ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ
УЛЬЯНОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

ФИЛИАЛ В г.ДИМИТРОВГРАДЕ
ЕСТЕСТВЕННОНАУЧНЫЙ ФАКУЛЬТЕТ
кафедра физики
КУРСОВАЯ РАБОТА

по дисциплине: Научно-исследовательская работа студента
на тему: Ознакомление со структурой и задачами ХТО – подразделения ОАО «ФГУП ГНЦ НИИАР»
Выполнил: студент группы РБ-51

____________________ Давыдов Д.А.

^{(подпись студента)}
Научный руководитель:

________________________________

^{(ученая степень, ученое звание руководителя)}

____________________ Кобзарь И.Г.

^{(подпись руководителя)}
Консультант:

________________________________

^{(ученая степень, ученое звание, должность консультанта)}

____________________ Гремячкин Е.А.

^{(подпись консультанта)}
Димитровград

2009

ИНДИВИДУАЛЬНОЕ ЗАДАНИЕ НА ПЕРИОД ПРАКТИКИ

Научно-исследовательская работа студента
СОДЕРЖАНИЕ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ЗАДАНИЯ

Ознакомление со структурой и задачами института

Ознакомление со структурой и задачами подразделения

Изучение структуры и задач службы и лаборатории

Изучение научно-технической документации по отдельным темам и решаемым вопросам радиационной безопасности

Предварительное знакомство с рабочим местом (выбор примерной тематики последующего детального изучения в рамках будущей производственной практики)

Предварительная разработка плана исследования по дипломному проекту

Подготовка отчета по курсовой работе

Руководитель практики от филиала  УлГУ:
Кобзарь Иван Григорьевич

________________



Руководитель практики  от предприятия:

начальник службы РБ ХТО

Гремячкин Евгении Анатольевич

________________



Содержание
Список условных обозначений. 3

Введение. 4

1 Научно–исследовательский институт атомных реакторов. 5

2 Химико-технологическое отделение. 7

3 Радиационный контроль и служба радиационной безопасности. 8

4 Виды радиационного контроля здания ХТО.. 11

4.1 Автоматизированная система радиационного контроля. 11

4.2 Радиационный контроль переносными приборами. 15

4.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов. 17

4.4 Контроль радиоактивного загрязнения методом мазков. 18

4.5 Контроль радиоактивных газов и аэрозолей. 19

5 Изучение научно-технической документации. 20

6 Выбор примерной тематики для последующей производственной практики и предварительная разработка плана исследования по дипломному проекту. 22

Список литературы.. 23



Список условных обозначений

АСРК – автоматизированная система радиационного контроля;

БД – блок детектирования;

НИОКР – научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы;

ДУ – допустимый уровень;

КУ – контрольный уровень;

ОА – объемная активность;

ПО – программное обеспечение,

РК – радиационный контроль;

РБ – радиационная безопасность;

ИРГ – инертный радиоактивный газ;

ХТО – химико-технологическое отделение.

Введение
Данный отчет по научно-исследовательской работе студента представляет из себя  ознакомление со структурой и задачами ОАО ФГУП ГНЦ НИИАР, объекта  ХТО.

В данном отчете были рассмотрены требования государственных нормативных документов, которым должен соответствовать радиационный контроль на предприятиях, основные задачи службы радиационной безопасности предприятия и виды осуществляемого контроля. Описана аппаратура дозиметрического и радиационного контроля, автоматизированные стационарные системы радиационного контроля, используемое в них программное и методическое обеспечение. Представлены носимые и переносные приборы, применяемые службой радиационной безопасности для измерений доз, мощностей доз и плотностей потока ионизирующих излучений, а также практические методы контроля радиационных параметров газов, аэрозолей, поверхностей помещений и выбросов радиоактивных веществ.



1 Научно–исследовательский институт атомных реакторов

Научно–исследовательский институт атомных реакторов создан в 1956 г. по инициативе академика И.В. Курчатова для инженерных и научных исследований в области атомной энергетики.

В настоящее время НИИАР является крупнейшим в России научно-исследовательским экспериментальным комплексом гражданской атомной энергетики.

В институте действуют 6 исследовательских ядерных реакторов, крупнейший в Европе комплекс для послереакторных исследований элементов активных зон промышленных реакторов, комплекс установок для НИОКР в области ядерного топливного цикла, радиохимический комплекс и комплекс по обращению с радиоактивными отходами.

