Радиационная безопасность при эксплуатации и ремонте оборудования Курской АЭС

место от производителя работ после полного завершения работы, проверяет полноту и надежность ее выполнения. Особое внимание обращается на удаление с рабочего места высокоактивных отходов, демонтированных деталей, применявшегося инструмента, СИЗ, отсутствие радиоактивных загрязнений и надлежащую чистоту рабочих мест, затем расписывается в соответствующей строке наряда.

При необходимости вместо руководителя работ приемку рабочего места и подпись в наряде в строке о полном окончании работ может быть произведена лицом, выдавшим наряд.

10.13.5 Начальник смены отдела радиационной безопасности закрывает наряд после измерения радиационной обстановки и осмотра рабочих мест, проверки отсутствия людей и наличия подписи в строке наряда о полном окончании работ руководителя работ.

Полное окончание работ по дозиметрическому наряду должно быть оформлено одновременно с закрытием теплового наряда (наряда-допуска).

10.13.6 Окончание работы и сдача-приемка рабочего места оформляются подписями в пункте 12 наряда. Закрытые наряды хранятся 30 суток.

11. Технические мероприятия, обеспечивающие безопасное производство работ

11.1 При работах на радиоактивном оборудовании, выведенном в ремонт, должны быть выполнены следующие технические мероприятия:

- произведены необходимые отключения (технологические и электрические) и приняты меры против ошибочной или самопроизвольной подачи сред с радиоактивными веществами на место производства работ и включения ремонтируемого оборудования;

- выявлены виды радиационного воздействия на месте производства работ;

- организованы пункты смены обуви и спецодежды или саншлюзы;

- при необходимости проведена дезактивация помещений, ремонтируемого оборудования, в том числе внутренних полостей при помощи высоконапорных установок;

- организованы ремонтные зоны;

- предприняты меры к локализации, сбору и удалению отходов.

11.2 Все работы по транспортировке отработанного ядерного топлива должны проводиться дистанционно, быть максимально автоматизированы и механизированы.

11.3 Перед извлечением из реакторов различных устройств необходимо очистить место от всего постороннего. К появлению новых предметов на рабочем месте относиться крайне осторожно и немедленно определять уровни излучений от этих предметов.

Извлечение любых предметов из реакторов производить при постоянном дозиметрическом контроле методом прямого измерения, а при высоких уровнях излучений - дистанционно. Вход в реакторные залы после извлечения предметов из реакторов разрешается только после оценки радиационной обстановки дозиметристом.

11.4 Размещение инструмента и приспособлений, имеющих поверхностное загрязнение выше ПДУ или наведенную активность, на узел развески запрещается.

11.5 Все выгруженные из активной зоны реактора предметы (тепловыделяющие сборки, оборудование, приборы) должны немедленно размещаться в предназначенных для них проектом местах с использованием необходимой защиты. В случае, если извлекаемые из активной зоны предметы выделяют в воздушную среду радиоактивные газы и аэрозоли, они должны размещаться в сборках, оборудованных системой вытяжной вентиляции с эффективной очисткой воздуха на фильтрах, или помещаться в герметичные емкости.

При извлечении любых предметов из реактора, бассейна выдержки или других мест для их временного хранения должны приниматься меры, исключающие попадание радиоактивной воды на поверхности помещений и оборудования.

11.6 При необходимости, перед узлом развески, шкафом с инструментами и приспособлениями (штангами, штопорами, фрезами, зенкерами и т.д.), извлекаемыми из реактора, дежурный персонал ОРБ обязан установить знак радиационной опасности с указанием максимальной мощности дозы гамма-излучения.

11.7 При проведении работ в условиях радиационной опасности в целях защиты работающих от излучений следует принимать следующие дополнительные меры:

а) перед началом ремонтных работ из помещения должны быть удалены легко транспортируемые оборудование, приборы и другие детали, в отношении которых возникает опасность значительного радиоактивного загрязнения;

б) инструмент и приспособления, применяемые для работы в ЗКД должны иметь отличительную маркировку (красная полоска) и храниться в специально отведенных местах;

в) перед разборкой загрязненное оборудование должно дезактивироваться, при разборке сложного оборудования должна производиться поэтапная дезактивация. Запас средств дезактивации на рабочем месте для дезактивации оборудования, деталей, инструмента, рабочего места подготавливается и пополняется подразделением, производящим ремонтные работы;

г) детали и инструмент должны храниться на стеллажах, установленных в месте производства работ;

д) при выполнении операций по резке, сварке, зачистке оборудования и трубопроводов, имеющих радиоактивное загрязнение, работающие должны обеспечиваться средствами защиты глаз и органов дыхания;

