Приведены данные по содержанию урана и бериллия в воздухе рабочих помещений ННЦ ХФТИ за весь период осуществления контроля с 1961 г. по 2003 г. На основе полученных данных определены числовые значения эффективных доз внешнего и внутреннего облучения персонала. Показано, что среднее значение суммарного (внешнего и внутреннего) облучения за данный период времени не превышало установленный Нормами радиационной безопасности Украины лимит эффективной дозы. Приведены санитарно-гигиенические характеристики условий труда сотрудников, занятых на работах с данными веществами, а также методика количественной оценки среднегодовых доз внутреннего облучения персонала категории А за любой промежуток времени указанного периода.

Рассмотрены теоретические и практические вопросы безопасности имеющихся на территории Украины энергетических и исследовательских ядерных реакторов (ЯР), объектов по обращению с ядерными материалами и радиоактивными отходами, а также объекта "Укрытие". Раскрыты основы физики ЯР, сущность понятий радиационных защиты и безопасности. Описаны атомные электрические станции, исследовательские ядерные реакторы, объекты по добыче и переработке урановой руды. Изложены вопросы регулирования ядерной и радиационной безопасности.

Висвітлено досвід впровадження культури безпеки в ядерній галузі України, Російської Федерації, країн Східної Європи та США з метою забезпечення безаварійної роботи атомних станцій та інших установок. Визначено ефективність і перспективи впровадження концепції культури безпеки у галузях авіації та космонавтики. Проаналізовано діяльність міжнародних організацій щодо впровадження культури безпеки, встановлено показники визначення її стану на АЕС України. Охарактеризовано сучасний стан нормативно-правового забезпечення розвитку культури фізичної ядерної безпеки в Україні та наведено рекомендації щодо її удосконалення.

Освещен опыт внедрения культуры безопасности в ядерной отрасли Украины, Российской Федерации, стран Восточной Европы и США с целью обеспечения безаварийной работы атомных станций и других установок. Определены эффективность и перспективы внедрения концепции культуры безопасности в отраслях авиации и космонавтики. Проанализирована деятельность международных организаций по внедрению культуры безопасности, установлены показатели определения ее состояния на АЭС Украины. Охарактеризовано современное состояние нормативно-правового обеспечения развития культуры физической ядерной безопасности в Украине и приведены рекомендации по ее усовершенствованию.

Розглянуто фізичні засади дозиметрії, взаємодію іонізуючих випромінювань з речовиною, принципи нормування радіаційних параметрів. Особливу увагу приділено методам вимірювання іонізуючих випромінювань, зокрема, іонізаційному, сцинтиляційному, напівпровідниковому, фотографічному, люмінесцентному, хімічному, трековому, активаційному та тепловому. Розкрито суть основних понять атомного ядра. Запропоновано класифікацію приладів радіаційного контролю, а також аварій і аварійних ситуацій. Наведено методику оцінки радіаційної обстановки. Викладено правила роботи з джерелами випромінювань.

Рассмотрены физические основы дозиметрии, взаимодействие ионизирущих излучений с веществом, принципы нормирования радиационных параметров. Особое внимание уделено методам измерения ионизирующих излучений, в частности, ионизационному, сцинтиляционному, полупроводниковому, фотографическому, люминесцентному, химическому, трековому, активационному и тепловому. Раскрыта сущность основных понятий атомного ядра. Предложена классификация приборов радиационного контроля, а также аварий и аварийных ситуаций. Приведена методика оценки радиационной обстановки. Изложены правила работы с источниками излучений.

Досліджено статистичні характеристики дозиметра з детектором, що має мертвий час непродовжуючого типу. Для компенсації мертвого часу використано числоімпульсний функціональний перетворювач. Дослідження проведено за допомогою імітаційної моделі, в основі якої генератор псевдовипадкової імпульсної послідовності.

Досліджено статистичні характеристики дозиметрів з детекторами, що мають мертвий час непродовжуючого типу, в яких використовується мікропроцесорне оброблення вимірювальної інформації. Дослідження здійснено за допомогою імітаційної моделі, в основі якої є генератор псевдовипадкової імпульсної послідовності.

