3.2.3.4. Система радиационного дозиметрического контроля

Система радиационного дозиметрического контроля обеспечивает:

• контроль мощности доз ионизирующих излучений в лабораторных и технологических помещениях;

• контроль концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе лабораторных и технологических помещений;

• контроль выброса радиоактивных газов в окружающую среду через трубу спецвентиляции;

• индивидуальный дозиметрический контроль.

Мощности доз ионизирующих излучений и концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в лабораторных и технологических помещениях контроли­руются с помощью 14 двухканальных приборов типа УИМ2-2. Контроль осу­ществляется по 28 каналам с выходом на соответствующие устройства световой и звуковой сигнализации при превышении установленного порога срабатывания.

Выброс радиоактивных газов в трубу спецвентиляции контролируется проточным датчиком типа БДГБ-02П1, а также датчиком БДМГ-41 с прибором УИМ2-2 и записью на самопишущем приборе КСП-2.

Кроме стационарных приборов и установок используются переносные приборы:

• для измерения мощности дозы гамма-излучения: ДРГ-05, ДРГ-01П1, МКС-1117, ДКС-96;

• для измерения загрязненности поверхности бета – активными нуклидами: МКС-1117, ДКС-96, БДЛО2И с УИМ2-2;

• для измерения загрязненности поверхности альфа-активными нуклидами: ДКС-96;

• для измерения мощности дозы нейтронного излучения: ДКС-96;

• для контроля загрязненности поверхности тела и одежды: PRM-470A.

В качестве индивидуальных дозиметров используются:

• постоянного контроля: дозиметры типа ИФКУ;

• оперативного контроля: дозиметры КИД-2.

Персонал реактора и прикомандированные лица обязаны иметь при себе индивидуальные дозиметры в течение всего времени пребы­вания в здании реактора, а в случае выполнения работ по наряду-допус­ку получают у дежурного дозиметриста дополнительные средства доз­контроля, указанные в наряде допуске. После окончания работы по наряду-допуску указанные в нем дополнительные индивидуальные сред­ства дозконтроля возвращаются дежурному дозиметристу.

Дозиметры оперативного контроля проверяются один раз в неделю, а ИФКУ – 1 раз в 2 месяца службой РБ.

Контроль за активностью аэрозолей осуществляется забором пробы воздуха в контролируемом помещении и последующим замером активности фильтра АФА на установке малого фона типа УМФ-1500.

Контроль активности проб внешней среды (почв, травы, листьев, сухого остатка снега, воды) осуществляется на установке УМФ-1500 и полупроводниковом гамма-спектрометре с низкофоновой камерой.

Санитарный пропускник.

Для персонала реактора экспериментаторов и прикомандированных лиц предусмотрен санпропускник, включающий в себя:

• помещение для хранения личной одежды и обуви;

• помещение для хранения спецодежды;

• душевую;

• кладовые чистой и "грязной" спецодежды;

• пункт дозиметрического контроля кожных покровов и одежды. В комплект спецодежды работающих в здании реактора входят: халат, чепчик, тапочки, комбинезон или костюм.

При работе в "грязных" зонах (насосная I контура, на верхней площадке реактора, "горячей" камере) персонал получает дополни­тельные средства защиты: резиновые перчатки, бахилы, фартуки, нарукавники и средства защиты органов дыхания.

Эти дополнительные средства снимаются при выходе из "гряз­ных" зон, где имеются местные саншлюзы с приборами определения загрязнения спецодежды и кожного покрова.

Радиационная обстановка в помещениях реактора.

Помещение	Мощность дозы -излучения , мкр/с.	Плотность потока быстрых нейтронов, Н/(см2.с)	Плотность потока промежуточных нейтронов, Н/(см2.с)	Плотность потока тепловых нейтронов, Н/(см2.с)	Примечание
Экспериментальный зал:					За огражде­ниями экс­периментальных установок общая мощность дозы менее 1,4 мбэр/ч.
ГЭК-1	0,4	0	75	100
ГЭК-2	0,2	I	I	4
ГЭК-3	0,4	0	40	70
ГЭК-4	0,6	0	150	150
ГЭК-5	0,3	0	30	40
ГЭК-6	0.3	5	150	250
ГЭК-7	0,4	0	350	80
ГЭК-8	0,5	5	50	10
ГЭК-9	0,2	5	140	200
ГЭК-10	0,03	0	0	0
Над бассейном реактора	40	0	0	26
Насосная I контура	20	0	0	0
Задерживающая ем­кость	200	0	0	0
Спецвентиляция	0,1	0	0	0
Теплообменники	2,5	0	0	0
Балкон 2 этажа эксперимент, зала	0,5	0	0	0
Пультовая реактора, рабочее место персона­ла	0,2	0	0	0

Исходя из допустимого технологического поверхностного загрязнения твэлов ураном-235, равного 3.10^-8 г/см² , активность продуктов деления в контуре циркуляции равна:

Нуклид	Хе133	Хе135	Кг85m	Кг 88	Кг 87	Xe138	J131	J133	J135	J134
Удель­ная актив­ность Ки/л	2,7-6	3,6-6	0,9-6	2,1-6	1,5-6	5,9-6	1,8-7	2,4-6	3,0-6	4,5-6

Примечание: принято обозначение а10^-В = а-в

Выброс газообразных продуктов деления в вентрубу на мощности 6 МВт, работе реактора 3000 ч при отсутствии негерметичных твэлов равен:

Нуклид	Хе133	Хе135	Кг85m	Кг88	Кг87	Хе138
Выброс Ки/год	1,2	1,6	0,36	0,9	0,63	1,65	6,34

Выброс в вентрубу аргона-41 равен 2 Ки/ч, за год - 6000Ки.

Выброс в вентрубу наиболее опасного радионуклида иода-131 при нормальной работе равен 3.10^-4 Ки/год.