е) демонтированное оборудование, детали и используемый инструмент, имеющие повышенное радиоактивное загрязнение, складываются на заранее подготовленные поддоны, противни из нержавеющей стали или пластиката в специально отведенных местах; места временного хранения демонтированного радиоактивного оборудования и загрязненного инструмента должны быть оговорены в рабочей документации, согласованы с ОРБ и заранее подготовлены; места хранения радиоактивного оборудования, деталей и инструмента обозначаются знаком радиационной опасности;

ж) демонтированное оборудование, детали и инструмент в зависимости от уровня радиоактивного загрязнения необходимо транспортировать в заранее подготовленных пластикатовых мешках или специальных контейнерах; маршруты транспортировки должны быть согласованы с ОРБ, временное хранение в промежуточных пунктах маршрута запрещается;

и) прикасаться к высокоактивным деталям голыми руками или в тонких перчатках во избежание радиационного ожога рук запрещается;

к) радиоактивные отходы должны удаляться с рабочего места в предназначенные для этого сборники по мере их образования;

л) инструмент, загрязненный во время работы, должен дезактивироваться по окончании работ, а при необходимости (по указанию дозиметриста), и во время работы;

м) дезактивация демонтированного оборудования, деталей и инструмента должна проводиться в шахтах мойках, в ваннах дезактивации, в местах с действующей штатной системой трапов или других местах, согласованных с ОРБ;

н) персонал, участвующий в ремонтных работах, должен подвергнуться тщательному дозиметрическому контролю, заменить загрязненную выше ПДУ спецодежду и пройти обработку в санпропускнике;

п) режимы работы систем вентиляции должны обеспечивать приток воздуха из помещений зоны свободного доступа в помещения зоны контролируемого доступа, а в ЗКД в сторону более "грязных" помещений. В открытых проемах периодически обслуживаемых и необслуживаемых помещениях скорость удаляемого воздуха должна быть не менее 0,3 м/с.

р) перед входом в ЦЗ, перед ограждениями участков производства работ в ЦЗ, а также перед входами в другие помещения с повышенными (выше КУ) уровнями загрязненности устанавливаются поддоны с влажной ветошью ("режим ног")

с) экранирование оборудования и трубопроводов с повышенными значениями МЭД гамма-излучения производится при помощи радиационно-защитных гибких матов силами специализированной бригады ЦД или силами ремонтных бригад подразделений по указанию работников ОРБ.

11.8 При эксплуатации, ремонте и реконструкции для сокращения времени пребывания персонала в условиях радиационного воздействия необходимо предусматривать:

- повышение ресурсов и надежности оборудования;

- компоновку оборудования, облегчающую доступ к элементам и системам, требующим периодического обслуживания и ремонтов;

- возможность использования защитных экранов;

- специальную оснастку и приспособления, обеспечивающие максимально возможную автоматизацию и механизацию операций;

- стендовую отработку персоналом ремонтных операций для их скорейшего выполнения;

- составление планов-графиков ремонтов с учетом проведения операций с полным заполнением трубопроводов и максимально возможной циркуляцией воды в них;

- применение на радиационно-опасных участках легкосъемной теплоизоляции;

- применение устройств местного отсоса жидких радиоактивных сред;

- размещение контейнеров РАО вблизи источников образования отходов;

- применение прямопоказывающих индивидуальных дозиметров;

- применение дополнительных вентиляционных устройств;

- снижение поступления продуктов коррозии в КМПЦ;

- улучшение водно-химического режима и эффективности спецводоочистки.

12 . Производство работ командированным персоналом

12.1 Командированный на Курскую АЭС персонал допускается к работам в зоне контролируемого доступа с источниками ионизирующего излучения при наличии положительного медицинского заключения, выданного по месту основной работы или МСЧ-125.

12.2 Командированный персонал прикрепляется к подразделению станции, в котором предполагается проведение работ. Указанный цех (отдел) контролирует действия командированных лиц, организует обеспечение их согласно действующим положениям спецодеждой, а также необходимыми рабочими материалами.

12.3 Перед проведением работ командированные лица должны пройти инструктажи по месту работы в подразделении, за которым они закреплены, с записью в соответствующий журнал.

12.4 До начала работ руководитель подрядной организации направляет на Курскую АЭС утвержденные главным инженером подрядной организации списки лиц, имеющих право выдачи нарядов и имеющих право быть руководителями и производителями работ по нарядам. Списки передаются подразделениям, в которых будут производиться работы. При изменении состава лиц списки должны своевременно корректироваться.