Індекс рубрикатора НБУВ: В381.08 в641.8

Рубрики:

Дозиметрія. Захист радіаційний < Експериментальні методи і апаратура фізики атомного ядра і елементарних частинок >

Шифр НБУВ: Ж29137 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Authors have developed the computer technology for simulation of practical tasks in radiation sterilization process in accordance with Method 1, Standard ISO 11137 and IAEA Code of Practice. The technology was realized on the base of the RT-Office modules for modeling by Monte Carlo method of an absorbed dose in an irradiated heterogeneous targets with electron beam (EB), X-ray and gamma-ray and specialized software ModeSAL. The software ModeSAL was used for simulation and comparative analysis of a sterility assurance level (SAL) and a sterilizing dose for bioburden to achieve a required SAL in an irradiated product. The mathematical approach of the technology is based on the detailed and precise consideration of a selfconsistent physical and geometrical models of calculation an EB, X-ray and gamma-ray dose maps in an irradiated product, a SAL, a sterilizing dose and the spatial and time uncertainties for dose provided to an irradiated product. The analysis of interrelations between parameters of EB radiation facility and values of a SAL and a sterilizing dose are considered.

Розглянуто системи протирадіаційного захисту населення України від техногенно-підсилених джерел природного походження. Проаналізовано результати вимірювань вмісту радону в повітрі приміщень, природних радіонуклідів у будівельній мінеральній сировині та питній воді. Встановлено основні закономірності формування рівнів опромінення населення цими джерелами. Проаналізовано відповідні ефективні дози опромінення населення та визначено закономірності їх формування. Проведено порівняльне оцінювання доз опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження з іншими джерелами опромінення населення. Визначено сумарні дози опромінення населення, яке постраждало внаслідок аварії на ЧАЕС, в контексті пролонгованого опромінення. Доведено виправданість "втручання" для техногенно-підсилених джерел природного походження. Обгрунтовано вимоги до процедур оптимізації контрзаходів щодо окремих джерел опромінення.

Розглянуто проблему визначення точного місця розташування джерела іонізуючого випромінювання у ході дослідження об'єкта із складною геометрією з використанням системи візуалізації дозиметричної обстановки. Запропоновано спосіб перевірки орієнтації джерела за допомогою математичного апарату. Розроблено алгоритм визначення відстані від детектора до джерела.

Рассмотрена задача определения поверхностной и глубинной поглощенной дозы при облучении быстрыми электронами неоднородных по плотности объектов. При этом учтены технические особенности радиационного стенда ускорителя, в том числе не ортогональность пучка и гауссово распределение плотности потока электронов по сечению. Моделирование процесса прохождения электронов через вещество исследуемых объектов и формирование глубинной дозы выполнено с помощью пакета программ PENELOPE, основанных на методе Монте-Карло. Сравнены расчетные и экспериментальные данные и показано, что расхождение между поглощенными дозами в наиболее характерных точках исследуемых образцов не превышает ~ 20 % при моделировании и ~ 30 % при расчете.

The simulation of the absorbed dose distribution into thin films with different thickness inserted between flat boundaries of two homogeneous materials as well as the absorbed dose distribution near to boundaries of these materials irradiated with a scanned electron beam were fulfilled. Films inserted in multi-layer targets were parallel orientated with an incident electron beam (EB). The simulation was performed by the Monte Carlo method with utilization of the software ModePEB which was designed for predictions of a dose distribution in heterogeneous targets irradiated by EB with the electron energy range from 0,1 to 25 MeV. Comparison results of MC simulation with dosimetry for electron dose distribution formation in multi-layer targets with thin films is discussed.

Изложены методология радиационного контроля на ускорительном комплексе ЛУЭ-300 - ЛУЭ-2000, подходы к обеспечению радиационной безопасности персонала и населения. Рассмотрены радиационно-экологические вопросы жилого массива Пятихатки, расположенного в зоне гипотетически возможного изменения радиационной обстановки за счет образоваания ионизирующих излучений в местах гашения электронно-позитронных пучков. Описано разработанное программное средство "Информационно-аналитическая система индивидуального дозиметрического контроля ННЦ ХФТИ". На основе моделей рисков UNSCEAR-94 НКДАР ООН (Научный комитет ООН по действию атомной радиации) с использованием факторов временного и пространственного распределения процессов облучения людей расчитаны индивидуальные радиационные риски персонала, состоящего на индивидуальном дозиметрическом контроле, сформированы групы потенциального и высокого потенциального радиационных рисков.

