Технологии и услуги за радиационен контрол

Ядрена енергетикаСп. Енерджи ревю - брой 3, 2021 • 21.05.2021

  • Мониторингът на ядрени съоръжения се извършва по утвърдена програма, в която са определени обхватът, периодичността и средствата за наблюдение на радиационните параметри

  • Работещите в радиационна среда използват бързодействащи интелигентни прибори, които сигнализират при превишаване на граничните стойности

  • Дозиметрите трябва да са устойчиви на външни въздействия и да дават информация както за еднократно въздействие на йонизиращите лъчи, така и да сумират дозите за продължителен период от време


Изискванията към програмите за радиационен контрол (РК) и мониторинг варират за различните съоръжения. При изготвянето и въвеждането в действие на програма за радиационен контрол в ядрени централи, хранилища за радиоактивни отпадъци или други съоръжения с опасност от радиационно облъчване се взимат предвид законовите изисквания и стандарти, регулиращи безопасното използване на ядрената енергия, йонизиращите лъчения и безопасното управление на радиоактивните отпадъци и отработеното гориво.

Съоръженията подлежат на контрол от държавния регулаторен орган, който организира и извършва необходимите действия за издаване на лицензии и разрешения за безопасно осъществяване на дейности, свързани с опасност от йонизиращо лъчение. Дейностите по производство и използване на ядрена енергия и по управление на радиоактивни отпадъци и отработено ядрено гориво се извършват след получаване на разрешение и/или лицензия за съответната дейност съгласно приложимото законодателство.

 

Източници на облъчване

Облъчване може да възникне планирано или аварийно. Вероятност от облъчване следва да се предвиди при използване, производство, преработване, обработване, манипулиране, погребване, съхраняване, превоз, внос и износ на радиоактивни материали и радиоактивни източници, изработване и експлоатация на електрическо оборудване, което генерира йонизиращо лъчение и съдържа компоненти, работещи при потенциална разлика над 5 kV. Също така преработката на материали с повишено съдържание на естествени радионуклиди може да доведе до значимо повишено облъчване на работници, поради наличието на естествени източници на йонизиращи лъчения.

 

Принципи за радиационен контрол и защита

При експлоатацията на ядрени съоръжения за производство на електрическа и топлинна енергия политиката на предприятието плътно следва националната стратегия за приоритетно осигуряване на безопасност.

Програмата за радиационен контрол съдържа планирани действия, поддържане на готовността за реагиране и управление при ситуации на аварийно облъчване и мерки за защита на здравето на работниците. За дейностите, свързани с експлоатацията на ядрени централи, изследователски ядрени инсталации, съоръжения за управление на радиоактивни отпадъци и отработено ядрено гориво, както и при превоз на радиоактивни вещества, се внедрява автоматизирана система за радиационен контрол съгласно специфичните законови изисквания за безопасност, отнасящи се до радиационната защита и използване на ядрената енергия.

При наличие на условия, допускащи вероятност от радиоактивно замърсяване, следва да се извършва постоянен контрол на радиационната обстановка в района, да се установи началото на радиационното облъчване, да се измерва мощността на експозиция, да се определят индивидуалните дози на облъчване и въздействието им върху здравословното състояние на хората. Мощността на експозицията, т.е. мощност на дозата, е мярката за йонизиращо действие на рентгеновите и г-лъчи във въздуха за единица време. При наличие на източници на йонизиращи лъчения, за да се определи получената доза, се извършва дозиметричен контрол. Дозата се изчислява, като се измери мощността на експозицията в полето на йонизиращо лъчение.

Мониторингът на площадката на ядреното съоръжение се извършва по утвърдена програма, в която са определени обхватът, периодичността и средствата за наблюдение на радиационните параметри – мощност на еквивалентната доза, плътност на потока от β, γ и Ƞ, степен на повърхностно замърсяване с α и β частици на съоръжения, хора, транспортни средства, помещения и оборудване, радиационен входно-изходен контрол на всички транспортни коридори. Разработват се програми за радиационна защита при операции с повишен радиационен риск на площадката, например транспорт на отработено ядрено гориво, транспортиране и съхранение на радиоактивни отпадъци на територията на площадката.