12.5 Предприятие, которое командирует персонал, а также сам командированный персонал несут ответственность за выполнение действующих на Курской АЭС правил и инструкций по радиационной безопасности.

12.6 Для получения ИД работниками подрядных организаций необходимо направить письмо – заявку на имя главного инженера содержащее следующие сведения о командируемом работнике:

- фамилию, имя, отчество (полностью);

- дату рождения (число, месяц, год);

- должность;

- подразделение (участок, лаборатория и т.д.);

- номер полиса государственного пенсионного страхования;

- разрешенную дозу облучения на Курской АЭС;

- информацию о медицинском заключении для работы в ЗКД;

- информацию о проверке знаний правил РБ;

- копию индивидуальной карточки учета доз.

Срок действия письма – заявки три месяца.

12.7 Командированный персонал, который будет систематически и самостоятельно посещать здания и помещения зоны контролируемого доступа, обязан иметь при себе удостоверение с отметкой о сдаче экзаменов по ПРБ, ПОТ, ППБ. При разовых посещениях командированный персонал может допускаться без сдачи экзаменов, но обязательно после проведения ему необходимых инструктажей, в сопровождении и под наблюдением аттестованного работника Курской АЭС, назначенного руководителем подразделения, в которое прибыл командированный.

12.8 Выдача индивидуального дозиметра, спецодежды и индивидуального шкафчика командированному персоналу, который будет систематически и самостоятельно посещать здания и помещения зоны контролируемого доступа, производится на основании письма командирующей организации в адрес Курской АЭС.

При разовых посещениях обеспечение командированного персонала спецодеждой и индивидуальным дозиметром производится на основании служебных записок в ОРБ и ЦД, поданных начальником подразделения, в которое прикомандирован персонал.

12.9 Облучение командированного персонала регламентируется требованиями настоящей инструкции. Повышенное разовое облучение (в пределах разрешенных доз) имеет право разрешать руководящий персонал командирующих предприятий. Списки этих лиц утверждаются руководителями данных предприятий, направляются на Курскую АЭС и ежегодно корректируются. После окончания работ прикомандированным персоналом Курская АЭС высылает сведения по облучаемости прикомандированного персонала в соответствующие организации по их запросу.

13 . Дезактивация

13.1 Дезактивация оборудования и помещений

13.1.1 Дезактивация оборудования и помещений является одним из защитных мероприятий, уменьшающих воздействие ионизирующих излучений на персонал станции и предупреждающих распространение радиоактивных загрязнений по помещениям и территории.

Радиоактивные загрязнения появляются:

а) при нарушении герметичности технологических контуров и установок с радиоактивными средами;

б) при проведении ремонтов загрязненного технологического оборудования;

в) при извлечении предметов из реактора;

г) в результате осаждения радиоактивных аэрозольных частиц, образующихся при распаде короткоживущих газообразных продуктов деления.

13.1.2 Степень загрязнения различных материалов зависит от физико-химических свойств радиоактивных веществ и от свойств загрязняемых поверхностей. Пористые, шероховатые, хорошо смачиваемые поверхности легко сорбируют радиоактивные вещества и очень плохо дезактивируются. Например, бетон, асфальт, кирпич, дерево хорошо сорбируют радиоактивные вещества и, практически, не поддаются отмывке. Непористые, с гладкой поверхностью материалы, такие как пластикат, полиэтиленовые пленки и плитки, силикатное стекло, нержавеющая сталь значительно меньше загрязняются радиоактивными веществами и легко отмываются.

Жидкие радиоактивные вещества прочнее удерживаются на поверхности по сравнению с сухими радиоактивными веществами.

13.1.3 До проведения дезактивации определяется площадь, величина и характер распределения радиоактивных загрязнений и способы проведения дезактивации. Для правильной организации работ по дезактивации должна быть составлена картограмма радиоактивных загрязнений, что предупредит распространение загрязнений на более "чистые" участки. Загрязненные участки должны быть ограждены дисциплинирующими барьерами, а в местах прохода должны быть установлен «режим ног». Для твердых радиоактивных отходов должна быть подготовлена первичная упаковка (мешки с этикетками) и при необходимости – спецконтейнер.

13.1.4 Сбор и удаление твердых радиоактивных отходов должны производиться до дезактивации и без применения моющих средств. Способы сбора и удаления радиоактивных веществ определяются в каждом конкретном случае.

