CC BY
43
- потери от дорожно-транспортных происшествий;
- экономическая оценка времени пребывания пассажиров в пути.
С точки зрения экономической эффективности оптимальным считается вариант, которому соответствует минимальная сумма
дисконтированных затрат. Если имеются варианты, сумма дисконтированных затрат которых незначительно отличается от минимальной, возможен выбор рекомендуемого к реконструкции варианта с использованием дополнительных критериев, например, уровня обеспечения безопасности движения, возможностей
организации строительных работ и др.
Список литературы:
1.Бабков В.Ф. Реконструкция автомобильных дорог. - М.: Высшая школа, 1973. - 212 с.
2. Указания по определению экономической эффективности капитальных вложений в строительство и реконструкцию автомобильных
дорог: ВСН 21-83 Минавтодора РСФСР. - М.: Транспорт, 1985. - 126с.
3.Муртазин Б.С., Токарев А.А. Оценка влияния ширины проезжей части горных дорог на относительную аварийность. - В кн.: Совершенствование методов проектирования автомобильных дорог. Сб. науч. тр. / МАДИ. - М., 1985. - С.65-71.
4.Ахмедова Р.К., Селимханов Д.Н., Абдуллаев А.Р. Основные проблемы при реконструкции горных дорог// Актуальные вопросы развития транспортной системы: сб. науч. трудов по мат. I -Междунар.науч.-практ. конференции. - Махачкала: МФ МАДИ, 2015. - С.95-98.
5. Ахмедова Р.К., Селимханов Д.Н., Абдуллаев А.Р. Исследование скоростей и безопасности движения на горных автомобильных дорогах республики Дагестан //Транспортное дело России. -2017.- №4. - С.79-81.
6.Ахмедова Р.К. Обоснование ширины проезжей части и обочин при реконструкции горных дорог (в условиях Республики Дагестан): дисс...канд.техн.наук. - М.: МАДИ, 2006.
МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ИЗМЕРЕНИЮ ИНДИВИДУАЛЬНЫХ ЭКВИВАЛЕНТНЫХ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НЕЙТРОННЫМ ИЗЛУЧЕНИЕМ ПЕРСОНАЛА _БАЛАКОВСКОЙ АЭС_
DOI: 10.31618/ESU.2413-9335.2020.4.73.673 Алексеев Александр Григорьевич
старший научный сотрудник, «НИЦКурчатовский институт»-ИФВЭ,
г.Протвино Алексеев Павел Александрович старший научный сотрудник, ктн АО «ГНЦРФ-ФЭИ» Пикалов Владимир Александрович Ведущий инженер, «НИЦ Курчатовский институт»-ИФВЭ,
г.Протвино
METHODOLOGICAL RECOMMENDATIONS FOR MEASUREMENT INDIVIDUAL EQUIVALENT DOSES OF IRRADIATION BY NEUTRON RADIATION OF STAFF OF BALAKOV NPP
Alexeev A.G.
NRC «Kurchatov Institute» -IHEP Alexeev P.A. JSC "SSC RF - IPPE" Pikalov V.A.
NRC «Kurchatov Institute» - IHEP
АННОТАЦИЯ
На основании экспериментальных данных и расчета приведены поправочные коэффициенты для дозиметров, используемых для индивидуального дозиметрического контроля на Балаковской АЭС. ABSRACT
The experimental and calculated results of determining correction factors for dosimeters used for individual dosimetric monitoring at the Balakovo NPP are presented.
Ключевые слова: нейтроны, индивидуальный эквивалент дозы, спектр, дозиметр, реактор, АЭС Keywords: neutrons, spectrum, dosimeter, reactor, NPP
ВВЕДЕНИЕ радиационного контроля в атомной отрасли
Публикация обновленных рекомендаций [1], вызвало необходимость уточнения и актуализации [2], [3] по методическому обеспечению методик измерения, используемых на
предприятиях отрасли. Данная работа рассматривает методические вопросы измерения индивидуальных эквивалентных доз облучения нейтронным излучением персонала Балаковской АЭС.
