные по формулам (2) - (II) в предположениипостоянного значения утечки теплоносителя и номинальных расходовсред, позволяют сделать следующие выводы:

1. Объемная активность продувочной воды ПГ обусловлена ра-дионуклидами иода, которые на 70-80$ определяют показания УД вточке контроля 3. Наименьшая регистрируемая этим УД протечка теп-лоносителя I контура при хорошем состоянии активной зоны реакто-ра составляет 0,5-1 кг/ч. Значение наименьшей регистрируемойпротечки определяли, исходя из минимальной интенсивности (скорос-ти) счета УД, которую для ожидаемого уровня внешнего фона гамма-излучения в месте установки УД и для принятой в расчете активнос-ти теплоносителя I контура можно достоверно идентифицировать какобусловленную активностью среды, а не статистическими флуктуация-ми внешнего фона гамма-излучения. Для УД в точках 3, 4-7 и 8, 9минимальные скорости счета соответственно составляет

1 5, 2,5 и

0,5 имп/с.2. Показания УД, измеряющего объемную активность острого па-

ра негврметмчного ПГ, для НВЭР-IOOO определяется на 40-50$ ИРГ,на 30-40$ изотопами азота и на 10-15$ изотопами иода; а дляБЗОР-440 на 50-60$ ИРГ, на 10-20$ изотопами азота и на 10-15$изотопами иода. Причем, активность острого пара быстро возраста-ет в течение первых минут с момента начала протечки за счет ИРГи радионуклида азот-16, а затем в течение 8 ч еще несколько воз-растает за счет поступления в пар изотопов иода и других малоле-тучих радионуклидов. Наименьшая регистрируемая УД активности оет

;

- 116 -

> I]

рою пара протечка теплоносителя I контура в ПГ составляет 100-200 кг/ч.

Показания УД, измеряющих объемную активность острого пара' герметичных ПГ, будут в 30-40 раз меньше, чем показание анадогич-'•• ного УД, контролирущего объемную активность острого пара негер-; метично ПГ, Активность острого пара герметичных парогенераторов,обусловленная негазообразными радионуклидами, которые попадают вкотловую воду через систему подпитки, медленно возрастает до рав-

. новесного значения приблизительно в течение 8 ч с начала протеч-ки в негерметичном ПГ.

3. Показания УД, установленных на ннтдоттт эжекторов, опре-деляются активностью Ш Т . Наименьшая регистрируемая протечка теп-лоносителя I контура в ПГ составляет 5-15 кг/ч.

4. Оценки минимально детектируемых протечек, которые можнозафиксировать УД, проводились для хорошего состояния активной зоны.По мере увеличения объемной активности теплоносителя I контура в

; процессе работы реактора чувствительность УД к протечкам растетI и может быть в 10-100 раз лучшей, чем указанная выше.

5. Как было отмечено выше, объемная активность среды в точ-: ке контроля 3 (рис.1) определяется в основном изотопами иода, ав точках 4-9 инертными радиоактивными газами. В то же время онапропорциональна произведению объемной активности этих групп изо-топов в теплоносителе I контура на значение протечки CLj. Поэто-

; му для оценки протечки Q-t показания УД в точках контроля 3-9

необходимо нормировать соответственно на показания УД в точкахконтроля I и 2 (рис.1), которые измеряют объемную активность иода-132 и криптона-88 в теплоносителе I контура. Более точную оценкупротечки Cij можно получить, если УД, измеряющие объемную актив-ность острого пара в точках 4-7, настроить на регистрацию кряптотна-88 по энергии гамма-квантов 2,4 МэВ.

6. 1&формация, поступающая от УД в точках контроля 3 и 8,9(рис.1), позволяет выявить разгерметизацию ПГ на ранних стадиях,когда протечка мала; в то же время, она не дает сведений о том,в каком именно ПГ произошла протечка. Аварийный ПГ определяетсяпо показаниям УД в точках контроля 4-7, но, как было отмечено вы-ше, эти УД обладают гораздо меньшей чувствительностью, чем УД вточках контроля 3,8 и 9. Вследствие этого возмокш два случая ло-кализации текущего ПГ.

УД в точках контроля 3,8 и 9 (рис.1) зафиксировали протеч-ку ПГ, но она настолько мала, что лежит за порогом чувствитель-ности УД в точках 4-7. В этом случае, так как протечка мала и неприводит к аварийным последствиям на АЭС, обслуживающий персоналимеет достаточно времени, чтобы отобрать пробу котловой вода яз

- 1 1 7 -

каждого ПГ и в лабораторных условиях определить, Б какой из нихувеличилась объеглная активность, оценить степень аварийности ПГи принять необходимые меры.

Большая протечка, которая может создать аварийную ситуациюили вызвать опасную радиационную обстановку на А Х , определяетсяпо показаниям УД, измеряющих объемную активность острого пара вточках 4-7. В этом случае аварийный ПГ может быть локализован попоказаниям этих УД через 100-200 с с начала протечки.

Дальнейшие пути совершенствования аппаратуры контроля проте-чек в ПГ возмокны за счет:

повышения стабильности работы и чувствительности УД, измеряю-щих объемную активность острого пара в точках 4-7 (рис.1), чтоделает возмо

гжым обнаружение протечек ПГ на более ранних стадиях

Настройка порогов дискриминации этих УД на регистрации реперныхрадионуклидов, таких, как криптон-88 и азот-16, делает возможнымпроводить опенку протечки непосредственно в кг/ч;

размещения УД, измеряющих объемную активность продувочнойводы ПГ, непосредственно на линии продувки каждого ПГ, так какэти УД обладают достаточно высокой чувствительностью и позволяет'выявить аварийный ПГ при протечке на уровне 0,5-1 кг/ч.

Возможный метод контроля протечек ПГ по измерению объемнойактивности конденсата острого пара, отбираемого жз основных паро-проводов,по нашему мнению, менее перспективен по сравнению с из-мерением объемной активности воды в линиях продувки ПГ. Эхо обус-ловлено тем, что коэффициент выноса негазообразных радионуклидовс паром К

в I и, следовательно, объемная активность конденсата

острого пара во много раз меньше объемной активности веды в линияпродувки ПГ.

В заключение авторы выражают благодарность Л.М.Дузановой заполезное обсуждение результатов настоящей работы, советы и ценные'замечания.


I. Воронин Л.М., Волков А.П., Козлов З.Ф. Некоторые вопросы,радиационной безопасности АЭС с ВВЭР-440. - Атомная энергия, I97S,т. 41, вып.4,'с.235-238.

2.Гладки Э„, Кубик И., Цыпин С.Г. Комплексная модель расч«-1та распространения радиоактивных продуктов в воздухе эксплуатаци •ОНВЫХ помещений АЭС. - Itderna «nergi*, 1976, «22, с. 412-421.

3. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М.: высшаяшкола, 1969, 359 с.

4.Антонов B.I., Киселев Б.Л., Пушкин в.Б.Аппаратура контролягерметичности оборудования на атомных электростанциях с реакторомводо-водяного типа. Научно-техническая конференеция стран -членовСЭВ "Контроль и управление реакторами в атомными электростанция-ми". Варшава, 1974, с. 247.

- Ив - •

СТАТИСТИЧЕСКАЯ ОБРАБОТКА К&УЛЬТАТОВ ВНЕШЕНЩЩИВИДУМНЮй ДОЗИМЕТРИИ С ПОМОЩЬЮ ФОТО1ШЕ-

НОЧШХ ДОЗИМЕТРОВ И Д03ШЕТР0В КИД

Ф.Кргагор, Д.Штук (ГДР)

На АЭС игл. Бруно Лойпшера в ГДР в дополнение к государственному наблюдению за внешним облучением персонала с пог.гацьга фотопле-ночных дозиметров осуществляется контроль экспозиции в полях иони-зирующего облучения дозиметрами конденсаторного типа (КИК-2), и.ме-щи?ли форму автвручки.

Зкспозиционное вреыя фотодозиметров составляет в среднемI кзс, камеры КИД меняются минимум екедневно.

Показания КИД служат для оперативного контроля лучевой на-грузки при определенных работах и регистрируются с указанием ви-дов работы и помещений.

Показания КИД суммируются за время экспозиции $отодозиметрови включаются в результаты месячного контроля лучевой нагрузки сучетом показаний фотодозиметров. При контроле лучевой нагрузкиопределяется разность менду данными контроля и предельно допусти-мым значением за текущие 3 или за 12 мес. Меньшее значение этойазности используется как резерв лучевой нагрузки. Сведения об этихрезерзах предоставляются руководству для контроля при проведениидальнейпшх работ. Возникает вопрос, дают ли дозиьэтры КИД доста-точно надежную информацию для общего контроля и, в особенности,для определения резерва лучевшс нагрузок?

Для ответа на этот вопрос в течение двух разных месяцевэксплуатации АЭС с высокой долей ревизионных работ примерно 100лиц из персонала постоянно оснащались дозиметрами ХИД.

Согласно заданию как ремонтники, так и руководящий составбыли заинтересованы в точном проведении наблюдений. Контролеритщательно следили за оснащенностью индивидуальными дозиметрами ии;с ношением.

За время опыта было получено около 200 пар данных о месячныхлучевых нагрузках, зарегистрированных фотодозиметрами и дозимет-рами -КЙД. Совокупность данных за какдый месяц подвергалась стати>тпчеекому анализу, проверке и оценке по 20 различным точкам шкалувероятности (по Гауссу).

- 119 -

На рис.1 приведены зависимости вероятности показаний дози-метров КВД и фотодозиметров от лучевой нагрузки. При этом на осиабсцисс использован логарифмический масштаб, а на оси ординат -вероятностный (отложен интеграл Гаусс). Видно, что обе зависи-мости логарифмически нормальны.

98

95

90

%85

S во

b°§ BO

| 50

| *

l"I"

10

5

215

-

-

-

-

-

/ /

/y

0 10I i 1 i

AX

/

/

A

/ 0

ь

• о

0 500 1000 мбэрI , I . , , , I i I

10 мЗВ

Рис.1. Зависимость вероятности показания дозиметров КВД и фото-дозиметров от лучевой нагрузки:

• - фотодозиметр; + -Кад

Анализ критериев^ и t интеграла Гаусса позволил установит,!,,что показания фотодозиметров и дозиметров КВД относятся к разным 'совокупностям данных, причем кавдая из них и общая совокупностьвсех данных равномерно распределенные. Установлено также законо-мерное отклонение показаний дозиметров КВД в большую сторону посравнению о показаниями фотодозиметров,,

Путем сравнения дисперсии взаимно связанных данных по Федгю-сону было показано, что показания фотодозиметроз и дозиметров КИДне имевт одинакового рассеяния в разное время контроля.

При дальнейшей обработке данных были определены соотношениямеаду показаниями фогодоэиметров и дозиметров КВД, которые графи-

Е

- 120 -

чески представлены в виде прямых с указанием средней погрешностиотдельно по месяцам (рис.«О и в целом за все время контроля (рис.3)

20, 1 1 1 20

15

10

Средняяпогрешностьсреднегозначения f, к1 1

-

-

'••л

ж.

//,Л/Март

Май.

l i I I

/ /

7

151 F 5 10 15 1 5 10Фотодозиметр, мЗв Фотодоэиметр, м38

Рис.2. Связь показаний дозиметров Еис.З. Связь показаний дозимет-КВД и фотодозиметров за май и март ров КИД и фотодозиметров за вес!

месяцы период контроля

Согласно рис.3 соотношение между показаниями фотодозиметрови дозиметров КВД описываются уравнением регрессии

К = (1.265Г+ 32,5) I 0 " 5 Гр,где К - показание дозиметра КВД;Р - показание фотодозиметра.

Статистическая оценка погрешностей измерений показала, чтопроведенные на рис.2 прямые за отдельные месяцы имеют случайныйхарактер расхождения и в пределах погрешности они могут прини-маться за параллельные. Поэтому можно считать, что соотношениямежду показаниями фотодозиметров и дозиметров КЦЦ за каадый конт-рольный месяц практически одинаковы.

Таким образом, проведенные контрольные н^лерения и статисти-ческая обработка полученных данных показали, что показания дози-метров ШД превышают доказания пленочных фотодозшиетров. Это о з -начает, что при постоянном ношении дозиметров КИД и определениипо их показаниях лучевых нагрузок увеличивается надежность радиа-ционной безопасности.

Ситуации, apii которКл месячная лучевая нагрузка по показаниямдозиметров i u t ;леш>шп, чем по показаниям фотодоашлетроЕ, наблвда-ютсл ща ыай*>: L.iiu.4-ci.ii-jA дучевих Kai'jjj'JOK . Однако i'UKiie ситуацииlit: iiwiSbJT UO^JJUOI'O Uiit*:i6IHin ДРИ КОНХрОЛС; •

Проверка соотношений мевду показаниями фотодозиметроз и до-зиметров КВД для определения месячных доз позволила выявить осо-

- 121 -

бенности применения дозиметров КВД, которые следует учитывать впрактике контроля. Такие проверки путем статистической обработкиданных следует проводить и в дальнейшем. При этом следует исходитьиз того, что показания дозиметров различного типа образуют не од-ну общую, а различные совокупности данных. Это позволит избежатьсистематической погрешности при контроле лучевых нагрузок, кото-рая мокет занижать результаты контроля и делать систему радиаци-онной безопасности менее надежной. Кроме того, проверку указанныхсоотношений и, в частности, параметров линейной зависимости следу-ет проводить в разные периоды времени. Тогда станет ясно, являют-ся ли отклонения между значениями параметров соотношения случай-ными или нет:

Проведенные исследования показали, что применение методовматематической статистики в практике контроля радиационной защи-ты полезно и вполне осуществимо при использовании электронно-вы-числительных машин.

Статистическая проверка результатов контроля лучевых нагру-зок дает специалисту по радиационной безопасности сведения о слу-чайных или систематических погрешностях и позволяет судить о на-дежности системы защиты от излучений.

- 122 -

МЕЖДУНАРОДНЫЕ И FAfiftOHAJFWfffi СЛИЧЕНИЯ МЕТСЩОЬ

доашЕтнш в ЛНИПАНИП ПОЛЯХНЕЙТРОННОГО И ГАША-ЙЗЛУЧКНИЯ

З.Проуза, Ф.Спурнн, Я.Троусы, Д.Ннкодемова (ЧССР)

В ЧССР проблема сличения методов дозхметрхх смешанных пол»!нейтронов • гамма-излучения решается с IS75 г. До сих пор прове-дено дольше десяп национальных > международных сличений, в хото-рых пржнялж учаотже несколько ххстхтутов.

В основной состав участников входило 7 институтов ЧССР. Про-веденные измерения обобщены на рис.1. Некоторые сличения являлисьжационадьнии (Н), другие двусторонним или многосторонними меж-дународными сличениями (МД), которые лроводжлись в ранках сотруд-ничества стран -членов СЭВ по программе IX '.'Обеспечение радиацион-хей безехасхестх".

Так к » • большей части сделаххнх ханерехий уже докладывалооьна симпозиуме СЭВ "Новые методы индивидуальной дозиметрии" в1977 г., к результатам этих сличений возвращаться не будем £l-5J.

В последних международных сличенное, подготовленных х ©сумеетвлехкнх в рамках упомянутого сотрудничества стран -членов СЭВ Инс-титутом доахметрни хзлучеххя ЧАД Прага (I етан проведох в 1979 г.х П втап в 1981 г.), нрхжжло учаотхе Ю ххотхтутев is 7 стран.

На рис.2 приведены практически все детекторы х а хх тин,которые пркменавтея в Чехословаххи, х дня которых хввестхн есвов-нне характеристики: точность, чувствхтвльность, метод обработкипосле облученхя. Аналогичные детекторы гимн и и щ а и щ и аейтрогнов, дрхмехлдись участнхками.сжиеххй.

Иавество, что для детекторов гамма-излучения за счет под-ходящей фильтрации можно обеспечить независимость «"""«"«•t отенергхх имучення. Тогда при цравхльной калибровке можно интерпре-тировать ооказание детектора, облученного в свободном пространст-ве, как тканевую керму гамман18лучения, а при облучехии детекто-ра, помещенного на теле человека, как доэу гамма-излучения в «томместе. Большинство детекторов гамма-излучения ЧССР, хенольэован,-ных в сличениях, удовлетворяло этхм требовании. В случае гамма-налучвнхя завхсха^сть покаваххй доахметра от орхентхровхх тела виоде хвлучеххя я от римещехди дозиметра на теле не хммт боньяогго iiMffff t fi X

WK — — —

ы яхмютвргети веского рентгевовского,

- 123 -

/

2

3

4-

5

6

7

8

9

10

11

место

TK-VW-S,Ржеж

14~МеУ-ША-2,Прага

*s4f,ПрагаIBR-3D,ДубнаФильтр-WR-5,будапеш/п

СВеркРильтр-Зв-О,ПльзенФальтр-и-120,Дрезден

Фильтр-2" Сf,Прага

Фильтр-Ат+Ве,Прага

<Рильтр-ПМзд-НА-2,Прага

Время

1975

1975

1976-77

1975-79

1977

1979

1979

1980

1979-81

1979-81

1979-81

Тип

Н

И

Н

М

МД

мд

И

мд

м

м

м

йгс.1. Обзор слпевжЕ, проведенных в ЧССР ж л с учаспеи ЧССР

гшша-язаученна, а хакже в случае вкстремшиво ysnx пучков п -дучешя.

Более саоквой является ситуация в случае нейтронов. Us нейт-ронных детекторов, приведенных на рис.2, практически все, ва иск-лтениен может быть SiD в области быстрнх нейтронов, имеют боль-шой "ход с жесткостью". Поэтому интерпретация любой дозиметри-ческой величины без информации об енергетическо* спектре нейтро-нов всегда недостоверна. Попону в дозиметрии нейтронов обичноисноивуется комбинация показаний «илрмпшх детекторов с цел»р р цустановить или приблизительно определи» спектральное распределе-ние, или такая комбинация показаний, чтобы она представляла, на-сколько это возможно, энергетически независимый ответ о соответст-вувцей дозиметрической величине (дозе, дозовом эквиваленте в дан-ном месте и пр.) £б] .

В проведенных сличениях преследовались в принципе две цели:1. Используя разные типы нейтронных источников, провести

сравнение показаний отдельных систем детекторов и определить соот-ветствующую дозиметрическую величину на основе известного энерге-тического и углового распределения поля излучения.

2. Определить ооответствумогв дозиметрическую величину и ус-тановить диапазон погрекостей жри ее определении в «*•»—«иу пог

- 124 -

лях нейтронов i гшиангаотешк с невзвесяпм энвргетэтесюш ж•звеотнш jrjoBiH распредавнми.

Детекторы

Авиационные

Трековые

Твердотельныедозиметры

ТЛД

Пленочныедетекторы

Фотопроводящие

Алодедо

Тип

Au,Au+Cd,S(B),Ha(B)

Au,Au*Cd, In, S, Mn,Cu,Fe,Al,Zn

ThW)* СтеклоMakrofol SKodak LR 115

Th(U)+Hgtal(Mellnex)

Тп(и,Нр)+Стекла

SiD

7LiF, "LiF, C1ZSO4,A12O3

P- Отекло

Off WO 81)-3

Sk-7OSLIF+Cd, 4LF

3*2. Доввммржмсхм оредеем, хрвммкввмоя в сжшчпяях.Жммпсхво вроведшшвх oannat олюсхавсь х харвому твду

ахошрвмнтов. Иг saxamt было odtapjanMT«t дброикв cactmm димиорвв в лX

МКВВШН В OOOlMTCSXJBBjM JJB1

хояорвв dun овуадмми с лвцгохшой яодримспш•роведвнп мияеримшв м длцмм рмхтора в Рввп, ш КР-ЭОв Jtjum ж aa дв*рвом рмвмр* в Дщшмя. GIM7«* опт-пая, па

яспояыюмид вв»крвщр*мшвою 2SZCf - вемчвявт i Л/а -2 г»-е мцаяв! wfap—м 14 ШВ в* дввэ ooodkx твщвоом! о

ism ммрпхгиозюго рмцредммак.Ядш жровад—я wniwj—иивв в» ядаввш рмвнад» в Сверке,

в Дв1щч в вт ХШРМОМЙ оборв* ШР-О) в Ним—,

-125 -

использовал его для интерпретации показаний других детекторов[7-9] .

Метода калибровки отдельных детекторов в целях прямого опре-деления дозиметрического значения были основаны прежде всэго намодификации так навиваемого метода максвелла,в котором используют-ся различные преобразования показаний выбранных детекторов дляопределения дозиметрического значения. Д ю этого применяли по дванабора активационных детекторов [ю]-А и, Аи + СЫ ,Гл , £ и Аи ,Аи + Сс/, а (в крови), 3 (волосяной покров, ногти), и комбинациюпоказаний двух делящихся излучателей (уран, торий) в сочетании сполимерным трековым детектором [ IIJ . В настоящее время развивает-ся спектрометрический метод, основанный на использовании наборатрековых детекторов [ 12 J .

Подученные при сличениях результаты в тех случаях, когда бы-ло известно энергетическое распределение нейтронов, показали, чтобольшинство применяемых детекторов дает оценки дозиметрическихзначений, отличающиеся от среднего значения, подученного целымнабором детекторов, не больше чем на + (20 - 25)%

о С дозиметричес-

кой и радиационно-гигиенической точки зрения можно считать даннуюточность достаточной в предположении, что определенное среднеезначение достаточно правильное. После получения этих результатовдля систем детекторов и источников, применяемых в Чехословакии,первый этап сличения был выполнено

Несколько сложнее была ситуация в области спектрометрическихметодов, которые ДОЛЖЕН были предоставить данные для выполненияпервого этапа сличения. Если все участники сличения пользуютсяодинаковой спектральной информацией, то проблем не возникает. Нонельзя полагать, что все участвующие в сличении институты могутподучать одинаковые результаты спектрометрических измерений. Днядозиметрических целей в ЧССР применяются два метода: иногошаровойи активационный.

Самой осложненной представляется ситуация в случае, когда на-до интерпретировать показания дозиметров без спектральной инфор-мации. Такая ситуация имела место при проведении сличений в облас-ти аварийных доз. Полученные при этом результаты показали, чтометодом Максвелла [ю] можно определять дозиметрические значения(с погрешностью меньше + .40J0, если средняя энергия нейтронногоспектра не меньше 0,5 МзВ.

В области рутинной дозиметрии этот метод неприменим. Здесьможно рассчитывать на использование трековых детекторов и дозимет-ров альбедо. С учетом того, что в ЧССР до сих лор нептуний прак-тически недоступен, в качестве излучателей используются уран-238с разной степенью обогащения) и торий. При использовании таких

/- 126 -

трековых дозмметров следует иметь в виду, что изменение энергети-ческого распределения оказывает заметное влияние на правильную ин-терпретацию показании. На рис.3 показана зависимость показаний де-текторов от экранирующей среда между детектором и источником.

Рис.3. Зависимость показаний трековых детекторов в твердой фазес облучателем из урана (с 6%

2 8V ) CL. и тория Ого от средней

энергии нейтронного спектра Е и соотношения"/*» Ш - пересчет-ный коэффициент для максимальной эквивалентной дозы-ток, <=

г/! -

эффективное сечение деления тория; обе величины получены для дан-ного спектра нейтронов)

200

150

100

50

О

-.50

-100

-

-

-

-

Г- |_

-12345 1234-5

Am-Be ПМэВ

Рис.4. Результаты первого этапа сличений при,аддучеБии дозиметровнейтронов нейтронным генератором (14 Щ В ) , •**А/» + Be - источникаж 232

Гг- источником. Н« - ревернне значения еквивалентно! дози.

Всмираш 4 i 5 обозначены результаты участников от ЧССР. Столбикиноказивавт разброс результатов, полученных с помощ>ю детекторов

данного типа

- 127 -

5 случае дозиметров альбедо, если не применяется система не-скольких детекторов, предложенная неиещзши авторам!

rI4j , зави-

симость от энергетического распределения будет еще большей. Этобвдо подтверждено при проведении последних международных сличе-ний, в которых от ЧССР привали участие с трековыми детекторамиИИПИР (Драга) я с дозиметрами альбедо Ш Ш (Братислава). С помощьюнеэкранированных калифорння-252, амернпня-241 + бериллия и нейтрон-ного генератора на 14 МэВ на I этапе проведено облучение дозимет-ров в геометрии фантома до трех неизвестных значений эквивалент-ной дозы, прячем было известно, какие дозиметры были подвергнутыоблучению определенным источником» Результаты этого сличения при-ведены на рис.4е В случае источников из кад*форнвя-252 и америция-241 с бериллием можно считать их удовлетворительными. В случаенейтронного генератора на 14 МэВ получен большой разброс измерен-ных значений, особенно для ядериых «кульсий г дозиметров альбедо.у ядерных эмульсий это объясняется значительной энергетическойзависимостью результатов в области энергии нейтронов выше 4 МэВ.7 альбедо-дозиметров разброс значений также легко объясним. В слу-чае мягких первичных нейтронных спектров показания дозиметра альгбедо слабо зависят от изменения первичного спектра и, наоборот, дляспектров с малой долей тепловых нейтронов в первичном спектре пока-зания дозиметра сильно зависят даже от малого изменения спектра.

В случае трековых детекторов результаты I этапа сличений М О Е -но считать удовлетворительная!.

Результаты сличения дозиметров гамма-излучения на этом первоюэтапе не приводятся, так как для большинства измеренных спектровзнайния эквивалентной дозы гамма-язлучения находились в областиHz\d 0,1 мЗв, что для большинства примененных гамма-дозиметровсоответствует порогу чувствительности.

На втором этапе сличений проведено облучение в геометрии фан-тома излучением с девятью разными спектрами при использовании трехвышеуказанных нейтронных источников. Каждый источник давал триспектра излучения за счет разного экранирования (свинец, графит,полиэтилен.парафин). Тип источника и состав экранирования не былиизвестными участникам сличения. На рис.5 и 6 приведены результатыэтого сличения для дозиметров гамма-излучения и нейтронов. В слу-чае определения эквивалентной дозы гамма-излучения (рис.5) можносчитать удовлетворительными результаты, полученные участникамиот ЧССР. ЁЬачения эквивалентной дозы, подученные по показаниямкомплексного гамма-дозиметра ИШШР (Прага), отличались от реперно-го значения для всех спектров меньше чем на + 20%. В случае дози-метров И Ш Ш (Братислава) для некоторых спектров найдены несколькобольшие отклонения, свидетельствущие об уже упомянутой необходи-мости энепмтжчвсжой иамвенсахцш гамма-дозиметров. Это подтвержда-ется и результатами, полученным* другими участниками.