13.1.5 Дезактивация загрязненных поверхностей должна производиться дезактивирующими растворами с помощью ветоши, щеток, скребков, тампонов, специальных дезактивирующих установок и т.д. Дезактивирующий раствор подбирается с таким условием, чтобы растворить радиоактивные вещества и предотвратить их осаждение на дезактивируемую поверхность.

Для дезактивации используется вода, органические растворители, поверхностно-активные и комплексообразующие вещества, растворы кислот, щелочей, окислители и некоторые соли.

Обычно применяются следующие основные дезактивирующие вещества: синтетические моющие вещества, средство «Биодезактиватор», щавелевая кислота, перманганат калия, едкий натр. В некоторых случаях дезактивация проводится электрохимическим способом.

Составы, рецептуры, способы и методы применения дезактивирующих растворов приведены в инструкции «Дезактивация оборудования и помещений».

13.1.6 Определение эффективности дезактивации производится с помощью переносных дозиметрических приборов и методом мазков.

При проведении дезактивации необходимо принимать меры для возможного сокращения расхода дезактивирующих средств и воды в целях уменьшения объёмов образующихся жидких радиоактивных отходов.

13.1.7 Дезактивацию пола и стен обслуживаемых помещений следует производить немедленно после загрязнений.

13.1.8 Дезактивация демонтированного оборудования или отдельных его деталей производится в ваннах дезактивации в соответствии с инструкцией по дезактивации оборудования.

13.1.9 Транспортировку оборудования или отдельных его деталей до ванны дезактивации следует производить после принятия мер по нераспространению радиоактивных веществ по пути транспортировки.

13.1.10 Дезактивация ценного оборудования, не допускающего проведение дезактивации методом погружения в моющие растворы, производится тампоном или тряпками, смоченными этиловым спиртом, раствором щавелевой или лимонной кислоты.

13.2 Дезактивация кожных покровов

13.2.1 При загрязнении кожных покровов необходимо сразу приступить к очистке (дезактивации) кожи от радиоактивных загрязнений, так как с увеличением времени контакта радионуклидов с кожей эффективность дезактивации снижается.

Всегда следует помнить, что дезактивация кожи не должна вызывать ее дополнительного сильного раздражения. Оптимальная температура воды для дезактивации кожи +30-32оС. Применение горячей воды приводит к расширению пор и способствует проникновению загрязнения внутрь.

13.2.2 При локальном загрязнении кожных покровов соответствующую часть тела в течении 2-3 минут моют проточной водой с применением хозяйственного или туалетного мыла и мягкой щетки.

При загрязнении больших площадей тела отмывание производится сразу под душем.

Удаление радиоактивных веществ начинается с наиболее загрязненных участков тела. Вся загрязненная поверхность кожи должна быть покрыта густой пеной, которая затем смывается. Щеткой пользоваться без нажима, не растирая и не раздражая кожу, при дезактивации рук особое внимание обращать на очистку складок на коже, ногтевых лунок и ногтей.

В процессе дезактивации необходимо осуществлять радиационный контроль.

13.2.3 При затруднениях в отмывке следует применять специальные моющие средства: препарат «Защита», «Биозащита», «Родез-Д» или бытовые синтетические моющие средства.

13.2.4 При применении препарата «Защита» около 8 г. порошка (одна чайная ложка) наносится на ладонь, добавляется небольшое количество воды и равномерно растирают по всей загрязненной поверхности в течении 1 минуты. Образующуюся обильную пену смывают водой через 1 минуту и наносят следующую порцию дезактивирующего порошка. Общая продолжительность мытья кожного покрова этим порошком не должна превышать 10 минут.

13.2.5 При применении средства «Родез-Д» встряхнуть баллон, нанести равномерно пену на загрязненную часть тела, растереть, через 1-2 минуты смыть водой. Избегать попадания препарата на слизистые оболочки.

13.2.6 Порядок применения средства «Биозащита». Перед проведением работ равномерно распределить пасту по поверхности рук. Приступить к работе после высыхания слоя пасты. По окончании работ вымыть руки водой без дополнительного использования моющих средств. При необходимости, пасту можно использовать как моющее средство.

13.2.7 Для удаления радиоактивных веществ с волос используется шампунь, туалетное мыло.

13.2.8 После обработки отдельных участков загрязнения пройти санитарную обработку в душевой с использованием мыла.

14 . Обращение с радиоактивными отходами

14.1 К радиоактивным отходам относятся растворы, изделия, материалы, биологические объекты, содержащие радиоактивные вещества в количествах, превышающих величины, установленные действующими Нормами и Правилами и не подлежащие дальнейшему использованию. К радиоактивным отходам относятся также отработавшие источники ионизирующих излучений.

