Курсовая работа: Методы и средства радиационно-технологического контроля при сортировке твердых радиоактивных отходов

Курсовая работа: Методы и средства радиационно-технологического контроля при сортировке твердых радиоактивных отходов

МИНИСТЕРСТВО ТОПЛИВА И ЭНЕРГЕТИКИ

СЕВАСТОПОЛЬСКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ И ПРОМЫШЛЕННОСТИ

Институт ЯХТ

Кафедра Д и РТК

ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА

к курсовому проекту

Тема: Методы и средства радиационно-технологического контроля при сортировке твердых радиоактивных отходов

Выполнил: студент

Бурак Л.А.

Севастополь - 2006 г.

ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ И СОКРАЩЕНИЙ

ТРО  - твердые радиоактивные отходы

РАО  - радиоактивные отходы

АЭС  - атомная электрическая станция

ЦПРО- цех переработки радиоактивных отходов

БД     - блок детектирования

ИИ    - ионизирующее излучение

ВВЕДЕНИЕ

Производственная деятельность АЭС в сфере обращения с радиоактивными отходами направлена на обеспечение безопасной, надежной и экономичной работы основного и вспомогательного оборудования зданий и сооружений систем обращения с радиоактивными отходами, а так же поддержания в необходимом состоянии самих зданий и сооружений, путем выполнения предусмотренных производственными и нормативными документами процедур, организации их технического обслуживания и ремонтов.

С этой целью принимаются ряд мер:

-  обеспечение приемлемого уровня защиты здоровья человека от радиационного воздействия РАО;

-  учет возможных последствий для человека и природной среды;

-  исключение чрезмерного экономического бремени для будущих поколений;

-  установление четкой ответственности за обращение с РАО;

-  разграничение полномочий, установление ответственности, прав и обязанностей в области обращения с РАО.

Одной из операций в комплексе обращения с ТРО является сортировка ТРО по уровням активности. Данная работа направлена на совершенствовании радиационного контроля при выполнении этой операции.

1 ПОРЯДОК ОБРАЩЕНИЯ С ТВЕРДЫМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ

1.1  Общие положения

Основной задачей системы обращения с ТРО является перевод отходов в состояние, позволяющее длительно хранить их с обеспечением максимальной безопасности обслуживающего персонала, жителей региона и окружающей природной среды. В этих целях ТРО подвергаются сортировке по активности и виду материала с последующей переработкой (прессование, сжигание, цементирование, плавление и т.п.), упаковкой в специальные защитные контейнеры и контролируемым хранением.

В структурных подразделениях приказом по станции назначены ответственные за обращение с РАО. Обязанность ответственных - контроль выполнения требований обращения с РАО в подразделении (бригадах, сменах и т.п.), выдача руководству подразделений предложений для формирования мероприятий по минимизации образования отходов.

Ежемесячно на АЭС под председательством заместителя главного инженера по общестанционным объектам проводятся рабочие совещания руководителей подразделений. Цель совещаний - рассмотрение результатов работы за предыдущий месяц, выполнение намеченных мероприятий, разработка перспективных планов по обращению с РАО.

1.2   Распределение обязанностей и ответственности в сфере обращения с радиоактивными отходами

ЦПРО обеспечивает сбор, транспортировку, переработку, хранение и учет ТРО, образующихся на станции в процессе её эксплуатации, в соответствии с требованиями нормативных документов. Отдел радиационной безопасности обеспечивает:

-  радиационный контроль всех видов деятельности по обращению с РАО;

-  выполнение требований радиационной безопасности эксплуатационным персоналом.

Подразделения, в результате деятельности, которых образуются РАО, обеспечивают:

-  планирование образования РАО;

-  разработку и выполнение цеховых мероприятий по минимизации РАО;

-  сбор РАО на местах образования.

Смежные подразделения обеспечивают финансовое, материально-техническое, технологическое, ремонтное, транспортное сопровождение процесса обращения с РАО и подготовку персонала.

Общее руководство процессом обращения с РАО обеспечивают генеральный директор, главный инженер, заместители главного инженера.

1.3 Организация обращения с твердыми радиоактивными отходами в процессе проведения реконструктивных работ и ремонта

Технические задания на разработку проектов реконструктивных работ в зоне строгого режима в обязательном порядке согласовываются с ЦПРО и отделом радиационной безопасности. Проекты организации и проекты производства реконструкции согласовываются с ЦПРО и отделом радиационной безопасности и включают в себя раздел "Обращение с РАО", содержащий в себе информацию о планируемых объемах ТРО, мероприятия, направленные на сокращение РАО и перечень должностных лиц, ответственных за минимизацию РАО.

До первого декабря текущего года, для формирования годовых графиков ремонта технологического оборудования на следующий год, энергоремонтное предприятие передает в отдел подготовки производства ремонта объемы и виды ТРО, которые будут образовываться в процессе ремонта и технического обслуживания каждой единицы оборудования.

В годовых графиках ремонта оборудования и ведомости работ в период планово-предупредительного ремонта (в том числе и в дополнительной) отражаются объемы и виды ТРО, образующихся в процессе ремонта каждой единицы оборудования.

Демонтированное         оборудование (электротехническое, тепломеханичес-кое, трубопроводы, кабельная продукция и т.п.) после проведения радиационного контроля разбирают на составляющие элементы, комплектующие для последующей передачи в цех дезактивации на проведение дезактивации. После проведения дезактивации и радиационного контроля образовавшиеся чистые отходы сдаются в металлолом.

Не подлежащие дезактивации ТРО по окончанию работ (рабочей смены) производитель работ сдает на пункты приема в установленное время (с 03.00 до 04.00; с 07.00 до 08.00; с 11.00 до 12.00; с 15.00 до 16.00; с 19.00 до 20.00; с 23.00 до 24.00).

ЦПРО ежедневно проводит анализ объема, видов и источников образования РАО и доводят результаты до сведения руководителей ремонтных и эксплуатационных подразделений. В случае превышения допустимого уровня образования РАО руководители ремонтного и эксплуатационного подразделений разрабатывают и внедряют соответствующие компенсирующие мероприятия.

По окончанию реконструкции, ремонтной кампании (период планово- предупредительного ремонта блока) руководителя ремонтных подразделений совместно с руководителями эксплуатационных подразделений передают в ЦПРО сведения о реализованных в процессе работ мероприятиях.

На основании полученных данных ЦПРО выпускает и доводит до ведома руководства АЭС и руководителей подразделений итоговый отчет по обращению с РАО с анализом эффективности принятых мер.

Руководители ремонтных и эксплуатационных подразделений знакомят подчиненный персонал с итоговым отчетом, разрабатывают и направляют в

ЦПРО предложения по минимизации образования РАО в период предстоящей ремонтной кампании.

На основании итогового отчета и предложений ремонтных и эксплуатационных подразделений ЦПРО разрабатывают мероприятия по минимизации образования РАО в следующую ремонтную кампанию.