Цель разработки и использования методик измерения - обеспечить результат измерения с погрешностью (неопределенностью) не выше нормативных требований. Один из рекомендованных способов - уменьшение погрешности измерения индивидуальных эквивалентных доз персонала с помощью дозиметров является использование поправочного коэффициента, величина, которого зависит от спектра нейтронов в месте облучения. В данной работе представлены результаты определения поправочных коэффициентов для средств измерений используемых на Балаковской АЭС.
МЕТОД ИЗМЕРЕНИЯ
Для текущего дозиметрического контроля на Балаковкой АЭС используются:
• автоматизированные термолюминесцентные считыватели Harshaw 6600 Lite с дозиметрами типа 6776/8806 для измерения индивидуального эквивалента дозы нейтронного излучения;
• для оперативного дозиметрического контроля: индивидуальный прямопоказывающий дозиметр DMC2000GN;
- для оперативного контроля радиационной обстановки дозиметр-радиометр МКС-АТ1117.
Определение поправок для используемых средств измерения (СИ) на Балаковской АЭС для измерения индивидуального эквивалента дозы выполнялось двумя способами:
- расчетным способом: используя результаты измерения спектров нейтронов на рабочих местах
[4];
-экспериментально: на рабочих местах выполнялось измерение амбиентного эквивалента дозы нейтронов H*(10), затем в той же точке проводилось облучение дозиметров 6776/8806 и DMC2000GN на тканеэквивалентном фантоме.
Для измерения Н*(10) использовался ДКС96Н с блоком детектирования БДМН-96 и стандартным замедлителем.
ОБЪЕКТ ИССЛЕДОВАНИЯ
Индивидуальный дозиметр 6776/8806 является нейтронным альбедным типом, в состав которого входят термолюминесцентные детекторы типа ТЛД600 и ТЛД700. Исследованию энергетической зависимости альбедных дозиметров в различных полях нейтронов посвящено множество работ. Так в работе [7] было экспериментально показано, что альбедные дозиметры 6776/8806 и ДВГН-01 имеют одинаковую чувствительность в разных спектрах нейтронов. Это позволяет использовать расчетную энергетическую зависимость чувствительности ДВГН-01 для оценки поправочного коэффициента дозиметра 6776/8806.
Электронный прямопоказывающий дозиметр DMC2000GN имеет комбинированный детектор (альбедный + детектор быстрых нейтронов). Исследованию характеристик данного дозиметра посвящено так же достаточно много работ[7-11].
Дозиметр-радиометр МКС-АТ1117 широко используется на предприятиях Росатома для обследования радиационной обстановки. Для уточнения энергетической зависимости чувствительности были выполнены расчеты по программе МС№[12]. Геометрия расчета энергетической зависимости чувствительности к нейтронам с помощью программы МС№ приведена на рисунках 1 и 2. Размеры, конструкцию и используемые материалы в замедлителях дозиметров-радиометров нейтронов предоставили производители средств измерений. Геометрия замедлителя ДКС96Н - сферическая, материал -полиэтилен; внутри полиэтиленового замедлителя - сферический слой из кадмия толщиной 1 мм; детектор- компаунд из органического материала с сцинтиллятором и активатором Li6.
Геометрия замедлителя МКС1117 -цилиндрическая, материал -полиэтилен; внутри полиэтиленового замедлителя - слой из борированного полиэтилена ( тип полиэтилена БП-5 (содержание аморфного бора-5%)) толщиной 10 мм; детектор- гелиевый счетчик.
Рис.1 -Геометрия расчета для блока Рис.2- Геометрия расчета для блока
детектирования дозиметра радиометра ДКС96Н. детектирования дозиметра радиометра
МСК-АТ1117.
Результаты расчета энергетической
-чувствительность зависит от направления
зависимости к нейтронам дозиметров ДКС96Н и падения нейтронов; при этом у МКС-АТ1117
МКС АТ1117 приведены на рисунке 3 и 4. Основные замечания:
разница выше, чем у ДКС96Н;
- при энергиях ниже 0,1 МэВ чувствительность ДКС96Н выше, чем у МКС-АТ1117.