14.2 Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие (ЖРО), твердые (ТРО) и газообразные.

14.3 К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в приложении П-2 НРБ-99.

14.4 К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отверждённые жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в приложении П-4 НРБ-99, а при неизвестном радионуклидном составе удельная активность больше:

100 кБк/кг –для источников бета-излучения;

10 кБк/кг –для источников альфа-излучения;

1 кБк/кг –для трансурановых радионуклидов.

14.5 К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах, с объемной активностью, превышающей ДОАнас, значения которой приведены в приложении П-2 НРБ-99.

14.6 По величине удельной активности жидкие и твердые радиоактивные отходы подразделяются на три категории: низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные.

Категория отходов	Удельная активность, кБк/кг
	бета-излучающие радионуклиды	альфа-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые)	трансурановые радионуклиды
Низкоактивные	Менее 103	Менее 102	Менее 10
Среднеактивные	От 103 до 107	От 102 до 106	От 10 до 105
Высокоактивные	Более 107	Более 106	Более 105

Для оперативного контроля и предварительной сортировки ТРО используются следующие критерии по мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности:

- низкоактивные – от 10-3 мЗв/ч до 0,3 мЗв/ч;

- среднеактивные – от 0,3 мЗв/ч до 10 мЗв/ч;

- высокоактивные – более 10 мЗв/ч.

По уровню радиоактивного загрязнения для оперативного контроля используются следующие критерии:

Категория отходов	Уровень радиоактивного загрязнения, част/(см2*мин)
	бета-излучающие радионуклиды	альфа-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые)	трансурановые радионуклиды
Низкоактивные	от 5*102 до 104	от 5*101 до 103	от 5 до 102
Среднеактивные	от 104 до 107	от 103 до 106	от 102 до 105
Высокоактивные	более 107	более 106	более 105

14.7 Сбор и удаление жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе эксплуатации АС, должен осуществляется через систему спецканализации или путем использования специальных контейнеров для жидких радиоактивных отходов.

Слив жидких радиоактивных отходов в хозяйственно-фекальную, производственно-ливневую канализацию и водоемы запрещается.

14.8 Жидкие низкоактивные отходы должны подвергаться очистке на установке спецводоочистки.

Очищенные воды могут быть отведены в открытую гидросеть через промежуточные емкости при условии, если содержание активность радионуклидов в них не превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в приложении П-2 НРБ-99.

14.9 В зоне контролируемого доступа в производственных зданиях Курской АЭС отведены специально оборудованные места для сбора твердых радиоактивных отходов, с указанием ответственных лиц. Сбор и удаление твердых радиоактивных отходов должны проводиться отдельно от обычных отходов с учетом категории отходов, физических и химических характеристик, их природы (органические и неорганические), взрыво- и огнеопасности, принятых методов переработки в соответствии с инструкцией «Обращение с твердыми радиоактивными отходами».

Порядок транспортировки, переработки, хранения, учёта и контроля твердых радиоактивных отходов на Курской АЭС, а также требования безопасности при обращении с ТРО регламентируются инструкцией «Обращение с твердыми радиоактивными отходами».

14.10 Запрещается удаление твердых радиоактивных отходов на общие свалки.

14.11 ТРО, образующиеся при чистке трапов, приямков, теплообменников и т.д., должны быть осушены в местах образования. Сдача неосушенных ТРО запрещается.

14.12 Для предварительной сортировки образующихся в ЗКД отходов в коридорах общего пользования, а также в помещениях постоянного пребывания персонала установлены разбраковщики отходов РИС-07П.

14.13 Газообразные радиоактивные отходы удаляются через вентиляционные трубы высотой 150 м, предварительно подвергаясь очистке на фильтровальных станциях, и проходя через камеры выдержки - на 1-й очереди, установку подавления активности (УПАК) - на 2-й очереди.

Величины годовых допустимых выбросов радиоактивных газов и аэрозолей и контрольные уровни для них приведены в приложении Е.

15 . Меры по защите персонала в случае ухудшения радиационной обстановки в помещениях Курской АЭС

15.1 Признаками ухудшения радиационной обстановки в необслуживаемых помещениях и помещениях периодического пребывания персонала могут быть внезапные (быстротечные) увеличения:

- удельной активности продуктов деления (особенно ИРГ и йода) в воздухе помещений и выбросах в венттрубу;

- мощности дозы в помещениях.