Уникальная многопрофильная экспериментальная база НИИАР позволяет осуществлять научно-производственную деятельность по основным научным направлениям ядерной энергетики:

• разработка и демонстрация в опытном производстве инновационных ядерных технологий;
• оказание наукоемких инжиниринговых услуг;
• трансфер ядерных технологий в другие отрасли, в том числе ядерную медицину, промышленность, для решения экологических проблем.

Продукция института представляет собой услуги по облучению и послереакторным исследованиям материалов и изделий атомной техники, инновационные технологии изготовления и переработки топлива для ядерных реакторов и утилизации радиоактивных отходов.

НИИАР является разработчиком и производителем большой номенклатуры радионуклидов и источников ионизирующих излучений для науки, промышленности и медицины.

Институт имеет собственную учебную базу для повышения квалификации персонала и активно сотрудничает с региональными вузами по подготовке кадров, как для института, так и для других организаций региона.

В институте ведутся природоохранные работы и исследования по изучению условий безопасной изоляции в глубинных геологических формациях малоактивных отходов и наземному хранению отработавшего ядерного топлива.

Производственный комплекс института включает: собственное энергетическое хозяйство, производящее электроэнергию, тепло, горячую и холодную воду; вспомогательные производства для изготовления и ремонта оборудования, осуществления транспортных услуг, в том числе и в сфере перевозок ядерных материалов и грузов специального назначения.
2 Химико-технологическое отделение
В ХТО проводятся исследования по разработке перспективного замкнутого топливного цикла ядерных реакторов различных типов с использованием сухих (пирохимических, газо-фторидных) процессов переработки облученного топлива и получением на выходе гранулята, непосредственно пригодного для изготовления твэлов методом виброуплотнения.

Сухие процессы переработки и технология виброуплотнения позволяют реализовать технологические процессы получения гранулированного топлива и изготовления твэлов в условиях защитных камер с использованием дистанционно-управляемого оборудования. Эти возможности обеспечивают кардинальное улучшение всех базовых показателей топливного цикла: экономики, безопасности и экологического воздействия на окружающую среду и создают реальные предпосылки для выхода новых технологических процессов на промышленный уровень.

В Научную деятельность данного объекта входит:

• Разработка сухих технологий получения и переработки топлива ядерных реакторов различного типа;
• Разработка и испытания конструкций твэлов для ядерных реакторов различных типов;
• Исследования методов и способов обращения с отходами производств, использующих сухие технологии;
• Исследование свойств актинидов и продуктов деления в различных ионных жидкостях;
• Математическое моделирование процессов и систем;

3 Радиационный контроль и служба радиационной безопасности
Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектирования радиационно-опасных объектов. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований государственных нормативов, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения, кроме источников излучения, создающих при любых условиях обращения с ними:

- индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

- индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;

- коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.

Требования Норм и Правил не распространяются также  на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием.

Радиационному контролю подлежат:

- радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу,  жидких и твердых радиоактивных отходов;

- радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на  рабочих местах и в окружающей среде;

- радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с  повышенным уровнем природного облучения;

- уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм.

Основными контролируемыми параметрами являются:

- годовая эффективная и эквивалентная дозы;

- поступление радионуклидов в организм и их содержание в  организме для оценки годового поступления;

- объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе,  воде, продуктах питания, строительных материалах и др.;

- радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви,  рабочих поверхностей;

- доза и мощность дозы внешнего излучения;

- плотность потока частиц и фотонов.

При работе с техногенными источниками ионизирующего излучения для объекта соответствующей категории по потенциальной опасности радиационной обстановки должен быть предусмотрен конкретный объем контроля радиационной обстановки: перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля и т.д. Контроль радиационной обстановки должен охватывать производственные помещения, территории организации в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.

Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:

- измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;

- измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;

- определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

- измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;

- определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

  Радиационный контроль (РК) должен обеспечивать получение необходимой информации о состоянии радиационной обстановки на предприятии и во внешней среде, а также о дозах облучения персонала. Он включает радиометрический и дозиметрический контроль, осуществляемый автоматизированными системами РК, приборами и расчетными методами.