2,5 2,0
I 1-«
0,5
0,0
• • • ПО 0 :и/сбок У
♦ « *. <
• МКС-АТ1117 о ЛКС96Н • • ООО
о 0 < 0 о о О 0 о < о О о
о о . Я...0 ....... о
107 Ю5 10" 103 10: 10» 10° ю1
Энергия нейтронов, МэВ
Рис. 3- Энергетическая зависимость отношения Рис. 4- Энергетическая зависимость МКС-АТ1117
чувствительности по оси/сбоку. «По оси» -
направление пучка нейтронов по оси замедлителя, «сбоку» - направление пучка нейтронов перпендикулярно оси замедлителя.
и ДКС96Н. направление - «с боку» - . Н*(10) -зависимость амбиентного эквивалента дозы нейтронов.
В данной работе определялись поправки для дозиметров для измерения индивидульного эквивалента дозы для трех видов работ персонала Балаковской АЭС (и соответственно три разных поля нейтронов), когда возможно облучение нейтронным излучением:
• осмотр оборудования в помещениях гермообъема (ГО) при работе реакторной установки на мощности;
• работы в помещениях, где находятся нейтронные радионуклидные источники нейтронов (типа ИБН-7 или ИБН-9) - работы по наладке и настройке концентратомеров бора;
• вывоз и хранение отработанного ядерного топлива (ОЯТ), работа рядом с транспортным контейнером (ТК-13) с ОЯТ.
Описание точек измерения и помещений, где проводились измерения приведены в работе[4].
Значения R(E) и ^ (Е) - энергетическая зависимость чувствительности дозиметра и энергетическая зависимость удельного индивидуального эквивалента дозы нейтронов.
РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗМЕРЕНИЙ
В таблице 1 приведены измеренные и расчетные величины поправок для дозиметров 6776/8806 и в таблице 2 экспериментальные данные для DMC2000GN. Там же приведена средняя энергия нейтронов для спектра нейтронов с энергией выше 0,4 67 эВ (выше кадмиевой границы); эта величина взята для сравнения с результатами из работы[7]. В работе [7] спектр нейтронов измерялся без учета вклада тепловых нейтронов. Поэтому при сравнении данных из таблица 1 (помещение настройки концентратомеров) при незначительном различии средних энергий ( 2 и 1, 5 МэВ), поправочный коэффициент сильно различается ( 1,06 и 0,11) , что обусловлено разным вкладом тепловых нейтронов. На рисунках 5 и 6 приведены зависимости поправок для этих дозиметров от средней энергии нейтронов в спектре полученные в работе [7]. Данные настоящей работе находятся в согласии с результатами работы [7]. В таблице 3 приведены расчетное и измеренное отношение показаний дозиметров радиометров ДКС96Н и МКС-АТ1117.
Таблица 1.
Величины поправочных коэффициентов для дозиметров 6776/8806_
место измерения расчет поправки F по спектру нейтронов измеренная величинаF средняя энергия, МэВ
ГО - Помещение машины осмотра корпуса реактора; 0,082 0,11 0,156
ГО помещение, рядом с ГЦНА 0,086 0,1 0,163
помещение настройки концентратомеров бора в 60 см от источника 0,7 1,06 2
помещение настройки концентратомеров бора настройки на рабочем столе 0,25 0,11 1,5
Таблица 2.
Величины поправочных коэффициентов для дозиметров DMC2000GN_
место измерения измеренная величина F средняя энергия, МэВ
ГО - Помещение машины осмотра корпуса реактора; 1,8 0,156
ГО помещение, рядом с ГЦНА 2,7 0,163
Помещение ( спецкорпус) настройки концентратомеров бора в 60 см от источника 0,92 2
помещение (спецкорпус) концентратомеров бора настройки на рабочем столе 1,2 1,5
Поправочный коэффициент F для дозиметров используется для того, что бы от показаний дозиметра Н (например, дозиметр отградуирован в спектре нейтронов источника Ри-Ве в установке УКПН), перейти к значению индивидуального эквивалента дозы.