Автоматизираната информационна система за външен радиационен контрол обезпечава провеждането на автоматизиран радиационен контрол на околната среда в зона с радиус от няколко километра според размерите на съоръжението. Системата осъществява непрекъснато измерване на радиационните параметри и осигурява обновяване на информацията относно мощността на еквивалентната доза на гама-лъчение в няколко точки от санитарно-защитната зона, концентрация на I-131, активност на водата в отвеждащите канали, пречиствателни станции и колектори. При достигане на предварително зададени прагови стойности системата сигнализира отговорния персонал.

Автоматично се подават метеорологични данни от близка станция към системата за автоматизиран контрол на околната среда и се използват за входни параметри на моделни прогнози на разпространението на радионуклиди в атмосферата и необходимостта от въвеждане на защитни мерки при ранна фаза на радиационно опасна авария.

Радиационният контрол на околната среда включва контрол на мощността на еквивалентната доза и на интегралната годишна доза на населението от наблюдаваната зона, контрол на радиоактивността на атмосферния въздух, почва, води, растителност и други компоненти на околната среда, контрол на радиоактивността на хранителните и селскостопанските продукти, специализиран контрол на тритий и стронций на газово-аерозолните и течни радиоактивни изхвърляния, контрол на технологични и отпадъчни води от промишлената площадка на съоръжението.

 

Методи за измерване

Съвременните дозиметрични прибори използват принципа на йонизационния метод. Два електрода, които са поставени на разстояние един от друг, се свързват с източник на постоянен ток, който се измерва с чувствителен електроизмервателен уред. При липса на радиоактивно излъчване измервателният уред не регистрира протичане на ток през веригата. При облъчване на газа между електродите с радиоактивни лъчения молекулите му се йонизират и протича йонизационен ток. Силата на тока зависи от броя йони, получени за единица време, а той съответно от мощността на лъчението. По силата на тока се съди за мощността на дозата. На базата на йонизационния метод са построени йонизационните камери и газовите броячи. Работният обем на йонизационните камери е запълнен с въздух при нормални условия, а на газовите броячи – с благородни газове под налягане. Сухият въздух и газовете притежават добри изолационни свойства, но под действието на йонизиращите лъчения придобиват проводящи свойства.

Сцинтилационният (луминесцентен) и термолуминесцентният метод заляга в широк клас детектори на йонизиращи лъчения и почива на явлението луминесценция.

Радиотермолуминесценцията е процес, при който акумулираната в кристала енергия от йонизиращото лъчение под въздействие на топлина се преобразува в енергия на флуоресценция. Методът се състои в това, че рентгеновите лъчи и гама-лъчите, алфа- и бета-частиците при попадане върху термолуминофора избиват електрони от външния електронен слой на съставните елементи. Поради наличието на така наречените “дефекти”, освободените електрони не странстват безкрайно по кристалната решетка, а биват улавяни. Захванатите електрони се оказват с повишена потенциална енергия и съответните атоми преминават в йонизирано състояние.

Същността на измерване на дозата с термолуминесцентните дозиметри се свежда до това, че облъчените дозиметри се нагряват и в процеса на нагряването им се измерва интензивността на светене на луминесценция. Пълната светосума, която се определя в процеса на нагряването е мярка за погълнатата доза.

Друг метод за измерване разчита на свойството в чистите полупроводници при дадена температура винаги да съществува определен брой носители, които се получават вследствие на топлинните трептения. Тези носители образуват т.нар. собствена проводимост на чистите полупроводници. Ако в чист полупроводник попадне йонизиращо лъчение, то отдава част от енергията си в него, в резултат на което се създават голям брой дупки в запълнената зона и електрони в зоната на проводимостта. Броят на двойките носители, създадени от лъчението, ще зависи от неговата енергия и ширината на забранената зона. Ако полупроводникът се намира в електрическо поле, насоченото движение на този носител води до протичане на електрически ток. Предизвиканата по този начин проводимост се нарича вътрешен фотоефект, на който се основава действието на полупроводниковите детектори. Енергията, необходима за образуване на една двойка носители в Ge (германий) и Si (силиций), елементи, използвани в съвременните детектори, е от порядъка на 3 eV. Тъй като енергията за създаване на двойка носители е с по-малък порядък в сравнение със средната енергия на създаване на двойка йони в газовете, разделителната способност на полупроводниковите детектори е много по-добра от тази на йонизационните и газонапълнените детектори. Методите за измерване на йонизиращите лъчения се определят от характеристиките на радиоактивните елементи и пътищата за тяхното проникване.