- 128 -

461

200

^ 150

1* Ш

\ 50

f ^5 - д а

-юо

287f Нй£<1,4>м30

I12 12 12 12 12 12 12

А+в£ NS+PEC+P*PE A+Pb М'РЬСФРб A+G12 12

N&+B С+Р*8

Рис.5. Результаты второго этапа сличения. СимволыЛЬ- нейтронныйгенератор, экранированный полиэтиленом (РЕ), свинцом (Р£), бето-ном ТВ); А - kmto - источник, экранированный полиэтиленом (РЕ),свинцом (Р£), графитом (£•); С - Zb<2c/- источник, экранитюванннйполиэтиленом и парафином (Р + РЕ), патэафином и свинцом (Р + Fg),парафином и бетонсм (Р+В). Столбики показывают разброс показанийот реперного значения эквивалентной дозы (Ня) для всех участниковсличении, результаты ЧОСР обозначены "О".

200

х 50

-100

340

•---

•{

г

U L

HRE<3,5>M3B

•

ни 4123 123 123 123 123 123 123 123 123

А+РЕ Afff*PE C+P+PE A*Pb NG+Pb C*P*Pb А*С NU*B C+P+B

Рис.6. Результаты второго этапа сличений детекторов нейтронов(обозначения см. на рис.5)

Результаты слпенш se lrpenvz дояиетров (jac.6} °1«в«мдгб о ш п е отхювенвж от репермго вначенм, чем в случае дояиетровгаша-яаяучеввя. Аналолпш» I етаву» * м «дог"цт жзжз&А ведпеянааболкп! jpaetfpoc показани! дра о&цщенп веЖтрожиш! генераторов.В случае дозпитров альбедо была подтверждена эпюшцутаа кргачес-кая завюяюо» noxasant от тяшшиал Форш сжектра я от содеряи-ния тешювнх нейтронов в перввчвон спежтре. О трековых детекторахна атом этапе нельзя сказать, что они давт волвостьв хдовлетворж-тельные результаты, хотя в больаистве случаев онм лучое, чем ре-зультаты обожх выше указанных детекторов. Что касается нежтроннотго доеаметра^ цркмежяеиего в ЧССР в оЛигосударственно! службеперсонально! доакметрп ИИШР (Прага), то яокво охааать, что вовсех случаях етвм доевметром вереоцешюается определение уатвлтт

- 1 2 9 -

ной дозы с фактором 1,07 - 2 (рис.2). При определении эквивалент-ной дозы с.помощью этого дозиметра исходили из зависимостей, при-веденных на рис.3, сознательно выбрав положительную погрешность,определения. Такой подход для рутинно! регистрации дозы, особен-но для случаев расследования, нельзя считать идеальным, однакосовременная ситуация в области индивидуальной дозиметрии не даетвозможности, принять более оптимальное решение, так как кроме точ-ности определения данной величины, надо иметь в виду и экономив(система с большим числом элементов).

Источник-экран

№+РЬ (10см)

Ып+в (30)

N&+PE (16)

Ат+Ве*РЬ(1О)

Ат+Ве+РЕ(13)

Am+Be+G (13)

Cf+Pb+PR(25)

Cf+B+Pe(35)

Cf+PE+PR (23)

Трековыедетекторы

1,10

1,11

1,15

1,07

1,83

1,43

1,30

2,31

г, оо

АльВедо-детекторы

0,8В

0,84

0,92

1,26

4,40

2,71

2,09

3,10

4,00

йгс.7. Результаты.полученныеучастниками от ЧССР на 2-м этанемеждународного сличения

Таким образом, следует полагать, что в дозиметрической прак-тике из всех типов дозиметров, в условиях централизованной регистграджи дози в настоящее время наиболее приемлемой системой представ-ляется набор трековых дозиметров. Дозиметры альбедо можно рекомен-довать как составную часть регистрируют! системы только в техслучаях, когда имеется возможность анализировать радиационные по-ля и обеспечивать тем самым правильную интерпретацию показанийэтих дозиметров.

Проведенные сличения позволили:1. Провести инвентаризацию методов и детекторов, доступных

для практического применения в ЧССР.2. При взаимном сотрудничестве разных институтов качественно

повысить уровень калибровки детекторов и интерпретацию их показаний,3. Показать, что уровень дозиметрии " " " и т т полей с точки

зрения раджационно-гигиенической практики сравним с зарубежнымуровнем.

4. Определить проблемы ж наметить пути жх реневжя, особеннопо дозиметрии в области рутинной регистрации дом.

-130 -

Список дитераетш

1. Чехословацкое сличение методов дозиметрии в смешанны! по-лях нейтронов и гамма-яэдучения/ П.Галан, А.Грабовпрва, М.Краликя др.~ Сб. докладов симпозиума СЭВ, Градец Кралове, май 1977, докл.17/177, с.152.

2. Nektere vysledky fantomovych mereni na ^2Cf zdroji/ Z.Prouza, K.Barta, A.Darickova e . a . - Ref .VII.RHD.Medlow,31.10-4.11,1977.

3 . V^sledky ceskoslovenskych ucastniku p r i dvoustrannjchsrovnavanich systerau havari jni dozimetrie s MLR/ F.Spurn#, P.Ga-lan, A.Hrabovcova e . a . - Rev. V. o e l o s t . symp. doz. zareni, Ma-rianske Lazne, 3-7.12, 1979.

4. Srovnani metod dozimetrie NDR-CSSR ve svazcich generatoruNA-2 a oyklotronu U-12O/ E.Spurny, Z.Prouza, D.Nikodfemova e .a . -Rev. X. RHD, Vranov nad Dyji. 7-Ю.10, 1980, p .

5 . Tichy In., Prouza Z. , Charya'u J . Zavery srovnavaciho шеге-n l pomoci maderacnich s fer . Rep. UJV CSKAE-5862/b1, Rez, 1981,72 j

6. Prouza Z. , SpurnJ F . Dozimetricke^vyhodnoceni radiacnihavari jnl s i tuace. Rep. CSKAK-57-801/81. UISJP, Ztoraslav, 1981,139 p .

7. Vy'sledky oeskoslovensk^ch ucastnlku p r i dvoustrannemsrovnani havarijnich dozimetrick^ch systemu s PLR/ F.Spumy, Z.Prouza, P.Galan e .a . - Rep. UDZ6SAV-54/79, Praha, 1981, 9p.

8. Международное сравнете средств измерения спектров нейт-ронов и до» и<дучени* в щгчке ИБР-30/ В.Е.Адвжшоюв, В.А.Архитв,В.ПоБамбдевскиа и др. - Препринт СИЯЙ - PI6-80-448, Дубна, I960,15 о.

9. Pal fa lv i J . Nuclear accident dosimetry measurements Cze-choslovak-Hungarian intercomparison. Rep. KFKI-1978-65, Budapest,1978, 23P.

10. A dosimetric system for rapid dose evaluation i n case ofoverexposure/ Z.Prouza, D.Nilcodemova, A.Hrabovcova e .a . - Jad .Snergie, 1978, v . 24, p . 213*

1 1 . Trousi l J . , Bohacek I . , Frouza Z. Soucasny stav a per-spectivy c e l o s t a t n i sluzby osobni dozimetrie neutronu a zarenigama. Ref. I . s jerd CSN RH, Praha, 8-12.11, 1981.

12. spurn? F . Частное сообщение.13. Hrabovcova A., Hikodemova С Neutr6nova spe^trometria

p r i pouzi t i aktivacnych detelctorov a k6du SAND I I , Ref. IV. oel-o s t . symp. doz. zareni, Marianske Lazne, 8-12.11, 1976.

14. Piesch E. Burgkhardt B. LiF albedo dosimeters for per-sonnel monitoring in a fast-neutron r a d i a t i o n f i e l d . Froc. symp.Vienna, IAEA, 11-15.12, 1972, r e i . IAEA-Sli-167/10, p . 3 1 .

- 131 -

СОВРЕМЕННЫЕ МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯВ ДОЗИМЕТРИИ НЕЙТРОННЫХ И ГАША-ПОЛЕЙ

Б.Дёршель, ГсПретч, Г.Штройбель (ГДР)

Введение

Применяемые в настоящее время метода дозиметрии для обеспе-чения радиационной безопасности основывается в большинстве случа-ев на применении активационных зондов, трековых детекторов и крем-ниевых диодов для измерения нейтронов или на применении пленочныхдетекторов, люминесцентных детекторов я ионизационных камер кон-денсаторного тяпа для измерения гамма-излучения.

В нейтронной дозиметрии используется, кроме того, альбедо-лозиметры на основе терглолшинисцентных илк трековше дозиметров.

Все эта методы имеют в большей или меньшей степени недостат-ки, заключающиеся, например, в выраженной зависимости показанийдетекторов от энергии и направления излучения, в недостаточном ди-апазоне намерения или в высокой чувствительности к другим видамизлучения. Кроме этого необходима предварительная обработка детек-торов перед оценкой их показаний, например, травление трековыхдет сторов или тепловая или оптическая стимуляция лишнесценганхдетекторов. В дальнейшем развитие дозиметрии долено идти по двумнаправлениям: с одной стороны, улучшения известных методов нзмегреши; с другой стороны, разработки новых методов измерений из-лучений, в особенности на основе твердотельных детекторов. Осно-вой для этого служит использование новых радиационных аффектов втвердых телах, которые ведут к макроскопически измеряемым измене-ниям свойств детекторов [i] .

Обзор новых методов измерения нейтронного игамма-излучений

При разработке новых методов измерения в принципе можно ис-пользовать механические, тепловые в электрические эффекты поддействием излучения (таблица). механические аффекты вызываютсянейтронами в виде дефектов кристаллической решетки в определен-ных твердых телах. Так, в тонкой медной фольге атомы из междоуз-лий кристал*», выбитые вследствие облучение нейтронами, могут

- 132 -

перемещаться к линиям дислокации и закрепиться. В результатепроисходит изменение модуля упругости, которое можно измержть, икоторое даст информацию о плотности потока нейтронов [2] .

Механические аффекты проявляется также в вжде изменения codeвенной частоты колебаний кристаллов кварца после облучения нейт-ронами. При атом излучение можно измерять по изменению резонанс-ной частоте £з] .

Тепловые аффекты эсновываются на локальном повышении темпе-ратура в результате поглощения енергии излучения. Бели детекторнаходится в метастабильном состояния, то при поглощении энергии,происходит переход его в другое, стабильное состояние. На этомЩШНЩШе ОСНОВваЫ Р0С - детвКТОры i^ioerfieated Super conc/uctecf

coffoic/ ) , например, зерна i s олова или индия, у которых переходот перегретого сверхпроводящего состояния в нормально-проводящее |состояние нроисходнт в результате воздействия излучения. Измере- !н и можно производить при использовании.эффмета мейснера [ 4 ] . \

метода измерения нейтронов и гамма-яэдученжя

Эффект Детектор Измеряемая величинаСи - детектор; Модуль упругостикрасталл кварца

Тепловой $$£- детектор йиуктжввость

$Т) - детектор Количество дара

Электрический А Щ - Д*»ектор;тонкопленочный Число искровых пробоевконденсатор

электретний Поверхностный заряддетектор

На аналопчном принципе основаны £Ю -детекторыdrop detector) : перегретые капли жидкости после воздействия из-лучения испаряются я образовавшееся количество пара измеряется вдетекторе [ 5 J .

Среда электрических эффектов следует различать две группы.Окна из них связана с появлением искровых пробоев в тонки слояхизолятора, если во время жли после облучения создается сильноеэлектрическое поле. Так как этот метод требует скл&ьдх локальныхнарушений структуры решетки в изоляторе, то его можно применятьтолько лишь при использовании излучателей из делящегося вещества.

-133 -

\

Наведенные нейтронами осколки деления могут вызвать эффекты про-боя в изоляторе, регистрация которых может служить для определенияпотока нейтронов.

В качестве детекторов могут служить тонкие слои А£20о [6]

или тонкопленочные конденсаторы £7.8.7 , о которых речь будет ид-ти ниже. В обоих случаях измеряются искровые пробои через слойизоляции.

К другой груше электрических эффектов относятся изменениязаряда электретов после воздействия излучения [э] .

Образованные зокруг электрета под действием гамма-излученияпары ионов частично компенсируют поверхностный заряд электрета;измерив изменение заряда, можно определить дозу излучения. Подроб-нее об этом также будет сказано ниже.Кроме укяяяяинт эффектов в принципе можно использовать также оп-

[ тические и магнитные эффекты, которые, однако, проявляется только| при очень высоких дозах излучения.

Измерение нейтронов с помощьютонкопленочных конденсаторов

Для измерения нейтронов многообещающими представляются тонко»-пленочные конденсаторы. Они состоят из слоистой структуры MOS,например, J3L-$СО-АР. , на которые во время облучения додается напря-жение в пределах 30-120 В.

В Техническом университете в Дрездене уже начали разработкутакг'х детекторов.

На рис.1 показано принципиальное устройство этого детектора.ЕА'О база состоит из п - кремния, на котором путем термическогоокисления был образован слой изолятора na^iO ТОЛЩИНОЙ В 60-100 км,

i Играющий роль электрода слой А£ напыляется а имеет толщину дриб-| лизитедьно 50 нм. На эчо&МОЗ- структуре располагается яздуча-•' тель из делящегося вещества, например, урана. Яри 'воздействии

нейтронов в излучателе образуются осколки деления, пронияаздяе зслой изолятора. Из-за сильного воздействия ионнзащв я образующих-ся вследствие этого носителей заряда происходят сильное локальноеснижение пробивной напряженности соля.Если на электроды во время облучения подается напряжение, то праобразовании осколков деления происходят искровые пробоя.

На рис.2 изображена характеристика пробоя тонкодденочнегоконденсатора под действием осколков деления уранового излучателя.При превышении пробивного напряжения происходят пробои и без об-

/ лучения, количество которых очень сильно увеличивается с возраста-V нием напряжения. Так как индуцированные радиацией пробои наступа-,. ют при более низких напряжениях, то возможно однозначное отделе-§• ние их от фона.Н - 134 -

Inc.I. Схема тонковлежгаогоконденсатора для регистрация

нейтронов

-А1• ScO

z

-Si

•Al

На рис.3 изображена кривая калибровки такого тонкопленочногоконденсатора, где показано количество искровых пробоев при опре-деленной напряжении в зависимости от плотности нейтронного потока.Измерения производились в нейтронном поле учебного реактора в Тех-ническом университете в Дрездене.

500

О 20 50 Ю7ом'

гс~

18 1030 40

Напряжение, В

Рис.2. Характеристика пробоя тонкопленоч- Рис.3. Градуировочнаяного конденсатора без (I) и яри облуче- кривая тонкопленочного

нии (2) конденсатора для изме-рения нейтронов

Благодаря изменению свойств излучатмя возможно изменениерегистрируемого энергетического диапазона мйтронов и гзобходимо-го диапазона измерения. Этот метод пригоден особенно для регист-рации высоких плотностей потока нейтронов. При каждом искровом про-бое происходит локальное испарение алшиниевого противоположногоэлектрода, так что количество испарившихся алюминиевых зон служитпрямым интегральным критерием для нейтронного потока или нейтрон-ной дозы. Тав как эти детекторы совершенно нечувствительны к гаы-ма-яздученхю, то они могут применяться для аварийной дозиметрии всмешанных нейтронных и гамма-полях.

- 135 -

Благодаря комбинации многих детекторов с различной чувстви-тельностью и энергетической зависимостью мояно реализовать принадлежащей микроэлектронной схеме требуемые дозиметрические харак-теристики.

Измерение гамма-излучения с помошьюэлектретных детекторов

Очень многообещающими являются также метода радиационногоконтроля, основывающиеся на изменении заряда электретов. Можно ис-пользовать, например, термоэлектреты с хорошей стабильностью в те-чение многих лет и поверхностной плотностью заряда от 10~

э до

I0"8 КДаГ. С помощью подобных электретов можно создать детекто-

ры для регистрации гамма-излучения,, которые основаны на принципеионизационных камер.

Образующиеся при воздействии радиации в объеме воздуха илигаза над электретами ионы перемещаются соответственно их знаку кповерхности электретов и компенсируют часть их поверхностного за-ряда. Изменение поверхностного заряда пропорционально дозе гамма-излучения в диапазоне многих порядков. Чувствительность к нейтро-нам таких электретных ионизационных камер при использования неко-торых газов, например, воздуха или 00%, чрезвычайно низка, поэто-му они могут применяться для гамма-дозиметрии в смешанных нейтрон-ных и гамма-полях. По этому вопросу в Техническом университетеДрездена также были начаты первые исследования. Электреты получаютпри нагревании тефлоновых дисков в сильном электрическом поле. Нарис.4 показан необходимый для этого временной ход температуры инапряженности электрического поля. Температура сначала повышаетсялинейно до 260°С. Затем включается электрическое поле с напряжен-ностью 72 кВ/см, причем температура сохраняется в течение 60 минпостоянной. Охлаждение производится также под действием электри-ческого поля, при этом направленные диполи в электретах "заморажи-ваются".

Для измерения поверхностного заряда служит схема, изображен-ная на рис.5.

На рис.6 показана кривая калибровки электретных детекторов,которые были облучены гамма-излучением ^Со на открытом воздухе.Из этой кривой видно, что можно измерять довольно низкие дозы гам-ма-излучения. Поэтому этот метод вполне применим для нормальногорутинного контроля персонала, подверженного гамма-излучению. Этидозиметры могут быть изготовлены в форме обычных дозииетров-ка-рандашей. По сравнению с карманными ионизационными камерами ониимеют важное преимущество - в течение длительного времева у нихпрактически не происходит саморазряда.

- 136 -

г,макс

To

Е

Рис.4. Значения температуры иэлектрического поля при созда-

нии термоэлектретов

•2

•1

Рис.5. Устройство для измеренияповерхностного заряда:

I - нижний электрод; 2 - элект-рет; 3 - верхний электрод

Рис.6. Калибровочная кривая элект-ретного детектора для измерения

гамма-излучения

Приведенные примеры говорят о том, что при использовании "но-вых" эффектов в твердых телах возможна разработка методов радиаци-онно ге контроля, которые позволят избежать различных недостатковв существующих методах измерения. Насколько больше преимуществоэтих методов по сравнению с применяющимися методами в рутинной иаварийной дозиметрии в смешанных нейтронных я гамма-полях покажутдальнейшие исследования.

- 137 -

Сивсок литературы

1. Dorschel В., Hahn G. TU-Informationen 05-08-81 und05-09-81, TU Dresden, 1981.

2. Goldstone J.A., Parkin D.M., Simpson H.M. - J . Appl.Phys., 1980, v. 51, p . 3684-3689.

3 . Bahadur H., Parshad H. - J . Phys., 1979, v . 53A, p . 239-256.

H. Drukier A.K., Igalson J . , Sniadover L. - Nucl. I n s t r .Noth., 1978, v. 154, p . 91-94.

5. Apfel R.S. - Nucl. I n s t r . Meth., 1979t v. 162, p . 6О3-6О9.

6. Froc. V. IRPA-Congress/ H.Kawai, T.Koga, H.Morishima,T.Niwa, Y.Ntshiwalci, 1980, v. 11, p . 189.

7. Tonuaasino L. t Klein N., Soloaon F . - Nucl. Track. Detect.,1977, v . 1, p . 63-70.

8. Donichlcin A.G., Smironv A.N., Eisaont V.P. - Nucl. Track,fcleth. I n s t r . Appl., 1979. v. 3, p . 205-211.

9. Bauser H., Ronge W. - Health Phys., 1978, v. 34, p. 97-102.

- 138 -

СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ИВДИВВДШБЮЙ ДОЗИМЕТРИИ НЕЙТРОНОВ

И ГАША-ИЗЛУЧЕНИЯ В TCP

Я.Троусжл, З.Проуэа, Л.Коята (ЧССР)

С точки зрвнжя практического обеспечения з а д о к работниковот излучения был дрвдхожвн новы! вариант комшексних дозииетрнчес-ких систем, который постепенно вводится .в ранках общегосударствен-ной службы индивидуальной дозиметрии в ЧССР [ij . Риск облученияне у всех исследуемых работников одинаков, поэтому отличаются иметода намерения индивидуальных д о з . Значение риска и зачислениеперсонала в одно- или трехмесячный контрольный период определяет Iсоответствующий районный врач-гигиенист в зависимости от вероят- |ности превышения 3/10 годовых допустимых пределов.

В группе лиц, зачисленных в одномесячный контрольный период,находятся, главным образом, работники, подверженные риску облуче-ния в рабочих условиях A [ 2 J , т . е . там, где не исключена возмож-ность превышения 3/10 годовых пределов.

Дозиметр Фотонного и бета-излучения

В настоящее время для группы лиц, зачисленных в одномесячный |контрольный период, используется фотопленочный дозиметр, который \способен измерять дозы излучения от 0 , 1 м1р до приблизительно8 Гр в энергетическом диапазоне от 15 KSB д о 3 ЫэВ (при соответст- •вувщем подборе толщины свинцового фильтра) и в более широком диа-пазоне. Некоторые отобранные врачом-гигиенистом работники применя-ют пальцевые термолшинесцентные дозиметры, которые измеряют д о -зы фотонного излуздння от 0 , 1 м1р до 15 1р в энергетическом диа-пазоне выше 50 каВ. В настоящее время вводятся вовне фшльтры длякомпенсации энергетической зависимости, которые позволяют произво-дить измерение д о з в диапазоне выше 20 кэВ.

При измерениях в смешанных полях нейтронов и гайка-излучениянеобходимо учитывать эффективность регистрации быстрых нейтроновс энергией 14 МэВ, которая не превышает в случае фотопленочногодозиметра 12£ ж для термолшинесцентного дозиметра 10£ по отноше-

- 139 -

нию к гамма-излучению. Для нейтронов деления кадифорниевого источ-ника эта эффективность составляет 7 или 2% соответственно.

В специальных случаях индивидуальной дозиметрии, например,для измерения доз в полях рентгеновского излучения с энергией ни-же 30 кэВ применяется oil F детектор (диски из тефлона фирмы"Теледайн айзотопс". Этот дозиметр массового применения пока ненаходит.

Дозиметр нейтронов

Дозиметр нейтронов состоит из^детектора треков в контакте сфольгой из делящегося материала ™*Th +^ П рир ( ° t 5 # ) и ^ о о - о г а щ

(6,5%), который позволяет измерять дозы нейтронов с энергиями вы-ше 0,5 эВ в диапазоне от десятков мкГр до несколько 1р в зависи-мости от энергии нейтронов и способа химической обработки. Крометого, для ограниченного количества работников с вероятностью облу-чения более высокими дозами, применяется кремниевый диод чехосло-вацкого производства, позволяющий измерять дозы нейтронов с энергия-ми выше 0,2 МэВ в диапазоне доз от десятков мГр вплоть до прибли-зительно 8 Гр. Оценка дозы по кремниевому диоду будет, производить-ся при любом подозрении повышенного облучения или в случае длитель-ного интервала времени контроля (например 3 ыес). Детектор трековнейтронов практически не чувствителен к гамма-излучению до значе-ния дозы 10* Гр; при энергиях выше 6 МэВ начинает сказываться фо-тоделение радионуклидов урана и тория (максимальное значение эф-фективного сечения фотоделения находится при Е>14 МэВ), котороеможет привести к завышению результата при оценке дозы. Этот эффектслужит предметом современного исследования. Чувствительность крем-ниевого диода к гамма-излучению более чем в тысячу раз ниже посравнению с нейтронами.

В группе лиц с трехмесячным контрольным периодом находятся,главным образом, работники, подверженные риску облучения в рабо-чих условиях Б [ 2 ] , т . е . там, где нет вероятности облучения вышетрех десятых значения годового предела.

В настоящее время в дозиметрии гамма-излучения фотопленочныйдозиметр постепенно заменяется дозиметром термолтинесцентным, ко-торый подробно описан ниже.

Основные дозиметрические характеристикидозиметров

дозиметр» Фотопленочный дозиметр, разработан-ный в ЧССР для общегосударственной сдужбы индивидуальной дозимет-рии, состоят из кассеты, в которой помещены фильтры толщиной

- 140 -

0,05, 0,5 и 1,5 ш из ыеди; 0,5 им из свинца и 150 мг/см из поли-стирола вместе с открытым полем (рис.1). Детектором служит фото-пленка OFBO РД 3+4. При этом совместно с высокочувствительной плен-кой с двухсторонней эмульсией помещается аварийная пленка. Хими-ческая обработка проводится на полуавтоматических установках вмес-те с калибровочными пленками, облученными известными дозами рент-геновского и гамма-излучения. Оптическая плотность измеряется наспециально приспособленном денситометре в пределах оптических плот-ностей от 0 до 6; предусмотрен выход из прибора цифровой информа-ции с возможностью подключения регистрирующего устройства. Разра-ботан метод, который позволяет проводить надежный расчет дозы фо-тонного излучения с энергией выше 15 кэВ. Для компенсации энерге-тической зависимости при расчете дозы используются два известныхметода. В случае более высоких энергий фотонов (выше 0,2 МэВ) ком-пенсация обеспечивается с погрешностью + 10? свинцовым фильтромтолщиной 0,5 мм и для энергий ниже 0,2 МэВ проводится фильтрацион-ный анализ. Подробное описание методов было опубликовано в [1,3,4]Все расчеты проводятся на вычислительной машине, где начальнымиданными служат только точки калибровочных кривых и отдельные номе-ра используемых фотопленок с соответствующими значениями оптичес-ких плотностей.

Рис.1. Кассета фотопленочного дозиметра ИИПИР:I - открытое поле: 2 - слой меди толщиной 1,5 мм; 3 - слой свинцатолщиной 0,5 мм; 4 - PTI-cтекло с фильтром из свинца толщиной 0,5 мм;5 - слой меди толщиной 0,5 мм; 6 - слой меди толщиной 0,05 ми;

7 - пластмасса толщиной 150 иг/сигПреимущество применения вычислительной машины состоит кроме

экономии человеческого труда, также в том, что для расчета дозыможно использовать довольно сложный метод [4] , обеспечивающийдостаточно точное определение дозы для разных энергий фотонов иэлектронов даже в присутствии нейтронов.