Радиационный контроль осуществляется специальной службой – службой РБ, которая обеспечена необходимыми методами и аппаратурой для определения параметров, характеризующих состояние радиационной безопасности. В общей структуре предприятия служба РБ подчинена непосредственно главному инженеру предприятия, который отвечает за обеспечение радиационной безопасности предприятия.

Начальник службы РБ отвечает за организацию и осуществление производственного радиационного контроля и обязан обеспечить проведение организационных и технических мероприятий по созданию безопасных условий труда, инструктаж и обучение персонала безопасным методам работы, контроль за соблюдением технологических инструкций и правил радиационной безопасности, следить за радиационной обстановкой и ее соответствием административным и контрольным уровням, принимать меры по снижению доз внешнего и внутреннего облучения персонала и уменьшению радиоактивных загрязнений до возможно низких и экономически оправданных значений, обеспечить персонал спецодеждой, спецобувью, средствами индивидуальной защиты, защитными экранами, инструментом и приспособлениями. Служба РБ состоит из групп: оперативного контроля за радиационной обстановки; индивидуального дозиметрического контроля; ремонта и поверки приборов; радиационного контроля внешней среды.

Радиационный контроль можно подразделить на две основные части: контроль за радиационной обстановкой в помещениях учреждения и на его территории и индивидуальный дозиметрический контроль за внешним и внутренним облучением персонала. Контроль за радиационной обстановкой состоит из планового и специального контроля, который осуществляется с помощью стационарных установок и переносных приборов.

Плановый контроль проводится в соответствии с заранее разработанным планом-графиком радиационных измерений. Применяемые для этого вида контроля стационарные приборы, имеющие автоматическую сигнализацию превышения фиксированных уровней мощности дозы внешнего ионизирующего излучения и концентрации радиоактивных веществ в воздухе производственных помещений, служат для получения оперативной информации о состоянии радиационной обстановки, о ее изменении, а также о возникновении возможных аварийных ситуаций. В местах, где нет точек стационарного контроля, а также для уточнения показаний стационарных установок используют переносные приборы.

Специальный контроль проводится для получения дополнительных сведений о радиационной обстановке в период планово-предупредительных ремонтов и перегрузок топлива;  при возникновении аварийных ситуаций, а также для уточнения объема планового радиационного контроля.
4 Виды радиационного контроля здания ХТО
4.1 Автоматизированная система радиационного контроля

АСРК предназначена для автоматизированного непрерывного радиационного контроля в помещениях здания 180 и на прилегающей к нему территории, а также для выявления негерметичности и неисправностей основного технологического оборудования, целостности защитных барьеров, эффективности работы фильтровальных систем газо- и водоочистки и т.д., служит для предупреждения или сведения к минимуму вероятности возникновения аварий и ухудшения радиационной обстановки в помещениях контролируемого объекта и вокруг него.

Стационарная автоматизированная система радиационного контроля предназначена для:

1.      непрерывного контроля мощности дозы гамма- и нейтронного излучения;

2.      активности альфа-излучающих аэрозолей в производственных помещениях здания 180;

3.      контроля альфа-, бета- излучающих аэрозолей в выбросах вентсистем К-I, К-II, К-III;

4.      контроля радиоактивного йода в выбросах ВЦ-17;

5.      отображения на мониторе компьютера центрального устройства результатов измерений;

6.      сохранения полученной информации в локальной базе данных на управляющем компьютере системы и в базе данных на сервере ЕС КРБ НИИАР;

7.      регистрации результатов контроля на принтере;

8.      отображения результатов контроля на компьютере удаленного мониторинга.

В состав АСРК здания 180 входят:

·        Блоки детектирования мощности дозы g-излучения БДМГ-08Р03/04 в количестве       79 шт.;

·        Блоки детектирования активности b- излучающих аэрозолей в операторских ФД-08 с  БДМГ-41-1 в количестве 4 шт.;

·        Блоки детектирования активности a-излучающих аэрозолей в производственных помещениях БДАС -03П в количестве 7 шт.;

·        Устройства детектирования мощности дозы нейтронов (n) в производственных помещениях УДБН-02Р в количестве 4 шт.;

·        Устройства детектирования активности a-, b- излучающих аэрозолей в выбросах вентсистем вентсистем К-I, К-II, К-III УДАС-03П в количестве 3 шт.;