Нр(10)= РхИ
Поправка F рассчитывается следующим образом:
F =
ЧРи-Ве
где Fru.Be и Fs - спектр нейтронов Pu-Be источника и измеренный спектр соответственно.
Рис.5- Поправочные коэффициенты для термолюминесцентных альбедных дозиметров в спектрах различной жесткости из работы [7].
Рис.6 - Поправочные коэффициенты для электронных прямопоказывающих дозиметров в спектрах различной жесткости из работы [7].
Таблица 3.
Отношение показаний дозиметров радиометров ДКС96/МКС-АТ1117._
место измерения расчет по спектру нейтронов измеренная величина
ГО - Помещение машины осмотра корпуса реактора; 1,4 2*
ГО помещение, рядом с ГЦНА 1,5 2*
помещение настройки концентратомеров бора в 60 см от источника 1 1.
помещение концентратомеров бора настройки на рабочем столе 1,2 1,2
результаты измерений в аналогичных условиях на 1-м энергоблоке Нововоронежской АЭС-2.
Используя результаты измерения спектров нейтронов в ГО Балаковской АЭС выполнен расчет показаний . ДКС96Н и МКС-АТ1117 дозиметров в полях нейтронов. ДКС96Н завышает МАЭД на 10...20%, МКС-АТ1117- занижает на 20...30%. Расчетная разница в показаниях ДКС96Н и МКС-АТ1117 может достигать 40.50%. Расчетные результаты не противоречат экспериментальным
данным. Результаты измерений ( Нововоронежская АЭС, БН-800 и др.) показывают, что отношение показаний ДКС96Н/МКС-АТ1117 может составлять от 1,5 до 2,5.
В таблице 4 приведены расчетные величины поправок для дозиметров 6776/8806 в помещениях Балаковской АЭС [4].
Таблица 4
Расчетные величины поправок для дозиметров 6776/8806 в помещениях Балаковской АЭС [4],
Точка измерения Величина поправки Б
Помещение (здание спецкорпуса) настройки и ремонта конценратомеров боа. Рядом с настроечным стендом, источник в рабочем положении 0,308
Там же, источник в 60 см от точки измерения 0,638
Там же, на рабочем столе 0,251
Помещения пристройки к зданию реактора , источники в рабочем положении в концетротомерах 0,323 0,272 0,243 0,263
ТК13. Спектр нейтронов утечки с поверхности 0,0308
Спектр нейтронов утечки с поверхности ТК13 в бетонном колодце 0,0334
Спектр нейтронов утечки с на 1 м от поверхности ТК13 в бетонном колодце 0,0231
Гермообъем, помещение ГЦНА 0,082
Гермообъем, помещение машины осмотра корпуса реактора 0,086
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
В результате проведенной работы получены поправки для измерения индивидуального эквивалента дозы при облучении нейтронами персонала Балаковской АЭС помещениях постоянного и временного пребывания. Поправки можно сгруппировать в 3 группы: помещения гермообъема, помещения для работ с радионуклидными нейтронными источниками, помещения и зоны, где находятся транспортные контейнеры с ОЯТ. Поправочные коэффициенты, полученные на основе расчета данных по энергетической зависимости чувствительности и измеренных спектров нейтронов находятся в согласии с данными непосредственных измерений.
Выполнены расчеты поправочного коэффициента для термолюминесцентного дозиметра Harshaw 6776/8806 с использованием результатов измерений спектров
нейтронов.Расчетные величины поправочного коэффициента лежат в диапазоне от 0,0231 до 0,638.
Для работ с источниками ИБН7(9) рекомендуется использовать значение попавочного коэффициента равное 0,3.
Для работ в гермообъеме на мощности рекомендуется использовать значение
поправочного коэффициента равное 0,10;.
Для работ рядом с ТК13 с ОЯТ рекомендуется использовать значение поправочного
коэффициента равное 0,03.
Так как дозиметры DMC2000GN используются только для оперативной оценки условий работы, то значения поправочного коэффициента можно учитывать, только при выполнении работ в условиях ГО, принимая значение F=2.
