Объем дозиметрического радиационного контроля на АЭС определен СП-АЭС-79; он включает в себя наблюдения за радиационной обстановкой на АЭС и во внешней среде, а также контроль ИД облучения персонала.
Контроль радиационной обстановки.
Контроль радиационной обстановки на АЭС — определение мощности дозы γ-излучения и в отдельных случаях нейтронов (см. § 6.1), концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в отдельных помещениях — осуществляется с помощью стационарной и переносной дозиметрической и радиометрической аппаратуры. Эта аппаратура состоит из детектора излучения, измерительного устройства (для измерения мощности дозы излучения), пробоотборника, устройства доставки пробы к детектору, детектора и измерительного устройства. В качестве детекторов излучения используют ионизационные камеры, газоразрядные или сцинтилляционные счетчики. Для корректного измерения мощности дозы γ-излучения детектор не должен иметь «хода с жесткостью», т. е. его чувствительность не должна зависеть от энергии у-квантов. Ионизационные камеры обычно удовлетворяют этому требованию. Чтобы этому требованию удовлетворяли детекторы на основе газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков, их окружают корректирующими экранами. Зависимость чувствительности детекторов нейтронов от их энергии должна совпадать с дозовой зависимостью (см. рис. 1.11). Этого достигают, помещая счетчик в специально подобранный замедлитель и корректирующие экраны.
В настоящее время на АЭС используют стационарную дозиметрическую аппаратуру типа «Система», «Сейвал» или «Горбач». Регистрирующее устройство этой аппаратуры установлено на щите ДК и соединено кабелями с детекторами. Регистрирующее устройство кроме блоков обработки сигналов от детекторов включает в себя измерительные, сигнализирующие и записывающие блоки. С помощью последних по специальной программе опрашиваются все детекторы (или часть их) и показания их записываются на бумагу. Воспользовавшись измерительным устройством, дозиметрист может получить информацию о мощности дозы в любом помещении АЭС, где установлен детектор. Сигнализирующее устройство выдает дозиметристу сигнал о том, что мощность дозы излучения, регистрируемая каким-либо детектором, превышает некоторое заранее заданное для этого детектора значение, т. е. стационарные дозиметрические системы позволяют иметь достаточно представительную информацию о полях внешнего облучения на АЭС и о неблагополучии в том или ином помещении.
Хотя стационарные дозиметрические системы и снабжают достаточно большим количеством детекторов излучения, естественно, обеспечить ими все помещения АЭС, где могут находиться люди, невозможно. Поэтому наряду со стационарной аппаратурой применяют переносную, например, для измерения мощности дозы излучения на конкретном рабочем месте с целью определения условий (продолжительности) работы. Это сцинтилляционные гамма-дозиметры «Аргунь», «Араке», радиометр РУП-1, дозиметр (бэрметр) РУС-8 и др. Все эти приборы имеют несколько диапазонов измерений и позволяют с достаточной для практических целей точностью определять мощность дозы излучения в любом помещении АЭС.
Для определения концентрации радиоактивных газов в воздухе рабочих помещений применяют пробоотборное устройство из алонжи с аэрозольным фильтром, а устройством доставки пробы воздуха служит простой трубопровод. Воздух через аэрозольный фильтр и трубопровод закачивают в измерительную камеру. Это либо ионизационная камера, либо камера, в которой установлен газоразрядный счетчик γ-излучения. Проба воздуха некоторое время выдерживается в измерительной камере, регистрируется излучение пробы, и она выбрасывается в вентиляционную систему; Возможен режим непрерывного измерения, т. е. воздух с радиоактивными газами постоянно прокачивают через измерительную камеру. Если известен объем воздуха, закачиваемого в измерительную камеру для разового измерения, продолжительность измерения и эффективность детектора или расход воздуха через измерительную камеру при непрерывном измерении и эффективность детектора, то легко рассчитать концентрацию радиоактивного газа в воздухе помещения, из которого отобрана проба.
Для определения концентрации аэрозолей фильтр из алонжи вынимают, и активность осевших на нем аэрозолей определяют с помощью газоразрядного, сцинтилляционного или полупроводникового счетчика в лабораторных условиях. Концентрацию аэрозолей легко рассчитать, если известно время экспонирования фильтра, расход воздуха через него, продолжительность измерения и эффективность измерительного устройства.
Современные стационарные дозиметрические системы обеспечивают измерение концентрации радиоактивных газов в помещениях АЭС и отбор проб для определения концентрации аэрозолей. Измерения проводятся в тех же режимах, что и измерения мощности дозы излучения. Службы дозиметрии обеспечены также переносной аппаратурой для определения концентрации радиоактивных газов в воздухе и отбора проб для определения концентрации аэрозолей. Для этого применяют, например, радиометр РВ-4.
В задачу контроля радиационной обстановки на АЭС входит также определение поверхностей загрязненности оборудования, мебели и строительных конструкций помещений. Эти определения проводятся периодически с помощью отбора мазков и последующего измерения их активности в лабораторных условиях или с помощью переносной радиометрической аппаратуры. В последнем случае детектор радиометра устроен так, что он регистрирует излучение, поступающее в него с поверхности определенной площади.