·        Блок детектирования активности радиоактивного йода в выбросах вентсистемы ВЦ-17 ФД-08 с БДМГ- 41-1 в количестве 1 шт.;

·        Блоки оптоакустической сигнализации БСР-19П в количестве 88 шт.;

·        Микропроцессорные устройства сбора и обработки информации БПХ-08М в количестве 3 шт. и БПХ-04М в количестве 20 шт.;

·        Центральное устройство сбора, отображения и регистрации информации со всех точек контроля, выполненное на основе персонального компьютера Intel и компьютер удаленного мониторинга результатов измерений;

·        Система пробоотбора воздуха.

АСРК построена по трехуровневой иерархической схеме:

1 уровень: блоки и устройства детектирования, предназначенные для преобразования измеряемых физических величин в электрические сигналы для передачи в технические средства второго уровня обработки информации; блоки сигнализации БСР-19П, предназначенные для представления информации в в точках контроля в виде оптических сигналов трех цветов, соответствующих трем зонам контролируемого параметра;

2 уровень: микропроцессорные устройства БПХ-08М и БПХ-04М, объединяющие группы из 8-ми или 4-х датчиков. Предназначены для преобразования информации, поступающей с блоков и устройств детектирования, сравнения с пороговыми уставками, обеспечения датчиков стабилизированным электропитанием, формирования цифровых электрических сигналов для передачи на устройство третьего уровня;

3 уровень: центральное устройство сбора, отображения и регистрации информации, предназначенное для представления результатов измерений в виде таблиц, графиков и мнемосхем на мониторе компьютера, сохранение информации в базах данных и регистрации ее на принтере, а также управления системой РК в целом; персональный компьютер удаленного мониторинга системы РК, предназначенный для отображения результатов контроля на рабочем месте специалиста по РБ.

Система РК работает под управлением прикладного программного обеспечения в автоматическом режиме. Управление системой в целом производится с компьютера, расположенного на щите «Д» здания 180. Управление системой и ПО осуществляется оператором с помощью клавиатуры и манипулятора «мышь». На мониторе компьютера в виде таблиц (списков) может отображаться следующая информация:

·        номер канала;

·        номер устройства;

·        категория БД (мощность дозы, воздух, выбросы);

·        название БД;

·        расположение БД;

·        режим измерения;

·        расход воздуха через БД;

·        чувствительность;

·        единицы измерения;

·        контрольные и допустимые уровни;

·        текущее время;

·        текущее значение;

·        состояние канала;

·        количество измерений;

·        активность.

Доступные оператору команды позволяют проводить проверку достоверности показаний всех БД системы, начинать новую смену, производить просмотр и чистку истории точек, выводить сменный протокол, протокол диагностики или текущие значения на печать, а также ряд других действий.

В случае превышения аварийных уставок по каналам специального технологического контроля (точки спецконтроля) производится автоматическая выдача текущей измерительной информации на устройство печати.

Значения предупредительных (КУ) и аварийных (ДУ) уставок устанавливаются для каждого измерительного канала системы РК.

На компьютерах 3 уровня системы РК используется цветовая палитра для мнемонического изображения соответствующим цветом точки контроля на план - карте, с учетом соотношения текущего значения параметров точки контроля с заданными  значениями контролируемых уровней. Распределение палитры цветов следующее:

            - <Красный> - значение параметра превышает значение допустимого уровня.

            - <Желтый> - значение параметра превышает значение  контрольного уровня.

            - <Зеленый> - значение параметра ниже значения контрольного уровня.

В процессе эксплуатации системы РК проводятся следующие виды контрольно-профилактических работ и испытаний технических средств:

·                    периодическая проверка чувствительности датчиков по твердым образцовым источникам – 1 раз в квартал обслуживающим персоналом по методикам, изложенным в технических описаниях на блоки детектирования;

·                    периодическая гос. поверка блоков детектирования с использованием образцовых источников – 1 раз в год метрологической службой ГНЦ РФ НИИАР по методикам, изложенным в технических описаниях на датчики.