1.4 Утилизация бытовых отходов

К бытовым относятся отходы, образующиеся в местах общего пользования (санузлы, туалеты) и местах постоянного пребывания персонала. То есть – бумага, окурки, упаковка от сигарет и т.п. Во всех подразделениях, выполняющих работы в ЗСР, назначены ответственные за удаление бытовых отходов на места их сбора. Отходы упаковываются в полиэтиленовые мешки, масса мешка - не более 25кг. Места сбора бытовых отходов расположены в:

-  Спецкорпус-1 – в помещении ВС-558/1, отметка 12.00 возле щита радиационного контроля;

-  обстройке РО блока №3 – в помещении А-707/2, отметка 24.00;

-  Спецкорпус-2 – в помещении С-410, отметка 13.20.

Все сдаваемые отходы подвергаются 100% радиационному контролю.

Утилизацию РАО, выявленных в процессе радиационного контроля бытовых отходов, выполняет персонал ЦПРО.

Удаление бытовых отходов из мест сбора и их утилизацию производит персонал цеха дезактивации.

2 СОРТИРОВКА ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ

2.1    Общие положения

Основной задачей сортировки ТРО по виду материала является подготовка их к переработке (прессованию, сжиганию, дезактивации).

ТРО первой группы активности по виду материала сортируются на:

-  дезактивируемые металлические отходы (металлические отходы с относительно гладкой поверхностью);

-  сжигаемые (текстиль, дерево, бумага, пластикат, пластмасса, резина и пр.);

-  прессуемые отходы, не проходящие предварительного прессования (бетон, кирпич, строительный мусор, шлам, песок, лампы накаливания, стекло, поранит, материалы огневой защиты кабелей, металл и пр.);

-  прессуемые отходы, подвергающиеся предварительному прессованию (теплоизоляционные маты, и пр.).

В целях обеспечения принципов ALARA (As Low As Reasonably Achievable – настолько низком, насколько это обосновано достижимо) упаковки с отходами второй и третьей групп активности без сортировки по виду материала загружаются в ячейки хранилища ТРО на временное хранение.

2.2    Аппаратное обеспечение

В состав установки сортирования входит следующее основное оборудование:

-  сортировочный стол;

-  опрокидывающее устройство;

-  сортировочная станция I с прессом предварительного прессования;

-  сортировочная станция II;

-  ленточный конвейер.

На сортировочном столе осуществляется фрагментация отходов. Для фрагментации используются следующие электрические инструменты:

-  электрический зубильный молоток;

-  ножницы с гидравлическим приводом;

-  электрические ручные ножницы для резки листов;

-  электрическая маятниковая пила-ножовка;

-  пила с лукообразным станком.

Техническая характеристика сортировочного стола представлена в таблице 1.

Таблица 1 - Техническая характеристика сортировочного стола

Наименование параметра	Величина
1. Геометрические размеры:
длина, мм ширина, мм высота, мм	4070
	700
	2700
2. Вес, кг	1500
3. Мощность светильника, кВт	0,4

Опрокидывающее устройство предназначено для опорожнения контейнера с твердыми радиоактивными отходами на наклонную разгрузочную поверхность перед сортировочным столом.

Техническая характеристика опрокидывающего устройства приведена в таблице 2.

Таблица 2 - Техническая характеристика опрокидывающего устройства

Наименование параметра	Величина
1. Геометрические размеры:
длина, мм	2100
ширина, мм	2000
высота, мм	3100
2. Вес, кг	1000
3. Грузоподъемность, кн	30
4. Мощность, кВт	3

На сортировочных станциях смешанные твердые радиоактивные отходы сортируются по видам материалов. Для этого в сортировочных станциях предусмотрено шесть мест сортировки, к которым присоединяются соответствующие емкости (бочки 170 л или 200 л) для загрузки отходов. Для предварительного прессования с целью уменьшения объема прессуемых отходов на первом сортировочном месте предусмотрен пресс предварительного прессования, встроенный в сортировочную станцию.

Техническая характеристика сортировочной станции I (с прессом предварительного прессования) представлена в таблице 3.

Таблица 3 - Техническая характеристика сортировочной станции I

Наименование параметра	Величина
1. Геометрические размеры:
длина, мм	3720
ширина, мм	1450
высота, мм	2500
2. Вес, кг	2700
3. Мощность светильника, кВт	0,4

Техническая характеристика пресса предварительного прессования представлена в таблице 4.

Таблица 4 - Техническая характеристика пресса предварительного прессования

Наименование параметра	Величина
1. Геометрические размеры:
длина, мм	640
ширина, мм	500
высота, мм	910
2. Усилие прессования, кн	150
4. Давление масла, кгс/см	200
5. Мощность, кВт	5,5

Техническая характеристика сортировочной станции II представлена в таблице 5.

Таблица 5 - Техническая характеристика сортировочной станции II

Наименование параметра	Величина
1. Геометрические размеры:
длина, мм	1860
ширина, км	1450
высота, мм	2700
2. Вес, кг	700
3. Мощность светильника, кВт	0,2

Ленточный конвейер представляет собой передвижной конвейер общего назначения, применяемый для транспортировки различных "насыпных" грузов. Направление движения ленты одностороннее.

Техническая характеристика ленточного конвейера представлена в таблице 6.

Таблица 6 – Техническая характеристика ленточного конвейера

Наименование параметра	Величина
1.Геометрические размеры: длина, мм ширина, мм	~ 4120 ~ 450
2.Скорость транспортировки, м/мин	0,03 - 0,3
3. Грузоподъемность, кн 4. Вес, кг	3 500
5. Мощность, кВт	0.55

2.3 Порядок выполнения сортировки

Смешанные твердые радиоактивные отходы поступают в установку сортирования в контейнерах вместимостью 1,5 м3.

На вильчатой подъемной тележке контейнер транспортируется из помещения 103 "Помещение выгрузки" через помещение 134 "Помещение для транспортировки" в помещение 132 "Материальный шлюз сортировки". С помощью мостового крана и траверсы контейнер переносится через потолочный люк и устанавливается в помещении 244 "Буферный склад для сортировки".

Затем контейнер с помощью мостового крана и траверсы через потолочный люк устанавливается на опрокидывающее устройство в помещении 131/2 "Загрузка в сортировку". Траверса отсоединяется от контейнера вручную, поднимается наверх в помещение 244 и потолочный люк закрывается. Контейнер вручную скрепляется с опрокидывающим устройством.

Переработчик нажатием кнопки на стенде управления в помещении 131/1 "Помещение сортировки" включает в работу гидравлический привод опрокидывающего устройства. Опрокидывающее устройство наклоняет контейнер и высыпает отходы на наклонную разгрузочную поверхность перед сортировочным столом. В процессе наклона контейнера крышка контейнера раздвигается в обе стороны по направляющим рельсам и таким образом автоматически открывается.

Отходы забираются на сортировочный стол из наклоненного контейнера вручную с помощью скребка.

На сортировочном столе отходы при необходимости размельчаются с помощью вспомогательных инструментов.