- 141 -

Вводу различной длительности контрольного периода, в течешекоторого используются в настояцэе время фотопленочные дозимегрв,уделялось повышенное внимание федингу и воэмоиновтям его поправки

[ij . На рис.2 указан фединг фотопленочного дозиметра и другихиспользуемых детекторов при температуре 22°С я относительной влаж-ности воздуха 50£. Указанные кривые можно выразить в виде соот-ветствующее полиномов и, таким образом, рассчитать с помощью вы-числительной машины поправочный коэффициент на фединг, зная дли-тельность контрольного периода или время облучения используемыхдозиметров и контрольных образцов.

г 10 20 30 40 50 60 70 80 90100Время, суш

Тбпюлппняспантттй лозшмвто

Рве.2. Фединг фотопленочного дози-метра ( I ) , ТЛ-дознметра для перво-го и второго сигнала Т2,з) , треко-вого дозиметра нейтронов (4)

ниевого диода (5) и крем-

Использование термо. сцент-ного метода для общегосударственной службы индивидуальной дозимет-рии основывается на двух типах дозиметров - пальцевом и индивиду-альном. Оба дозиметра предназначены для измерения дозы рентгеновс-кого и гамма-излучения [l,5]. Детекторами служат шлифованные яполированные диски из фосфатного стекла активированного марганцем,которые были разработаны и выпускаются в ЧССР. Лиски имеют диаметр8,0 + 0,01 и толщину 1,0 + 0,01 ми. Эмиссионный спектр находитсяв видимой области света с максимумом в окрестности синезеденогоцвета.

Термолшинисцентная-(1П) кривая стеклянного детектора приве-дена на рис.3, где сплошной линией обозначена ТЛ-кривая для слу-чая равновесного нагрева (предельная Т1 кривая). Цунктярной лини-ей изображена эмиссияТЛ-излучения из детектора, помещенного в нагре-вательный элемент с постоянной температурой 300°С. Эта кривая ха-рактеризует практические измерения ТД-снгналов в нашей измеритель-ной аппаратуре. Площадь под этой кривой, т.е. интеграл световыхо-да, реализованного в интервале временя от 1,5 до 15 с после поме-щения детектора в нагревательный элемент, измеряется как первыйсигнал и ей соответствует площадь под предельной кривой, обозна-ченная косой штриховкой под предельной кривой. Из рис.3 видно,что при первом сигнале измеряется приблизительно 50£ общего свето-

- 142 -

выхода. Вертикально штрихованная площадь представляет количествосвета, эмитированное при втором измерении сигнала,и оно примернов девять раз меньше первого. Дозиметрические характеристики пер-вого и второго сигнала, конечно, различны и для оценки дозы необ-ходимо пользоваться соответствующими калибровочными данными.

Зависимость первого и второго сигнала от дозы видна из табли-цы, где указана относительная чувствительность (т.е. чувствитель-ность для данной дозы, отневенная к чувствительности для дозы до0,2 1р, принятой за единицу) для первого (Ij) и второго (1

2) сиг-

нала. Абсолютное значение отношения I : Ij равно 0,11 для дозыдо 0,2 1р. Для первого сигнала зависимость от дозы линейна до 2 1р(с погрешностью + 3J8), для дозы 5 1р появляется сверхливейность11%. В случае второго сигнала сверхлинейность сказывается ухе от0,5 1р.

01,5 15 30Время, с

Рис.З. Термолшинисцентная кравая фосфатных стекол, снятая приравновесной эмиссии и при помечено детектора в нагревательный

элемент t = 300+ 3°С

Фединги первого и второго сигнала заметно различаются, какэто видно из рис.2о Для определени поправки на фединг использует-ся вышеуказанный метод.

Для измерения фосфатных стекол было разработано и изготовле-но специальное оборудование, которое отличается нагревательнымэлементом, поддерживающим постоянную температуру 300+ 3°С, и на-дежно воспроизводимым ограничением времени интегрирования. Токвыбранного фотоумножителя измеряется в цифровых показаниях в нн-гервале времени, начиная от помещения стекла в нагревательный эле-мент, и через интерфейс прямо записывается на телетайп. Измерениепроводится в атмосфере азота и детекторы автоматически меняют^в равномерных интервалах времени.

Используемые фосфатные стекла, регистрируемые на этом обору-довании, имеют чувствительность приблизительно I цифру на И Г * ip,

- 143 -

причем высокая стабильность прибора позволяет измерять сигнал спогрешностью до + 3%. Калибровка прибора осуществляется с помощьюстандартов, которыми служит набор стекол, облученных постояннойдозой.

Зависимость относительной чувствительности РТЛ-детекторов от дозы (единицей чувствительностисчитается чувствительность в линейной области

до 0,2 Гр)

Доза, 1-й

h

сигнал

h

2-й сигнал Отношение 1-й/2-йсигналы

h •* h (в • Jn

0,20,51,02,0

5,0

1,001,00

1,01

1,02

1,11

0,010,01

0,01 •

0,01

0,02

I,I.I.I.I,

0006162235

0,020,02

0,03

0,02

0,03

1,001,06

1,151,20

1,22

00000

,02,02,03,02,04

ГО 50 то гооЭнергия, кэВ

500 1000

Рис.4. Зависимость чувствительности фосфатных стекол от энергииионизирующего излучения для разных видов компенсационных фильттюв

и в их отсутствии:I - без фильтра; 2 - Y8- фильтр 0.5 ми с открытии полем; 3 - Рб-фнльтр 0,5 мы без отверстия; 4 - Р6-- фильтр 0,3 мм без отверстия

- 144 -

Энергетическая зависимость фосфатного стекла ввдна из рис.4.На этом рисунке также изображены энергетические зависимости дляобоих термолгоминисцентных дозиметров, т . е . для пальцевого, где ком-пенсация производится с помощью свинцового фильтра толщиной 0,3 мм(используется дая гаша-иадучения с энергией выше 60 KSB) И инди-видуального, где компенсацию производят перфорированным свинцовымфильтром толщиной 0,5 мм [ б ! (рис.5,6). В этом случае можно изме-рять дозы рентгеновского и гамма-излучения с энергией выше 20 кэВс погрешностью + 25$, как это видно из рис.4. Перфорированный фильтрпредставляет собой кассету, где открытая площадь детектора состав-ляет 175? и площадь, заслоненная свинцовым фильтром толщиной 0,5 :м,составляет 83$ общей площади детектора [ 7J . Для устранения угло-вой зависимости детектирования используется не центральное круг-лое отверстие, а отверстие в форме креста (рис.7), в результате- че-го, как показывают результаты измерения, снижается погрешность засчет угловой зависимости до приемлемого значения при незначитель-ных затратах (рис.8 и 9 ) .

12 3 4 5 б

Р и с 5 . Пальцевый дозиметр ИШШР:I -кольцо с углублением; 2 - крышкакольца; 3 - свинцовый фильтр; 4 -И-детектор; 5 - свинцовая чашка;6 - углубление для открывания

Рис.6. Новый И-дозиметр сперфорированным фильтром,предназначенный для измере-ния рентгеновского и гамма-излучения у работников, на-ходящихся в рабочих условиях

категории Б

Калибровка обоих термолюминисцентных дозиметров проводитсяисточником излучения ЧЗз . В случае индивидуального дозиметраори расчете вводится поправочный коэффициент, который корректируеткалибровку до значения, соответствующего энергии 140 кэВ. Джя пер-форированного свинцового фильтра толщиной 0,5 мм ато соответству-

- 145 -

ет половине интервала между минимальный и сигналомдля энерги фотонов выше 20 кэВ. Эта поправка снижает погрешность,обусловленную энергетической зависимостью, в средней до + 12% вдиапазоне энергий фотонов от 20 каВ да 1,25 МаВ. Расчет дозы про-изводится на вычислительной машине по первому сигналу детектора.В случае, когда нельзя использовать первый сигнал, расчет произ-водится на основе второго сигнала детектора.

Рис.7. Фильтр для компенсацииэнергетической зависимости стекол,состоящий из чайки U ) и крышки

(2Тс отверстиям! (3)

2 3 4 5 3 4 5 7 ЮОО7 юо гЭнергия, кэВ

Рис.8. Энергетическая и угловая зависимость нового ТД-доанметра:I - 90°; 2 - 45°; 3 - 0°; 4 - (-45°); 5 - (-90°)

- 146 -

Рис.9. Энергетическая зависимостьнового ТЛ-дозиметра в предположе-нии гглрвого распределения фото-нов Т20%под углом 900, д ж подуглом Ф и ОД под углом 45°J

1,40 -

JO 2 3 4 В 100 2 3 4 6 1000Энергия,кзв

Для проверки правильности измерения дозы индивидуальным ТЛ-дозиметром было проведено мевдународное сличение точности измере-ний о Результаты этого сличения показали, что в диапазоне энергийот 20 кэВ до 1,25 МэВ можно измерять дозы выше 0,1 мГр с погреш-ностью + 20$; в 90 процентах всех случаев погрешности были ниае

+ I0J6. ~Новый термолюминисцентный дозиметр предназначен для измере-

ния дозы в рабочих условиях Б (2), т.е. там, где маловероятно,это экспозиционная доза за год превысит 3/10 значения предела эк-вивалентной дозы. Дозиметр помещается в левой верхней части груди,калибровка детектора проводится в геометрии свободного пространст-ва, так что измеряется доза или керма в ткане от всех фотонов,включая обратно рассеянные в теле работника. Тканевая кераа прак-тически тождественна дозе в малом элементе ткана в месте нахоаде-ния дозиметра в условиях электронного равновесия; таким образом,доза, отсчитанная по дозиметру, товдественна эквивалентной дозена поверхности тела. В связи с этям очевидно, что для указанныхцелей необходим дозиметр, который измеряет дозу независимо отэаергии и направления излучения и сведения об энергии и геометрииоблучения не нужны. Эти сведения, однако, необходимы для переводаизмеренных значений в единицы эффективной эквивалентной дозы (длядоз, превыиающих сравнительный уровень), и поэтому для работников,находящихся в рабочих условиях А (2), используется фотодленочныйметод. В настоящее время решаются проблемы, связанные с внедрени-ем пределов эквивалентной дозы в общегосударственную службу.

Дозиметр нейтронов. Дозиметрическая система, которая приме-няется для измерения дозы быстрых и дроиеаугочных нейтронов, бы-ла разработана в ИИППР. В 1976 г. она заменила в общегосударствен-ной службе индивидуальной дозиметрии применявшиеся ранее ядерныеэмульсии [IJ . Новый дозиметр состоит из т-рекового и кремниезогодиода (рис.10). Трековый детектор, выпускаемый в ЧССР, состоитяэ трех частей:

- 147 -

FHC.IU. Дозиметр нейтронов ..uiilP с Jd-футляро;.:, в которое на кад-миевых пластинах фиксирована делящаяся"фольга и~+Ае * тн Весь

ко.'лплект помещается в кассету из пластмассы

а) собственно детектор состоит из тонкой миларовой фольгитолщиной 8 мкм, которая термически фиксируется к рамке из поливи-нилхлорида;

б) детектор помещается меиду двумя парами излучателей разме-ром 2x2 см из сплава 99,5$ тория и 0,5$ природного урана (толщина20 мкм) и урана, обогащенного по

2 3 5Ц ~ до 6,5% (толщина 50 мкм),

которые предназначены для получения осколков деления под действи-ем нейтронов; для предохранения от возможного загрязнения излуча-тели металлизированы тонким слоем алшиния (около 2 мкм), дляудобства манипуляций и поглощения собственного излучения излуча-тели прикреплены к свинцовому фильтру толщиной 0,5 мм;

в) весь дозиметр помещен в дозиметрическую кассету, в кото-рой находится кадмиевый фильтр толщиной 0,5 tat, предназначенныйдля поглощения тепловых нейтронов; доза гамма-излучения делящего-ся материала на поверхности кассеты за 150 ч (I рабочий месяц) непревысит 50 мк!р на площади 8 см , рядом с кадмиевым фильтром вкассете находится углубление для помещения кремниевого диода.

Ыиларовый детектор толщиной 8 мкм химически обрабатывается6^-ным раствором К<Ж при температуре 50°С в аппаратуре для травле-ния, изготовленной в ИИППР, Для счета треков осколков деления вдетекторе был изготовлен искровой счетчик с двумя латунными элект-родами (для одновременного счета треков под обоими излучателями)и электродом из полимерной фольги, металлизированной алюминием.

- 148 -

Указанные условия травления дают возможность измерять дозы (отвторичных заряженных частиц в 57-м элементе фантома Снайдера) про-межуточных и быстрых нейтронов в диапазоне от 10 или 100 мкГр до10 или IuU м!'р в зависимости от спектра нейтронов, т .е . в областидоз, обычных в практике индивидуальной дозиметрии. В методе расче-та учитывается зависимость соотношения треков под обоими излучате-лями от энергии нейтронов.

При систематическом анализе данных, полученных за время ис-пользования указанного дозиметра нейтронов, были обнаружены неко-торые его недостатки. Первая группа этих недостатков связана с деля-щимися фодьгами. Было найдено, что защита урановых фольг от окис-ления тонким слоем алюминия недостаточна, поэтому происходит по-степенное их повревдение и изменение эффективности детектирования.Решение этой проблемы мы нашли в применении интерметаллическихсплавов урана и алюминия. Но это решение требует изменения степе-ни обогащена-: урана по изотопу If, как это видно из рис.11.Интерметалдический сплав урана, обогащенною по 1/до 6,5?., име-ет сигнал, аналогичный сигналу ториезого излучателя. Значительнобольший сигнал имеет излучатель из интерметаллического сплава алю-миния и урана, обогащенного до 90% по ^ Z/, который почти тож-дествен си шалу чистого урана, обо:ащенно!О на 6,55?. Повышение сте-пени обогащения требует также более совершенною экранированиядозиметра нейтронов от тепловых нейтронов. Первоначальная конструк-ция дозиметра предусматривала прохождение тепловых нейтронов черезщель между кадмиевыми фильтрами. Поэтому была изменена экраниров-ка дозиметра нейтронов от тепловых нейтронов путем изготовлениякадмиевою футляра и заменой свинцового опорного фильтра фильтромиз кадмия. Таким образом, излучатели экранированы со всех сторон

сдоем кадмия толщиной I мм. Этим обеспечивается попадание на детек-тор меньше 1% всех поступающих тепловых нейтронов. Применение фут-ляра из кадмия одновременно разрешило проблему псевдотреков, на-блвдаемых в некоторых случаях под ториевым излучателем, которыеобразовывались за счет механическосо повреждения детектора, особен-но прж транспортировке. Поэтому при введении нового типа дозимет-ра используются комплектные дозиметры вместе с дозиметрической кас-сетой.

Применение интерметаллического сплава урана требовало такжеповышения эффективности счета треков с помощью искрового счетчи-ка. Было установлено, что эффективность счета треков повышаетсяс увеличением пробивного напряжения, для пробивного напряжения1500 В эффективность счета треков на 16,5$ выше, чем для использо-вавшегося ранее пробивное напряжения 1000 В.

- 149 -

A+PE NS-*PE СФРЕ МРЬ C+P+B

Рис.II. Зависимость эффективности детектирования от спектров нейт-ронов для делящихся фолы обогащенного до 6,5$ урана и интерметал-

лического сплава Xf+At с разной степенью обогащения

Было установлено, что применяемое пробивное напряжение сущест-венно не меняет зависимость количества импульсов от напряжения ичто напряжение для счета треков V~

o = 600 В лежит на плато этой за-

висимости. Кроме того, было определено распределение числа трековоря одинаковых условиях облучения. Было установлено, что это рас-пределение можно считать нормальным и поэтому повышение пробивно-го напряжения не увеличивает погрешности счета треков я значение

Введение нового типа дозиметра нейтронов и многолетний опытизмерения доз различных спектров нейтронов, включая проведенныесравнительные измерения, привели к необходимости пересмотра методаоценки сигналов дозиметра. Ранее использовавшийся метод был осно-ван на калибровке тремя различными источниками нейтронов {Cf ,An>+$е i генератора на 14 МэВ), для которых были определены пределыотношения сигналов отдельных детекторов (^/"об'^рир'^-На практике определенные значения отношений сравнивались'с этимипределами; по типу источника независимо определялась эквивалент-ная доза быстрых нейтронов и с помощью распределения JE/E прово-дилась оценка эквивалентной дозы промежуточных нейтронов. Методоценки эквивалентной дозы на основе отношения сишалов двух детек-торов с различной функцией сигнала основан на методе Максвелла.При введении этого метода не было в распоряжении достаточных набо-ров теоретических и экспериментальных спектров, которые позволили5ы определить интервал отношений сигналов детекторов, с которымвстречаемся-д. ежедневной практике. Набор спектров Инга и Мавры

- 150 -

привел нас к теоретическому анализу зависимости отношение, сигна-лов от средней энергии спектра нейтронов, от отношения -=- и т.п.Эти зависимости набора теоретических спектров указаны на рис„12.

10

Рис.12. Зависимость отношения треков за урановымиот отношения и средней энергии спектра нейтроновИз рис.12 видно, что действительно существует однозначное

соотношение между отношением сигналов и средней энергией спектранейтронов или отношением -р . Очевидно, также, что в зависимостиот типа источника, вида экранировки и других факторов, оказываю-щих влияние на спектр, оценка средней энергии или -U- для данно-го отношения сигналов имеет некоторый разброс. Использованные спект-ры для определения величин, указанных на pic.12, были специальновыбраны так, чтобы ожидаемый результат представлял экстремальнозавышенные или экстремально заниженные значения рассчитываемой ве-личины. Для спектров с менее экстремальными свойствами на рис.12представлены пределы интервала, в котором можно ожидать результатоценки. Видно, что фактор вероятности при определения -М- (кото-рый нас интересует больше, чем оценка £) находится в пределах(1,3-2)+1. Это подтверждают также результаты международного сличе-ния методов индивидуальной дозиметрии нейтронов, проведенные врамках СЭВ [в] . Пока нам не удалось ни надежно подтвердить, ниопровергнуть предположение о том, что при превышении некоторогоуровня исследования, на основе излучения условий облучения можнобыло бы понизить фактор вероятности. Было найдено, что некоторыеспектры, у которых мы предполагали при теоретическом расчете ука-занных величин положительное отклонение, по существу, имеют отри-цательное отклонение я наоборот. Поиск другого функционального

- 151 -

соотношения для зависимости сигналов дозиметра от искомой дози-метрической величины не привел пока к лучшим результатам. При прак-тическом измерении дозн нейтронов мы располагаем данными о приме-няемых видах источников нейтронов. Ввиду указанных обстоятельствследующий этап исследования будет сосредоточен на анализе спектровнейтронов, у которых можно предполагать экстремальные отклоненияпри оценке дозиметрической величины.


1. iCrousil J., Singer J., Kolcta L. The personnel dosiaetry

methods introduced in the Czechoslovak national laboratory pro-

ceedings of the internet, symp. on advances in radiat. Protect.

monitoring. Vienna, IAEA, 1980, p. 21.

2. Annals of the ISRP, 1977, v. 1, p. 3.

3. Trousil J., Bucina I. Personnel dosimetry for radiation

accidents. Proc. Symp. IAEA, 1965» P- 85.

4. Trousil J., Hospes U. Jaderaa energie, 1970, v. 5.

5. Trousil J., Fejteit j. Новые методы Индивидуальной до-зиметрии, Градец Кралове, ЧССР, 1977, с. 70.

6. Trousil J., Kolcta L. A method of compensation for the

energy and direction dependence of a tbermoluminescent dosimeter.

Radiation Protection Dosimetry. В печати.

7. Trousil j., Fejjtek J. Patent N 205 896 CSSR.

8. Национальные и международные сравнения Чехословацких до-зиметрических систем в смешанных полях нейтронов • гамма-излуче-ний /З.Проуза, Д.Никодимова.Ф.Спруны, И.Троцгсил. См доклад наэтой конференции, кн. I.

ДИСКУССИЯ

I.Д.Соколов. Просьба уточнить параметры фильтра: материал,ширину прорези, глубину прорези.

З.Проуза. Компенсация энергетической зависимости производит-ся перфорированным свинцовым фильтром толщиной 0,5 мм, где откры-тая площадь детектора составляет 175? и площадь, заслоненная свин-цовым фильтром, имеет 83£ общей площади детектора. В диапазоне энер-гий фотонов 20 кэВ - з МэВ погрешность измерения дозы + 25J6. Отвер-стие в форме креста понижает погрешность за счет угловой зависи-мости. Ширина я глубина отверстий зависят от размера детектора.

- 152 -

ИССЛЕДОВАНИЕ 1ШЕЩ&Ч. РЛ

J ОРГАНИКИ С ШОЬлЬ; П;-1Ж?ШЛ НА СПе

К.Ф.Пульхайм (х'ДР)

Введение

Для оценки состояния радиационной безопасности важное значе-ние имеет определение эквивалентной дозы внутреннего облучения пер-сонала, работающего в активной зоне АЭС. Однако это связано с не-которыми трудностями. При расчете эквивалентной дозы по даннымконтроля поступления радионуклидов в организм с помощью счетчикаизмерения человека (СИЧа) необходимо учитывать, что измеренныезначения активности есть результаты разных поступлений, время ко-торых неизвестно, и что недостаточно определены пути поступления,которые в дальнейшем необходимо экспериментально изучать. Отдель-ное измерение на СИЧе дает только представление о факте поступле-ния нуклида в организм до момента измерения. Так как меиду поступ-лением и первым измерением проходит определенное время, то для рас-чета эквивалентной дозы надо знать временной ход выведения радио-нуклида из организма, т.е. необходимо определить соответствующуюкривую.

МКРЗ в течение многих лет занимается тщательным сбором всехдоступных данных о выведении радионуклидов из организма. В связис этим важно оценивать все результаты обследования лиц, у которыхв результате профессионального контакта с источниками ионизирую-щих излучений имело место поступление радионуклидов в организм.Еаагодаря высоко развитой в настоящее время измерительной техникетеперь имеется возможность достаточно долго следить за поступив-шими активностями, которые дают очень низкие эквивалентные дозыдля данного лица.

Нами проводились измерения по выведению радионуклидов из ор-ганизма у персонала, занятого ремонтом и обслуживанием реактора,я который при измерениях контрольным прибором грудной клетки (ТМ),имел отклонения от установленной нормы.

В настоящем докладе обсувдаются результат^ измерений у 7 муя-чин, которые входят в состав обслуживающего персонала АЭС им.Бру-но Лойшнера в Грайфсвальде (реакторы с водой под давлением БВЭР-440).

- 153 -

Отбор персонала для исследований

Все измерения проводились в целях идентификации поступившихв организм радионуклидов и определения периода их полувыведения.Ни в одном случае эти поступления не давали заметного вклада в об-щую лучевую нагрузку исследовавшихся лиц. Эта нагрузка при работахопределялась в основном внешним облучением:

I. Работники A (27А), В (I9A) и С (22А) разбирали руками слойиз пластмассы на основе полиуретана, который временно имел кон-такт с загрязненной водой в перегрузочном бассейне. Работы прово-дились в течение трех недель. У работников А и С с помощью измери-тельного прибора для грудной клетки были обнаружены признаки постуг-ления уже за 12 дней до лачала исследований на СИЧе в Государствен-ном управлении по атомной безопасности и защите от излучения(ГУАБЗИ) [2] .

2 «> Работники D (2QA) и Б (20А) проводили работы на главномциркуляционном насосе. Сразу после работы с помощью проведенныхизмерений на приборе для грудной клетки были обнаружены поступле-ния, которые в дальнейшем, начиная со следующего дня, были иссле-дованы на СИЧе в ГУАБЗИ.

3. Работники /Г(22А) и S- (23A) проводили контрольные работы

в области крышки реактора в системы защиты и управления. Исследо-вания в СИЧе ГУАБЗИ начались после установления первых признаков .поступления на контрольном приборе для грудной клетки- •

Результаты измерений и их обсуждение

Все работники мсследовашеь на СИЧе через одинаковые проме-жутки времени в течение длительного периода. Периоды проведенияисследований: А, В • С - 145 сут, 2) - 149 сут, Е - III сут, F -43 сут, & - 69 сут.

За период исследований наблюдаемым лицам было запрещено рабо-тать в контролируемой зоне. Среда основных измерений на СИЧе вгеометрии сканирования были проведены многократные продольные из-мерения ProfiEsc/in (ширина зазора свинцового коллиматора 3 см).При этом измерительный зонд перемещался от НОСОВОЕ Д О бедреннойкости, причем центр детектора находился над продольной осью тела.Измерения при сканировании показали во всех случаях отложение ак-тивности в области грудной клетки (легких), что свидетельствовалооб ингаляционном поступлении радионуклидов. После определения'

в легких проводились измерения на СИЧе с перемещением изыерз-тельного зонда/И?,7( 72 ) с размерами 0 25 х Ili ом непосредственнонад областью грудной клетки и измерительного зондаЖ? Л те ) с раз-мерена 0-25t» x 10 см под этой областью.

' - 1 5 4 -

Ддя подтверадения и дополнения показаний спектрометрабыли проведены качественные измерения правых легких с помощьюспектрометра МоУ{ ТС ).

Измерения на СИЧе показали у работников А, В, С Д ) , Е инкор-порацию Со и

5 8Со/

5 4Мп , и очень слабую активность

59^<? ,

9 52 / ~

^5/#и

V<JW ъ CS , которые в дальнейшем не учитывались.Были получены следующие экспоненциальные функции, описываю-

щие выведение этих радионуклидов (время в сут):

Работник А А (б0Со) = А.(

60Со)

А (58Со/541Л/7 ) = АЛ

58Со/М/2 )е

0

91

А (58Со/

54Ы* ) = А

п(58Со/

54,1* ) е -=S^t

Работник В

Работник С А (**Ъо) - А (^Со) е— — — — U gg

А (58Со/

54М* ) = А

о(

58Со/

5%/7 ) е

Работник О А (^Со) = А ^ С о ) (0,95 е) -°t6 9 3 + 0,05 е .

t) (0,96 е

+ o,o4

ez-2#^

Работник Д А (^Со) - Ао(

60Со) е

А (°°СоЛ*Мл ) = Ао (.58

Со/^\]

П )

е - 0.693

33

"В*стровыводшый" компонент, который был обнару?кен у работни-ка 2), можно объяснить неотмытым внешним загрязнением лица, кото-рое постепенно было удалено. У работников А, В и С отношение

5 8Со

к 54М/г составляло приблизительно 3 : 2 . Общие погрешности для най

ленных эффективных периодов полураспада Т ^ составляли для° Со + 30$, для С о / тй/7 + 20%, Было установлено, что значенияТ ^ как для ®Со (среднее значение 93 сут), так и для Со/^Мл(среднее значение 56 сут) значительно выше у работников А. в, иС, чем у работников D, Б (среднее значение Т.д. для Со

с у т

для э Со/ М 39 сут). У первой группы, го всей вероятности, посту-

пали в организм ингаляционным путем в течение нескольких суток ра-:дионуклиды из воды первого контура, которые были зафиксированы налакированных поверхностях. Дда второй группы не было точных сведе-

- 155 -

рассматриваемое стекая с размерами 8x8x4,7 мм приведены в табд.Зх 4.