Розроблено методики та створено програми для ефективного моделювання радіаційних полів нейтронів і гамма-квантів, та активаційних характеристик: нейтроноутворювальної мішені джерела нейтронів великої інтенсивності, контейнера зберігання сухого відпрацьованого палива, та системи трансмутації відпрацьованого ядерного палива (ВЯП). Проведено моделювання радіаційних полів нейтронів і гамма-квантів нейтроноутворювальної мішені, яке дозволило провести оптимізацію параметрів нейтроноутворювальної мішені, що забезпечує максимальний вихід нейтронів з урахуванням характеристик підкритичної збірки. Розраховано дозові навантаження й активаційні параметри нейтроноутворювальної мішені. Проведено моделювання радіаційних полів гамма-квантів контейнера зберігання сухого відпрацьованого ядерного палива, що дозволило провести дослідження залежності спектральних і кутових розподілів гамма-квантів поза контейнером сухого сховища відпрацьованого ядерного палива від характеристик відпрацьованого палива. Розраховано дозові навантаження на поверхні контейнера від характеристик ВЯП. Методом імітаційного моделювання проведено розрахунок активації та трансмутації ВЯП для різних конфігурацій розташування й складу радіоактивних відходів (РАВ) у разі опромінення РАВ нейтронами. Визначено основні параметри, що впливають на ефективність трансмутації РАВ. Розглянуто варіанти збільшення ефективності трансмутації РАВ за рахунок оптимізації параметрів ВЯП.

Досліджено розвиток методів комп'ютерного моделювання й обчислювальних методів обробки результатів вимірювання зупиненого заряду в стеці поглиначів для комп'ютерної спектрометрії електронного випромінювання. Дослідження спрямовано на підвищення надійності та точності засобів дозиметрії випромінювання за рахунок розвитку методів обробки результатів вимірювання та методів комп'ютерного моделювання. Показано необхідність розвитку методів визначення енергії електронів з метою покращання точності одержуваних результатів та їх надійності, тобто імовірності відповідності розв'язку обмеженням, що обумовлені фізичними законами. Розроблено метод порівняння, який базується на методі Монте-Карло, розвинених моделях спектру пучка електронів і моделі процесу вимірювання розподілення заряду в поглиначах. Запропоновано сукупність показників якості відновлення параметрів електронного випромінювання. Набули подальшого розвитку методи, які базуються на нейронних мережах, для вирішення задачі відновлення спектра випромінювання на базі результатів вимірювання розподілення заряду в стеці: обрано тип і топологію, метод навчання, визначено методи підготовки даних та інтерпретації результатів роботи мережі.

Зростаючі у світі вимоги до екологічної безпеки надають змогу створення компактної, енергоефективної лазерної установки на відміну від існуючих систем, яка буде розміщуватись на військовій техніці та надасть змогу суттєво впливати та швидко проводити дезактивацію забруднених поверхонь радіоактивними ізотопами за рахунок випарювання оксидних плівок під дією випромінювання.

Предложен новый подход к контролю экологического состояния атмосферного воздуха, который позволяет повысить быстродействие и достоверность как средств контроля, так и полученных данных измерений концентрации загрязнителей атмосферы, в том числе радиационного фона на контролируемой территории. Описан блок первичной обработки (БПК) информации, входящий в автоматизированную систему радиационного контроля (АСРК). БПК может работать в автономном режиме длительное время с подзарядкой аккумуляторной батареи.

Исследована возможность получения качественной измеряемой дозиметрической и спектрометрической информации измерительным блоком беспилотных летательных аппаратов при ведении радиационной разведки местности. Предложен подход к выбору оптимальных метролого-технических характеристик измерительных блоков.

Проведено цитогенетичне обстеження двох груп персоналу підрядних організацій ДСП ЧАЕС, які виконували роботи з підготовки котлованів для будівництва нового конфайнмента (22 робітники) і демонтажу вентиляційної труби об'єкта "Укриття" (12 робітників). Виявлено трьох осіб, в яких індивідуальна частота специфічних маркерів опромінення - дицентричних хромосом із супроводжуючими фрагментами достовірно перевищувала середньопопуляційні рівні та середню частоту в групах порівняння із осіб, які не мали професійних контактів із радіаційним чинником, що свідчило про можливість їхнього додаткового надфонового опромінення під час виконання робіт у зоні ЧАЕС. Розраховані за частотою дицентричних хромосом орієнтовні "біологічні" дози їхнього опромінення вказують на більш суттєвий вплив на них радіаційного чинника, ніж це випливає із даних фізичної дозиметрії.

Індекс рубрикатора НБУВ: В381.08

Рубрики:

Дозиметрія. Захист радіаційний < Експериментальні методи і апаратура фізики атомного ядра і елементарних частинок >

Шифр НБУВ: Ж43925 Пошук видання у каталогах НБУВ