Размельчение осуществляется до такой величины, чтобы отходы могли быть отсортированы на сортировочных станциях I и II и загружены в бочки, т.е. до максимального размера в любом измерении — 200 мм.

Размельченные отходы передаются на присоединенные с обеих сторон сортировочные станции. На стороне сортировочной станции I смонтированы направляющие листы к ленточному конвейеру.

На ленточный конвейер к сортировочной станции I подаются следующие отходы:

-  прессуемые сухие отходы, требующие предварительной подпрессовки;

-  прессуемые (влажные) отходы;

-  сжигаемые отходы.

К сортировочной станции II подаются следующие отходы:

-  прессуемые отходы без предварительного прессования;

-  дезактивируемые отходы.

Сортировка на станции I осуществляется по схеме, приведенной в таблице 7.

Таблица 7- Схема сортировки ТРО на станции I

Сортировщик /рабочее место/	Отходы	Обработка
1/1	сухие прессуемые отходы, подвергающиеся предварительному прессованию	складываются в 170-литровые бочки, прессуются прессом для предварительного прессования
1/2	прессуемые (влажные) отходы	складываются в 170-литровые бочки
1/3 и 1/4	сжигаемые отходы	складываются в мешки (вложенные в уплотняющий цилиндр);

На первом сортировочном месте 1/1 сортировочной станции I установлен пресс предварительного прессования.

Предварительно прессуемые отходы, такие как изоляционный материал, металлические детали, кабель извлекаются с ленточного конвейера и при открытом защитном устройстве сбрасываются в присоединенную 170-литровую бочку. После закрытия защитного устройства находящиеся в бочке отходы можно прессовать. В зависимости от степени заполнения бочки процессы последующего заполнения и прессования могут быть повторены.

На втором сортировочном месте 1/2 отсортировываются влажные отходы, определяемые персоналом визуально в соответствии с эксплуатационной инструкцией. Они извлекаются вручную из ленточного конвейера и загружаются в 170-литровую бочку, присоединенную к камере.

Для сортирования горючих отходов в сортировочной станции I предусмотрены два сортировочные места - третье (1/3) и четвертое (1/4).

Каждое место оснащено уплотняющим цилиндром. В уплотняющий цилиндр вручную помещается бумажный трехслойный пустой мешок высотой 650мм и диаметром 350мм, который затем оборачивается вокруг передней части цилиндра. Взятые из лотка для отходов горючие отходы помещаются в мешок, расположенный в уплотняющем цилиндре, с последующим прессованием специально предусмотренным механизмом без непосредственного контакта персонала с ТРО. Для предотвращения повреждения мешка уплотняющий цилиндр оснащен днищем.

Заполненный мешок закрывается, затем извлекается из уплотняющего цилиндра и загружается в контейнер.

Сортировочная станция II состоит из двух сортировочных мест.

Сортировка на станции II осуществляется по схеме, приведенной в таблице 8.

Таблица 8 - Схема сортировки ТРО на станции II

Сортировщик /рабочее место/	Отходы	Обработка
П/1	прессуемые отходы, не проходящие предварительного прессования	складываются в 170-литровые бочки
П/2	Дезактивируемые металлические отходы	складываются в 200-литровые бочки

Первое место (П/1) сортировочной станции II предназначено для прессуемых отходов без предварительной прессовки - это строительный мусор и металлические детали, при прессовании которых в прессе предварительной прессовки не достигается эффекта по уменьшению объема, например, части профилей, листы, арматура, моторы. Эти отходы загружаются в 170-литровую бочку. Второе место (П/2) предназначено для сортировки дезактивируемых отходов. Имеются ввиду повторно используемые металлические отходы с относительно гладкой поверхностью.

Эти отходы извлекаются из лотка для отходов на втором месте сортировочной станции II и расфасовываются в присоединенную ко второй камере 200-литровую бочку.

Наполненные отходами бочки принимаются с помощью тележки с захватом бочек в помещениях 131/1 "Выгрузка из сортировки I" и 131/2 "Выгрузка из сортировки П" и вывозятся в буферные хранилища (помещение 135 или помещение 143), в помещение 103 "Помещение разгрузки" - только дезактивируемые отходы. При необходимости отсортированные отходы могут подаваться прямо на переработку (сжигание, прессование, сушка или дезактивацию).

3 РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ ПРИ СОРТИРОВКЕ ТРО

3.1 Общие требования

Радиоактивные отходы – материальные объекты и субстанции, активность радионуклидов или радиоактивное загрязнение которых превышает границы, установленные действующими нормами, при условии, что использование этих объектов и субстанций не предусматривается.

Основным регламентирующим документом, устанавливающим классификацию ТРО, являются «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. СП АС-88, ДНАОП 0.03-1.73-79». Критерии классификации приведены в таблице 9.

Таблица 9 – Классификация твердых радиоактивных отходов

Параметры контроля, единицы измерений	Группа отходов
	1 группа низкоактивные	2 группа среднеактивные	3 группа высокоактивные
1 Мощность эквивалентной дозы, мбэр/час	от 0,1 до 30	от 30 до 1000	более 1000
2 Удельная активность: для β-излучателей, мкКи/кг; для α-излучателей, мкКи/кг	от 2 до 100 от 0,2 до 10	от 100 до 105 от 10 до 104	более 105 более 104
3 Поверхностное загрязнение: для β-излучателей, β-частиц/см2 . мин для α-излучателей, α-частиц/см2 . мин	от 50 до 104 от 5 до 103	от104до 107 от103до 106	более 107 более 10б

Кроме того классификация может выполняться по мощности дозы γ-излучения табл.10

Таблица 10 - Классификация РАО с неизвестным радионуклидным составом (НРС) и неизвестной удельной активностью по критерию

мощности поглощенной дозы в воздухе на расстоянии 0,1 м

от поверхности объекта (контейнера)

Категория РАО		Мощность поглощенной дозы в воздухе, мкГр . час-1
1	Низкоактивные, НРС	>1; ≤ 100
2	Среднеактивные, НРС	> 100; ≤ 10000
3	Высокоактивные, НРС	> 10000

Примечание: Запись «>1; ≤100» следует понимать как «мощность поглощенной дозы в воздухе – более 1 мкГр . час», но меньше или равна 100 мкГр . час».

Допускается построение классификаций твердых и жидких отходов, основанных на разделении РАО по видам производства с РАО-образующими технологиями или по видам РАО-образующих источников, возникших в результате незапланированных (например, аварийных) событий .

     РАО классифицируются по критериям величины периода полураспада радионуклидов, которые входят в эти отходы:

короткоживущие, в составе которых нет радионуклидов с периодами полураспада, превышающими 10 лет;

среднеживущие, содержащие радионуклиды с периодом полураспада свыше 10 лет, но не более 100 лет;

долгоживущие, в которых содержатся радионуклиды с периодами полураспада превышающими 100 лет.