4.2 Радиационный контроль переносными приборами

Переносные приборы радиационного контроля используют для контроля радиационной обстановки в полуобслуживаемых помещениях, где персонал находится не постоянно, при проведении ремонтных и аварийных работ, при выяснении причин отклонений уровня излучений от ранее полученных данных, при проверке рабочих мест в связи с изменением или нарушением режима работы и т. п.

При использовании переносных приборов для снятия дозиметрических характеристик в помещениях с неизвестным уровнем излучения перед входом в такие помещения дозиметр (радиометр) включают на наибольшую чувствительность. Только после этого проводят измерения в различных точках обследуемого помещения.

При поиске источника излучения измерения проводят при постепенном перемещении прибора до получения максимальных его показаний. Для ускорения поиска от определенной точки в пространстве датчик прибора начинают перемещать поочередно в трех взаимно перпендикулярных направлениях (вниз— вверх, влево— вправо, вперед— назад). При этом внимательно следят за изменением показаний прибора. Датчик должен располагаться так, чтобы дозиметрист не экранировал его своим телом. В местах, где находится несколько источников g-излучения, выявление их проводится при помощи переносных свинцовых экранов, которые закрывают не менее 2/3 объема датчика (щелевой детектор). Датчики, помещенные в такую свинцовую защиту, позволяют проводить направленные измерения.

Измерения уровней излучения переносными приборами для оценки радиационной обстановки в помещениях необходимо проводить на уровне 100 - 120 см от пола.

В переносных приборах применяются ионизационные и сцинтилляционные детекторы, электрический сигнал на выходе которых функционально связан с параметрами регистрируемого излучения. Отсчет показаний проводится по стрелочному прибору или по светодиодному табло, расположенному на измерительном пульте. С помощью переносных радиометров определяют следующие величины при проведении дозиметрического и радиационно-технологического контроля:

·        степень радиоактивной загрязненности тела и спецодежды персонала (РУП-1,МКС-117А);

·        плотность потоков a-, b-, g- и нейтронного излучений (РУП-1, МКС-117А, КРА-1, КДН-2 и т.д.);

Одним из основных признаков классификации дозиметрических приборов является назначение прибора. С этой точки зрения приборы разделяются на дозиметры, радиометры. Приборы, которые служат для получения измерительной информации о поглощенной дозе или мощности дозы, называются дозиметрами. Приборы, предназначенные для получения информации об активности радионуклидов, а также о плотности потока ионизирующих излучений, называются радиометрами.

4.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов
Для контроля и сигнализации о загрязнении одежды и различных участков тела человека a- и b-активными веществами используют переносные приборы – универсальные радиометры РУП-1, МКС-01Р и МКС-АТ1117М, а также стационарные установки контроля радиоактивных загрязнений УИМ2-2Д с датчиками альфа-излучения БДЗА2-01 и бета-излучения БДБ2, которые установлены в санпропускнике и на выходе из радиационноопасного объекта.

По окончании работ с радиоактивными веществами персонал обязан проверять те участки тела, которые загрязняются наиболее сильно: руки, ступни ног или подошвы обуви, лицо, голову, живот, коленные суставы, а также спецодежду — рукава, низ брюк, карманы.

Контроль загрязненности рук при производстве работ в зоне строгого режима осуществляется в мастерских и лабораториях, а также в саншлюзах после снятия перчаток. Обязательным является контроль загрязненности рук и степени их очистки перед посещением туалета.
4.4 Контроль радиоактивного загрязнения методом мазков
Рабочие и нерабочие поверхности при загрязнении их радиоактивными веществами становятся источниками внешнего ионизирующего излучения, а контакт с ними приводит к загрязнению работающих. В связи с этим должен производиться систематический контроль за уровнем загрязнения поверхностей.

При проведении контроля удобно рассматривать два вида загрязнения поверхностей: нефиксированное (снимаемое) и фиксированное (неснимаемое). Нефиксированная загрязненность является источником загрязнения воздуха, воды и других предметов; поверхности с фиксированным загрязнением являются источником только внешнего излучения.

Контроль загрязненности поверхностей методом мазков осуществляется в случаях:

- при повышении g-фона, мешающего применению переносных радиометров;

- когда форма поверхности ограничивает применение этих радиометров;

- когда   снимаемое   (нефиксированное)   загрязнение   не  допускается.