15.2 Причиной ухудшения радиационной обстановки могут служить:

дефекты оборудования КМПЦ, вследствие которых происходит выход теплоносителя за пределы контура МПЦ;

изменение технологического режима охлаждения активной зоны реактора;

перенос радиоактивных отложений из тупиковых и застойных зон КМПЦ в зоны производства работ;

вскрытие оборудования с целью ремонта;

извлечение из активной зоны реактора ОТВС, технологических каналов, датчиков контроля энерговыделения и т.д.

15.3 С целью исключения облучения персонала выше установленных пределов должен проводиться ежедневный инструктаж бригад перед допуском к работам по дозиметрическим нарядам в необслуживаемых помещениях и помещениях периодического пребывания.

15.4 При срабатывании сигнализации приборов радиационного контроля, а также прямопоказывающих дозиметров необходимо немедленно покинуть помещение и сообщить об ухудшении радиационной обстановки начальнику смены ОРБ.

15.5 Начальник смены ОРБ при поступлении предварительной информации об ухудшении радиационной обстановки в помещении ставит в известность начальника смены станции и начальника смены цеха-владельца помещения о запрете допуска персонала к ремонтным работам в помещении и организует радиационное обследование помещения с целью установления причин ухудшения радиационной обстановки.

15.6 По результатам радиационного обследования руководителем работ совместно с НС ОРБ принимается решение о продолжении работ в помещении. При невозможности проведения работ, исходя из разрешенных доз облучения, цех-владелец помещения организует проведение дезактивации помещения, скоростных промывок оборудования или экранирование «горячих» точек.

15.7 Участки помещений с «горячими» точками выгораживаются дозиметристом специальными барьерами, знаками радиационной опасности и предупреждающей лентой.

Решение о снятии барьеров и знаков принимает НС ОРБ только после проведения мер по улучшению радиационной обстановки и повторного радиационного обследования.

15.8 Для защиты персонала радиационно-опасные участки выгораживаются барьерами, лентами с указателями безопасных маршрутов движения персонала или безопасных направлений обхода. Запрещается самовольное пересечение границ участков, а также перенос знаков и барьеров. При необходимости по ГГС объявляется об обязательности применения дополнительных средств индивидуальной защиты.

15.9 Начальники смен цехов-владельцев помещений должны организовать допуск бригад на ремонтные работы так, чтобы при выполнении работ в одних помещениях исключалась возможность резкого ухудшения радиационной обстановки в других.

При выполнении операций, существенно влияющих на радиационную обстановку в помещении, все работающие в помещении где предполагается ухудшение радиационной обстановки должны быть выведены с рабочих мест.

Приложение А. Краткие сведения по ядерной физике и дозиметрии

1 Мельчайшими частицами вещества являются атомы, которые состоят из положительно заряженных ядер и движущихся вокруг них отрицательно заряженных электронов. В ядрах сосредоточена почти вся масса атома. Атомные ядра состоят из элементарных частиц двух видов: нейтронов и протонов, которые имеют почти одинаковую массу, равную одной атомной единице массы (1/12 массы изотопа углерода - 12). Масса электрона в 1836 раз меньше массы протона. Нейтрон не обладает электрическим зарядом, а протон обладает одним элементарным положительным зарядом, равным 4,8*10-10 единицы СГС=1,6*10-19 Кл (кулон) и равным по абсолютной величине отрицательному электрическому заряду электрона.

Размеры атомов и ядер очень малы: их радиусы составляют соответственно около 10-8 см и 10-13 см.

Положительный заряд ядра и порядковый номер химического элемента определяют числом протонов в ядре. В нейтральном атоме число протонов в ядре равно числу электронов, вращающихся вокруг ядра.

Вид атомов, характеризующийся массовым числом и атомным номером, называется нуклидом.

Нуклиды с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами элемента.

Суммарное число протонов и нейтронов определяет атомный вес изотопа. Таким образом, изотопы - это нуклиды с одинаковыми порядковыми номерами, но разными атомными весами.

2 В природе встречаются как стабильные, так и нестабильные изотопы. Ядра нестабильных изотопов обладают способностью самопроизвольно превращаться в другие ядра или переходить из возбужденного состояния в нормальное. Эти процессы сопровождаются излучением альфа-частиц, бета-частиц, нейтронов и гамма-квантов.

Радиоактивность по своей природе может быть естественная и искусственная. Искусственная радиоактивность может быть наведенная и осколочная.

Естественные радиоактивные изотопы широко распространены в небольших концентрациях в воздухе, в горных породах и в воде.

Всего известно свыше 230 естественных радиоактивных изотопов.