Из таблиц ввдно, что исследуемые стекла имеют небольшой фе-дннг, низкую спектралиую зависимость, сохраняют информацию щштемпературе до 373 К, а отекло 4ВА до 443 Е и стабилизируют своипоказаны в течение сравнительно небольшого отрезка времени послеоблучения.

Для определени чувствительности к нейтронному излучению РЭД- дозиметры облучалась в смешанном гамма-нейтронном поле I и II го-риэонтальннх каналов реактора ИРТ-2000 в г.Софи. Нейтронный но-ток спектра дм*нт* I горизонтального канала был обогащен с по-мощью фильтров быстрыми нейтронами, а П горизонтальны! канал из-лучал лоток тепловых нейтронов ( № d i o o ) . мощность дозы гаша-излученкс i нейтронов измерялась щш вомоци графитовой я тканезк-вивалентвой ионизационных камер, а спектр нейтронного потока припомощ активационных детекторов. РМ-дозниетры облучались непос-редственно в нейтронном пучке, а такке щш наличии фильтров изкадим • олова ТОЛЩИНОЙ 0,5 и 1,0 MI. УСЛОВИЯ облучения и пока-зания некоторых дозиметров, облученных при наличии фильтра толщи-ной I ми, представлены в табл.4. И» получе: дянстлг ВИДНО, ЧТО

при помощи детектора ЗИП можно намерить миншальнув дозу тепло-вых нейтронов 7 , 5 ' Ю " 4 Зв и 0,09 Гр со спектром, указанном в табл.4,а при помощи детектора 21 - соответственно 2 , 2 ' К Г 3 Зв и 0,5 Гр.,

Таолхоа I . Состав FM-ci детекторов с литием

Тип стеклавне.

LiO

31ДГ!

34JDзаемздкш

82,04 8.7077.90 6,0978,85 6.9679.82 5.22

9.269.657,7210,62

4,9424,94х

4,94х

4,36*

0,85* -6,364,26 2,212,13 2,21

1 Выше 100*.

Таблица 2 . Состав РйД-отехляняых детекторов без литая

Тип с Содержа-ние, % А, О

AiCKk

4АСВА

4АСВАК

73,07 Ю.62 4,94х 10,65 - 5,66 -

66,72 9,65 4,94х 10,65 12,98 -

67,49 Ю,04 4,94х 3,41 10,35 - 8,71

IOOJt.

- 1 5 6 -

Таблица 3. Основные характеристики РОД-детекторов

Tiraстекла

Вреш для стабилиза-ции радмофотолшинес-

8 5 ™ Д1о 95

% номинального значе—нвя, ч

Чувстви-тельностьД6Л8НЖЯ—.прибора*-дозы об-дучвшя

4,2сут,

после|260 420 ,1150

Спект-ральнаязависи-мость1 &

Температурная зависи-мость: уменьшение Фо-толшннесценции в %после 24-часового на-грева при температуре50° 70° 100° 170°С

Нижняяграницаизмеряе-мой до-зы.НГ* Гр

-4I

21

31.

зшадцт

4КА

4ВА

4ВАК

0,10,3

о.з1.0

0

0

0,2

0,6

2,0

1,2

5,0

0

0

1,2

1.0

6,0

6,0

8,0

0

0,05

5,0

0,84

0,36

0,34

0,80

0,04

0,09

0,32

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

4,2

5,0

5,0

2,0

4

2

0

4,6

4,5

6,0

4,0

6

3

0

6,5

7,0

6,2

4,5

6,5

3.5

2,5

5,0

6,5

7,0

5,6

6,9

6,5

5,9

I.0,

0,

0

0

0

I,

,5

5

,5

,6

3,

I,

I,

0

0

0

2

,0

,0

,0

,7

10,0

3,0

1,0

0

0

0

3,0

48

28

39

28

10,7

10

17,6

0,5

5

10,0

0,1

10,0

10,0

5

1 Иаирвтсших прибор тша F&D -6 .

ТаЛица 4. Показани РМЦдозшетров прш облучена в гамма-нейтронном поде

Типстекла

Местообдучвняв Энергия нейтронов (эВ)

и плотности потока,Доза нейтюнов, Доза

•а«у~чеши,

|3в

щшборагамма-до-зы, дел

Показаниеприборанейтрон-ной доза,дел

2Л II горж- Тепловаяэонталь-явх каналов

ЗПШ Канал 2,5-Ю6

4DBI 100

0,18 (0 84) 0,15 12,6 38

0,18 (0,084) 0,15 12,0 48

0,18 (0,084) 0,15 5,0

доза нейтронов,Зв

измеряемая

2,2'КГ3 Ц'ДГ3)

7,5'Ю" 4 (3,5'Ю-4)

2Л Тепловая 2,0>Ю4

аВМХ I горл- 0,4»Ю5-1,5»Ю7

канал4ПВ1 0,4*2«Ю6 - 2,7*107

0,4-Ю7 - 4*107

(Ю(10

(10

.8)

.8)

.8)

0,54

, 0,54

0,54

4543

18

15

25

(0,5)

(0,09)

ний о носителе. Результаты анализа проб мочи и кала не были учте-ны, так как измерялись только отдельные, несистематические пробы.У работников F и в- при измерениях на СШе были установлены поч-ти чистые инкорпорации

/77kg . Получены следующие экспонентиаль-

ные функции, описывающие поведение этих радионуклидов в организме(время t в сут):

Работник F А {Шткд) = к

п(Шткд) (0,78 е Щ*Ш t +

0,22 е

Работник G- А (110/77

А^ ) = Ао (

110/7?А^ ) ( 0,75 е

+ 0.25 в § § 2 - f ).

22,5

Общая погрешность для определенных значений Т ^ составляетэколо + 15$. Доля активности в 75-80$ была определена как "быстрый"компонент выведения. Значение Т ^ , равное 25 сут, вероятно, относи-тся к "среднебыстрому" компоненту. Возможный "медленный" компонентне был обнаружен в течение относительно короткого периода исследо-

вания (43 и 69 сут).Заключение

Проведенные исследования в отдельных случаях возможны в рамкахюбычного контроля на основе методов измерений с очень низкими пре-делами чувствительности. Эти исследования целесообразны, хотя до-зиметрическая интерпретация инкорпорированных активностей дает еже-годные эффективные эквивалентные дозы для всего тела менее I МЗв.Эти работы продолжаются в целях дальнейшего уточнения расчетов до-зы на отдельных рабочих местах, чему способствует определение эф-фективных периодов полураспада радионуклидов. Указанные исследова-ния дают возможность, в случае необходимости, произвести точныедозовые расчеты внутреннего облучения я одновременно вносят сущест-венный научный вклад в изучение поведения в организме радионукли-дов коррозионного происхождения.


I. Internal exposure monitoring of personnel of a nuclear po-wer plant with pressurized-water геа^огв/В.Ф.Крюгер.К.Ф.Цулъхайм,Г.Рюгер.В.Д.ШраЙтер - Intern. Synp. of the Doae Limitation Syatemain luclear fuel Cycle Facilitiea an other Radiation Practice*.

Madrid, 19-24 Oct. 1981, IAJU-SM-258.

2. Устройства для контроля жнкорпоращи в Государственномуправлении по атомное безопасности в защите от излучения/ В.Лес-нер, К.Ф. Цульхайы, В. Щдютер, Х.Клукке - Отчет ГУАБЗИ - 163, а ш ь1974.

- 159 -

РЛЦИОФОТОЛСШНЕСЩИТНЫЕ СТЕКЛЯННЫЕ ДОЗИМЕТРЫ

М.ГДристова, Л.Д.маричкова, С.Г.Стефанов (НРБ)

Явление радиофотолвминесценции неорганических веществ извест-но с 1912 г. В течение I920-1936 г. Прзибрам исследует влияниемикроколичеств редкоземельных элементов в различных минеральныхл неорганических синтетических веществах на мх фотолюминесценцию.Название радяофотолпминесценция (РФЛ) введено ям впервые в 1922 г.[ I] . Интенсжвное исследование этого явления Щульманом с сотр. в1947-1950 гг., главным образом для алиюфосфатяых стекол, активи-рованных серебром, прмвело к созданию первой в мировой практикетвердотельной дозиметрической системы для целей аварийной дозимет-рии f 2,з] . Первоначальный нижний предел чувствительности этойсистемы 10,32 мКл/кг (40 Р) вскоре был снижен до уровня 0,258 мКл/кг(IP) [4] . Второй етап РФЛ дозиметрии начался в 1961 г., когдаЙокота с сотр. создали в Японии стекла и измерительное устройстведля регистрации доз от 1«1СГ* Гр [5] .

Ряд преимуществ, которыми обладают РФЛ-дозиметры, и главнымобразом, возможность многократной регистрации накопленной дозы,привлекают и в настоящее время внимание и усилия специалистов мно-гих стран (Япония, США, Франция, Польша, Румыния и др.), а резуль-таты их исследований уже опубликованы в более чем 500 докладах истатьях [6-8].

В 1976 г. в ИЯИЯЭ НРБ возникла идея о разработке РФД-дозимет-ров для целей технологической доаиметрин для проектируемых в ин-ституте гамма-облучательных установок. При помощи несложной техно-логии были синтезированы десятки видов РФ1-стекол с составами, ука-занными в известной патентной и научной литературе, а также и созначительно отличающимся процентным содержанием основных соедине-ний и дополнительных химических элементов. В настоящем докладепредставлены результаты проведенных в течение четырех лет иссле-дований свойств некоторых иь синтезированных стехел, предназначен-ных для намерения гамма-излучения и смешанного гамма-нейтронногоизлучения. Рассмотрены свойства двух групи стекол - группа А с вы-сокой и груша В с низкой чувствительностью к гамиа-аздучению. Ихсостав представлен в табл.1 и 2. Стекла группы В не содержат ли-тия. В качеств* нового элемента, не вхедиваего до сих пор в сос-тав шатлатшаг стекол, включен стронций. Основные характеристики

- 160 -

Результаты экспериментов

Детектор ИнтервалНврПХ

Плотностьпотока

йнейтроноВоСРнейтрЛсм^с)У).

Флюененейтро-нов XFL ),нейтр/см*

"• « с м "2

ГрИспользо-ванные фор-мулы

197.Аи

6 3 .Lu

Ш1п

32 £

98,7 Теплоше 5,03-10*нейтроны

1560 0,4- 40 аВ 2,45»105

4,51 Тепловые лнейтроны 5.07-I04

0,264 20 аВ-0,5 МэВ fi1,09«Ю6

0,826 0,5-10 UsB 3,33'Ю7

0,5-1,15 МэВ е7,5«106

0,281 . 1,15-Ю МэВ # 7

МэВ 1,97*Ю7

0,306 3-Ю- МэВ б.ЫО*

1,07»Юа

5,75«I0S

I,08«I0a

I,03«I07

0,468'Ю""9 0,50

1,74*IO"9 0,01

0,468-Ю-9 0,50

2,60*Ю~10 48,10

0,002

0,085

1,35-Ю11 1,92«Ю~9 259,20 51,84 DH

Di

3.55.I0 1 1 2,90~I0~9 1028,35 205f67

1,10-Ю11 4,I4'I0~ 9 454,55 30,91

F th

Д . 358,2+4,8

Рассмотренные РФ! - дозиметра можно «пользовать в аварийно*дозиметрия для определения погашенной дозы гамна-я8лученяя и нейт-ронов. В случае смешанного гаша-невтронного облучения для оценкидозы гамма-излучения особое значение имеют РФЛ-дозиметрн, не со-держащие лития, которые при непосредственном облучении регистри-руют дозу только за счет гаима-язлучения. ОД-дозхметрк типа 2Ля ЗШС можно использовать я для обычного индивидуального контроляповншенного радиационного облучения персонала.

Список литературы |

1. Przibram K.Z. - Pbys., 1924, v. 20, p. 196. |2. Schulman J.H. Dosimetry of x-rays by radiophotolufflines- £

cence. - J . Appl. Phys., 1951, v. 22, p. 1479. j3 . Schulman J.H. e .a . Radiophotoluminescence dosimetry sys- f.

tem of the US Navy. - Nucleonics, 1953, v. 11, N 10, p . 52. f4 . Ccbulman J .H . , Etzel U . I , Small volume dosimeter for '

x-rays and gamma-rays. - Science, 1953, N 118, p . 184. j5 . Yokota R. e .a . High-sensi t ivi ty s i lver activated phospha-

te glass for the simultaoeou measurement of thermal neutronsgamma- and be ta - rays . - Health Phys. , 1961, N 5, p . 219.

6. Klaus, Beckert. Recent progress in radiophotoluminescencedosimetry. - Health Phys. , 1965, v. 10, p . 205.

7 . Solid-State dosimetry. New iork : CRS Press , 1973, p. 15.8. Богданов E.A. Раджофотолшинесцентные стеклянные дозимет-

ры,- Атомная техника за рубежом, 1971, № II.

ДИСКУССИЯ

А.Д. Соколов: Поясните, какими мерами удалось обеспечить ста-бильность прибора в течение 3 лет в пределах +1%?. М.Г.Христова: Стабильность работы прибора и достоверность ре-г;зультатов устанавливается вря помощи эталонных стекол фирмы "Тмжн-да", так как измерения проводились на их приборе

- 162 -

КОМБИНИРОВАННАЯ КАССЕТА ДЛЯ ИЩЩВВД7МШ0ГОДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КШТРОНЯ

М.Г. Христова, И.Н. кусков (НРБ)

В настоявши момент в мире работают десятки исследовательскиреакторов, критические сборок я атомных електростанции. Благодарядостигнутому высокому научно-техническому уровню их эксплуатацияотличается ВЫСОКОЕ ядерной • радиационной безопасностью. Однакодля случаев маловероятных аварийных облучений оря неконтролируе-мой цепной реакции, а также ж при неправильной работе с радиоак-тивными веществами и другими источниками ионязнрущих излученийсоздаются равные метода и средства для аварийного радиационногоконтроля, которые используются параллельно со средствами контрсн-ля радиационных облучений при нормадьннх условиях работы.

В Народной Республике Болгарии ускоренным! темпам! развива-ется ядерная енергетика. Расширяется применение радиоактивных изо-топов во всех отраслях наука и народного хозяйства. В связи с этимв Институте ядерных исследований и ядерной енергетики разработанакомбинированная кассета идя индивидуального дозиметрического конт-роля, которая имеет вид, представленный на рис.1. Кассета имеет рамеры 63x40x10 мм и вытает:

I. Индивидуальный фотоконтроль при хроническом облучения данормальных условий работы. Здесь имеются возможности для фотоконт-роля кассеты, применяемой в данный момент в ИЯИЯЭ и на Козлодуйс-кой АЭС. Она живет следующие четыре рабочие поля размером 12x17 мм

а) поле I - окно для регистрации облучения бета- я гамма из-лучений;

б) поле 2 - е фильтром из алшиния толщиной 279 мг/см*. по-зволяющее при сопоставлении с результатами поля I определить 6ъ

г

та-облученяе с энергией до 0,72 МэВ;в) поле 3 - е фильтром яз свинца (567 мгДаг) я олова

(438 мг/<яг) для сглаживания кривой спектральной зависимости до-зиметрической плевки я для дифференцирования облучения мягкой яжесткой составляющими при использовании поля I;

г) поле 4 - фвльтр яй свинца (567 мг/car я кадмия) ( 434 мг/сидя определения облучения тепловыми нейтронов при использованиярмамммм водя 3.

" - 163 -

Комбинированная кассета для индивидуального дозиметрического конт-роля

2 . Актнвационные детекторы (Аи,Си, Int£>ufeh )t стандар-тизированные для реакторно-фвзпеских измерений . Эти де-текторы позволяют определить нейтронный поток и поглощенную дозув енергетически! интервалах тепловых нейтронов: 0,4 - 40 аВ;40 аВ - 0,5 МэВ; 0,5 - 1,15 МэВ; 1,15 - 3,0 НэВ; 3 - 1 0 маВ.

Результаты проведенных вкслержментов с указанными детектора-гми, облученными на I горизонтальном канале ИРТ-2000 с обогащен-нш быстрыми нейтронами спектром.

Канал аттестован в качестве образцового для поглощения дозынейтронов, причем в точке облучения детекторов мощность дозы сос-тавляет 3,6 - 0,18 Гр/ч при мощности реактора 2 МВт. С по-мощью этого метода данные аварийного облучения могут быть получе-ны в течение сернах нескольких часов с погрешностью около 3055, апосле 24 ч - с погрешности) до 10£.

3 . Радиофотолпшнесцентнве стеклянные дозиметры для измере-ния гамма-облучения • нейтронного. В кассету можно поставить 3

- 164 -

детектора с максимальным размером 8x8x4,7 ми. Один яз детекторовнечувствителен к нейтронному излучению. Остальные два размещаетсясоответственно за фшьтром яз Ccl я Sn толщиной I ми.

При помощи радиофотолшинесцентных дозяметров типа ЗДМ2, 2L ,4ВАК, разработанных в ИЯИЯЭ, можно получить дифференцированно пог-лощенную дозу гаииа-взлученяя в интервале (0,1 - 10 )*10 Гр итепловых нейтронов или нейтронного потока с произвольным спектром,

Термолшинесцентные дозиметры (2 шт.) для измерения поглощен-ной дозы гамма-язлучения я тепловых нейтронов. Один яз них постав-лен в свинцовом Зилътре толщиной I мм. Диаметр дозяметров можетбыть максимум Ю мм. При помощи разработанных в последнее время вИЯИЯЭ высокочувствительных термолшянесоентных дозяметров не

Са$п,/Ву я {CoSOj/Dj, ) +LiF можно намерить поглощенную довугамма-язлучения я тепловых нейтронов в интервале от ICH

5 до 10 Гр.

Дря введении предлагаемой кассеты в систему индивидуальногодозиметрического контроля ядерно-физических и ядерно-энергетичес-ких установок НЕБ создается возможности для более полной количест-венной я качественной опенки индивидуальной лучевой нагрузки вразличных случаях облучения персонала.

- 1 6 5 -

ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К СИСТЕМАМРАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ДЛЯ АЭС

И.Бучина, И.Малатова, Э.Кунэ, Й.Шевц, Й.Томас (ЧССР)

Программы радиационного контроля выбросов в окрестности АЭС,разработанные в прежние годы, уже устарели. Это касается как це-лей и объема контроля, так в методов измерения и способа интерпре-тация результатов. В ходе работ по обновлению програми радиацион-ного контрола мы пришли к выводам [i] , большинство из которых со-держится в отчете о совместных научно-исследовательских работахИнститута биофизики МЗ СССР и нашего института [2J . Эти выводысоответствуют недавним рекомендациям МАГАТЭ Г31 , обобщающим опытмногих стран.

При контроле, осуществляемом для радиационной защиты населе-ния, основной составляющей является контроль выбросов АЭС в атмос-феру и сбросов в открытые водоемы, нацеленный на то, чтобы полу-чать более полную информацию о количестве радионуклидов, поступаю-щих в окружающую среду ['4 J. Радиационный контроль в окрестностиАЭС, кроме указанной цели, имеет еще одну задачу, состоящую в до-полнительном подтверждении безопасной работы АЭС. Это подтвержде-ние имеет в основном психологическое значение, так как окончатель-ным свидетельством безопасной работы А Х могут служить лишь резуль-таты контроля выбросов. Однако во время аварийной ситуации контро-ля радионуклидов в окрестности АЭС приобретает больше значение.

Бела измерение выбросов можно проводить с достаточной чувст-вительностью, то загрязнение в окрестности за счет выбросов,какправило, настолько мало, что даже самые чувствительные методы немогут его обнаружить. В связи с этим и учитывая второстепенноевлияние уровней загрязнения на местности на оценку безопасной ра-боты АЭС количество измерений в среде можно существенно снизить,однако одновременно необходимо стремиться к тому, чтобы чувстви-тельность методов была как можно лучшей.

Результаты измерений ниже порога чувствительности нельзя счи-тать нулевыми, их следует интерпретировать как значения, равныепорогу чувствительности. При этом в случае недостаточной чувстви-тельности измерений безопасность эксплуатации АЭС может оценивать-ся гораздо менее удовлетворительной, чем в действительности.

- 166 -

Получение полной информации о выбросах требует непрерывногоизмерения всех находящихся в выбросах радионуклидов, способныхвносить существенный вклад в облучение населения на окружающейАЭС местности. Если непрерывное измерение пока неосуществимо, поменьшей мере, следует проводить непрерывный отбор представитель-ных проб выбросов и периодическое измерение находящихся в них ра-дионуклидов. Однако эти измерения необходимо дополнять контролемнекоторой части выбрасываемой смеси, что позволит без большой за-держки получать сигналы о существеных изменениях в выбросах. Приэтом необходимо учитывать, что чем больше интервал времени междуотдельными суммарными измерениями таких проб, тем более низкиезначения надо считать значимыми в качестве сигналов об измензниивыбросов.

Основным методом в полном контроле выбросов и в чувствитель-ном мониторинге окружающей среды представляется полупроводниковаягамма-спектрометрия. С помощью полупроводниковой гамма-спектромет-рии можно быстро с приемлемыми расходами и достаточной чувствительностью определить почти все радионуклиды, находящиеся в выбросах.Однако гамма-спектрометрию следует дополнять определением некото-рых радионуклидов в образцах, выделенных из смеси химическими ме-тодами. Это касается прежде всего трития и изотопов стронция. Не-обходимая составляющая системы контроля - непрерывное измерениеобъема выбрасываемого воздуха или воды и объемов, отобранных дляизмерения проб.

Внедрение непрерывного измерения с помощью полупроводниковойгамма-спектрометрии требует решения технических проблем, связан-ных с изготовлением установок для отбора проб и с передачей данных

Сочетание способов измерения, дающих удовлетворительную информацию о выбросах АЭС в атмосферу [Ij , описывается в табд.1. Не-прерывная гамма-спектрометрия может заменяться непрерывным отбо-ром представительных проб, измеряемых периодически. Для определе-ния йороткож-озу^йх радионуклидов при таком контроле измерения при-•дяось бы проводить очень часто. На практике можно ограничиться ре-судяпно лозтойяющгтдаоя отборами проб короткоживуцюс радионуклидов,изшряэкгш; иегтэередстз-йшо после отбора. Некоторая выдержка непре-рывно отбиоаеглгх проб, в течение которой короткоживущие радионуклкда распадутся, яозволгт повысить чувствительность определения дол-гокч?у!цг; ?я!г;ояуклядп-^ В таблЛ, наряду с быстро реализуемым КОЕролем с помола отбора проб, указана также возможность измерений? чатшъ* г;

л;;р-": -'-т7л» полупроводниковой гаша-епетегрометрия, внед-

рение ко"г-,|,:л: -. учетом современного уровня приборной техники,

осуществимо уне н настоящее время или в ближайшем будущем.

Проблема контроля жидких сбросов в поверхностные водоемы бо-лее проста и требования к непрерывным измерениям не столь сложные,

- 167 -

Таблица I. Схема получения полной количественной икачественной информации о выбросах в атмосферу прж нор-

мальной эксплуатации АЭС

Аэрозоли Иодгазо-обваз-нын

Инерт-ныегааы

сигнализирующие изме-

Непрерывные отборы проб, 1-5Ежесменные ялж ежедневные измерения:

полупроводниковая гамма-спектро-метржя +жждкже сцжнтжляторы

Совместные измерения проб, отобранныхза месяц или квартал:

полупроводниковая гамма-спектро-метрия +хжмжческое отделение некоторых ра-дионуклидов (стронций, трансурановые) +ж измерение бета-влн альфа-излучения

_ ежедневныеотборы проб,

Непосредственное измерение гамма-спектронетржей

а Можно использовать имеющиеся установки, жзмеряшще бета- илиальфа-активность (Калина ж др.).

** По возможности применяется полупроводниковый гамма-спектрометр,[размещенный возле труды; инертные газы: небольшое экранирован-ный детектор, проточная большая камера без давления иди проточ-ная небольшая камера с давлением; аэрозоли ж иод: большой экра-вжрованнкй детектор, фильтры для отбора.

в В случае непрерывных гамма-спектрометрических измерений (см.п.б),кратковреаенныб отборы проб могут не проводиться.

г Аэрозоли, включая аэрозоли иода, отбор проб на фильтры; газооб-

" иод, отбор проб на фильтрационный материал, содержащийсеребро; тритий, отбор пробТ например, на силикагель; инертныегазы сжатые компрессоров, например, до 20 ЫПа, отбор проб в малыебаллоны общим объемом 1800 млТб штук объемом по 300 мл), кото-рое для измерения помещаются вокруг детектора.

д Аэрозоли, газообразный иод и инертные газы согласно п.г).е Надо дополнить измерением отношения объемов выбросов и отбирае-мых проб.

Предложения по наиболее целесообразному сочетанию способов отбо-ра проб и методов их измерения для полной информации о сбросах вводоемы с АЭС в табл.2 [i] . Полный контроль выбросов и сбросовв окрестности АЭС при их нормальной эксплуатации можно постелен-

- 168 -

но упростить [2] . Расчеты коллективных эквивалентных доз будути в дальнейшем основываться на измерениях выбросов и сбросов и насоответствующих моделях распространения радионуклидов. Следует от-метить, что экспериментальная проверка этих моделей на окружающейместности при нормальной эксплуатации АЗС практически трудно осу-ществима.