В свою очередь короткоживущие РАО подразделяются на:

«суточники», с периодами полураспада входящих в них радионуклидов не превышающими 18 суток; к ним, в частности, относятся Na-24, К-42,1-123,1-131, Te-132+I-132, Cs-136;

«месячники», период полураспада которых не превышает трех месяцев: Sr-85, Sr-89, Y-91, Nb-95, Zr-95,1-125, Ba-140;

«годовики», к которым принадлежат радионуклиды с периодом полураспада свыше трех месяцев: Са-45, Ru-106, Ва-133, Cs-134, Ce-144, T1-204.

Это деление определяет требования, которые следует предъявлять к методам переработки, транспортирования и захоронения радиоактивных отходов различной категории, исходя из возможного радиационного воздействия на человека и объекты окружающей среды. Так, низкоактивные отходы представляют опасность только при попадании внутрь организма. Поэтому их достаточно локализовать таким образом, чтобы радионуклиды, содержащиеся в этих отходах, не могли попасть внутрь организма в результате миграции по биологическим цепочкам. Среднеактивные отходы представляют опасность как источник не только внутреннего, но и внешнего облучения, а следовательно, при их переработке и захоронении необходимо предусматривать соответствующие защитные барьеры для ослабления потоков излучения (в основном фотонного) до регламентированных уровней. Отходы третьей категории из-за крайне высокой удельной активности, а следовательно, и большого энерговыделения, требуют дополнительного создания систем охлаждения емкостей, в которых они содержатся.

Для классификации ТРО необходимо соответствующее аппаратное обеспечение радиационного контроля

3.2  Аппаратное обеспечение

Система радиационного контроля представляет собой комплекс программно-технических средств и организационных мероприятий, позволяющих выполнить контроль радиационной обстановки и направленных на обеспечение и соблюдение норм радиационной безопасности и определение параметров, характеризующих радиационную безопасность.

Система радиационного контроля отслеживает и учитывает изменение значений контролируемых параметров при всех режимах работы.

Контроль активности ТРО в процессе сортировки производится переносными приборами типа МКС-01Р.

3.2.1 Радиометр-дозиметр МКС-01Р

Радиометр-дозиметр МКС-01Р предназначен для измерения степени загрязненности поверхности альфа- и бета-активными веществами (плотности потока и флюенса альфа- и бета-частиц), эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы рентгеновского, гамма-излучений. Кроме этого радиометр-дозиметр позволяет измерить плотность потока и флюенс тепловых, быстрых и промежуточных нейтронов, эквивалентную дозу и мощность эквивалентной дозы нейтронного излучения.

Радиометр-дозиметр МКС-01Р состоит из пульта регистрации и четырех сменных блоков детектирования. В зависимости от применяемого БД дозиметр измеряет ионизирующее излучение, вид, энергетический диапазон и измеряемая величина, которого указаны в Таблице 11.

Таблица 11 – Вид, энергетический диапазон и измеряемая величина ионизирующего излучения

Вид измерения и измеряемая величина	Энергетический диапазон или нуклид	Тип БД
Альфа излучения (загрязненность поверхности альфа-активными веществами): - плотность потока альфа-частиц;	Плутоний-239	БДКА-01Р
- флюенс альфа-частиц
Бета-излучение (загрязненность поверхности бета-активными веществами):	0,3-3 МэВ максимального значения энергий бета-спектра	БДКБ-01Р
- плотность потока бета-частиц;
- флюенс бета-частиц
Рентгеновское и гамма-излучение:
- мощность эквивалентной дозы;	0,125-1,25 Мэв	БДКБ-01Р
- эквивалентная доза	0,04-10 МэВ	БДКГ-01Р
Нейтронное излучение:
- мощность эквивалентной дозы;	10"3-14 МэВ	БДКН-0ЗР
- эквивалентная доза;	10"3-14 МэВ	БДКН-03Р ОЗР
- плотность потока тепловых нейтронов;	0,025 МэВ	БДКН-03З
- флюенс тепловых нейтронов;	0,025 МэВ	БДКН-03Р
- плотность потока промежуточных и быстрых нейтронов;	10"3-14 МэВ	БДКН-03Р
- флюенс промежуточных и быстрых нейтронов	10'3-14 МэВ	БДКН-01Р БДКН-01Р

Примечания:

1.  БД БДКБ-01Р используется как для измерения загрязненности поверхности бета-активными веществами, так и для измерения эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы гамма-излучения.

2.  Для измерения плотности потока и флюенса промежуточных и быстрых нейтронов используется БД БДКН-ОЗР, вставленный в замедлитель нейтронов диаметром 155 мм, который имеет наименование «Защита». Такой составной БД имеет обозначение БДКН-01Р.

3.  Для измерения мощности эквивалентной дозы и эквивалентной дозы нейтронного излучения используется БД БДКН-01Р, вставленный в замедлитель нейтронов из полиэтилена, диаметром 250 мм, который имеет наименование «Замедлитель нейтронов». Такой составной БД имеет обозначение БДКН-ОЗР-01.

Диапазон измерения и предельные значения основной погрешности радиометра-дозиметра для каждого вида ионизирующего излучения и измеряемой величины указаны в табл. 12. Предельные значения основной погрешности измерений даны при доверительной вероятности 0,95 для любой точки, начиная со значения равного половине самой низшей декады рабочего диапазона (значения указаны без скобок). В скобках указана основная погрешность для первой значащей цифры самого низшего разряда рабочего диапазона измерений. Основная погрешность в любой точке первой половины низшей декады рабочего диапазона измерений изменяется по линейному закону между значениями, соответствующими первой значащей цифре и половине самой низшей декады рабочего диапазона измерений.

Таблица 12 – Значения основной погрешности измерений

Измеряемая величина, диапазоны	Значения основной погрешности измерений
1	2
Плотность потока альфа-частиц в диапазоне от 1,0 до 3 . 10, Мин-1 . см-2	± 20 (±25)
Флюенс альфа-частиц в диапазоне от 10 до 105, см-2	± 20 (±20)
Плотность потока бета-частиц в диапазоне от 10 до 10, мин-1 . см-2	± 20 (±40)
Флюенс бета-частиц в диапазоне от 10 до 105, см-2	± 20 (±20)
Мощность эквивалентной дозы рентгеновского и гамма-излучений, мк Зв . ч-1: в диапазоне от 1 до 104 при работе с БДКГ-02Р в диапазоне от 10-2 до 3 . 103 при работе с БДКБ-01Р	± 20 (±30) ± 20 (±40)
Эквивалентная доза рентгеновского и гамма-излучений в диапазоне от 1,0 . 105 мкЗв при работе с БДКГ-02Р	± 20 (±20)
Мощность эквивалентной дозы нейтронного излучения в диапазоне от 1,0 до 104, мкЗв . ч-1	± 20 (±30)
Эквивалентная доза нейтронного излучения в диапазоне от 1,0 до 105 мкЗв	± 20 (±20)
Плотность потока тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов в диапазоне от 1 до 3 . 104, с-2см-2	± 20 (±25)
Флюенс тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов в диапазоне от 102 до 105, см-2	± 20 (±25)

При измерении плотности потока или мощности эквивалентной дозы время установления показаний для всех используемых БД (кроме БДКГ-02Р), соответственно равно:

поддиапазон "100с" — (100,0 ±0,2)с;

"10с" — (10,0 ± 0,2)с;

"2с" — (2,0 ± 0,2)с.