Наиболее распространены радиоактивные изотопы урана, тория, радия, калия и ряда других элементов. Излучение естественных радиоактивных изотопов, содержащихся в горных породах и в воде, а также космическое излучение определяют радиационный фон местности, мощность излучения которого равна 40-200 нЗв/ч.

Наведенная радиоактивность возникает в результате взаимодействия ядер атомов с нейтронами. Для того чтобы была достаточно высокая вероятность такого взаимодействия, необходимы большие потоки нейтронов.

Образование радиоактивных изотопов происходит, в частности, в энергетических ядерных реакторах, где имеются большие плотности потоков нейтронов 1013 - 1016 нейтронов/(см2*с).

Примерами образования наведенной активности на Курской АЭС могут служить: активация аргона; активация кислорода - азотная радиоактивность; активация продуктов коррозии, содержащихся в теплоносителе и т.д.

Наиболее высокой наведенной радиоактивностью обладают оборудование и детали, находящиеся в работающем реакторе, их активность за счет активации атомов, входящих в состав материала из которого они изготовлены, может превышать допустимые уровни излучения в сотни и тысячи раз.

Осколочная радиоактивность - радиоактивность изотопов, образующихся в тепловыделяющих элементах в процессе деления ядерного горючего (урана-235 или плутония-239) в активной зоне реактора. При делении ядер урана-235 образуется более 200 радиоактивных изотопов, значительная часть которых находится в газообразном состоянии.

Осколочная радиоактивность является наиболее высокой и поэтому все операции с облученным ядерным топливом (ТВЭЛами) выполняются дистанционно. Наибольшую опасность представляют ТВЭЛы с разрушенными оболочками, так как при этом радиоактивные изотопы из ТВЭЛов могут попасть в производственные помещения и вызвать значительные загрязнения воздуха и поверхностей.

3 Альфа-частицы представляют собой ядра атомов гелия. Заряд альфа-частиц положительный и равен двум элементарным зарядам. Масса альфа-частиц равна четырем атомным единицам массы и приблизительно в 7000 раз больше массы электрона. При вылете альфа-частицы вес исходного ядра уменьшается на четыре единицы, а заряд на две единицы. Большая масса альфа-частиц определяет прямолинейную траекторию прохождения через электронные оболочки атомов, и только столкновение с ядром приводит к изменению направления движения альфа-частиц.

Кинетическая энергия альфа-частиц составляет несколько миллионов электрон-вольт (МэВ). Вся эта энергия затрачивается на ионизацию и возбуждение атомов вещества. Плотность ионизации очень высокая.

На всем пути пробега, который в воздухе составляет несколько сантиметров, альфа-частицы образуют до 106 пар ионов. В конце пробега альфа-частицы присоединяют два электрона и превращаются в атомы гелия.

В биологической ткани проникающая способность альфа-частиц незначительная и составляет несколько десятков микрон. Толщина поверхностного рогового слоя кожи практически поглощает все падающие на тело альфа-частицы. Тонкий лист бумаги или удаление от источника на расстоянии 10-15 см служат хорошей защитой от альфа-частиц. Однако, чрезвычайно опасно попадание альфа-активных веществ внутрь организма, так как слизистые оболочки внутренних органов очень тонкие и подвержены более сильному воздействию альфа-частиц, чем кожа.

4 Бета-частицы с отрицательным зарядом называются электронами, а с положительным - позитронами. При испускании электрона в ядре происходит превращение нейтрона в протон n = р + е-, а при испускании позитрона - протона в нейтрон р = n + е+. При этом не происходит изменения массового числа, а изменяется заряд ядра; в первом случае он увеличивается на единицу.

Бета-частицы обладают непрерывным энергетическим спектром. Максимальная энергия бета-частиц достигает несколько МэВ. При прохождении через вещество бета-частицы взаимодействуют с орбитальными электронами атомов и производят ионизацию или возбуждение. При этом происходит значительное рассеяние бета-частиц, так как масса их мала. Траектория бета-частиц представляет собой ломаную линию. Максимальные пробеги бета-частиц с энергией 1 МэВ составляют в воздухе около 4 м, в воде - 4,4 мм, в алюминии - 2 мм.

Для защиты от бета-излучения применяются только легкие материалы (алюминий, органическое стекло и др.), так как в случае применения тяжелых материалов возникает интенсивное тормозное (вторичное) рентгеновское излучение, которое обладает большой проникающей способностью.

5 Гамма-излучение представляет собой электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц. Энергия гамма-излучения (гамма-квантов) может достигать 10 МэВ и более. Характеристическое излучение - фотонное излучение с дискретным спектром, испускаемое при изменении энергетического состояния атома. Тормозное излучение - фотонное излучение с непрерывным спектром и испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц.