Большое значение будут иметь в будущем измерения с помощьютермолшинеспентных дозиметров. Затраты на термолшинесцентные из-мерения небольшие, психологическое значение получаемых с их по-мощью результатов относительно большое, а наличие этих дозиметровнеоценимо в случае аварии на А Х . Весьма ценной информацией сле-дует считать результаты измерения проб почвы, которые служат хо-рошими интегральными показателями загрязнения-

К контролю относятся измерения концентраций радионуклидов вприземной атмосфере. Вблизи АЭС, где можно ожидать максимальныхсреднегодовых концентраций радионуклидов, рекомендуется использо-вать установки большой мощности для отбора проб аэрозолей и иодас прокачкой 100-300 м

3/ч. Для проведения этих измерений, как и из-

мерений других проб окружающей среды и с/х продуктов, по-видимому,основный методом будет полупроводникова гамма-спектрометрия, ис-пользуемая таким же образом, как и в случае измерений выбросов ватмосферу. В основном будут проводиться измерения по определению/Sr , С? или же V я по определению так называемой суммар-

ной бета или гамма-активности, которые, хотя и дают малый объеминформации, но обладают высокой чувствительностью.

В отличие от измерений, проводящихся в трубе АЭС, в данномслучае возникает вопрос, будет ли полупровстниковая гамма-спетро-метрия для измерений на окружающей местности достаточно чувстви-тельной? Доя ответа на этот вопрос оценивалась возможность изме-рять с помощь» спектрометрии над уровнем естественного фона и гло-бальных выпадений концентрации радионуклидов в пробах, отобран-ных насосами большой мощности [5,б].

Для этого были определены наименьшие значения потоков фото-нов определенной энергии, которые могут быть измерены спектромет-рической аппаратурой и позволяющие рассчитывать наименьшие обнару-живаемые значения активности отдельных радионуклидов. Результатыдля G-e(Li) - детектора чехословацкого производства (относитель-ный коэффициент эффективности 1,В>%, разрешение 2,6 кэВ для линии1,33 МэВ), в хорошей экранировке (железо толщиной 2000 мм во всехнаправлениях вокруг детектора), представлены на рис.I для толсто-го плоского образца и на рис.2 для объемного образца. Для сравне-ния на рис.З представлены результаты для плоского образца, изме-ренного с помощью ЭТО1О не детектора без экрана. Из дредставдеп •

- 169 -

ных данных видно, что хорошая экранировка детектора существенноулучшает его чувствительность в большом диапазоне энергий, особен-но вблизи пиков естественного фона. На рис.4 для наглядности при-ведены в относительных единицах наименьшие обнаруживаемые актив-ности и концентрации радионуклидов для всех типичншс конфигурацийизмеряемых образцов.

На основе проведенных измерений была дана приблизительнаяоценка наименьших обнаруживаемых активностей для германиевого де-тектора с экранировкой, соответствующего по своему качеству импорт-ному (относительный коэффициент эффективности 25£, разрешающаяспособность 1,9 кэВ).

10 -

1 -

-

: Ч,

N

|

J

ч|

J

I

V

I

7

3600c

3В 00ОС

100

10

0,1 1 Е,МэвРис.1. Наименьшие обнаруживаемыепотоки 5г> гамма-квантов (см.приложение) в зависимости от энер-гии для &е (Li) -детектора с за-шитой для толстой плоской пробы.SefLL)-детектор: относительная эф-фективность 7,8$,разрешение 2,6 кэВзащита: 200 мм Fe во всех направ-лениях вокруг детектора. Проба: ле-жит на детекторе, объем 50 мл/060x18 мм). Время измерений 120,

I- Хбб кэВ.jM/fo ™V\ 2 -239 кэВ, 2JZFS , 2I4TB ; 3 - 352 кэВ,214 ? e . 4 _ 5 I I K 3 L

L T 5 - 683 кэВ

59б кэВ, 228А с,

1765 кэВ, 214

Ы

О,'Рис.2. Наименьшиемне потоки £ъ га;.&1а-квантаз(см.приложение) в зависимостиот энергзга для i\-(Li '-детекто-ра с защитой для обьекной про-бы. fff^^-детектор тот же,что из рис.1 , Съшита: «.ии глг.;Fe по всех направлениях вокругдетектора. Проба: объевя&ч1200 мл (6x200 мл, $ 6ух"?1 ;.&:;.Время измерений 1^0, 360и,

1 - 186 кэв, * ^ К а ; ^"^ ( ; ;2 - 239 кэВ, 2 L : ; P B , k i l 4 RB;

3 - 352 кэВ, 2 1 4 Р в ;- 511 кэв, аннигиляциошае изду-, анн

чение: 5 - 5" ,- 609 кэВ'К 8 15

ка4каВ, 2°т£

э 4в<: ; л - I4$U кэ!8 - 1590 кэВ,

8А

- 170 -

Таблица 2. Схема получения полной количественно! икачественной информации о сбросах в поверхноотвне

водоемы при нормальной эксплуатации А Х

Тритий Другие

Непрерывные сигнализирующиеизмеренияНепрерывные отборы проб

Ежесменные или ежедневные измерение:полупроводниковая гамма-спектро-метрияжидкие сцинтиляторн

Совместные измерения проб, отобранныхза месяц или квартал:

полупроводниковая гамма-спектро-метрияхимическое выделение некоторыхрадионуклидов (стронций, транс-урановые) и измерение ах бёта-или альфа-активности

+ •

потоки £D гамма-квантов (см.приложение) в зависимости отэнергии для £е(/Ц*летекторе беезащиты д и толсто! плоской пробы.G-9 (ИГ- детектор тот же, что

i s ржс.1. и г "объем

рI - 186 кэВ239 кэВ,

2

2 1 4Ев; 4 - 511 каВ,

ное излучение: 5 -6_- 609 каВ, ^

8 - 1590 каВ,9 - 1765 кэВ,

2 1 4 Ъ1

Uf ouuu, «мял

, 2 3 5

Z/; 2 -Р8 3-352 каВ,

Е,МэВ

Подученные результаты сравнивались с расчетными значениямиактивности проб в случае отбора их на фильтры с помощью насосапри подаче 100 м

8/ч на расстоянии 2000 м от трубы в месте при-

земного максимума, если бы при эксплуатации 4 блоков (1760 мВт)выбросы в атмосферу достигали в это время максимальных среднегодо-

- 171 -

У аъ

Менее 0,5 более 350

Менее 5 более 10

3,5

6,5

50 10

200

1200

11 гоо

п

Рис,4. Сравнение наименьших обнарукиваемых активностей А ,9 Сем.приложение) и наименьших обнаруживаемых концентраций радионукли-дов ао явя разных конфигураций и объемов Y ; измерение т»с5ы спомощью бе*-' детектора (значенияЛ,» и а? , приведенные в*отно-сительных единицах приблизительно соответствуют гаша-квантам лю-

бой энергии)

вых значений в соответствии с отчетом ло безопасности дроектаДукованоной АЭС. Эти значений, исходя из данных ЛОТЭП, в большкет-ве случаев ниже, чем значения, допустимые по СП АЭС-7» | ? J . Ре-зу льтаты сравнения приводятся в табл.3. В случае недельного отбо-ра проб на фильтрах могли бы появиться обнар.уккваел-тые активности

- 172 -

°С *3 7Cs°Со, *

3 7Cs и

I 3* J , а в случав одновременного намерения

фильтров, полученных при отсЗоре проб в течение 3 мес., еще54М/7 я

9° 2г (при продолжительности измерения 10 ч ) . При отборе

проб в течение 10 ч и ори времени измерения I ч становится реаль-

ным измеренные I 3 8

Cs и °BRb.

В действительности выбросы эксплуатируемых АЭС меньше, чем

взятые для расчетов. По данным [8-10] для электростанций с ре-

авторами тнпа ВВЭР водачество в реальных выбросах многих радионук-

лидов на порядок и более ниже, чем получено нами в расчетах. В

связи с этим в качестве исходных были взяты активности фильтров

в 30 раз ниже я получены сравнительные данные, приведенные в табл.<

Таблица 3. Сравнение наименьших обнаруживаемых активностей

к д с расчетными активностями kF некоторых радионуклидов

на фильрах, через которые прокачено 100 ма/ч в месте призем-

ного максимума, в 2000. м от трубы, при эксплуатации 4 реак-

торов ВВЭР с общей мощностью 1760 МВт я при выбросах в

атмосферу по проектным данным ДОТЭП

Лолгоживушие радионуклиды Коротхопвущие радионуклиды

А ^ , мБк

нуклидизмерение

10ч 100ч

If мВк

отбор проб

100ч

ioV1000чЮ5м3

Aj, мае

измерение

нук-лид

1ч

А/гМ&с

отбор проб

ft J 1 0 * о100 ма> 1000 it

95 Z

I37C

I3IT

70 20

200 80

70 20

80

70

30

20

240 980 20

60

8

5

30

20

30

70

20

200

200

100

0,02 0,1570 700

1000 -

I3I-, 100 201 3 3

1 200 90I 3 5

I I000 802 4 *« 90

9 9Мо 50

l 3 bCs I000 3000 -

88 Re 10000 4000 -

200

700

400

4

3

Примечание: &е- детектор: относительная эффективность 25%, раз-решение 1,9 кэВ; защита: железо толщиной 200 мм повсем направлениям вокруг детектора; проба, лежащая надетекторе, 0 60 х 18 мм.

- 173 -

[ij , из которой видно, что и в этом случае можно обнаруживатьнекоторые из радионуклидов. Однако учитывая различие в выбросахотдельных АЭС и неточность моделей распространения радионуклидов,сделать окончательные выводы о необходимой чувствительности мето-дов можно только после получения результатов непосредственных из-мерений.

Таблица 4. Сравнение наименьших обнаруживаемых активностейАо с активностями Ар некоторых радионуклидов на фильт-

рах, через которые прокачено 100 м3А в месте приземного

максимума, в 2000 ы от трубы при эксплуатации 4 реакторовВВЭР с общей мощностью 1760 МВт при выбросе в 30 раз мень-

шем, чек проектные данные ЛОТЭМ

Долгокивущие

нуклид

AD , мЕк

измерение

10ч 100ч

радионуклиды

Ар , мБк

отбор проб

100чI0V3

105лг

йэроткоживущие радионуклиды

AD , мЕк

измерение

нуклид1ч

А/г , мЕк

отбор проб

1 4 зЮч

ЛХЮыГ

5 9 Fe5 а Со6 0Со9 5 £гI34C s.

1 3 7 Со131-j.

70

200

70

80

70

24

8060

20

80

20

30

20

9

20

-

0,

о,I

I

I

о,2

40

3

2

0005

2

0,7

10

10

3

0,005

20

-

I33J

135-j-

2 4 Na

•"Но

шс$8 8 R6

100

200

1000

90

50

1000

10000

0,7

3

3

_

—

100

100

7

20

10

0,1

0,1

-

_

Примечание: (3-е -детектор: относительная эффективность 255?, разре»шение 1,9 кэВ; защита: железо толщиной 200 ни по всемнаправлениям вокруг детектора; проба, лежащая на детек-торе, 0 60 х 18 мм.

В случае чрезвычайных условий на АЭС при повышенных выбросахчерез трубу или сбросах в поверхностные водоемы контроль моднов принципе организовать таким же образом, как и при нормальнойэксплуатации.

Однако требования к контролю существенно изменяется в слу-чае больших аварий при утечке радиоактивности в атмосферу помимотрубы. При этом указанный выше контроль не дал бы достоверных ядосточно точных данных об аварийном выбросе радионуклидов. Бели

- 174 -

информацию о составе выброшенной смеси все таки можно будет полу-чить, то сделать хорошую оценку общего выброшенного количестварадионуклидов практически будет невозможно. Лучшим, если не единст-венным, способом получения хотя бы приблизительной количественнойинформации о выброшенном количестве радионуклидов при аварии яв-ляется телеметрическая система, основные свойства которой приво-дятся в табл.5. Основная цель телеметрии заключается не в быстройсигнализации об утечке, так как эту сигнальную информации можно,кроме информации о количестве утечки, легко подучить другим спо-собом, а в том, чтобы с помощью этой системы оперативно получитьнеобходимую информацию для осуществления защитных мероприятий вслучае аварии.

Таблица 5. Требования к аварийной телеметрическойсистеме контроля утечек радионуклидов из АЭС в

атмосферу

16 пунктов измерения - интервал 22,5 ° поокружности диаметром 1-2 км от трубы(вблизи границы территории А Х )

ч

N

Измерения мощности дозы Отбор проб и измерения(непрерывно) иода (периодичность опре?

делается нарастанием мощ-ности дозы) |

Оценка интеграла концен- Оценка интеграла концентра-трапии активности по ции актжвности по временивремени для инертных для изотопов иодагазов \ /

Количественная информация об утечкерадионуклидов в атмосферу (ЭВМ)

Достаточное внимание уделяется контролю внешнего облученияработников АЭС-бета-, гамма- и нейтронного. Дозиметрические сис-темы, применяемые у нас для этой цеди, описаны в докладе [l2] , жнамечено применение некоторых способов в перспективе.

Тем не менее, пока еще мало внимания уделяется контролю внут-реннего облучения работников, который не обеспечен в достаточной

- 175 -

мере в проектах АЭС. Индивидуальный контроль внутреннего поступле-ния на АЭС нельзя заменить контролем рабочей среды. йяеется группа,по крайней мере, в несколько десятков лиц на каждой А Х , для кото-рых необходимо проводить контроль регулярно через 1-2 мес. Для ос-тального персонала надо иметь возможность неотложного контроля вслучае необходимости. Желательно проводить также контрольные (еже-годные) проверки всех работников контролируемой зоны АЭС. Поэтомунеобходимо, чтобы на АЭС имелся счетчик всего тела и оборудованиедостаточной чувствительности для измерения выделений. Наиболееудовлетворяет этой пели счетчик всего тела с хорошо экрашрован-ной камерой, оснащенный сцинтилляцконным или полупроводниковым де-текторами. Анализ [I3J показал, что ни в коем случае нельзя счи-тать достаточным применение детектора с частичной экранировкой,измеряющего на большом расстоянии, как например, предусмотренный /в проектах детектор UDEG- 01 со счетчиком M15G - 0 1 , который |недостаточно чувствителен. f

Возможность применения полупроводниковой гамма-спектрометрии 1для измерений радионуклидов в выделениях оценивалась так же, как jи в случае контроля аэрозолей, отбираемых из атмосферы в окрест-ности АЭС. В табл.6 [4,б] для&е (Li )-детектора чехословацкогопроизводства сравниваются наименьшие рассчитанные активности суровнями регистрации, полученными на основе годовых пределов по-ступления отдельных радионуклидов через дыхательные пути. На АЭСобычно происходят поступление смеси радионуклидов, повтому чувст-вительность обнаружения на уровне значений, которые равны уровнямрегистрация отдельных радионуклидов, недостаточна. Необходимочтобы обнаруживаемые активности были в 3-10 раз меньше, чем актив-ности отдельных радионуклидов, поступивших в организм.

Сравнение наименьших обнаруживаемых и расчетных активностейпри измерении биосубстратов [4,б] приведено в табл.7. При измере-нии всего тела исследуемый работник сидит перед Q>eLL -детек-тором с расставленными врозь ногами таким образом, чтобы ось еготела (выше колен) находилась на расстоянии около 30 см от детек-тора. Такая геометрия удобна для быстрого, но достаточно точногоизмерения в случае аварий, когда радионуклиды поступает преимущест-венно в легкие и желудочно-кишечный тракт. Достаточная чувствитель-ность измерений достигается не только в процессе аварийного и опе-ративного контроля, но я при периодическом контроле.

Для решения вопросов об объеме и применении новых методовконтроля для АЭС пока не накоплен достаточный опыт, поэтому воз-можно, что объем выполняемых в настоящее время измерений несколь-ко завышен. Однако пока следует исходить из того, что проводимыйв настоящее время контроль выбросов окружающей среда и работников

- 176 -

Таблица 6. Сравнение наименьших Инаруяиваемых .-. тивностейА/> (см.прим.) с рассчитанными уровнями регистрации X?s и Л?(ом.прил.) для контроля внутреннего содержания радионукли-

дов у работников АЭС при измерении всего тела

нуклид кг, кБк ко , кБк

в защите

120 с I ч

А/>

без

120

, кБк

защиты

с I ч

5 SCo

^Со95 Zt

"Mo

144Се

131т

500

200

400

15

80

1200

80

120

10

900

7

80

50

80

3

15

0,2

25

40

1.5

-

0,15

0,82

2,3

0,80

1,0

1,5 "

0,78

0,94

0,9

6,5

1,05

0,15

0,085

0.2

0,085

0,09

0,16

0,12

0,10

0,10

1,02

0,09

0,02

2,9

6,8

2,9

3,0

5,4

4,8

100

3,5

40

3,0

0,85

0,46

1,05

0,46

0,46

0,85

0,84

20

0,59

7,0

0,45

0,13

Примечание: Ct-eiU)- детектор: относительная эффективность 7.8JS,разрешеше 2,6 каВ; защита: железо толщиной 200 ммпо всей направлениям вокруг детектора; расстояние оситела от детектора около 30 см.

R$ - рассчитанный уровень регистрации для специального конт-роля не более чем через 2 сут после поступления радио-нуклида в организм; R r - рассчитанный уровень регистра-ции для периодического контроля 8 раз в год (интервал45 сут; измерение через 2-3 сут после поступления радио-нуклидов) с относительным интервалом достоверности всреднем 4, но не более 9.

а Даннка относятся к измерениям щитовидной железы;

Для контроля: 2 раза в год (180 сут) с интервалом достоверностидо 4;

1 Шй ё - 60 кБк,

137Сц - 100 кВс; 16 раз в год (23 сут) с

интервалом достоверности до 6; I 3 I

I - 0,6 кБк; 4 шза в год(90 сут} для всех радионуклидов, за исключением

I 3 II н

9 9Мо,

уровни регистрации в 1,5 раза выше, однако интервал достовер-ности превышает да? некоторых радионуклидов 10.

- 177 -

Таблица 7. Сравнение наименьших обнаруживаемых активностейА

о (см.прим.) с расчетными уровнями регистрации ~U~s и V^

для мочи и Fs и Fr лив кала, (см.прил.) при контроле внут-

реннего содержания радионуклидов у работников А Х путемизмерения выделений

нуклидкЕк/сут

• 5 4 М я 90

**Fe 1258Со 150

^Со 5

« Z . 899Мо 2013%1 3 7 С *1 4 4 Се 2,52 4 N* 2,5I3Ij

Vr,Вс/сут

-

5

6000

400

50

40000

1500

2500

50000

2000

Бк/сут

1200

25

25

0,5

10

-

2

-

-

йс/сут

—

1,5

100

1,2

2,5

250

400

-

3

Ая.Бкв защите

2,0

6,4

2,0

3,0

3,5

1,7

2,3

2,3

14,0

3,0

2,1

Ai> ,Бкбез защиты

66

186

64

82

ПО

63

2700

7

530

80

73

Примечание: Ge(Ll)- детектор: относительная эффективность7,8$, разрешение 2,6 кэВ; защита: железо толщиной200 мм но всем нашэавлениям от летектога: тюба:1200 мл (6 х 200 мл вокруг детектора); время изме-

. . рения: в защите I ч, без защиты 120 с.Us ,'s -расчетный уровень регистрации для специального конт-

роля не более чем через 2 сут после поступления ра-• дионукдида в организм.

Us,/у- расчетный уровень регистрации для периодическогоконтроля 8 раз в год (интервал 45 сут) с относитель-

АЭС, помимо решения повседневных задач радиационной безопасности,служит также для получения информации, необходимой для созданияв дальнейшем научно обоснованной системы контроля на действующихя строящихся АЭС, для обоснования его объема и чувствительностиметодов измерения.

- 178 -

нын интерваюы достоверности до 10-20, за исключением 5-12 сутперед окончанием периода контроля. В течение этого времени мо-жет иметь значительное завышение результатов контроля поступле-ния. В случае превышения уровня исследования надо после исклю-чения возможности поступления через 5-12 сут измерения повторитьили провести измерение всего тела, в т.ч. и щитовидной железы.


1. Buclna I. Principy monitorovani vypusti a olcoli ja-

dernych elelrtraren (ref. konf. Atomove electrarne a zivotne

prostredie), Jasl. Bohunice, 1981, p.

2. Критерии радиационной безопасности и метода контроля

за радиационной обстановкой (Итоговый отчет по совместной теме),ИБФ/ В.А.Книжников, Р.М.Бархударов, Б.К.Борисов, Ю.А.Жаков,Ю.А.Шагин, В.Кленер, И.Бучина, Э.Кунз, Л.Наместен, И.Томас,И.Шевц. М.: ИГЭ,Прага, 1981.

3. Monitoring of airborne and liquid radioactive releases

from nuclear facilities to the- environment (Recomm., Safety

Series N 46). Vienna, IAEA, 1978,

4. Malatovd I., Bucina I. Pouziti polovodicove spektro-

metrie gamma k monitorovani kontamina'ce pracovnilcu a prostredi

(diloi etudie vyzk zpravy metody monitorovani P17-335-236-O1/O2),

CHZ IHE Prana, 1980, p.

5. Ualatova I., Bucina I. Pouziti Ge(Li) spektrometrie

pri mereni osob a prostredi - I. Ref. konf. X. Radiohygienicke

dny. Vranov iiad Dyji, 1980, p.

6. Bucina I*, Ualatova I. Ge(Li)-gammaspectrometry in mo-

nitoring-problems of sensitivity and of result interpretation.

Hef. konf. International workshop on environmental monitoring

around nuclear installations. Dobogoko, 1980, p.

7. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атом-ных электростанций, СП АЭС -79. М.: Энергоиздат, 1981, 37 с.

8. Радиационная безопасность в атомной энергетике / Л.А.Бул-даков, Д.И.Гусев, В.А.Книжников, Н.Г.Гусев, О.А.Бавловский,Р.Я.Саяпина. М.: Атомиздат, 118 с.

9. Гусев Н.Г. Сравнительная оценка АЭС СССР по критериюрадиоактивных выбросов. Доклад на Всесоюзной конференции по ра-

бвждшонооти TWa i K > H i

'g в связи с эксплуатацией АЭС.

Дитровград, 1961, с. 19-20.

- 179 -

10. Баранов М.А., Седов В.К., Контроль газоаэрозольных вы-бросов на НВАЭС и исследование влияния ее работы на окружающуюсреду. - Атомные электрические станции. М.: Энергоиздат, 1981,с. III.

11. kaiátova I., Bucina I. Použiti polovodičové spektromet-

rie zářeni gama pri monitorováni v jaderních elektrárnách (ref.

konf. Atomové elektrárně a životné prosredie), Jasl. Boh., 1981.

12. lile personal dosimetry methods introduced in the Che-

choslovac national laboratory/ J.'I'rousil, J.Singer, L.Kokta,

Z.Prouza. - Proc. Conf. Stockholm Advances in radiation protec-

tion monitoring. Vienna: IAPA, 1979, p. 21.

13. Бучина И. Анализ потребности и методов контроля за внут-ренним загрязнением радиоактивными веществами на атомных электро-станциях] Прага, ИГЭД981. ,

14. Currie L.A. Limits for Qualitative Detection and Qualita-

tive Determination. - Anal. Chem., 1968, v. 40, p. 586»

15. ICRP Publ. N 26. Recommendations of the International

Commission on Radiological Protection. Annals of the ICRP, 1977,

N 3.

16. ICRP Publ, H 30. Limits for Intakes of Radionuclides by

Workers. Part 1, Annals of the ICRP, 1979, v. 2, N 3/4. Part. П ,

Annals of the ICRP, 1980, v. 4, N 3/4.

Приложение. Определение некоторых величин и понятий L6.I4.I5.I6JI. Исходные величины:

р " число каналов, учитываемых в пике линии данной энергии;с - суммарное число каналов, учитываемых с одной и другой сто-

роны пика, по которым делается оценка фона под пиком, (этотфон включает фон детектора и комптоновскую часть спектрагамма-квантов, образовавшихся в пробе);

U - параметр нормального распределения;Д/р - число импульсов фона под пиком (определяется по числу им-

пульсов по сторонам пика Ne: Л/'р ~ с • Р(с) ;Мс - число импульсов пика;t - время измерения спектра;0 - поток гамма-квантов - число гамма-квантов, образующихся

в пробе в единицу времени;8 - в'ыход гамма квантов-вероятность того, что при радиоактив-

ном распаде нуклида образуется гамма-квант данной энергии;V - объем пробы;

В атой работе принимается р/с = 1/2;

- 180 -

2. Наименьшее значимое число импульсов (критический уровень)- число импульсов в пике, отличаемых от фона пика данной энергиипри риске ложного положительного заключения

/3. Нижние пороги обнаружения:3.1. Наименьший обнаруживаемый поток гаша-квантов - действитель-

ное число гамма-квантов данной энергии, образующихся в измеряемойпробе в единицу времени, которое может быть обнарукено на $онепика при использовании в качестве критического уровня наименьшегозначимого числа импульсов M

v , зарегистрированного в пике:

3.2. Наименьшая обнаруживаемая активность пр -~>г>3.3 . Наименьшая обнаруяшваемая концентрация радионуклидов

4. Уровни отнесения:4.1. Расчетный уровень отнесения - значение измеряемой вели-

чины, отвечающей уровню отнесения, выраженному величиной, завися-щей от установленных радиационно-гигиенических пределов.

4.2. Уровень исследования 3/10 годового предела (в этой ра-боте используются для оценки внутреннего поступления годовые пре-делы поступления 1^ ):

- для периодического контроля внутреннего поступления с пинтервалами в год уровень иссдг..давания равен 3-li-/((0n);

- для специального контроля (в предположении трех возможныхпоступлений в год) уровень исследования равен Уд, /10 .

4.3. Уровень регистрации 1/10 годового предела:- для периодического контроля 1^ /(ДОп);- для специального контроля I/./30.4.4. Относительный интервал достоверности - отношения максималь-

ного и минимального значений поступления радионуклида в организмпри периодическом контроле, которые вызывают при установленной ме-таболической модели равное значение измеряемой величины. В этойработе предполагается равномерная вероятность поступления в тече-ние всего периода. При расчете уровней регистрации предполагаетсяодно поступление в период контроля. Расчетный уровень регистрами»для периодического контроля выбирается равным минимальному значе-нию измеряемой величины (/?, If,

F ), вызванной поступлением, рав-

ным уровню регистрации, умноженному на корень относительного ин-тервала достоверности.