Различие в чувствительности к «мягким» нейтронам ( энергии ниже 0,1 МэВ) для дозиметров-радиометров ДКС96Н и МКС-АТ-1117 необходимо учитывать при проведении обследования радиационной обстановки в помещениях реактора, если при таких измерениях используются оба средства измерения. При этом учитывая, что международный стандарт МЭК 61005[13] допускает в п.6.4.2 о возможном изменении относительных откликов при изменении энергий от тепловых до 50 кэВ - от 0,2 до 8,0.
Работа выполнена в рамках контракта ООО «АтомПромИнжиниринг» и Балаковской АЭС, при поддержке А.Ю.Соколова (ген. директора ООО «АПИ»). Отдельная благодарность Е.А.Зотову и Е.С.Зыковой (БалАЭС) за помощь в измерениях, К.Нурлымбаеву за полезные замечания.
ССЫЛКИ:
1.«Дозиметрия. Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения». Методические указания МУ 2.6.5.052-2017. Методическое обеспечение радиационного контроля в атомной отрасли. Том.5. Москва. 2018.
2.МУ 2.6.5.028-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования.
3.МУ 2.6.5.026-2016 Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования.
4.А.Г.Алексеев, П.А.Алексеев. Спектры нейтронов на рабочих местах персонала Балаковской АЭС // Журнал «Евразийский Союз Ученых. Технические науки». 2020/02/17; № 70(2):20-26. DOI: 10.31618/ESU.2413-9335.2020.2.70.534
5.А.Г.Алексеев, В.А.Пикалов, О.В.Суманеев, Е.В.Косьяненко, Г.И.Бритвич, Е.Г.Спиров, Н.В.Кирякова, С.А.Глазунов, В.В.Александров, С.Ф.Пономарев, А.П.Куликов, П.Ф.Масляев/ "Измерение спектров нейтронного излучения на рабочих местах разделительного производства завода по обогащению урана", журнал "АНРИ", №4, 2005г., стр.49-60.
6.А.Г.Алексеев, П.А.Алексеев, А.А.Янович-Измерение спектров нейтронов за биологической защитой реакторов и ускорителя НИЦ «Курчатовского института»^01: 10.31618/ESU.2413-9335.2019.6.67.378- Журнал «Евразийский Союз Ученых (ЕСУ) №10,(67), 2019 стр.10-16.
7.П.П.Ганцовский, А.Г.Цовьянов, А.Г.Алексеев, Ю.С.Степанов / Использование экспериментально-расчетного метода для калибровки нейтронных индивидуальных дозиметров различных типов на рабочих местах радиационно-опасных производств. Журнал АНРИ №4, 2016г.
8.Алексеев А.Г., Масляев П.Ф/ "Сравнительн ые испытания индивидуальных электронных прямопоказывающих нейтронных дозиметров."/ журнал «АНРИ» , №1,Стр.54-59, 2008.
9.N. Tsujimuraa*, T. Yoshidaa , C. Takadaa , T. Nunomiyab and K. Aoyamab Responses of commercially available neutron electronic personal dosemeters in neutron fields simulating workplaces at MOX fuel fabrication facilities. Radiation Measurements 46(12):1720-1723 December 2011
10.Deepika J.,Panchapakesan S. /A Study on the Response of Electronic Dosimeters to Mixed Neutron-Gamma Radiation Fields. Conference: National Symposium of the Indian Association for Radiation Protection, IARPNC-2014, March 2014
11.S.MayeraM.BoschungaH.HoedlmoseraTh.Buc hillierbC.BailatbB.Bitterlic Intercomparison of the response of different photon and neutron detectors around a spent fuel cask Radiation Measurements. Volume 47, Issue 8, August 2012, Pages 634-639.
12.Denise B. Pelowitz, MCNPX User's ManualVersion 2.6.0, April 2008 LA-CP-07-1473.
13.IEC 61005:2014. INTERNATIONAL STANDARD. Radiation protection instrumentation -Neutron ambient dose equivalent.