В случае использования БДКГ-02Р радиометр-дозиметр имеет один диапазон от 1 до 104мк3в/ч"' (от 100мкР/ч до 1Р/ч), причем время установления показаний на этом диапазоне равно 2с.

Время установления рабочего режима радиометра-дозиметра не более пяти минут.

Радиометр-дозиметр МКС-01Р включает в себя отдельное устройство ("счетчик оператора"), предназначенное для выдачи сигнала (светового и акустического) при достижении заданной величины эквивалентной дозы рентгеновского и γ-излучений с момента включения прибора.

Величина эквивалентной дозы, при достижении которой выдается сигнал (порог сигнализации), равна (1,3±0,2) мЗв (130 мбэр). Величина порога сигнализации обеспечивается при мощности эквивалентной дозы до 103 мкЗв/ч (100 мР/ч).

Состав радиометра-дозиметра:

-  пульт регистрации

-  БДКА-01Р

-  БДКБ-01

-  БДКГ-02Р

-  Защита

-  БДКН-ОЗР

-  замедлитель нейтронов

-  выдвижная штанга

-  устройство заряда аккумуляторов УХ-2IP

-  контрольные источники ионизирующего излучения.

Радиометр-дозиметр включает в себя логарифмический интенсиметр, предназначенный для измерения средней частоты импульсов, поступающих с БД в диапазоне от 10 до 10 1Р/с, а также для измерения мощности эквивалентной дозы рентгеновского, гамма-излучений, измеряемого детектором «Счетчик оператора» типа СБМ-21 в диапазоне от 10 до 104 мкЗв/ч (1 мР/ч до 1 Р/ч).

Время установления показаний логарифмического интенсиметра не превышает двадцать секунд.

МКС-01Р включает в себя также вольтметр для измерения высоковольтного напряжения питания БД в диапазоне 0,4-1,0 кВ и индикации напряжения питания радиометра-дозиметра в диапазоне 7,3-10,6 В.

Уровень собственного фона радиометра-дозиметра в зависимости от используемого блока детектирования не превышает значений, указанных в табл. 13.

Таблица 13 – Уровень собственного фона МКС-01Р

Блок детектирования	Уровень собственного фона в единицах измеряемой величины
БДКА-01Р	0,03 мин-1см-2
БДКА-01Р	3,0 мин-1 см-2
БДКГ-02Р	Не определяется
БДКН-01Р	0,1 с-1 см-2
БДКН-03Р	0,1 с-1 см-2
БДКН-03-01	Не определяется

Измерение различных видов ИИ и различных величин (мощность эквивалентной дозы, плотность потока и т.д.) осуществляется с помощью набора сменных БД, которые преобразуют энергию излучения в последовательность импульсов, число которых пропорционально величине излучения.

Работа БД основана на сцинтилляционном методе регистрации (фотоумножитель типа ФЭУ-85 А).

Конструкция БДКБ-01Р обеспечивает измерение бета- излучения при наличии сопутствующего фонового гамма-излучения. Для этого в узле детектора предусмотрен съемный экран из алюминиевого сплава.БДКБ-01Р является одновременно и средством измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения с высокой чувствительностью, позволяющей проводить измерения на фоновых уровнях.

БДКГ-01Р в отличие от других БД имеет световой затвор. Для обнаружения бета- излучения при измерении гамма-излучения в узле детектирования крепится съемный фильтр из полистирола, полностью поглощающий бета-излучение с максимальной энергией 3 МэВ. Измерения проводят с фильтром и без него, и по разнице показаний судят о наличии бета- излучения.

Управление радиометром-дозиметром осуществляется с помощью трех переключателей: «Измеряемая величина», «Вид измерения», «Диапазон измерения», установленных на лицевой панели пульта регистрации. Индикация показаний осуществляется с помощью пятиразрядного цифрового табло, а также с помощью интенсиметра. Измерение с помощью логарифмического интенсиметра не производится, если частота импульсов, поступающих с дискриминатора менее 10 Гц. В этом случае радиометр-дозиметр позволяет обнаружить очень малые уровни излучения с помощью устройства звуковой и световой сигнализации (светодиод с маркировкой «Интенс. доза опер») на лицевой панели пульта.

Режим работы радиометра-дозиметра определяется положением переключателей: «Измеряемая величина», «Вид измерения», «Диапазон измерения» (табл. 14).

Таблица 14 – Режим работы радиометра-дозиметра МКС-01Р

Режим работы МКС-01Р	БД	Наименование переключателей
		Измеряемая величина	Вид измерений	Диапазон измерения
1	2	3	4	5
Измерение плотности потока альфа-частиц	БДКА-01Р	α	БД	2с или 10с или 100с
Измерение флюенса альфа-частиц	БДКА-01Р	α	БД	ДОЗА (+), СТОП
Измерение плотности потока бета-частиц при отсутствии фонового гамма-излучения	БДКБ-01Р	β	БД	2с или 10с или 100 с
Измерение флюенса бета-частиц при отсутствии фонового гамма-излучения	БДКБ-01Р без бетафильтра	β	БД	ДОЗА (+), СТОП
Измерение флюенса бета-частиц при наличии фонового гамма-излучения	БДКБ-01Р без бетафильтра БДКБ-01Р с бетафильтром	β	БД БД	ДОЗА (+), СТОП
Измерение эквивалентной дозы гамма-излучения	БДКБ-01Р с бетафильтром БДКБ-02Р с бетафильтром	γ2 γ1	БД БД	2с или 10с или 100с 2с
Измерение эквивалентной дозы гама-излучения	БДКБ-01Р с бетафильтром БДКБ-02Р с бетафильтром	γ2 γ1	БД БД	ДОЗА (+), СТОП ДОЗА (+), СТОП
Измерение плотности потока нейтронов Ппр+σ	БДКН-01Р	Ппр+σ	БД	2с или 10с или 100с
1	2	3	4	5
Измерение флюенса нейтронов Ппр+σ	БДКН-01Р	Ппр+σ	БД	ДОЗА (+) СТОП
Измерение плотности потока нейтронов Пт	БДКН-03Р	Пт	БД	2с или 10с или 100с
Измерение флюенса Пт	БДКН-03Р	Пт	БД	ДОЗА (+) СТОП
Измерение мощности эквивалентной дозы нейтронного излучения	БДКН-03Р	Пg	БД	2с или 10с или 100 с
Измерение эквивалентной дозы гамма-излучения в режиме «счетчик оператора»	-	-	Счетчик оператора

Примечание - Прочерк означает, что режим работы радиометра-дозиметра не зависит от положения переключателя.

3.3 Порядок выполнения радиационного контроля радиометром МКС-01Р

Порядок работы в режиме контроля напряжения питания радиометра-дозиметра.