Метод мазков используется также для определения "снимаемой" радиоактивной загрязненности поверхностей оборудования, транспортных средств, упаковочных комплектов и т. п. Измерение загрязнения поверхности методом мазков сводится к следующему: заготовляется материал для мазка; протирается исследуемая поверхность; производится проверка прибора и измерения; производятся вычисления, в результате которых определяется величина нефиксированного загрязнения поверхности.

В качестве материалов для мазков могут служить небольшие кусочки (4 х 4 см) полотняной материи, бумаги, ваты. Заготовленный материал укладывается в чашки Петри или конверты из кальки и переносится к месту отбора мазка.

Мазки делятся на сухие, влажные и кислые. Сухой мазок берется сухим материалом; влажный - материалом, смоченным в воде; кислый - материалом, смоченным в слабом растворе азотной кислоты. Наиболее удобным видом мазка является влажный мазок. Сухие мазки рекомендуется брак как можно реже, так как при них наблюдается очень большой разброс в показаниях. Кислые мазки допускаются в крайних случаях, поскольку кислота разъедает внешний слой ряда поверхностей и результат измерения может искажаться за счет смешения фиксированного и нефиксированного загрязнений.
4.5 Контроль радиоактивных газов и аэрозолей
Технологический процесс на ХТО предусматривает постоянный выброс газов и аэрозолей в атмосферу, связанный с вентиляцией помещений.

Аэрозоли - это микрокапли жидких радиоактивных сред и уносимые газовым потоком твердые микрочастицы.

Основными нуклидами, определяющими активность газов и золей, подлежащих удалению, являются ИРГ (41Аг, 85Кг, 133~135Хе), радионуклиды йода (главным образом 131I), продукты коррозии и деления урана (58,60Со, 54Мn, 59Fе, 137Сs). Формы существования 131I и других изотопов йода различны и часто меняются по пути движения к выбросной трубе. Выброс 131I в атмосферу идет в основном в летучей (паровой) форме - в виде молекулярного йода I2 и органических соединений (главным образом метилиодида СН3I). В аэрозольной форме йод удаляется в количестве, не превышающем 10% общего выброса йода.

Перед выбросом в атмосферу воздух, содержащий газы и аэрозоли, проходит очистку на аэрозольных и угольных фильтрах-адсорберах. Дозиметрический контроль за содержанием радионуклидов в удаляемом воздухе, контроль за работой систем вентиляции и эффективностью фильтров обязательно сопровождает процесс выведения газов и аэрозолей из помещений.

Замена фильтров производится раз в сутки в установленное по графику время.

Аналитические круглые фильтры для удобства работы с ними закладываются в бумажную обойму, которая снижает вероятность переноса активности с фильтра на оборудование и руки дозиметриста и обратное загрязнение фильтров.

Для определения объемной активности А_v радиоактивных аэрозолей по активности, осажденной на фильтре, используют следующую формулу:

А_v = K_сч×(n-n_ф)/(t×V),

где А_v - объемная активность аэрозолей, Бк/м3;

n - скорость счета на радиометрической установке при измерении активности фильтра, имп/с;

n_ф - скорость счета фона;

V - объем прокачанного воздуха через фильтр, м³.

t - время прокачки фильтра, ч.
5 Изучение научно-технической документации
В процессе прохождения НИРС были представлены для ознакомления следующие документы:

-       Инструкция по РБ ХТО,

-       Руководство оператора по работе с программным обеспечением,

-       Автоматизированная система радиационного контроля здания 180. Инструкция по эксплуатации и обслуживанию.

6 Выбор примерной тематики для последующей производственной практики и предварительная разработка плана исследования по дипломному проекту

В связи с тем, что по окончании Научно-исследовательской работы был переведен на новый объект (БОР-60) и произошла смена руководителя практики от предприятия, выбор примерной тематики для последующей производственной работы и предварительная разработка плана исследования по дипломному проекту находится в стадии разработки.

Список литературы

1.      «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)», Минздрав России, Москва, 1999 год.

2.      «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)», Минздрав России, Москва, 2000 год.

3.      Б.П. Голубев, «Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений», Москва, Энергоатомиздат, 1986 г.

4.      В.Ф. Козлов, «Справочник по радиационной безопасности», Москва, Энергоатомиздат, 1999 г.

5.      Инструкция по радиационной безопасности ХТО

6.      http://www.niiar.ru/