Рентгеновское излучение-совокупность тормозного и характеристического излучений, диапазон энергии фотонов которых составляет 1 кэВ – 1 МэВ.

При прохождении через вещество происходит как поглощение гамма-излучения (в результате фотоэлектрического поглощения (фотоэффект) и образования пар), так и рассеяние (комптоновское рассеяние).

Фотоэффект. Явление фотоэффекта заключается в вырывании электронов с одной из оболочек атома. На это тратится часть энергии гамма-квантов, а остальная часть передается электрону в виде кинетической энергии.

Образование пар. При взаимодействии гамма-квантов с энергией более 1,02 МэВ с полем ядра возможен процесс образования пары частиц: электрон и позитрон.

Комптоновское рассеяние не приводит к полному поглощению гамма-квантов. Гамма-квант в результате упругого взаимодействия с электроном передает часть энергии последнему и изменяет направление своего первоначального движения.

Вид взаимодействия гамма-квантов с веществом определяется их энергией. При малой энергии гамма-квантов основную роль играет фотоэффект. С увеличением энергии гамма-квантов возрастает доля комптоновского рассеяния, а с энергии 1,02 МэВ начинает расти доля процесса образования пар. Как правило, проникающая способность гамма-квантов возрастает с увеличением их энергии и уменьшением плотности вещества.

Для защиты от гамма-излучений наиболее часто применяются следующие материалы: свинец, свинцовое стекло, бетон, сталь, железо, вода и т.д.

Для быстрого расчета защиты от гамма-излучения можно использовать приближенное значение слоя половинного ослабления.

Так, например, для энергии гамма-квантов в 1 МэВ значения слоя половинного ослабления будут равны: свинец - 1,3 см; железо - 3,3 см; бетон - 12,9 см; вода - 28 см. При известной кратности ослабления (К) можно определить число слоев половинного ослабления (n) и, следовательно, толщину защиты по формуле: К=2n.

6 Нейтронное излучение возникает в результате ядерных реакций. Основными источниками нейтронов являются ядерные реакторы, где высокие потоки 1013-1016 нейтрон/(см2*с). Кроме этого, нейтроны получают при ядерных реакциях (типа альфа-частица, нейтрон) и (гамма-квант, нейтрон) в источниках, которые часто применяются для градуировки приборов. Распределение нейтронов на группы в зависимости от энергии приведено в таблице А.1.

Таблица А.1 - Распределение нейтронов по энергии

Группа нейтронов	Энергия нейтронов
тепловые	ниже кадмиевой границы (0,4 эВ)
промежуточные	выше кадмиевой границы и ниже 500 кэВ
Быстрые	выше 500 кэВ

В результате деления ядерного топлива образуются быстрые нейтроны, которые при взаимодействии с ядрами теряют энергию и превращаются сначала в промежуточные, затем в медленные и тепловые. При взаимодействии нейтронов с ядрами происходят приведенные ниже реакции.

6.1 Упругое рассеяние. Этот процесс аналогичен упругому столкновению двух шаров. Между нейтронами и ядрами происходит перераспределение кинетической энергии без изменения внутреннего состояния ядер.

6.2 Неупругое рассеяние. При этом процессе быстрые нейтроны передают часть своей кинетической энергии ядрам, которые переходят в возбужденное состояние. Переход ядер в основное состояние сопровождается испусканием вторичных гамма-квантов.

6.3 Радиационный захват. Ядро захватывает нейтрон и образуется новый изотоп, энергия возбуждения последнего высвечивается в виде гамма-квантов, которые покидают ядро практически одновременно с захватом нейтронов.

6.4 Активация. Ядро захватывает нейтрон и испускает другие частицы: протоны, альфа-частицы и др., которые могут покидать ядро по прошествии некоторого времени. Новый изотоп, образующийся в результате этих ядерных реакций, обладает радиоактивностью.

6.5 Деление. При поглощении ядрами тяжелых элементов (урана, плутония) нейтронов происходит процесс деления с образованием двух новых изотопов (осколков) и высвобождением в среднем около 2,5 новых нейтронов.

Вероятность того или иного указанного выше процесса взаимодействия определяется энергией нейтронов, атомным весом элементов и их ядерно-физическими свойствами (сечениями).

Быстрые нейтроны в основном испытывают упругие и неупругие рассеяния, а тепловые и медленные нейтроны, в основном, захватываются ядрами и атомами. Поэтому защита от нейтронов сооружается с целью замедления быстрых