Установить переключатель «Вид измерения» в положение «Напр.бат» при произвольном положении остальных переключателей. Стрелка вольтметра, расположенного на лицевой панели пульта регистрации, должна находиться в пределах красного сектора. Если стрелка вольтметра устанавливается левее красного сектора, то необходимо заменить аккумуляторы.

Порядок работы с радиометром-дозиметром при измерении альфа – загрязненности

Измерение плотности потока альфа-частиц производить следующим образом:

-  подсоединить БД БДКА-01Р к пульту регистрации УИ-50Р с помощью кабеля;

-  переключатель «Измеряемая величина» установить в положение «α»;

-  переключатель «Вид измерения» установить в положение «Бл.дет»;

-  переключатель «Диапазон измерения» установить в положение «2с». При этом должно засветиться цифровое табло;

-  снять с БД защитную крышку и установить БД на исследуемую поверхность. На цифровом табло через две секунды появится величина плотности потока альфа-частиц в см-2 . мин-1;

-  если плотность потока альфа-частиц меньше 10 см2 мин-1, переключатель «Диапазон измерения» установить в положение «10с».

При плотности потока менее см-2 . мин-1 переключатель «Диапазон измерения» установить в положение «100с».

Измерение флюенса альфа-частиц необходимо производить следующим образом:

-  снять с БДКА-01Р защитную крышку, подсоединить его к пульту регистрации;

-  установить переключатели «Измеряемая величина», «Вид измерения» в положение согласно пункту 5.2.1;

-  установить торцевой частью БД на исследуемую поверхность;

-  переключатель «Диапазон измерения» установить в положение «ДОЗА (+)». На цифровом табло появится величина флюенса альфа-частиц;

-  по истечению необходимого времени набора, по внешнему измерителю времени, установить переключатель «Диапазон измерения» в положение «СТОП». Показание цифрового табло будет соответствовать флюенсу альфа-частиц за время набора.

Порядок работы с радиометром-дозиметром при измерении бета- загрязненности

Измерение плотности потока бета-частиц при отсутствии фонового гамма-излучения необходимо проводить следующим образом:

-  подсоединить БДКБ-01Р к пульту регистрации; переключатель «Измеряемая величина» установить в положение «β»;

-  переключатель «Вид измерения» в положение «Бл.дет»;

-  переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «2с»;

-  снять с БД бета-фильтр и установить БД на исследуемую поверхность торцевой частью. На цифровом табло через две секунды появится величина плотности потока бета-частиц в см-2мин-1. Если плотность потока бета-частиц меньше 102 см-2мин-1 (10 см-2мин-1);

-  переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» установить в положение «10с» («100с»).

Измерение плотности потока бета- частиц при наличии фонового гамма-излучения необходимо проводить следующим образом:

-  установить на торцевую часть БД бета-фильтр, поместить блок на исследуемую поверхность и произвести измерения в соответствии с пунктом 5.3.1. На цифровом табло появится величина фонового гамма-излучения;

-  снять с БД бета-фильтр и произвести измерения согласно пункту 5.3.1. При этом на цифровом табло будет индицироваться величина суммарного эффекта от бета-излучения и гамма-фона. Для получения истинного значения плотности потока бета-излучения необходимо из суммарного эффекта вычесть величину фонового гамма-излучения, измеренную ранее.

Измерение флюенса бета-частиц при отсутствии фонового гамма-излучения необходимо проводить следующим образом:

-  снять с БДКБ-01Р бета-фильтр, установить переключатели «ИЗМЕРЯЕМАЯ ВЕЛИЧИНА», «ВИД ИЗМЕРЕНИЯ» в положение согласно пункту 5.3.1;

-  поместить блок БДКБ-01Р торцевой частью на исследуемую поверхность;

-  установить переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «ДОЗА (+)». На цифровом табло появиться величина флюенса бета-излучения.

Измерение флюенса бета-частиц при наличии фонового гамма-излучения необходимо проводить следующим образом:

-  установить переключатель «ИЗМЕРЯЕМАЯ ВЕЛИЧИНА» в положение «/5»;

-  переключатель «ВИД ИЗМЕРЕНИЯ» - в положение «БЛ. ДЕТ»; снять с БД бета-фильтр и установить БД торцевой частью на исследуемую поверхность;

-  установить переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «ДОЗА (+)». На цифровом табло появится величина, обусловленная наличием бета- и гамма-излучения; по истечению необходимого времени набора, которое фиксируется по внешнему измерителю времени, установить переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «СТОП»;

-  у ставки из суммарного эффекта, обусловленного бета- и гамма-излучением, вычитается фоновое гамма-излучение, и на цифровом табло появятся показания, соответствующие истинному значению флюенса бета-излучения.

Порядок работы с радиометром-дозиметром при измерении рентгеновского и гамма-излучения.

Указанные измерения можно проводить с помощью БД БДКБ-01Р и БДКГ-02Р. БДКБ-01Р необходимо использовать, когда энергетический диапазон измеряемого излучения находится в пределах от 0,125 МэВ до 1,25 МэВ, а БДКГ-02Р при энергетическом диапазоне от 0,04 МэВ до 10 МэВ. Измерение мощности эквивалентной дозы и эквивалентной дозы гамма-излучения с помощью БДКБ-01Р необходимо производить следующим образом:

-  подсоединить БДКБ-01Р к пульту регистрации, установить переключатель «ИЗМЕРЯЕМАЯ ВЕЛИЧИНА» в положение «γ2»;

-  переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «2с»;

-  переключатель «ВИД ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «БЛ.ДЕТ», при этом должно засветиться цифровое табло;

-  установить на БД бета-фильтр и поместить его в поле измеряемого излучения.

Через две секунды на цифровом табло появится величина мощности эквивалентной дозы гамма-излучения. Если мощность эквивалентной дозы меньше 1 мкЗв/ч (0,1 мР/ч), то проводить измерения, установив переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «10с», а если меньше 10-1 мкЗв/ч (0,01 мР/ч) в положение «100с».

При измерении эквивалентной дозы гамма-излучения необходимо установить:

-  переключатель «ИЗМЕРЯЕМАЯ ВЕЛИЧИНА» в положение «γ2»;

-  переключатель «ВИД ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «БЛ.ДЕТ.»;

-  переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «ДОЗА (+)». На цифровом табло появится величина эквивалентной дозы.

По истечению необходимого времени набора, которое фиксируется по внешнему измерителю времени, установить переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «СТОП».

Показания будут соответствовать эквивалентной дозе гамма-излучения.

Перед началом измерений, а также после проведения измерений с помощью БДКГ-02Р необходимо:

-  проверить уровень собственного фона БД. Для чего, необходимо подключить БДКГ-02Р;

-  установить переключатель «ИЗМЕРЯЕМАЯ ВЕЛИЧИНА» в положение «γ1»;

-  установить переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «2с»;

-  установить переключатель ВИД ИЗМЕРЕНИЯ в положение «БЛ. ДЕТ.»;

-  закрыть световой затвор БД, повернув головную часть БД в направлении, противоположном направлению стрелки, нанесенной на БД.