Примечание:Наименьшие значимые и обнаруживаемые величины и расчетные

уровни отнесения приводятся в этой работе для случаев наличиятолько лишь одного радионуклида в пробе.

В случае смеси наименьшие обнаруживаемые величины будут выше,а расчетные уровни отнесения ниже.

- 181 -

СИСТЕМА. ОГРАНИЧЕНИЯ ДОЗ В СИСТЕМЕ РАДИАЦИОННОЙБЕЗОПАСНОСТИ АЭС

ЭДунз, Й.Шввц (ЧССР)

В течение прошлого года руководящими органами МАГАТЭ i ВОЗбвд принят Основной стандарт по радиационной безопасности, основы-вающийся полностью на рекомендации МКРЗ * 26 от 1977 г. В подго-товке обоих документов участвовали работники социалистических стран.Вопрос об отражении этих документов в санитарном законодательствестран-членов СЭВ весьма актуален.

В ЧССР било принято решение провести на основе указанногостандарта ревизию основных правил по защите здоровья от ионизирую-щего излучения. Отдельные принципы и концепции рекомендаций МКРЗвведены в действие уже раные.

Основой новых рекомендаций МКРЗ и стандартов МАГАТЭ являетсятак называемая система ограничения доз (СОД), включающая три прин-ципа:

1) любое применение источника облучения должно быть оправда-но чистой пользой, приносимой обществу (принцип оправдания);

2) все дозы должны быть столь низкими,настолько это возможно,исходя из социальных и экономических соображений (принцип оптими-зации защиты);

3) индивидуальные дозы не должны превышать рекомендованныхобщих предельных доз (принцип предела индивидуальных доз).

Последний принцип играет в рамках СОД роль условия, лимити-рующего "сверху" область применения первых двух основных принциповрадиационной безопасности. Пределы не указывают, что приемлемо, аотделяют область неприемлемого от области, в которой нужно опре-делить приемлемое облучение для каждого конкретного случая. Одна-ко эти общие пределы относятся к суммарному облучению, т.е. длянаселения - к облучению от всех источников, кроме медицинскогооблучения ж облучения от естественного фона. Необходимо поэтомуобеспечивать, чтобы под действием всех источников предел не былпревышен у какого-либо индивидуума (точнее в группе, критическойпо отнопению ко всем источникам) и чтобы при этом сохранился до-статочные резерв для дальнейшего развития. Для этого возможны два

подхода:

- 182 -

- распределение предела среди отдельных типов источников;- контроль дозы от всех источников и их сравнение с предела-

ми.Первый подход гарантирует непревышение пределов и в будущем,

однако связан с необходимостью частого перераспределения предела,а пределы для отдельных источников часто воспринимаются как крите-рии планирования, а не как лимитирующие условия оптимизации защи-ты.

Облучение отдельных лиц из населения различными источниками,включая АЭС, достигает в настоящее время лишь весьма малой долиобщих пределов, что связано, между прочим, с высоким уровнем сос-тояния радиационной безопасности. В связи с этим второй подходнам представляется достаточным и более реальным. Наблюдение за об-лучением населения различными источниками при этом целесообразноя по другим причинам. Ожидаемое развитие ядерной энергетики в ми-ровом масштабе, по всей видимости, приведет к необходимости допол-нения этого контроля определенным планированием и международной до-говоренностью о регулировке облучения.

Решение о развитии ядерной энергетики было в наших странахуже принято и вполне оправдано; несомненна также целесообразностьизучения действительного шгеидя ядерной энергетики как на эконо-мику, так и на жизненную среду, метод анализа этого влияния вомногом схож с методами, применяемыми в рамках-оптимизации мер ра-диационной защиты - основного практического принципа радиацион-ной безопасности АЭС.

Для определения того, какие дозы достаточно низкие и прием-лемы, не всегда необходимы развернутые количественные анализы. Напрактике значительная часть решений в этом направлении исходит изкачественной, приблизительной оценки опытными специалистами. Ядер-ная энергетика является, однако, областью, где снижение дозы, и,как правило, расходы на замкнутые мероприятия могут быть значи-тельными и поэтому необходим количественный анализ пользы от этихмероприятий и связанных с ними расходов.

Дяя применения принципа оптимизации на практике существуетряд предпосылок:

- обязанность организаций представлять данные о дозах и эко-номических затратах, связанных с р&глзчки» рзпбЕШпш по органи-зации защиты в целом илл отдельных ее компонентов;

- право органов недзора требовать такие данные и право уста-навливать пределы для конкретных случаев в большей степени, чемпределы, вьиеаащие из общих пределов индивидуальных доз.

В процессе решения о том или ином способе защиты рассматри-ваются, с одной стороны, расходы на защиту, а с другой-ущерб дляздоровья, характеризуемый коллективной дозой. Обеспечение общест-

- 183 -

венных интересов при таком решении требует объективного анализа,включающего сравнимость параметров анализа. Очевидно, что опреде-ление денежного эквивалента коллективной дозы, характеризующегоготовность общества к снижению дозы и ущерба, находится в компе-тенции соответствующих органов, и не может служить неосознаннымпоследствием решений, принятых хозяйственными организациями в кон-кретных случаях. Требования объективности касаются, конечно, идругой стороны - расходов на защитные мероприятия. В связи г там.что страны - члены СЭй развивают ядерную энергетику,главным оора-зом, во взаимном сотрудничестве на основе проектной и производст-венной кооперации, необходимо также сотрудничество и координирова-ние совместных подходов к оптимизация защиты на АЭС.

В Чехословакии в целях внедрения СОД проведены уже некоторыемероприятия. Главный гигиенист ЧССР дал толкование требованиямдействующих правил, заклвчаициеся в том, что заказчик АЭС долженобосновывать необходимость возникновения радиоактивных отходов,поступающих в окружающую среду, и представлять альтернативные ре-шения улавливания, хранения или удаления радиоактивных веществ,дополненные лря*щ** о коллективной дозе и об индивидуальных: дозахв критических группах, а также о расходах, связанных с этими спо-собами. Был произведен анализ условий применения метода оптимиза-ции в рамках социалистического строя я в сотрудничестве с учены-ми-экономистами определены на базе национального дохода экономи-ческие последствия ущерба от радиации. При этом денежный эквива-лент единицы коллективной дозы был определен в 1978 г. равным40000 крон на один Зв.

Оптимизационный анализ был проведен у нас в ряде практическихситуаций. На его основе были, например, установлены пределы сбро-сов радиоактивных веществ с шахтнши водами, обосновано приобрете-ние современной медицинской аппаратуры и т.п. Полное применениеэтого анализа в области ядерной энергетики зависит от предпосылок,указанных выше. Очень важным в условиях повышенного, хотя и не сов-сем обоснованного, проявившегося у нас интереса к критерию по сточ-ным водам, поступающим из первичного контура АЭС, оказался оптими-зационный анализ мер по отношению к этим сточным водам, проведен-ный в соответствии с выше указанными требованиями главного гигие-ниста ЧССР проектной организацией Энергопроект. При этом бшл гфо-аналнзированы дозовые последствия и затраты ирг осуществления .ра-зличных мероприятий, включая задержку сброса вод в рзк? ас времяирригаций, перевод этих вод в атмосферу испарением с поверхностипрудов или выпариванием в вентиляционную трубу, транспортировкаэтих вод различными способами в реки с большими потоками, и дакехранение всех этих вод в хранилищах в течение десяти периодов по-лураспада трития и извлечение трития из вод. Все рассмотренные ва-

- 184 -

рианты были связаны с очень низкими индивидуальными дозами, непревышающими при консервативных предпосылках одну тысячную преде-ла дозы. Однако наименьшая сумма общественных затрат, включающаярасходы на мероприятия и денежный: еквивалент коллективной дозы,была связана с основным проектным вариантом решения, т.е. прямымсбросом разбавленных вод, содержащих тритий, в поверхностные во-ды рассматриваемых местностей.

Васходы на снижение коллективной дозы по остальным вариантамрешения, при которых было можно ожидать снижение доз, находилисьв пределах 3,2 - II3I млн.крон на I Зв, т.е. значительно превыша-ли реально приемлемые расходы.

Необходимо ври этом подчеркнуть, что экономические послед-ствия ущерба для здоровья представляют в общем процессе оптимизациизащиты только одну, хотя и очень важную» основу для принятия соот-ветствующих решений.

- 185 -

ЗАДАЧИ ГШТОЖЧЕСКОГО НАДЗОРА НА АТОМНЫХЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ

Й.Шевц, Э.Кунз (ЧССР)

Для современных АЭС характерно постоянное повышение ядернойв радиационной безопасности персонала в населения в, в связи сэтим, увеличение роли государственных органов надзора. В Чехосло-вакии государственный надзор за безопасность!) АЭС осуществляюттри органа: надзор за ядерной безопасностью при Чехословацкой ко-миссии по атомной, энергии, технический надзор за безопасностьютруда и гигиенический надзор Министерства здравоохранения, осущест-вляемый областными гигиеническими станциями (ОГС), которыми в ЧССРметодически руководит Центр радиационной гигиены Института гигиеныи эпидемиологии в Драге. Основными задачами гигиенического надзо-ра на АЭС, кроме обычных вопросов коммунальной гигиены и гигиен*труда, являются специфические задачи в сястеме радиационной безс-пасноотн.

Раджационно-гигненический: надзор в ЧССР требует информации поцелому ряду технических систем АЭС,которые имеют к нему отношениеили обусловливают радиационную или ядерную безопасность.Мы однаковыделила следующих семь специфических функций,в которых гигиеничеф-КИЁ надзор на АЭС незаменим другими органами надзора:

I. Эквивалентные дозы в другие данные, характеризующие радиа-ционную нагрузку персонала АЭС в населения, в сопоставление этихданных с современными критериями и стандартами, включающими дейст-вующие нормы. В эту задачу входит также решение методических воп-росов правильной оценки всех источников нагрузки (экспозиции) ра-ботников в населения и также методов регулирования этой нагрузки,

2.Вторым объектом наблюдения служит рабочий и жизненный ре-ш и на АЗС м в ее окрестности. Сюда входит определение поведенияработников внутри я снаружи контролируемой зоны, включая условиясанитарной обработки в дезактивации. Необходимо также определятьобоснованный и целесообразный размер санитарно-защитной зоны вок-руг АЭС и т.п.

3. Надзор за специальной подготовкой работников по вопросамрадиационной безопасности и защиты - следующая функция и задачагигиенического надзора, включая обеспечение и контроль соответст-вующего облучения. Считаем, что постоянное усовершенствование тео-

ретических и практических знаний работников в области радиацион-ной безопасности служит необходимой предпосылкой для дальнейшегопрогресса в этой области.

4. Одной из важнейших задач гигиенистов на АЭС необходимосчитать оценку и соответствующее указания по вопросам контроля вцелях обеспечения радиационной безопасности: гигиеническая служ-ба должна обосновывать и утверждать необходимый объем, методы до-зиметрических измерений и соответствующие подхода и методы оценкирезультатов дозиметрии.

5. Оценку радиационной нагрузки населения за счет газо-аэро-зольных и жидких выбросов и сбросов АЗС можно практически осуществ-лять, как известно«только с помощью расчетной модели.Поэтому пра-вильность выбора модели распространения радиоактивных нуклидов имодели расчета доз,включая параметры этих моделей,также представ-ляется задачей гигиенического надзора.При решении этой задачи необ-ходимо стремиться к усовершенствованию этих моделей.

6. Гигиенический контроль должен осуществляться при разработ-ке и тренировочных проверках мероприятий по снижению последствийдля работников и населения чрезвычайных обстоятельств или аварийна АЭС. Гигиенические органы контролируют не только подготовлен-ность мероприятий, направленных на предупреждение аварийных ситуа-ций, но также подготовленность к быстрой оценке возникающей приэтом радиационной обстановки и к принятию всех необходимых мердля ограничения внешнего облучения и поступления радионуклидов ворганизм людей.

7. Седьмая задача гигиенического надзора сводится к наблюде-нию за трудоспособностью и пригодностью работников АЭС с точкизрения эх состояния здоровья, а также обеспечению их квалифициро-ванной лечебно-профилактической службой и первой помощью.

Кроме перечисленных функций и задач гигиенического надзорагигиенические органы должны получать информацию также о другихйзлах АЭС, которые технически обусловливают состояние радиа-ционной безопасности. К ним относятся, например, расчет'защиты отвнешнего облучения, вентиллиционная система, технология ликвида-ции отходов, системы ядерной безопасности, средства личной защи-ты и др. По отдельным узлам, которые не могут быть оцененыгигиеническими органами надзора, необходимо, по нашему мнению,требовать оценку (экспертизу) соответствующих специалистов.

Считаем необходимым подчеркнуть, что тесное повседневное сот-рудничество между органами государственного надзора, с одной сто-роны, я четкое определение специфических задач и функций этих ор-ганов, с другой стороны, очень важно для повышения качества и эф-фективности работы всех органов надзора.

- 187 -

Прибор для травления, показанный на рис.1, удовлетворял тре-иогакали предварительных экспериментов, но при обработке большогочисла дозиметров оказался слишком малопроизводительным. Заменадетекторов в приборе является сложной и требующей много времениоперацией, связанной с понижением температуры раствора при погру-жении в прибор детекторов. Устранение снижения температуры до-полнительным нагреванием удлиняет время обработки. Для практи-

- 188 -

РАЗРАБОТКА МЕТОДА АВАРИЙНОЙ НЕЙТРОННОЙДОЗИМЕТРИИ С ПОМОЩЬЮ ТРЕКОВЫХ ДЕТЕКТОРОВ

Г.Дайко, Д.Шомоди, Л.Медвецки (ВНР)

Введение

Трековые детекторы все чаще используются в нейтронной дози-метрии. Обнаружение быстрых нейтронов можно производить с помощью 5трековых детекторов, с использованием упругого рассеяния этих \нейтронов на составляющих вещества элементах. В этом случае иож- \но детектировать ядра отдачи С и 0. В настоящей работе анализиру- \ются результаты опытов, проведенных в ходе разработки аварийногонейтронного дозиметра, работающего на вышеуказанном принципе. Дляполучения видимых тревов ядер отдачи был использован метод элект-рохимического травления, предложенный впервые Томмасино £l] . Доэтому методу химическое травление детекторов было проведано вэлектрическом поле в приспособленном джя травления приборе [2] .На пикообразном конце травленных треков заряженных частиц подвлиянием высокого напряжения возникают электрические разрядныепятна. Размеры этих пятен на порядок больше, чем размеры треков,протравленных обыкновенным путем. Это значительно облегчает об-работку детекторов, особенно в случае малых плотностей треков.При разработке аварийного дозиметра нейтронов проводилось травле-ние поликарбоната (ПК) и полиэтялвнтерефталата (ПЭТ), которыепредставляются наиболее подходящими материалами для электрохими-ческого травления. Был разработан прибор для быстрой обработкибольшого количества нейтронных дозиметров; прибор легко обслужива-ется и дает воспроизводимые результаты.

ПщбОР JL™

ческой нейтронной дозиметрии был разработав прибор, который даетвозможность быстро заменять детекторы при температуре rxv:".-вора. В этом приборе можно производить травление одновременнонескольких детекторов (рис.4). Поворотный механизм этого приборапогружается в раствор 0,1 М КС (внешний электролит). Температураего стабилизируется с помощью термостата. Внутри содержится ьод-ный раствор КОН (внутренний электролит). Одновременно монно закре-плять в выборе три детектора: два из них находятся в растворе, атретий, помещенный сверху, мокно заменять без выключения напряже-ния. Перемещение поворотного механизма на 120° производится че-рез 15 мин, при этом каадый детектор находится в растворе а тече-ние 30 мин. Замена верхнего детектора, включая промывку и просе-ку резиновых прокладок, производится за 15 мин.

Разработанный прибор дает воаюжность обработать ^5 детекто-ров в день.

2 -^ -- -

Рис.1. Схема камеры для электро-химического травления:

I - электролит; 2, - электрода;о - детектор

Рис .is. Камера для электрохигли-ческого травления, разработан-ная для дозиметрии нейтронов

Оптимальные параметры системы травления

По литературным данным и результатам наших предварительныхизмерений целесообразно в качестве материала детекгорок исполь-зовать 200 мим ПК и 100 мкм ПЭТ в виде фольги. Была проведена се-рия измерений для определения фона (пятна/см^) и чувствительнос-ти к нейтронам (пятна/нейтрон) этих материалов в зависимости отэлектрических и химических параметров системы травления (электри-ческое напряжение, частота, тип травящих составов, их концентра-ция и температура, время травления) [3,4j . и результате этих ка-

- 189 -

мерений были определены параметры травления, при которых можно по-лучить высокую чувствительность Е нейтронам и допустимый малыйфон (рис.3,4).

Для этих измерений детекторы были облучены нейтронами от ис-точников С у и ***кт- Be и нейтронами с энергией 14,7 МэВ отнейтронного генератора.

fff'r* 10s

C j

4

1«a

1I

1

t4ns

_•

-r-r

\\к

T 180no

ПЭТ

1,5 *2,3 ^ ^

>5-«:

0,01

1

3

Пор

0 5 10 15Частотаf кГц

Рис.3. Зависимость понейтронов от час

о ю го зоИнтенсивность поля, кв-см'

1

;са Рис.4. Зависимость порога .енса нейтронов от интенсивнос-нейтронов от частоты шэт, 7сг%, енса нейтронов от интенсив]

толцина 7,5 мкм; 22,5 кВ/см, нейт- ти поля (ПЭТ,70°С, толцинароны с энергией 14 маВ) 7,5 мкм, 2 кГц, нейтроны с

энергией 14,7 МэВ)

На основе полученных результатов в качестве нейтронного детек-тора для дозиметра был выбран материал ПЭТ с использованием элект-рических и химических параметров 30 кВ/см, 7 кГц, 30£ КОН, 70°Си 0,5 ч. Чувствительность этих детекторов к нейтронам, как и сле

г

довало ожидать, зависит от их энергииf5J . Эта зависимость будетизучена нами при исследовании дозиметров в нейтронном спектре реак-тора.

Калибровка нейтронных дозиметров проводилась на реакторе ти-па ВВР-СМ. Детекторы поменялись в устройство реактора для биоло-гического облучения. Поток нейтронов фильтровался с помощью 10 ммВ

4С, 145 мм Bt и 165 мм ПК.Коэффициент эквивалентной дозы для спект-

ра, полученного таким образом, составлял 2,207-IQ ^ Зв/нейтр.см"?

- 190 -

Полная плотность потока нейтронов составляла 6,87«107 нейтр/СсЛ),

при этом плотность быстрых нейтронов была равна ЗД)4-107|при

При калибровке определялись:

1. Чувствительность детекторов в данном спектре нейтронов вчисле пятен/Зв.

2. Статистическая погрешность измерения доз при аварийнойдозиметрии (0,01-10 Зв).

3. Налично линейной зависимости чувствительности от дозывблизи верхней границы измеряемой дозы. В случае ДЭТ-детекторов,которые были облучены нейтронами с энергией 14,7 МэВ, получено,что чувствительность линейно зависит от флюенса до 10 нейтр/см^,а в случае более низких энергий это значение увеличивается.

Рис.5. Калибровка дозиметровв фильтрованном спектре нейт-ронов в ВВР-СМ реактора (ПЭТ,Щ КОН. 70°С, толщина 2,5 мку,

7 кГц, 30 кВ/см)

0,01 0,1 1 10

Доза облучения, ЗВВ результате проведенных измерений получено, что чувствитель-

ность к нейтронам в данном нейтронном спектре реактора равна727 + 134 пятен/Зв в области аварийной дозиметрии и что чувстви-тельность в этой области линейно зависит от дозы (рис.5).

Заключение

Выбранный нами материал детектора ПЭТ и применение оптималь-ных параметров электрохимического травления и прибора травленияобеспечивающего быструю, воспроизводимую обработку детекторов, сос-тавляют основу простого и дешевого метода для целей аварийнойнейтронной дозиметрии.

Выражаем благодарность товарищу М.Далфалви, сотруднику ОДФИза облучения детекторов, использованных для проведения калибровки.

-191 -

..ЕТОдИЧйСКИй ВОПРОСА ilFOiffi&blMft ПРОФОТБОРАliEPCOilAJIA АоС

ж.Л.Кузнецова (СССР)

объективность функционирования сложной человеко-машинной сис-теми, какой является атомно-энергетмческая установка, определяет-ся надежностью как технических средств, так и персонала. Установ-лено, что 38% всех аварий на А Х в мире вызваны ошибками обслужи-вающего и эксплуатационного персонала.

Комиссия по ядерному правовому контролю, проанализировав слу-чаи, вызвавшие нарушение ядерной безопасности на А Х в США за пе-риод 1976-1978 гг., отметила, что примерно 50$ аварийных ситуацийсвязано с ошибками исполнителей, поэтому фактор влияния человекана работу АЭС очень важен [ 2J .

Путь к повышению надежности работы персонала АЭС - профессиогнаивный отбор по психофизиологическим показателям.

Профотбор в условиях социалнстического строя ни в какой мерене означает сортировки лвдей на способных и неспособных вообще:речь идет о том, что один человек имеет больше природных предрас-положений к овладению данной профессией, другой меньше. Различиянадо использовать на благо обществу и самому человеку, исходя изудачно сформулированного Н.Добролюбовым тезиса: нет людей неспо-собных, есть люди неуместные (т.е. занимающиеся делом, не соот-ветствующим их призванию з способностям).

в настоящее время основной методологический принцип профессио-нального отбора состоит в определении степени соответствия уровняразвития физиологических функций, формирующих функциональную сис-тему освоения профессии, тем требованиям, которые предъявляет про-фессия к организму работающего. Именно такое соответствие опреде-ляет формирование профессиональной пригодности в процессе овладе-ния профессией л возможность успешного совершенствования в квй[з].

Профессиональнкй отбор представляет собой комплекс последова-тельных мероприятий, направленных на определение в конечном итогеметодических приемов и критериев оценки профессионально вяяшх ка-честв личности, и складывающийся из следуадос этапов Г 4 ^ :

I. определение специальностей, п-л которые необходимо произво-дить отбор;

- 192 -

2. психофизиологическое изучение особенностей рабочей дея-тельности и составление психограммы;

3. подбор и разработва методических приемов оценки профессио-нально важных качеств в зависимости от характера деятельности;

4. проведение .физиологических исследований на эксперименталь-ной группе работников той же специальности;

5. дифференцирующие данные об успешной деятельности членовэкспериментальное группы на работе;

6. определение прогностической пригодности методических при-емов;

7. разработка критериев оценки профессионально важных качествличности.

По первому пункту данного плана следует отметить, что средиперсонала АЭС в первую очередь надо проводить профотбор на так на-зываемые аварийно опасные специальности, где ошибки персонала мо-гут привести к потере производственной мощности и переоблучениюперсонала.

Дня практической реализации профотбора необходимо получитьполную картину требований, которые данная профессия предъявляет кчеловеку. В результате этого получается профессиограмма. Главнымиметодами изучения профессии являются наблюдение, опрос (интервью-ирование и анкетирование), хронометраж [5,б] .

Недостатком профессяонаграфического метода является его опи-сательный характер и большая зависимость от точки зрения исследо-вателя. Поэтому его обязательной составной частью должно быть ал-горитмическое описание рабочей деятельности f 7 ] .

Алгоритмическое описание деятельности основало на том, чтовсякое управление осуществляется при помощи переработки информа-ции по определенным правилам, которые представляют собой алгоритмили совокупность элементарных актов переработки информации и выб-ранных логических условий, определяющих порядок этих актов £8,9]

Самая важная часть професснограмыы-психофианалогический ана-лиз профессиональной деятельности, в результате чего получаетсяперечень нужных для успешной работы свойств вместе с оценкой зна-чимости каждого свойства-психограмма.

возникает вопрос: "Какие профессионально важные качества из-мерять?"

Нет никаких возражений, что такие качества как целеустремлен-ность, трудолюбие, чувство долга, чувство ответственности, реши-тельность, мужество, упорство, и другие, которые В.Д. Небшшшнназывает "психологическими свойствами личности", имеют первосте-пенное значение при выполнении любых трудовых заданий. Но нейро-физиологические основы этих комплнцированкых психических струк-

- 193 -

тур личности пока неизвестны, поэтому экспериментальными методамиопределить их трудно. Здесь можно опираться на мнение лкщей, кото-рые хорошо знают исследуемого человека, т.е. использовать качест-венные методы.

Свойствами второй группы (по В.д.Небнлицыну), от которых нев меньшей степени зависит профессиональная пригодность, являютсятакие, которые можно точнее интерпретировать и экспериментальноисследовать, например, скорость восприятия информации, объем па-мяти, свойства внимания, эмоциональное равновесие, типологическиеособенности нервной системы и др. При выборе адекватных методових исследования базируются на следующих критериях: быстрота и до-ступность обследования, повторяемость результатов, возможностьполучать результаты в цифровом виде, а при проведении обследова-ния экспериментальной группы работников выбранным комплексом ме-тодов необходимо соблвдал, ряд условий - учитывать состояние здо-ровья и функциональное состояние обследованных в момент экспери-мента, стабильность условий эксперимента.

Эффективность провеи/шия профессионального отбора в значи-тельной степени определяется прогностической пригодностью используе-мого методического комплекса, поэтому главной задачей обследова-ния экспериментальной группы служит выделение методических прие-мов, способных определить состояние изучаемой функции у лиц с раз-личным уровнем успешности профессиональной деятельности. В связис вышесказанным приобретает особое значение правильная оценка экс-перимента профессиональной успешности членов экспериментальнойгруппы. Она должна оцениваться старшим инженерно-техническим пер-соналом в составе не менее 2-3 чел на основе следующих критериев;надежности в работе, быстроты выполнения производственных заданийи качества работы. Каждый из этих критериев имеет три градации,т.е. высшая оценка по этим критериям 9 баллов. Ш считаем, чтотакая система оценок, а не пятибальная более удобна, так как не-привычность шкалы способствует более вдумчиьому отношений & мхвыставлению.

