Радиационная безопасность обслуживающего персонала

Введение

Проблема радиационной безопасности обслуживающего персонала и защиты окружающей среды от радиоактивных загрязнений является одной из тех ключевых задач, эффективность решения которой определяет масштабы практического использования атомной энергии.

Эффективность и качество биологической защиты как основного компонента обеспечения радиационной безопасности существенно зависят от точности и корректности инженерных методов расчета ослабления гамма-нейтронного излучения, используемых при проектировании атомных паропроизводящих установок (АППУ).

Из общего комплекса инженерных методов расчета эффективности защиты в отдельную группу выделяют так называемые методы расчета сплошной защиты. К этой группе методов относят расчетные методы решения задач защиты, в которых можно пренебречь влиянием прострела или натечки рассеянного излучения через неоднородности на характер ослабления, и величины основных функционалов гамма-нейтронного излучения. Типичным случаем сплошной защиты является одномерная (плоская, цилиндрическая или сферическая) защита.

Приближение сплошной защиты может быть использовано также для трехмерной защиты, если в ее составе не используются материалы с резко отличающимися рассеивающими и поглощающими свойствами, а также отсутствуют пустоты, зазоры и другие воздушные полости. Однако эти условия в реальной защите, как правило, не выполняются, поэтому приближение сплошной защиты может быть справедливым лишь для отдельных расчетных направлений. Расчеты реальной защиты, имеющей неодномерности, выполняются, поэтому в два этапа. На первом этапе находится распределение основных функционалов в защите без учета прострелов и натечки рассеянного излучения, т. е. используется приближение сплошной защиты. На втором этапе по вычисленным распределениям функционалов с помощью методов расчета неоднородной защиты оценивается вклад прострелов и натечки излучения в искомые функционалы.

Основными целями инженерного расчета сплошной защиты являются:

1. Расчет пространственно-энергетического распределения нейтронов в реакторе и защите и определение основных функционалов нейтронов (мощность дозы нейтронного излучения за защитой, интегральный энергетический флюенс нейтронов на основные конструкции, распределение интегралов радиационного захвата и активации и т. д.).

2. Расчет пространственно-энергетического распределения удельной мощности источников захватного гамма-излучения.

3. Расчет ослабления гамма-излучения в защите и вычисление основных функционалов поля гамма-излучения (мощность дозы гамма-излучения за защитой, радиационное тепловыделение при поглощении гамма-излучения) [1].

Краткая характеристика задачи проектирования биологической защиты на АЭС

Проектирование биологической защиты в узком смысле сводится к расчету толщин и состава защитных экранов, обеспечивающих ослабление потоков ионизирующих излучений от заданного источника до безопасных согласно действующим нормам уровней.

Задачей проектирования биологической защиты в широком смысле называют разработку конструктивно-компоновочных решений, обеспечивающих весь комплекс требований по радиационной безопасности, которому должна удовлетворить разрабатываемая АППУ. Этот комплекс требований включает в себя:

1. Обеспечение защиты обслуживающего персонала от воздействия ионизирующих излучений в процессе эксплуатации реактора.

2. Защиту материалов, оборудования и конструкций от недопустимых воздействий (охрупчивание и распухание сталей, радиолиз воды, радиационный разогрев, активация и т. д.).

3. Защиту окружающей среды от радиоактивных загрязнений (радиоактивные выбросы при работе реактора, радиоактивность отливных вод и т. д.).

Эффективность биологической защиты характеризуется кратностью ослабления основных функционалов (мощность дозы излучения, поглощенная доза, тепловыделение, число смещений, интеграл активации), описывающих взаимодействие полей ионизирующих излучений с веществом [1].

Для однозначного задания источника излучения должны быть указаны следующие характеристики [2]:

1. Вид излучения: нейтроны, фотоны, протоны, β-частицы, электроны, α-частицы и т. д.

2. Геометрия источника, источники: а) точечные; б) протяженные (линей- ные, поверхностные, объемные) с ограниченными, полу бесконечными или бесконечными размерами.

Точечным можно считать такой источник, максимальные размеры которого много меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного пробега в материале источника (ослаблением излучения в источнике можно пренебречь).

Поперечные размеры линейных источников должны быть намного меньше расстояния до детектора и длины свободного пробега частиц в материале источника.

Поверхностные источники имеют толщину, намного меньшую, чем расстояние до точки детектирования и длина свободного, пробега в материале источника.

В объемном источнике излучатели распределены в трехмерной области пространства.

3.Мощность и ее распределение для протяженных источников: равномерное, экспоненциальное, линейное, по косинусоидальному закону.

4.Энергетический спектр излучения: моноэнергетический, немоноэнергетический (дискретный или непрерывный спектр).

5.Временное распределение излучения: импульсные, стабильные и нестабильные источники.

6. Угловое распределение излучения.

В активной зоне ядерного реактора процесс деления ядер топливных материалов сопровождается генерацией ионизирующих излучений, в состав которых входят заряженные осколки деления, нейтроны, γ–кванты, β-частицы и нейтрино. Однако наиболее проникающими, а, следовательно, и имеющими определяющее значение для расчета и проектирования защиты, являются нейтроны и γ - излучение. В целом ионизирующее излучение (нейтроны и γ - кванты) в ЯЭУ можно разделить на первичное и вторичное.

Первичное ионизирующее излучение связано непосредственно с процессом деления ядер топливных материалов и генерируется в активной зоне ядерного реактора. В состав первичного ионизирующего излучения входят мгновенные нейтроны деления, запаздывающие нейтроны, мгновенные γ-кванты, запаздывающие γ-кванты, Вторичное ионизирующее излучение возникает в результате реакций взаимодействия нейтронов и γ-квантов первичного излучения с ядрами вещества. Источники вторичного излучения могут быть локализованы как в самой активной зоне, так и в других элементах конструкций ЯЭУ, в том числе и в слоях защиты. К вторичному ионизирующему излучению относятся фотонейтроны, образующиеся в результате ( γ, п )-реакции взаимодействия γ-квантов c ядрами вещества , захватное γ-излучение, возникающее в результате реакции радиационного захвата нейтрона, γ -излучение неупругого рассеяния нейтронов и активационное γ -излучение [3].

Источники гамма излучения:

• радиоактивные распады (релаксация возбужденных состояний ядер, образовавшихся в результате радиоактивного распада)

• ядерные реакции (релаксация возбужденных состояний ядер, образовавшихся в результате ядерных реакций)