Уровень собственного фона определить по цифровому табло. При измерении мощности эквивалентной дозы гамма-излучения значение фона необходимо вычесть из измеряемого значения. В случае, если собственный фон превышает 10 мкЗв/ч (1 мР/ч), необходимо произвести его дезактивацию.

Измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения с помощью БДКГ-02Р необходимо производить следующим образом:

-  установить на БД экран-крышку, открыть световой затвор; установить переключатель «ИЗМЕРЯЕМАЯ ВЕЛИЧИНА» в положение «γ1»;

-  установить переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение "2с", "10с" или "100с" (время измерения при любом положении равно двум секундам);

-  установить переключатель «ВИД ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «БЛ.ДЕТ.».

На цифровом табло появится величина мощности эквивалентной дозы гамма-излучения.

Измерение эквивалентной дозы гамма-излучения проводить следующим образом:

-  установить на БД экран-крышку;

-  открыть световой затвор;

-  установить переключатель «ИЗМЕРЯЕМАЯ ВЕЛИЧИНА» в положение «γ1»;

-  установить переключатель «ВИД ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «БЛ.ДЕТ.»;

-  установить переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «ДОЗА(+)».

На цифровом табло появится величина эквивалентной дозы гамма-излучения.

По истечению необходимого времени набора, установить переключатель «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «СТОП». Показания будут соответствовать эквивалентной дозе гамма-излучения.

Порядок работы с радиометром-дозиметром в режиме «СЧЕТЧИК ОПЕРАТОРА»

Указанные измерения производятся следующим образом:

-  установить переключатель «ВИД ИЗМЕРЕНИЯ» в положение «СЧЕТЧИК ОПЕРАТОРА»;

-  положения переключателей «ИЗМЕРЯЕМАЯ ВЕЛИЧИНА» и «ДИАПАЗОН ИЗМЕРЕНИЯ» — любое; снять показания со стрелочного прибора.

Показания будут соответствовать величине эквивалентной дозы рентгеновского и гамма-излучения.

После проведения радиационного контроля упаковки с ТРО загружаются в контейнеры. Для удобства сортировки и комплектования ТРО по группам активности применяются следующие цвета окраски контейнеров:

для ТРО I группы – белый;

для ТРО II группы – голубой;

для ТРО III группы – красный.

Контейнеры с ТРО I группы транспортируются в здание комплекса переработки ТРО для детальной сортировки по виду материала.

Захоронение ТРО, за исключением биологических РАО, в зависимости от степени радиоактивной загрязненности осуществляется на территории 30-ти км зоны ЧАЭС.

1.  На полигоне «Корогод»:

-  β-активные от 50 до 1000 β част/см2 . мин;

-  γ-активные от 1 . 10-4 мЗв/ч до 2 . 10-3 мЗв/ч (0,01 мБер/ч до 0,2 мБер/ч) (от 0,1 до 0,2 мР/ч).

2.  На ПЗТРО «Буряковка» ГСП «Комплекс»:

-  β-активные от 1000 до 1 . 10-7 β част/см2 . мин;

-  α-активные от 5 до 1 . 10-6 α част/см2 . мин;

-  γ-активные от 1 . 10-2 мЗв/ч до 10 мЗв/ч (0,2 мБер/ч до 1000 мБер/ч) (от 0,2 до 1000 мР/ч).

Отходы с загрязнениями меньшими, чем параметры по α, β, γ ТРО вывозятся на организованную свалку «Лелев» ГСП «К». Вывоз ТРО в несанкционированные места категорически запрещен на территории 30-ти км зоны ЧАЭС. В зоне отчуждения, до проведения радиационного контроля, все промышленные и бытовые отходы считаются радиоактивными.

Приему на хранение не подлежат токсичные, отравляющие, самовоспламеняющиеся РАО. В необходимых случаях экологическую опасность отходов определяет санитарно-эпидемиологическая станция (СЭС).

Порядок сбора, хранения и транспортировки ТРАО

1.  Приказом по предприятию назначаются лица, ответственные за организацию работы по сбору, временному хранению и сдаче ТРАО, которые должны руководствоваться в своей работе «Положением по обращению с ТРАО в зоне отчуждения и безусловного (обязательного) отселения» (утверждено начальником АЗО г. Чернобыль от 18.05.1998 г.).

2.  Радиационный контроль указанных работ обеспечивает персонал ГНПП «Экоцентр» г. Чернобыль в соответствии с заключенным договором.

3.  Сбор, хранение ТРАО на территории 30-ти км зоны ЧАЭС производится в возвратных контейнерах (сборниках-контейнерах) или в разовой упаковке (пластиковые или бумажные мешки, ящики).

4.  На возвратных контейнерах должны быть нанесены знаки радиационной опасности и наименование учреждения – владельца тары РАО. Они должны быть выполнены из слабосорбирующего материала и отвечать требованиям СПОРО-85 п. 3.5.

5.  Места и порядок сбора, временного хранения ТРАО на предприятии должны отвечать требованиям СПОРО-85, раздел 3 и быть укомплектованными средствами дезактивации на случай радиационной аварии (разрушение контейнера для ТРАО или рассыпания РАО). Как исключение, временное хранение допускается на территории предприятия по согласованию с органами саннадзора в специально отведенном месте, отвечающем следующим требованиям:

3.4 Измерения активности радиометром РКБ4-1еМ.

Назначение и основные технические данные. Предназначен для экспрессных измерений удельной и объемной β-активности проб объектов внешней среды и применяется для комплексного санитарно-гигиенического контроля объектов внешней среды в полевых и лабораторных условиях в диапазоне измеряемой удельной и объемной активности 1,9 - 3,7 . 10-7 Бк/кг; Бк/л.

В качестве детекторов в радиометре применяются 2 типа блоков детектирования:

БДЖБ-02 – БД на основе объемно-активированных пластмассовых пластин-световодов;

БДЖБ-07 – БД на основе одной поверхностно активированной пластмассовой пластины.

Основная погрешность - не более ± 40%.

Время измерения одной пробы не превышает 35 мин.

Время установления рабочего режима не более 15 мин.

Питание радиометра осуществляется от сети 220 в, а также от автономного источника (батарея из 12 элементов типа "А 343 Прима").

В качестве контрольного источника используется γ-источник Cs-137.

Устройство и принципы действия

Радиометр состоит из:

Пульт радиометра УУЦ4-1еМ, в него входит:

-  Устройство входное БСА-1еМ;

-  Устройство вывода информации УВЦ4-1еМ; - Счетчик УСО4-1еМ;

-  Узел питания БНК4-1 еМ;

-  Блок питания БНН-1И;

-  Устройство сигнализации.

Пульт радиометра УУЦ4-1еМ предназначен для формирования и селекции сигналов от БД, накопления, пересчета и вывода информации за заданное время измерения, а также для управления всеми рабочими процессами радиометра.