Для количественной"оценки прЕгпцио-тч шью^о я<-пел:.•?,«•:• ::якорреляционный анализ LIOJ . Задаче анбо^. г1аасю.дее с^э^тБсшил.для целей профотбора показгчтелей <•• ~:еы, ЧТУ:'.1-: не снизить прогнос-тических возможностей тестовой батареи, едулт? тжке н факторныйанализ, внделятарг" группу царчметуо

:", ?». :*v: к-^^ел'^^да: vgyr •

другом [ll] .При прогнозирования узпепаюг.ет прс- е тго. -л гг-лГ; ^.15"??по-:з

кандидатов удобно изпольловать wazox, Ш1'жесг^-г:-н:го ./егреосяокпогго анализа £l2j.

Уравнения множественной регрессви рассчггяваюгея даа кавдойспециадьности.ла.' основании результатов обследования эксперимен-тальных групп.

- 1 9 4 -

В заключение необходимо отметить, что правильная расстановкарабочих кадров по принципу профессионального психофизиологическо-го отбора при сравнительно небольших затратах дает существенныйэкономический эффект. До литературным данным, проотбор позволяетв 2-3 раза снизить затраты на обучение рабочих, повысить произво-дительность труда на 3-30$, уменьшить текучесть кадров на 10-60$.

Установлено, что расхода на организацию проотбора, его тех-ническое оснащение и укомплектование специалистами составляют око-ло 1-3$ затрат, которые несут предприятия из-за текучести кадров,снижения выработки, брака [хз] . Если, кроме того, учесть, чтонедооценка значения человеческого фактора мокет привести к миллион-ным расходам на ликвидацию последствий аварий, как это случилосьна Три-Майл-Айлендской АЭС (США), то целесообразность и экономи-ческая эффективность проведения профессионального отбора на АЭСстановится очевидной.


1. Techner J .B . Sohutzbarricle Mensch im Kernlrraftwerlc An-garderungen ous der Sicht des Bundeaminietere des Znnern. -Atomvirt-Atooteciin., 1980, Bd 23, M 6, S. 229.

2. Review of science Event Report 1976-1978. - Nucl. Safe-ty , 1980, v . 21, N 1, p. 110-112.

3. Первомайский Б.Я. К проблеме профессионально-психологичес-ких соответствий. - В сб.: Психофизиологические основы профессио-нального отбора. Киев.: Наукова думка, 1973, с. II0-III.

4. Cronbach L.J. Essentials of psychological testing. Tokyo,

1969t "p. 248.

5. ;Ларкевич Ф.К. Профотбор и профориентация. - Социалистичес-кий труд/1967, J* 5, с.73-76.

6. Бабицкий А.И. Опыт составления профессиограмм намотчиц.Л.: Общество "Знание" 1969, 30 с.

7. Зараковский Г.М. Психофизиологический анализ трудовой дея-тельности. М.: Наука, 1967, И З с.

8. Зинченко В.П., Панов Д.Ю. Построение систем управления ипроблемы инженерной психологии. - В кн.: Инженерная психология.М.; МГУ, 1964, с. 18-36.

9. Ляпунов А.А., Шестопал Г.А. Об алгоритмическом описаниипроцессов управления .-Математическое просвещение. 1957, й 2 , с. 81-93.

10. Джамгаров Т.Т. Некоторые итоги исследования проблемы пси-хологического отбора летнего состава. - В кн., Ыатериалы итогозойконференции, 1966. Л.: 1967, с. 138.

- 195 -

11. Мучник И.Б., Лев А.Л., %чник Р.Б. Система иерархическо-го анализа данных СИАД-2М. Владимир: НШ1ТИЭМ, 1977, с.251.

12. Об использовании множественного корреляционного анализадля выработки физиологических критериев профессионального отбора/А.О.Навакатикян, А.П.Великий, Б.И.Кубатько, А.М.Нагорная - Гигие-на и санитария, 1973, » 12, с. 47.

13. Социально-экономическое значение профотбора/ Н.П.Калини-на, Г.И.Оболенская, B.C.Малина, Л.С.Воронцова, Т.Л.Квасова - Тез.докладов научно-практической конференции *" Профессиональная ориен-тация молодежи и проотбор работников промышленных предприятий.'Новосибирск, 1969, с. 9.

- 196 -

РЕЗУЛЬТАТЫ МЕДИЦИНСКОГО ОТБОРА И ПЕРИОДИЧЕСКОГО ОСМОТРАСОТРУДНИКОВ, РАБОТАЮЩИХ НА АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

В ГРАЙФСВАЛЬДЕ

Р.Клатг (ГДР)

На освове международных рекомендаций законодательство ГДР порадиационной безопасности требует проведения обстоятельного меди-цинского контроля всех лиц, профессионально подверженных облучению.Сотрудники атомвой электростанции подвергаются таким обязательнымосмотрам два раза в год в медицинском учреждении на территории пред-приятия. Таким образом била собрана обширная медицинская докумен-тация за годы эксплуатации атомных электростанций в Рейнсберге с1966 г. и Грайфсвальде с 1973 г.

Из данного материала мы выбрали представительную группу из332 сотрудников мужского пола, из числа осмотров которых были оце-нены 2330 обследований. Средний возраст составлял 30,79 лет.

Нас интересовало, изменяются ли определенные параметры в сос-тоянии здоровья вследствие гигиенических факторов труда, в том чис-ле ионизирующих излучений или других воздействий.

В качестве исследуемых параметров состояния здоровья служилистепени или индексы здоровья, общая заболеваемость, специфическаязаболеваемость острыми инфекциями дыхательных путей, а также гема-тологическое состояние. Степенями здоровья являются использованныедо 1980 г. в профессиональной медицине ГДР понятия, которые пред-ставляют собой свяэь между состоянием здоровья я профессиональнойдеятельностью. При этом 4 степени здоровья означают следующее:

Степень здоровья I. Нет симптомов, снижающих функции организ-ма. Случайные в данный момент или перенесенные равее • определяе-мые по международной классификации заболеваний болезни не влияютна профессиональную деятельность.

Сотрудник может работать на любом рабочем месте.Степень здоровья 2. Имеются незначительные функциональные рас-

стройства. Овш еще не оказывают вредного воздействия на работоспо-собность, но имеют, однако,возможность дальнейшего ухудшения-Приусловии диспансерного контроля и возможного лечения сотрудникможет работать на любом рабочем месте без больших нагрузок.

- 197 -

степень здоровья 3. Снижение функций организма средней тяжес-ти или заболевания рецидивного характера. При диспансерном лечениисотрудник может работать только на профессиографически определенныхрабочих местах.

Степень ЗДОРОВЬЯ 4. Имеет место снижение функций организмаили заболевания высокой тяжести.

При еще возможном продолжении работы необходимо диспансерноенаблюдение и регулярное лечение.

В качестве воздействующих факторов мы выбрали ионизирующее из-лучение, трехсменную работу и никотин.

Исследования различных групп лиц, профессионально подвержев-ных облучению, и сотрудников, не подверженных облучению, произво-дилось на основе результатов оценки пленочных дозиметров или наоснове инкорпорационных измерения.

Лица с лучевой нагрузкой виже предела чувствительности пленоч-ных дозиметров в 0,5 мЗв считались не экспонированными. Обе группыне отличались друг от друга ни по возрасту, ни по профессиональнойдеятельности, лучевая нагрузка была в каждом случае ниже установ-ленных законом предельных доз и в среднем составляла 24,4 мЗв.

Средняя продолжительность облучения составляла 3,95 лет (от Одо 15 лет).

Результаты

Степень здоровьяИз табл.I следует, что из трех воздействующих факторов отри-

цательное воздействие на состояние здоровья оказывают лучевая экспо-зиция и никотин. В комбинации они потенцируют друг друга. Трехсмен-ная работа, как показывает анализ, оказывает положительное действие.

Однако известно, что при проведении профессионально-медицивс-кого контроля именно для сменных работников происходит специальныйотбор, так что в трехсменной системе работают только самые здоро-вые.

Б друго» исследовании изучалось изменение степеней здоровьяв зависимости от продолжительности лучевой экспозиции.

Как видно из табл.2, первые значимые изменения можно опреде-лить после наблюдения в течение 5 лет. Это может иметь значение, эчастности, для проводимых в будущем медосмотров.

Изменение степевей здоровья, т.е. ухудшение состояния здоро-вья, мы не рассматриваем как обязательное воздействие ионизирующе-го излучения, а скорее как комплексное воздействие многих факторов,таких,как возрастное старение и кур#ние.

- 1 9 8 -

Таблица I . Влияние различных факторов на распределение степени здоровья

gi

Факторы воздействия

I.2.3.

4.

5.

6.

7.

8.

Ионизирующее излучениеНикотинТрехсменная работа

Ионизирующее излучение•и никотинИонизирующее излучение,- итрехсменная раоотаНикотин и трехсменнаяработаИонизирующее излучение,никотин и трехсменнаяработаОтсутствие ионизирующегоизлучения, никотина и трех-сменной работы

п133225170

63

381

87

298

280

I

1 *59,1

64,1

81,7

48,1

73,4

64,4

65,85

68,3

Степени

п66

9038

57

116

45

141

III

2-

*

29,

25,

18,

43,

22,

33,

31

27

здоровья

363

5

35

3

3

3

п26

35-

II

22

3

II

19

*

11,610-

8,4

4,2

2,2

2.4

4,6

п0

I-

-

-

—

I

—

4

1 t00,3-

-

-

—

0,2

—

п225351208

131

519

135

451

410

Z%100100100

100

100

100

100

100

Статистическая достоверность:I х 2 = сЧ > 55?I к 3 = сЛ > 0, Й1 * 4 = ^ ,s 2,5ЙI X 5 =,< > 0 , Й

2430

I x 6 = d\ < 0,15?.1 x 7 = cA < 0,1$.2 x 3 = cA < 0,IU.2 x 4 = сЧ < 0,1$.

Таблица 2. Зависимость степени здоровья от продолжительности влиянияионизирующего излучения (869 случаев с 1976 до 1978 г г . )

I

Продолжительность экспозициив годах

I23455

ZКонтроль

I

п526885804521351263

%

80,0

79,1

73,3

72,1

70,3

51,2

72,7

68,1

Степени (индекс) здоровья

2

п12

' 1726231512105106

%

3

п18,5 I

19,8 I

22,4 5

20,7 8

23,4 4

29,3 8

21,7 27

27,5 17

t

1.51.24,37,26,2519,55,64,4

4

6586116

III64

х

41я

483386

* Статистическая достоверность по сравнению с I с< <

** То же -"- -»- с I <=< <

Таблица 3 . Влияние различных факторов аа частоту освобождений от работывследствие болезни

Факторы воздействия Частота аа-болеваниЯ(в год на100 чел ) п

Частота заболеваний (раа в год)

п п1. Ионизирующее излу-

чение2 . Никотин3. Трехсменная работа4. Иони&ирущее излу-

чение и никотин5. Ионизирующее ивлу-

чеН1в и трехсменнаяработа

6. Никотин и трехсмен-ная работе

7. Ионизирующее излу-чение, никотин итрехсменная работа

8. Контроль

566243

. 1

.6

.7

677847

62,56,66,

6I2

273917

25,28,23,

2I9

7187

6,512,59,9

54-

42—

.1,9

I 0,9

72,3 29 44,6 28 43,7 5 7,7 3 4,6

55,3 184 59,5 87 28,2 32 10,4 4 1,3

63,8 35 50,7 26 37,7 6 8,7 2 2,9

58,1 162 60,6 75 28,1 22 8,2 6 2,2

54,1 122 55,0 67 30,2 19 8,6 5 2,3

2 0,6

2 0,7

107

139

71

65

309

69

267222

Статистическаядостоверность

1/2 = <* > 5,0*

1/3 = Ы, < 0,1?

1/4 = о( < 0,1*

1/5 = о( > Ъ%1/6 = е< < 0,1*.

1249

Таблица 4 . Зависимость частоты заболевание от продолжительностидействия ионизирующих излучений

Продолжительностьекспозиции в годах

пЧастота заболеванийв год на 100 чел.

Чистота острых реет*раторных заболеванийв год на 100 чел.

Средняя продолжительностьострнх респираторных забо-леваний в днях.

I23455

21Контроль

2232432442141732301324

927

32,740,3

х1

42,2х1

40,7х*

22,0

20,9

33,8

27,7

20,6

27,2х

25,8х

23,4

15,0

13,0

22,0

18,1

11,8

11,9

10,5

9,6

9,6

6,5

10,4

9,4

х Статистическая достоверность по сравнению с контролем о( < 53,

** То же -"- -"- -"- е* < 1%.+ -"- -"- -"- -"- о группой 5 лето< < Ъ%,+ + -"- -"- -"- с группой 5 лет Ы < It,

Таблица 5. Влияние равличвнх факторов на частоту острых респираторных заболеваний

Факторы воздействия

I. Ионизирующее излуче-вие

2. Никотив3. Трехсменная работа

4. Ионизирующее ивлу-здяие и викотин

5. Иовивирущев ивлу-Ч6НИ6 к трехсменнаяработа

6. Никотин и трехсмен-ная работа

7. Ионизирующее излу-

чение, никотин итрехсменная работа

8. Контроль

Частота забо-леваний (вгод на 100чел)

30,037,422,5

80,0

36,6

46,4

33,337,8

Частота заболевании0

п

849557

40

215

45

198152

%

78,568,3

8р

61,5

69,6

65,2

74,1568,5

I

п

173812

20

77

16

4956

%

15,927,316,9

30,8

24,9

23,2

I8.3E25,2

п

472

3

15

8

> 2014

(рае

г%

3,85,02,8

4,6

4,35

•11,6

756,3

в год)3

п

2--

2

2

-

--

%

4

п %

1,9 - -

- _ _

3,1 - -

0,6 - -

_ - -

-- —

п

10713971

65

309

69

267222

Таблица 6. Результаты исследований мочи у лиц, работающих под действие:.:

ионизирующих излучений

Продолжительностьэкспозиции в годах п

Протеииурия, Ле турия.

ОI234

5

5Контроль

305223243244225

162

230927

0,981,351,654 I х *2,2

0,58

1.31,07

2,34,043,292,466,67^

1.05*^

5,22х

2,64

х Статистическая достоверность по сравнению с контролем с* < Ъ%.

же - п - -"- <Л < I * .

-"- -"- -"- с группой до экспозиции<*^5#.

• " • - " - -•-

Таблица 7 . Ревультатн гематологических исследований у лиц, работающих поддействием ионизирующих излучений

Продолжительностьэкспозиции в годах п

Гемогло-бин, г/л

Ретнку-доциты,

Тромбо-циты,мл

Лейко-циты,мл

Незре-лыелейко-циты,мл

Зрелыелейко-циты,мл

Лимфо-циты,мл

Моно-циты,мл

Лимфоидннеклетки,мл

0I2

3456

Контроль

305223243

244214173230

927

157,8156,8157,5

157,7157,3160, I я

161,5х*

157,5

7,838,318,96х*

8,53я

7,467,017,48

7,77

201909 х 1

212983+

198886203371х

191421 х 1

197248ХХ

2I34I7

6501 х

62326172

5954+ +

598660696407

6201

77,395,194,3

7 1 , 1 х

5 8 , I х 1

5 6 , 6 х 1

63,6 х *

94,4

3628 х

34673462

32953235 х

34073414

3445

229022J72154

2150 •223522422228

2204

299301299

286299241 х

2 5 1 ^

290

6,91 х

4,466,09 х

6,34 х

в.Об3*5,256,52

3,44

х Статистическая достоверность по сравнению о контролем о< < Ъ%,

же -"- -"- -"- с< < I%L

-"- -"- с группой до экспозиции <* < Ь%.

-"- Ы, < &,

Во время обследования были проанализированы ежегодные освобож-дения от работы вследствие заболевания в течение трех лет. Резуль-таты приведены в табл.3.

Анализ показывает, что самой благоприятной с точки зрения здо-ровья группой является группа без экспозиции, после нее ваходятсясменные рабочие. Самые восприимчивые - экспонированные курящие.Только трехсменная работа и только лучевая экспозиция не оказывают,вероятно, никакого влияния на частоту заболеваний. Здесь следуетотметить потенцирующее воздействиедеух факторов: лучевой экспози-ции и никотина.

В проведенных ранее обследованиях мы связывали частоту забо-леваний с продолжительностью лучевой нагрузки. Из табл.4 видно,чточастота заболеваний на второй, третий и четвертый год облучениястатистически достоверно возрастает. Объяснение этих результатовбудет дано ниже.

Специфическая заболеваемость острымиинфекциями верхних дыхательных путей

Вследствие небольшого количества и разброса по времени этихобследований, по табл.5 статистическую достоверность можно опре-делить только между группами I и 6.

Тем не менее эти результаты подтверждают данные табл. I и 3.Самой воопрммчивой группой является группа экспонированных куря-щих, а самой стабильной группой являются неэкспонированные неку-рящие трехсменные рабочие.

Результаты другого обследования, которое учитывает только про-должительность лучевой экспозиции, показаны в табл.4. Из этой таб<-лицы видно, что экспонированные заболевают несколько чаще острымиреспираторными заболеваниями, чем неэкспонированные, причем макси-мальная частота заболеваний приходится на второй год работы так же,как и средняя продолжительность заболеваний.

Заболеваемость другими болезнями

Частота заболеваний оценивалась в ряде диагностических групп,таких, как хронические респираторные заболевания, заболевания сер-дечно-сосудистой системы, желудочно-кишечного тракта, почек, болез-ни центральной нервной системы, а также несчастные случаи. Обнару-жено, что кроме заболеваний сердечно-сосудистой системы, в одина-ковой мере в первые 2-4 года облученще значительно повышает часто-гу заболеваемости. Данные подтверждаются результатами исследования*очи, представленными в табл.6.

- 206 -

Гематологическое состояние

Для проведения контроля лиц, профессионально подверженных об-лучению, результаты гематологических обследования представляют осо-бый интерес.

В габл.7 дается обзор результатов исследования. Их объяснитьне совсем легко. Для некоторых параметров, таких, как тромбоцитыили лейкоциты, а также лиифоиднне клетки можно установить различиямежду группой до экспозиции и контрольной группой. Так как исследо-вания первой группы были проделаны частично очень давно, то нельзяисключить ошибок методического характера. Поэтому лучше проводитьсравнение с контрольной группой.

Обнаруженные при гематологическом исследовании изменения поз-воляют проследить такую же тенденцию, как и в описанных выше иссле-дованиях по заболеваемости.

Обсуждение результатов

Так как лучевая нагрузка лиц, профессионально подверженныхоблучению, лежит в установленных законом пределах, то на основеимеющихся опыта и знаний нет оснований делать вывод, что на пред-ставленные результаты самых различных обследований параметров сос-тояния здоровья влияет специфическая лучевая реакция.

Из полученных нами с помощью различных методов на разных сис-темах органов результатов обследовании можно сделать два вывода.Во-первых, установлено, что реакция организма яа многие одновременнодействующие факторы больше, чем на единичные, во-вторых, возможно,что первая, длящаяся несколько лет фаза воздействия вового вредно-го фактора, оказывает влияние на устойчивость организма.

Если исходить из того, что в установленном законом допусти-мом диапазоне доз исключены нестахостнческне сомотичеокие специфи-ческие лучевые воздействия, то речь должна идти, таким обравом, онеспецифической реакции, выражающейся в повышенной восприимчивостик другим вредным факторам.

имеются работы ряда авторов (Александров, 1уськова, Копаеви Пархоменко), которые как в экспериментах с животными, так и вовремя клинических обследований получили подобные результаты. Тео-ретически применимым для объяснения этих результатов можшт являть-ся общий синдром адаптации. Зели в 1952 г. 'предположил, что иони-зирующее изучевие может оказывать влияние на систему адаптации, исмог это подтвердить экспериментально в опытах на животных при от-носительно высокой лучевой нагрузке.

Если основываться на этом мнении, то ионизирующее излучениене следует рассматривать как вечто оообенное, а его следует вклю-чить во множество физических, химических, социологических и психо-логических факторов окружающей среди, которые л определенных обстоя-тельствах могут действовать как вредные факторы.

- 2 0 7 -

ОБУЧЕНИЕ И ПОДГОТОВКА В ОБЛАСТИ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИРАБОТАЮЩЕГО НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ ПЕРСОНАЛА В ГДР

ГЛирне, В.Щрайтвр, B.Kpays (ГДР)

Введение

Качественное обучение в области радиационной и ядерно!) безо-пасности - одно из необходимых мероприятий по радиационной безопас-ности на атомных электростанциях и служит профилактике чрезвычайныхсобытий и повышенных лучевых нагрузок.

Современное оборудование, разработанные правила сами по себенедостаточны для обеспечения высокой степени безопасности. Оптималь-ные условия безопасности могут быть созданы только при основатель-ной подготовке персонала и постоянном совершенствовании его значе-ний. Значение обучения, как профилактического мероприятия, следуетоценивать также, как и значение мероприятий по программе контроляИ наблюдения. Так как затраты и усилия для проведения мероприятийпо обучению и совершенствованию званий персонала могут быть доволь-но большими, то цели, а также объем и содержание каждой программыобучения должны тщательно определяться в зависимости от круга лиц,принимающих участие в обучении.

При организации и проведении обучения преследуются следующиетри основные цели:

- все лица, подверженные ионизирующему облучению, или лица,ответственные за радиационную безопасность, должны сознавать необ-ходимость к значение радиационной безопасности и ее мероприятий;

- обучающимся следует дать в определенном объеме знания и на-выки в области законодательства, научвых и практических основ ради-ационной безопасности;

- каждый сотрудник должен иметь четкое представление о своихзадачах я ответственности в области радиационной безопасности.

Обучение работающего на атомных электростанциях персонала произ-водится в ГДР на основе единых принципов, имеющих обязательную си-лу не только для АЭС, но и для всех предприятий и учреждений, гдеработают на ядерных установках, служащих источниками ионизирующегоизлучения, а также где работают с радиоактивными веществами. Эти

- 2 0 8 -

принципы служат составной частью централизованной общегосударст-венной системы радиационной и атомной безопасности, охватывающейвсе отрасли хозяйства, включая область здравоохранения.

Учреждением Государственного управления по атомной безопас-ности и защите от излучения (ГУАБЗИ) как органа Совета Министровдля проведения всех требований по атомной и радиационной безопас-ности уже в начале 1960-х годов были созданы предпосылки для еди-ного планирования и проведения мероприятий по облучение и подго-товке в области радиационной безопасности [i] .

Организация облучения по радиационной безопасности, а такжеквалификационные требования установлены в законодательных урегули-рованиях и правилах Г 2-51 .

ГРУППЫ лиц, принимающих участие в обучении

Согласно Постановлению по радиационной безопасности ГДР в за-висимости от ответственности и задач в области радиационной безо-пасности различаются следующие группы лиц:

- руководитель учреждения и другие руководящие сотрудники;- ответственные сотрудники;- специалисты в области радиационное безопасности;- лица, профессионально подверженные облучению.Ответственные сотрудники, которые также могут выполнять руко-

водящие функции, указываются поименно в выдаваемом Государственны*управлением разрешении на проведение работ, связанных с радиацион-ной опасностью. Они оказывают непосредственное влияние на проводи-мые работы и несут ответственность за:

- указаввые в раврешевии ядерные установки или цель работы;- выполнение правовых предписаний и производственных установ-

лений по радиационной безопасности;- осуществление необходимых мероприятия в области радиацион-

ной безопасности, входящих в его компетенцию.В настоящее время на АЭС им. ^эуно Лойшнера в Грайфсвальде

работают 250 руководящих и ответственных сотрудников.К специалистам по радиационной безопасности относятся главные

уполномоченные по радиационной безопасности, уполномоченные по ра-диационной безопасности, ответственные врачи в области радиацион-ной безопасности и другие ответственные лица, работающие в облас-ти радиационной безопасности.

Уполномоченный по радиационной безопасности - это назначен-ный руководителем предприятия и утвержденный ГУАБЗИ сотрудник со-ответствующего предприятия,который контролирует соблюдение право-вых предписаний и производственных установлений по радиационной

- 2 0 9 -

безопасности, а также консультирует руководящих и ответственныхсотрудников.

На предприятиях и в учреждениях, где количество лиц, профес-сионально подверженных облучению, велико, особенно на атомных эле-ктростанциях, наряду с уполномоченными по радиационной безопаснос-ти назначается главный уполномоченный. На АЭС им. Бруно Лойшнерав Грайфсвальде работают в настоящее время 30 уполномоченных.

Ответственный врач в области радиационной безопасности долженпроводить на основе "Распоряжения о медицинском контроле лиц, про-фессионально подверженных облучению" fej внутрипроизводственныемедицинские обследования. Это, в первую очередь, обследования припоступлении на работу и повторные обследования всех лиц, професси-онально подверженных облучению.

Требования к квалификации руководителей. ответственных сотруд-ников, специалистов по радиационной безопасности и лжд.

подверженных профессиональному облучению

В таблице представлены сформулированные в Законодательстве порадиационной безопасности требования к профессиональной квалифика-циь и облучению в области радиационно» безопасности. Из этой табли-цы видно, что в ГДР предъявляются высокие требования к профессио-нальному обучению руководителей, ответственных сотрудников и специ-алистов в области радиационной безопасности. Высшее образование яв-ляется, как правило, основой, которое дополняется специальной под-готовкой. При атом следует подчеркнуть, что профессиональное обу-чение, дополнитольное специальное обучение и подготовка в областирадиационной и ядерной безопасности должны составлять единое целое,т.е. основное образование и дополнительное обучение должны соответ-ствовать реальным требованиям и должны бнть друг с другом согласо-ваны и взаимосвязаны.

Довольно различные отчасти цели обучения требуют для назван-ных в таблице групп лиц на каждом этапе обучения специальных учеб-ных программ.

Вышеназванные аспекты имеют особое значение на атомных элект-ростанциях, так как там больное количество обучающееся лиц и высо-кие требования к квалификации персонала, эксплуатирующего сложные,дорогие и потенциально опасные установка и системы.