Таким образом, стационарная и переносная радиометрическая и дозиметрическая аппаратура обеспечивает службу радиационной безопасности информацией, достаточно полно характеризующей радиационную обстановку на АЭС, и сигнализирует о непредвиденном возрастании мощности дозы излучения или концентрации радиоактивных газов, что позволяет принять необходимые меры для предотвращения непредвиденной ситуации на АЭС. Эти же данные используются службой радиационной безопасности для определения безопасных условий выполнения тех или иных работ в помещениях АЭС.
Индивидуальный дозиметрический контроль.
Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) на АЭС, т. е. определение индивидуальной дозы облучения каждого из сотрудников АЭС (категория облучения А, группа «а») проводят с помощью индивидуальных дозиметров, носимых человеком во все время работы в пределах зоны строгого режима.
Для ИДК используют фотодозиметры ИФКУ (индивидуальный фотоконтроль универсальный)., термолюминесцентные дозиметры (ТЛД), а также индивидуальные дозиметры, работающие по принципу ионизационной камеры (приборы КИД, ДК и др).
Определение индивидуальной дозы с помощью фотодозиметра основано на способности фотопленки чернеть под действием излучения, причем в пределах определенного диапазона значений дозы степень почернения пропорциональна дозе. Комплект ИФКУ состоит из кассеты, в которую помещена фотопленка с корректирующими, усиливающими и трансформирующими экранами. Корректирующие экраны исключают «ход с жесткостью» дозиметра, усиливающие повышают чувствительность за счет облучения пленки вторичным излучением из экрана, например, комптоновскими электронами, трансформирующие экраны предназначены для определения дозы нейтронов. Поскольку сами нейтроны не приводят к заметному почернению пленки, почернение вызывает вторичное излучение, образуемое ими в трансформирующем экране. В кассете сделано окно для доступа к фотопленке β-частиц. Таким образом, с помощью прибора — кассеты с пленкой — измеряют дозу y-излучения, дозу нейтронов (тепловых и надтепловых) и дозу β-частиц.
Обычно кассета с пленкой экспонируется в течение месяца или квартала, после этого пленка из кассеты извлекается, проявляется и определяется степень ее почернения на денситометре. По степени почернения определяется значение дозы.
При использовании кассет ИФКУ определяется степень почернения различных участков пленки: против корректирующих фильтров, против окна в кассете и против трансформирующего фильтра. По почернению каждого участка пленки определяют значения дозы каждого вида излучения в отдельности. Чувствительность ИФКУ — 0,05 бэр.
Термолюминесцентный метод дозиметрии основан на способности некоторых веществ (термолюминофоров) запасать и хранить поглощенную энергию излучения, а также возвращать ее в виде света при нагревании до определенной температуры. Поскольку количество запасенной энергии пропорционально дозе, то и количество испускаемого при нагревании света также пропорционально дозе. В ТЛД применяют CaS04, LiF, стекла специальных составов и другие вещества. Детектор ТЛД—таблетка (диск, цилиндр) небольших размеров (соответственно диаметр, высота от 3—4 до 10 мм), помещенная в специальную герметичную кассету. Он экспонируется в течение определенного времени (обычно месяц, квартал), после этого помещается в специальный прибор, где нагревается по определенной программе, а возникающее при этом световое излучение улавливается фотоумножителем. Сигнал фотоумножителя преобразуется в ток, значение которого пропорционально дозе.
Термолюминофор LiF тканеэквивалентен и применяется для дозиметрии без корректирующих экранов. CaS04 (Dy) не тканеэквивалентен, т. е. имеет большой «ход с жесткостью», поэтому в ТЛД-методе его используют с корректирующими экранами обычно из олова и алюминия. Чувствительность ТЛД-метода выше, чем ИФКУ, и составляет для CaS04 (Dy) 0,005 бэр, а для LiF 0,01 бэр. Этот метод позволяет автоматизировать процесс индивидуальной дозиметрии. Разработаны приборы-автоматы, способные за рабочий день обрабатывать тысячи дозиметров, т. е. применение ТЛД-метода позволяет организовывать государственные или региональные центры индивидуальной дозиметрии.
Приборы КИД и ДК — конденсаторные ионизационные камеры, доза измеряется по уменьшению заранее поданного на нее электрического заряда. Поэтому в комплект прибора входят зарядное устройство, собственно дозиметр (обычно он изготовлен в виде авторучки) и измерительное устройство (в приборе КИД). В приборе ДК измерительное устройство — электрометр — совмещено с собственно дозиметром. Дозиметр заряжают электрическим зарядом, экспонируют и измеряют заряд после экспонирования. Приборы можно сделать разной чувствительности, в практической работе применяют приборы, измеряющие дозу 0,2, 1 и 5 бэр.
Результаты измерения индивидуальных доз заносятся в карточку учета, заведенную на каждого сотрудника АЭС, или хранятся в памяти ЭВМ. В конце каждого года работы сотрудника месячные (квартальные) дозы суммируют и определяют годовую дозу, а также дозовые затраты персонала за год.