Блоки детектирования БДЖБ-02 и БДЖБ-07 предназначены для детектирования β-излучения радиоактивных проб. В БДЖБ-02 используется детектор с развитой поверхностью на основе поверхностно-активированных полистирольных пластин и 2 шт. ФЭУ-82. В БДЖБ-07 используется детектор на основе одной поверхностно-активированной полиметилметакриловой пластины и ФЭУ-93. Детекторы предназначены для регистрации β-частиц, испускаемых радиоактивной пробой. Полученные при регистрации световые вспышки преобразуются ФЭУ в импульсы тока.

Подготовка к работе

Внимание:

а) Запрещается включать радиометр при снятой крышке, открытой горловине или с открытыми штуцерами на крышке БД БДЖБ-02.

б) Запрещается включать пульт радиометра без подключенного к нему БД.

в) Запрещается проводить промывку детекторов спиртом, ацетоном и др. растворителями во избежание повреждения детекторов.

г) При проведении измерений с временем экспозиции 100 сек переключатель "Режим работы" должен находится только в положении "N ".

Подключить радиометр к сети переменного тока, для чего установить переключатели:

"Режим работы" в положение "Контр."

"Времени измерения" в положение "10с",

Тумблер "Индикация ЦПУ" в соответствующее положение.

"Питание" в положение ВКЛ, при этом должен загореться индикаторный светодиод + - . - +.

Нажать и отпустить кнопку "Сброс", при этом на индикаторах высвечиваются нули. Через несколько секунд индикаторы гаснут, радиометр приходит в режим набора информации. Через 10 сек. после начала набора информации на индикаторах высвечивается четырехзначное число (на ленте ЦПУ печатается четырехзначное число) в пределах 5500 + 2000. Сброс и новый набор информации происходит автоматически через каждые 10 сек.

Привести переключатели "Режим работы" в положение N × 10.

Для выключения радиометра переключатель "Питание" перевести в положение "Выкл.", отключить сетевой БП от сети.

Подготовка радиометра к работе от автономного источника питания.

Установить кассету с 12 элементами "343 Прима" в корпус пульта.

Перевести переключатель "Режим питания" в положение "Автономное" и выполнить операции по пунктам 14.3.1.1 - 14.3.1.7.

Подготовка пробы водной среды.

Отмерить пробу мерным стаканом, добавить моющий состав СФ-ЗК в количестве 100 мг на 1 литр (для вод водоемов и рек добавление моющего состава не требуется).

Порядок работы

При каждом измерении проводить 10 измерений скорости счета импульсов, поступивших с БД. За измеренное значение принимают среднее из этих измерений. Измерения фона при работе с БДЖБ-07 проводить 5 раз со временем экспозиции 100 сек каждая.

Работа с БДЖБ-02

В гнездо на крышке БДЖБ-02 поместить контрольный источник Cs-137, измерить скорость счета, сравнить результат с данными в формуляре, в случае расхождения значений с помощью ручек "Коррекция", "Грубо", "Плавно" добиваются совпадения результатов измерения с данными формуляра +3%.

Выключить радиометр, открыть горловину и залить "фоновую" воду в рабочий объем БД, закрыть горловину, включить радиометр, измерить скорость счета от контрольного источника, записать результат.

Снять источник, измерить "фоновую" скорость счета.

Выключить радиометр, слить "фоновую" воду, залить контролируемую пробу в рабочий объем БД, закрыть крышку, включить радиометр и измерить суммарную скорость счета фона и измеряемого изотопа.

Рассчитать скорость счета от контролируемой пробы по формуле:

Nэфф = Nф+эфф-Nф                                                           (8)

где: Nэфф - скорость счета от контролируемой пробы (с-1),

          Nф - скорость счета от фона (c-1),

          Nф+эфф - суммарная скорость счета фона и контролируемой пробы (с-1).

Определить объемную β-активность пробы по формуле:

Q = (Бк/л)                                                                    (9)

где Р - чувствительность радиометра по измеряемому изотопу (л/сек·Бк).

При большом количестве измерений периодически производите проверку скорости счета от контрольного источника, при необходимости производить коррекцию.

Работа с БДЖБ-07

Включить радиометр, в выдвижную кассету БД поместить контрольный источник, измерить скорость счета, сравнить результат с данными в формуляре, в случае расхождения значений с помощью ручек "Коррекция", "Грубо", "Плавно" добиться совпадения результатов измерения с данными формуляра +3%.

Снять источник, измерить фоновую скорость счета.

Разместить пробу в выдвижной кассете.

Провести измерения скорости счета от контрольной пробы, определить удельную или объемную активность по формулам 1 и 2.

При большом количестве измерений периодически производить проверку от контрольного источника, при необходимости производить коррекцию.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В качестве заключения можно привести следующие результаты и выводы:

1.  Рассмотрение порядка обращения с ТРО показывает, что требует совершенствования радиационно-технологический контроль при сортировки ТРО.

2.  Рассмотрим порядок сортировки ТРО.

3.  Рассмотрено аппаратные обеспечение радиационно-технологического контроля при обращении с ТРО.

4.  Можно рекомендовать внедрение автоматических средств контроля активности при сортировке ТРО, что снизит объем отходов и облучение персонала.

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1.  Закон Украины "Об обращении с радиоактивными отходами".

2.  Закон Украины "О защите человека от влияния ионизирующего излучения".

3.  Нормы радиационной безопасности НРБУ-97.

4.  Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. СПАС-88.

5.  Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций ПРБ АС-89. Минздрав СССР. 1989.

6.  Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СП АС-88, ДНАОП 0.03-1.73-79. М., Энергоатомиздат, 1989.

7.  Загальні положения забезпечення безпеки атомних станції. НП 306.1.02/1.034-2000. Затверджено ДАЯР Украши 09.12.99. №63.

8.  Международная конференция "Радиоактивные отходы". Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду", Санкт-Петербург, 14-18 окт. 1996 г.: Тез. докл. СПб., 1997, 297 с.

9.  Технический проект ЮУ АЭС. Часть III. Книга 1. Пояснительная записка. Харьков, ХОТЭП, 1973.

10.  Обращение с ТРО первой очереди ЮУ АЭС ЮАТ 241-413, 414, 591. Харьков, ХОТЭП, 1973.

11.  Обращение с ТРО второй очереди ЮУ АЭС ЮАТ 241-415, 416. Харьков, ХИЭП, 1984г.

12.  Комплекс переработки твердых радиоактивных отходов. Первая очередь. Проект. Том 1 «Общая пояснительная записка». Харьков, ОАО ХИЭП, 2003.

13.  Комплекс обработки отходов ЮУ АЭС. Detail Engineering. DNR 00066829. Том 2.1. Alzenau, NUKEMNuklear GmbH, 1997.

14.  Радиометр - дозиметр МКС-01Р. Инструкция по эксплуатации ИЭ.0.0026.135. Южноукраинск, ОПЮУ АЭС, 2003.

15.  Обращение с твердыми радиоактивными отходами на ЮУ АЭС. Производственная инструкция ИН.0.0006.049. Южноукраинск, ОП ЮУ АЭС, 2003.