- 210 -

Требования к квалификации ответственных сотрудников,специалистов по радиационной безопасности, а также лиц,подверненных профессиональному облучению

Группыоаоотников Квалификация и обучение

Государственное удос-Курсы усо-товерение, подтверж- вершенст-дапцее квалификацию вованняответственного сот- каждыерудника три года

Ответственный Законченное высшеесотрудник или среднее образо-(руководящий вание по даннойсотрудник) специальности и ус-

тановленное ГУАБЗИдополнительное обу-чение для работы срадиоактивными ве-ществами или дляработы на ядерныхустановках

Законченное высшее Государственное удос-Курсы усо-или среднее образе- товерение на право вершенст-вание по данной выполнения функции вованияспециальности и уполномоченного по каждыемноголетние практи- радиационной безопас-два годаческий опыт ности, дополнительное

обучение в областиатомной безопасностии защиты от излучения

Уполномоченный Законченное высшее Государственное удос-Курсы усо-по радиационной или среднее обраао-товерение не право вы-зершенст-безопаснооти вание по даввой волнения функции упол-вования

специальности вомочеаного по радиа- каждыеционной безопасности два годе

Главный упол-номоченный порадиационнойбезопасности иштатные упол-номоченные порадиационнойбезопасности

Ответственныйврач в облас-ти радиацион-ной безопас-ностиЛица, профес-сионально под-верженные об-лучению

ствувщего рабочегоместа

Допуск к практике Государственное удос-Курсы усо-врача. специалист в товерение на право вершенст-данной области выполнения функции вования(напр.медицина тру- ответственного врача каждыеда, общая медицина) два годаОбучение по специахв-Внутрипроизводствен-Инструктажности для соответ- ное обучение в облас-об опаснос-

ти радиационной бе- ти на ра-зопасности на основе бочем мес-утвержденной ГУАБЗИ те передучебной программы поступлени-

ем на рабо-ту и каж-дые три ме-сяца повто-рение инс-труктажаи обученияответствен-ным сотруд-ником

-211 -

Организация обучения в области радиационной безопасностиработающего на атомных электростанциях персонала

Процесс обучения работающего на атомных электростанциях пер-сонала по радиационной безопасности можно разделить на 3 этапа:

1) получение основ знаний во время профессионального обучения;2) обучение на специальных курсах;3) усовершенствование знаний.Эти три этапа служат составной частью централизованной систе-

мы радиационной безопасности в ГДР. Ниже дана характеристика этихэтапов.

Обучение в области радиационной безопасностикак часть профессиональной подготовки

Во время обучения в вузах, университетах или специальных учеб-ных заведениях студентам определенных направлений даются только ос-новы званий по радиационной безопасности. Это имеет место обычнов рамках обучения в области ядерной энергетики или технологии эле-ктростанций (Инженерная высшая школа г.Циттау) или в области ради-ационной или ядерной физики (Технический Университет г.Дзердена).

Квалифицированные рабочие обучаются в специальной школе приатомной электростанции, которая также дает основы знаний по техно-логии А Х .

Обучение на специальных курсах АЭС

На атомных электростанциях ГДР высокие требования предъявляют-ся к квалификации, необходимой для работы на определенном рабочемместе. Поэтому каждый квалифицированный рабочий, мастер или инже-нер получает в учебном и тренировочном центре, или же в заводскойакадемии дополнительное обучение для работы на соответствующем ра-бочем месте, которое определяется уровнем основного образования испециальными требованиями для соответствующего рабочего места. 5это дополнительное обучение, которое углубляется в главном отделе,включают наряду с теоретическими основами по ядерной энергетике,технике и технологии электростанций также и вопросы радиационнойбезопасности.

Учебные программы содержат лекции и практические занятия последующим темам:

Единицы измерения и величины в области радиационной безопас-ности.

Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом.Биологическое действие ионизирующего

- 212 -

Максимальная допустимая лучевая нагрузка.Методы измерения и приборы.Мероприятия радиационной безопасности на АЭС.Правила радиационной безопасности.Обучение по радиационное безопасности лиц, профессионально

подверженных облучению на атомных электростанциях, как и во всехдругих учреждениях, где работают под воздействием ионизирующегоизлучения, производится по утвержденным 1УАБЗИ учебным программам.

Лица, работающие в контролируемой зоне, должны сдать устныйэкзамен для подтверждения своих знаний в области радиационной бе-зопасности. Экзамен принимается уполномоченным по радиационной бе-зопасности. Только после успешной сдачи экзамена выдается разреше-ние на вход в активную зону АЭС.

Специфические требования в рамках дополнительного обученияпредъявляются к руководящему персоналу (дежурные инженеры, руково-дители блоков, операторы реактора и его вспомогательных установок;.Этот круг лиц получает специальное обучение по теории и практике,в которое включаются все вопросы ядерной безопасности. Для руково-дящего персонала обязательным является тренировка на тренажере наАЭС. Цель этой тренировки состоит в следующем:

- освоение знаний по устройству установки;- приобретение навыков работы по обслуживанию установки;- безопасное управление установкой в аварийных случаях.Требуемые знания проверяются с помощью сдачи экзамена на до-

пуск к работе после окончания теоретического и практического спе-циального обучения.

Обучение и подготовка по радиационной безопасности в Г/АБ5И

Руководящие и ответственные сотрудники, а также специалистыпо радиационной безопасности, после посещения занятий в учебном итренировочном центре при АЭС проходят еще обучение на теоретичес-ких и практических курсах или колоквиумах по специальным проблемамрадиационной безопасности, проводимых ГУАБЗИ.

За своевременное направление и командирование на эти курсы от-ветственным является руководитель АЭС. Обучение на курсах обяза-тельное. После успешного окончания этих курсов при ГУАБГИ участни-кам выдается "Государственное удостоверение о квалификации ответ-ственного руководителя" или "Государственное удостоверение на пра-во выполнения функции уполномоченного по радиационной безопаснос-ти". Учебная программа для уполномоченных по радиационной безопас-ности содержит следующие темы и практические занятия:

Теоретический rorpi (4 дня)I. Организация раджацшонной безопасности в ГДР.

- 213 -

2. Радиационная физика.3. Радиационный риск и радиационно-биологическое воздействие.4. Дозы радиации и единицы их измерения.5. Расчеты доз и защиты.6. Дозиметрия на рабочих местах.7. Индивидуальная дозиметрия.8. Мероприятия радиационной безопасности.9. Законодательство в области радиационной безопасности.Ю.Наблвдение и контроль за состоянием здоровья работающих.II.Поведение при чрезвычайных событиях.

Практический курс (8 дней)1. Измерение бега-излучеьия.2. Измерение гамма-излучения.3. Гамма-спектрометрия.4. Измерение альфа-излучения.5. Принцип действия и область применения различных индивидуальных

дозиметров.6. Загрязнение поверхностей и дезактивация.

Руководящие и ответственные сотрудники принимают участие вдвухдневном коллоквиуме, на котором обсуждаются основные моментиназванных в ш е тем теоретического курса, в особенности правовыевопросы.

Главные уполномоченные по радиационной безопасности или штат-ные уполномоченные по радиационной безопасности с многолетним опы-том работа проходят дополнительное обучение для углубления и повы-шения эффективности их знаний по теме "Атомная безопасность и защи-та от излучения", которое организуется также Государственным управ-лением по атомной безопасности и защите от излучения. Оно проводит-ся в форме заочного обучения и его продолжительность составляетполтора года. Освоение уибвых программ проивводится путем проведе-ния лекций, семинаров, практических занятий и самостоятельного изу-чения. Участники должны сдать письменные и заключительные экзамена-ционные работы, в которых они должны использовать сообщенный им вовремя обучения материал для решения задач в области радиационнойбезопасности, как правило, согласованных с АЭС. После успешногоокончания дополнительного обучения выдается свидетельство об окон-чании курсов по специальности "Атомная безопасность и защита от иг-лучений". Оканчивающие куроы получают право на введение соответст-вующего дополнения к сюей приобретенной в вузе профессии, напри-мер, "Физик в области радиационной безопасности".

- 2 1 4 -

Курсы усовершенствования

Для закрепления и расширен, ч званий в области радиационнойбезопасности регулярно проводятся курсы по усовершенствованию.

Все лица, профессионально подверженные облучению, обучаютсякаждые три месяца ответственным сотрудником по принципиальным иактуальным проблемам радиационной безопасности. При атом оценива-ются также нарушения правил радиационной безопасности и сообщаютсяизменения, предпринятые на установке или в технологии, оказывающиевлияние на радиационную ситуацию.

Специалисты по радиационной безопасности и ответственные сотрудники дополнительно обучаются на курсах усовершенствования приГУАБЗИ, которые проводятся каждые два-три года и отражают быстроеразвитие в области данной специальности.

Для специалистов по радиационной безопасности организуютсямногодневные коллоквиумы, на которых читаются лекции по специаль-ным проблемам как преподавателями ГУАБЗИ, так и специалистами ядер-ных установок ГДР. Большую пользу приносит проводимый при этом об-мен мнениями.

Руководящие и ответственные сотрудники посещают курсы усовер-шенствования при ГУАБЗИ, на которых обсуждаются следующие темы:

Вопросы радиационное биологии и радиационной медицины.Национальные и международные тенденции при рассмотрении проб-

лем безопасности в ядерно-энергетическом комплексе.

Оценка рекомендаций МАГАТЭ и других международных комиссий,занимающихся вопросами радиационной безопасности.

Оценка радиационных инцидентов, чрезвычайных событий з ава-рийных случаев на ядерных установках.

Правовые вопросы.Эти курсы длятся один-два дня.В качестве специального дополнительного обучения на АЭС прово-

дится один раз в месяц техническая учеба. Участниками такой учебыявляются руководящие сотрудники, обслуживающий персонаж.а такжеперсонал, проводящий ремонтные, работы и уход за установками. Спе-циальные курсы по усовершенствованию связаны с протавоаварийнымитренировками и повторными курсами на тренажере на А Х . Руководящийперсонал должен сдавать повторные экзамены на допуск к работе каж-дые два года.

Отгнг И ВЫВОДЫ

Опиоанная система обучения и усовершенствования знаний, кото-рая соответствует международным рекомендациям по вопросам безопас-ности на АЭС.хороию оправдала себя на атомных ажектростанцжях ГДР.

- 2 1 5 -

Высокий уровень необходимых знаний способствует правильному, сточки зрения радиационной безопасности, поведению персонала АЭС..

Зто не означает, однако, что можно при этом обойтись совсембез контроля. Сознавая свою ответственность, руководящие сотрудни-ки и уполномоченные по радиационной безопасности проводят регуляр-ный контроль в активной зоне АЭС. Объем и содержание этого контро-ля зависят также от образования и опыта персонала, проводящего кон-троль.

Кроме того, инспекторы ГУАБЗИ проводят также регулярный конт-роль.

На АЭС им. Бруно Лойшнера в Грайфсвальде хорошо оправдал себяследующий состав смен специалистов по радиационной безопасности:

1) дежурный уполномоченный по радиационной безопасности с ква-лификацией инженера;

2) уполномоченные по радиационной безопасности с квалификаци-ей мастера;

3) дежурные дозиметристы со специфическое для предприятия про-фессиональной подготовкой.

В случае необходимости можно подключать дежурного главногоуполномоченного со радиационной безопасности или ответственноговрача, для которого организована служба скорой помощи.

При крупных нарушениях требований радиационной безопасностине выплачивается надбавка к зарплате за повышенную ответственностьи нарушитель лишается права на доступ в активную зону АЭС.

Соответствующие меры применяются также тогда, когда лица, про-фессионально подверженные облучению, отказываются идти на измере-ние инкорпорации или на медицинское обследование.

Хорошо оправдало себя на практике обучение квалифицированныхрабочих в области радиационной безопасности. В результате такогообучения например, машинисты и механики по уходу за установкамипроводят самостоятельно местные дозиметрические измерения и, темсамым, они в состоянии быстро реагировать на изменения радиацион-ной ситуации.

Относительно обучевия ответственных сотрудников и специалис-тов по радиационной безопасности следует отметить, что необходимадальнейшая оптимизация обучения в ГУАБЗИ и в учебно-тренировочномцентре при А Х . Кроме того, необходимо также рассмотреть вопрос опроведении курсов усовершенствования при ТУАБЗй для вышеназванно-го крута лиц значительно чаще, чем до сих пор. Названные в таблицесроки до сих пор не всегда соблюдались.

Исходя из законодательных установлений и внутрипроизводствен-ных урегулирований в этой работе представлены требования к квалифи-кации ответственных сотрудников, специалистов по радиационной бе-зопасности и лиц, профессионально подверженных облучению, в соот-

- 216 -

ветствии с их задачами и ответственностью на АЭС. В соответствиис высокими требованиями квалификации в области радиационное безо-пасности процесс обучения проводится в несколько этапов, которыеподробно описаны. Представлены учебные программы для ответственны;сотрудников и уполномоченных по радиационной безопасности на АЭС.


1. Устав Государственного управления по атомной безопасностии защите от излучения ГДР.-Вестник I, * 43

tc449; Вестник I, № 4,

с.106.2. Постановление о защите от вредного воздействия ионизирую-

щего излучения. Постановление о защите от излучения.- Вестник II,* 99,с.627.

3. Первая инструкция об исполнении Постановления о защите отизлучения,-Вестник II, * 99,с.635.

4. Распоряжение об усовершенствовании в области атомной безо-пасности и защите от излучения.-Вестник I, * 10, с.194.

5. Периодические сообщения ГУАБЗИ, вып.13, 1976, ЯП 2,5,6 и 7.6. Распоряжение о медицинском контроле лиц, профессионально

подверженных облучению, и других лиц из населения, подверженных об-лучению,- Вестник II, * 84, с.58.

- 217 -

ПОДХОД К ПЛАНИРОВАНИЮ Д030ВЫХ ЗАТРАТПЕРСОНАЛА НА АЭС

Ю.А.Егоров, А.А.Носков, А.Ф.Шамапюв (СССР)

Необходимость рационального расходования дозового резерваАЭС или, что то же самое, планирования доэовых затрат (ДЗ), оче-видна. Под планированием ДЗ понимается такая организация работ наАЭС, особенно при проведении ремонтов, которая учитывает радиаци-онную обстановку и трудоемкость ремонтных операций таким образом,чтобы ДЗ персонала не превысили установленных или допустимых пре-делов.

Предлагаемый подход к планированию ДЗ может выглядеть следую-щим образом. АЭС имеет дозовый резерв ДР = 5/Учел - Гр (У - ко-личество сотрудников, работающих в условиях облучения). ДР распре-деляется на планово-расходуемую часть А и запас Б, причем А Д Р(oL - плановый коэффициент использования ДР, установленных и чопыта эксплуатации однотипных АЭС). Часть ДР - Б расходуется толь-ко в непредвиденных обстоятельствах.

Планово-расходуемая честь ДР А разбивается на 2 доли:Aj - расход ДР на эксплуатацию АЭС на мощности и Ag - то же напроведение ремонтных а других работ при остановленном реакторе,

(I)

где уЗ - коэффициент использования ДР на мощности (возможно, чтоfi-j&(t), где t - время .эксплуатации АЭС). При устойчивой рабо-те АЭС все ее цеха выполняют работы согласно регламенту и А^ мож.-но распределить между цехами:

Е**Л = Д , (2)K-t

где К - количество цехов (подразделений), участвующих в работахв условиях облучения.

Величина А^ расределяется между ПОР (плаково-яредупредагаяь-ными ремонтами) в течение года

- 218 -

где & - число ремонтов в году. Поскольку ремонт может выполнять-ся как силами самой АЭС, так и.силами сторонних организаций, то

где ^ a f ~ собственные планируемые ДЗ на Е -й ремонт,/\ ю - то же сторонних организаций.На каждый ДПР планируются определенные ремонтные операции,

дозовые емкости которых Q , О <7^ (если операцийт ), так что:

пгст р/я-, + Рр+

г *т .

Рассмотренное распределение ДР представляет собой дозовыйрегламент АЭС. На основе этого регламента несложно вычислить дозо-вые квоты на выполнение той или иной работы. Зная дозовую квотуи сравнивая ее с прогнозом дозовых затрат (сделанным на основаниипрогноза радиационной обстановки г. трудоемкости работ), можно вы-яснять, произойдет л перерасход дозовой квоты ори принятой тех-нологии и организации труда. Если не произойдет, то работа дела-ется в соответствии с принятой технологией.

Если ке ожидается перерасход, то следует пересмотреть орга-низацию ремонтных работ или принять мера по снижению обдучаемостиво время ремонта.

Прежде чем рассмотреть способы определения коэффициентов рег-ламента ДЗ, обратим внимание на особенности формирования индиви-дуальной и коллективной дозы облучения на АЭС.

По определению доза излучения в данной точке есть произведе-ние мощности дозы в точке на время пребывания в ней. Из опыта из-вестно, что значения мощности дозы отличаются не только в разныхпомещениях, но и в пределах одного помещения. Поэтому, фиксируяперемещение сотрудника по АЭС в течение рабочего дня и мощностьдозы гаша-излучения, воздействию которого подвергается сотрудник,получим некоторую зависимость мощности дозы от времени. Эту зави-симость назовем дозовой траекторией Р(£). Очевидно, что

где i0 и t

K * время начала"и окончания рабочего дня.

Аналогично определяется дозовые траектория при выполнении отдель-ной работы или операция. Поскольку путь, проходимый по помещени-ям АЭС, определяется служебными обязанностями, дозовая траекто-рия отражает трудовую деятельность сотрудника АЭС.

По ищу доэовнх траекторий выделим следующие группы обслужи-вающего персонала АЭС:

- 219 -

Первая группа. Рабочее место сотрудника и перемецения поА Х регламентированы и не меняются со временем. Радиационная обс-тановка в помещениях, обслуживаемых сотрудником, стабильна. Виддозовых траекторий и значения U практически постоянны. Отклоне-ния от средних значений незначительны и определяются особенностя-ми индивидуума. К этой группе относится персонал щитов управления,лабораторий и т.п.

Вторая группа. Рабочее место и перемещения по АЭС регламенти-рованы, но могут случайным образом меняться из-за отказов обору-дования. Вид ежедневных Р(У и значения Z) в основном постоян-ны, но небольшая их часть имеет случайный характер. К этой группеотносится, например, оперативный персонал цехов.

Третья группа. Рабочее место и перемещение сотрудника по АЭСв основном случайны. Форма ежедневных дозовых траекторий и зна-чения О меняется случайным образом. (Количество вышедшего изстроя оборудования ъ его место расположения случайны).

Таким образом, индивидуальные дозы различных групп сотрудни-ков изменяются в некоторых интервалах значений, причем минималь-ная ширина интервала у первой группы лиц, а максимальная -у третьей.

При выполнении отдельной работы, производимой группой сотруд-ников, перемещение исполнителя по помещению зависит от задач, воз-ложенных на него как участника работы. Поэтому дозовые траекториивсех участников работы различны, индивидуальные дозы не одинаковыи меняются в некотором интервале, ширина которого зависит от кон-кретного вида работы. Следовательно, при выполнении любой работына АЭС, которая приводится в поле ионизирующего излучения, • в ко-торой занята группа исполнителей (начиная от обслуживания отдель-ной установки до АЭС как целого), индивидуальные дозы можно формаглизовать как случайные. Отсюда следует, что число людей Л/ , поле-чивших дозу Z) » таксе случайная величина, поэтому значения коэффи-циентов дозового регламента и число участников предстоящей работыследует определять из статистических закономерностей.

Число людей Л/', получивших дозу D при выполнении какой-ли-бо работы, определяется как

где Л/ - общее число лицей, участвовавших в работе,/{Ь)~ функция плотности вероятности распределения числа додей

по дозе. Дозовые затраты на выполнение работы можно "найти извыражения

Q - A/jDf(D) dO - /VflDJ, (8)где Ff^D]- математическое ожидание распределения. Поскольку по-нятие "работа" .относится как к выполнению элементарной операции,

- 2 2 0 -

так и к выполнению совокупности операций, в том числе и обслужи-ванию АЭС в целом, то дозовые затраты на обслуживание АЭС

A = /VfCDJ. C9)

Следовательно, - г Г р) 7

Из определения а иJ A A/ECDJ

iU)* к ~ А, ШТ

где индексы I и К относятся соответственно к работам по обслужива-нию АЭС на мощности в целом и в цехе К.

Дозовая емкость L -й операции суть дозовые затраты на выпол-нение этой операции, т.е.

C аз)Введем дополнительную величину - относительную доэовую емкость

, Si NL

где Р - средняя мощность дозы в помещении. Разбив помещение площадью^ на участники ( £>J - площадь J-TQ участка), где зна-чения мощности дозы одинаковы, определим Р как

5 = ^Pj£j (15)

При постоянной форме поля мощности дозы, что наблюдается на АЭСс некоторого момента времени, отношения

'ЛИК

не зависят от времени (^иадс - максимальная мощность дозы в по-мещении в данный момент времени).

Заменив в формуле (14) математическое ожидание ЕйЯегол л£

оценкой EL CDJ = Z Z Pj tf/л/; ( I 7 )

и используя отношения (15) и (16), из формулы (14) получим

„V - fe ¥ *»'*# (18)Время ( tj j ) и место ( к * ; ) проведения отдельной эле-ментарной операции регламентированы ее технологией и могут бытьустановлены заранее.

Таким образом,для определения ко»!», идиентов допоюго :••;•;;i-мента необходима следующая информацияг^уншии рмспредол^н'^ ч-.с-ла людей по дозе для АЭС в целом и по отдельным цехам;:OISMM ло-зового поля в помещвниях;нормч времени на зяиюлисдш? ^ломг.чтар-ных операций; м?ста располохения оборудования, подлелл..:<зго ось от-ру или ремонту.

СОДЕРЖАНИЕ

Цайслер П., Иёберт К., Тёпфер В., Венцежь Г. (ГДР)ARLOCA и BEBBL -системы расчетных программ дхя

! определения радиационной нагруаки в окрестности АЭСс ВВЭР при авариях с утечками теплоносителя . . . „ 3

Ленниг И., Kawe.ii М., Обрикат Д., Зевхавер Р., Ыайер В. (ГДР)Исследования состава компонентов благородного газав выбросах атомных электростанций 17

Дени Ш.Измерительное устройство для непрерывного в селективно-го измерения инертных радиоактивных газов в выбросахчерез вентиляционные трубы атомных электростанций . . 34

Филипяк Б., Еостырко А. (ПНР)

Проблемы выбросов и сбросов изотопов радиоиода изядерных реакторов в ИЯИ в Сверке 38

Кшесняк Е.В., Краевски П., (ПНР), Томашек М. (ЧССР)Некоторые аспекты выбора активированных углей дляпоглощения радиоактивного иода . .45

' Денисов Я.И., Жернов B.C., Зудкова Р.Г., Мурашов Б.П.Парышев В.Я., Пушкин В.В., Рыжов Н.В., Скаткин В.М. (СССР)

Централизованная система радиационного контроля дляАЭС с ВВЭР на основе блоков АКРБ 54

Денисов А.А., Жернов B.C., Крашеннинников И.С., Матвеев В.В.,Рыжов Н.В., Скаткин В.М. (СССР)Система радиационного контроля АЭС с распределеннойструктурой на микропроцессорах 68

.Агеев Т.С., Васильев С.Н., Ефимов В.И., Жернов B.C.,Кузьмин В.В., Минаева Е.Е., Нелип В.А., Соколов А.Д.,Сучкова Л.А. (СССР)

Приборы индивидуального контроля персонала АЭС . ... 85

- 222 -

Жернов Б.С., Матвеев В.В., Душкин В.В., Шермаков А.Б. (СССР)Оценка чувствительности устройства детектированияобъемной активности острого пара при различном изо-топном составе в I контуре НВЭР 93

Антонов В.Л., Груздева А.А., Жернов B.C., Козлов С.К.,Лапоев О.Б., Матвеев В.В., Душкин В.В., Романичев М.К.,Шермавов А.Е., Варгин Е.П., Дроздова Л.Д. (СССР)

Устройство детктирования для контроля за распростра-нением радионуклидов по технологическим контурам АЭС . Ю 7

Крюгер Ф.,Штук Д. (ГДР)

Статистическая обработка результатов внешней индиви-дуальной дозиметрии с помощью фотопленочных дози- •

: метров и дозиметров КИП • • 119

Проуза 3., Спурны Ф., Троуснл Я., Никодемова Д. {ЧССР)международные и национальные сличения методовиндивидуальной дозиметрии в смешанных поляхнейтронного и гамма-излучения 123

Дершель Б., Лретч Г., Штройбель Г. (ГДР)Современные методы измерения излучения в дозиметриинейтронных и гамма-полей 133

Троусил Я., Проуза 3., Еокта Л. (ЧССР)Современное состояние и перспективы индивидуальной

j дозиметрии нейтронов и гамма-излучения в ЧССР .... 139

Цульхайн К.Ф. (ГДР)Исследование выведения радионуклидов из организмас помощью измерений на СИЧе 153

Христова М.Г., Маричкова 1.Д., Стефанов С.Г. (НРБ)

Радиофотолпминесцентные стеклянные дозиметры 160

Христова М.Г., Русков И.Н. (НРБ)Комбинированная кассета для индивидуального дози-метрического контроля jg3

Бучина И., Малатова И., Кунэ Э., Шевц Й., Томас И. (ЧССР)Гигиенические требования к системам радиационногоконтроля для АЭС J66

, Кунз Э., Шевц Й. (ЧССР)Система ограничения доз в системе радиационнойбезопасности АЭС 182

Шевц й., Кунз Э. (ЧССР)

| Задачи гигиенического надзора на атомных электро-

станциях 186

- 223 -

дайко Г., Шомоди Д., .Медвецки Л. (ВНР)Разработка метода аварийной нейтронной дозиметрии спомощью трековых детекторов 188

Кузнецова а.Я. (СССР)ь1етодические вопросы проведения профотбора персоналаАХ 192

Клатт Р. (ГДР)Результаты медицинского отбора и периодическогоосмотра сотрудников, работающих на атомнойэлектростанции в Грайфсвальде .197

Чирне I., Шраитер В., Крауз В. (ГДР)Обучение и подготовка в области радиационной безопас-ности работающего на атомных электростанцияхперсонала в ГДР 208

Егоров Ю.А., Носков А.А., Шамаиюв А.Ф. (СССР)Подход к планированию дозовых затрат персоналана АЭС 218

Обеспечение радиационной безопасностипри эксплуатации АЭС

Книга 3Редактор В.В.Шутов

Подписано к печати 14/8 <г.4г Т -9.ЪЧСЬ Формат 60х90/КБумага офсетная №1 Уч.изд.л.Л/, £?3 Тирая 700 экз.Цена £? Ю ч , Зак.изд.8302227 ^ ^

Энвргоатомиздат, II3I14 Москва M-II4, Шлюзовая, 10

- 224 -

Книга 3 - international nuclear information system...В кн.1 предствленн...

Documents