 

Прибори за измерване

Електронните ядрени уреди се разделят на уреди за измерване характеристиките на йонизиращите лъчения – дозиметри (за измерване на погълнатата доза, мощността на експозиционната доза), за измерване средната скорост на броене (интензиметри) и с комбинирани функции за измерване и уреди, използващи йонизиращите лъчения за измерване на други величини – радиометри, спектрометри и универсални уреди. Според вида на регистрираното лъчение уредите се подразделят на такива за алфа-лъчение, за бета-лъчение, за гама-лъчение и за рентгеново лъчение. Всички електронни ядрени уреди имат възприемащи устройства (детектори), които работят на различни принципи. Те превръщат енергията на йонизиращото лъчение в друг вид енергия, подходяща за регистриране и измерване.

Използват се основно йонизационните детектори (йонизационни камери), Гайгер-Мюлерови детектори, кристални и полупроводникови детектори, радиолуминесцентни детектори (сцинтилационни).

Работещите в радиационна среда използват бързодействащи интелигентни прибори, които могат да извършват редица изчисления, свързани с йонизиращите лъчения, и сигнализират при превишаване на предварително зададена стойност. Йонизационните камери и газовите броячи служат за измерване характеристиките на лъчението. Те се използват в гама-неутронните дозиметри и рентгенометрите, а гамаброячите – в радиометър-рентгенометрите.

Измерването и пресмятането на дозата в полето на йонизиращо лъчение и измерването на активността на радиоактивните препарати се извършва с помощта на дозиметрията. Гаманеутронните дозиметри и гама-дозиметрите се използват за дозиметричен контрол на облъчването. За пресмятане на дозата се измерва мощността й (степен на радиация) в полетата на йонизиращо лъчение с помощта на рентгенометри. Измерването на активността, което се осъществява чрез дозиметричен контрол на персонала и оборудването и др., се осъществява с радиометър-рентгенометър и броячни комплекти.

Дозиметрите трябва да са устойчиви на външни въздействия и да дават информация както за еднократно въздействие на йонизиращите лъчи, така и да сумират дозите за продължителен период от време. Индивидуалните дозиметри дават възможност за визуално и електронно отчитане. Те съхраняват информация за получената доза и периода за формирането й, идентификация на дозиметъра, дата и време. Индивидуалният гама-дозиметър трябва да е в състояние да регистрира дозата гама-радиация в обхват 5,0x10-3 Gy - 10 cGy (желателно е 5,0x10-3 Gy - 100 cGy), отнесено за тъкани. Индивидуалният неутронен дозиметър трябва да е с пряко или непряко отчитане на прибора за измерване на общата еквивалентна доза неутрони, получена от определен носител. Той трябва да регистрира дозата неутрони в обхват 5,0x10-4 Gy - 10-1 cGy (желателно е 5,0x10-5 Gy - 1 cGy), отнесено за тъкани.

На пазара се предлагат много комбинирани надеждни продукти за радиационен контрол, като например електронни дозиметри, които позволяват откриване на широк диапазон от рентгеново и гама-лъчение и визуализация на амбиентна еквивалентна доза и мощност на дозата чрез висококонтрастен LCD екран. Те могат да бъдат снабдени с различни методи за сигнализация – аудио, визуален и осезателен. Едно базово устройство сега вече лесно може да се надгради с допълнителни модули за измерване на бета, неутронно лъчение и телеметрия.

Отлично средство за контрол на експозицията на алфа и бета частици са мониторите с малък и лек удължаващ се сензор, който позволява функциониране в близост до дихателните пътища на работниците. Двойка полупроводникови детектори извършва гама компенсация, а радиалната ламелна решетка ограничава разсейването на алфа частици (статична компенсация). Това улеснява компенсацията на дъщерни продукти на радон и торон чрез алгоритмите за обработка (динамична компенсация).

За защита на зони или критични обекти от радиологично замърсяване, като проникване на специални ядрени материали или устройства, разпръскващи радиация, се прилагат самостоятелни монитори за откриване на радиация в околната среда. Те работят чрез мрежа от чувствителни гама/неутронни детектори.

Комбинираните спектрометрични портални гама- и неутронни монитори защитават критични обекти от радиологични заплахи, като най-новите концепции се справят с ограничението на повечето по-стари системи, разграничавайки автоматично в реално време фалшиви от действителни аларми. Порталните монитори са предназначени за динамично откриване и режим на идентификация.

 


Top