автореферат диссертации по приборостроению, метрологии и информационно-измерительным приборам и системам, 05.11.10, диссертация на тему:Повышение чувствительности радиометрических устройств контроля специальных систем очистки газов и вод АЭС по бета и гамма-излучениям

Министерство Российской Федерации по атомной энергии Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-инженерный центр «СНИИП»

На правах рукописи УДК 539.1.075.2

Комиссаров Александр Борисович

ПОВЫШЕНИЕ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ УСТРОЙСТВ КОНТРОЛЯ СПЕЦИАЛЬНЫХ СИСТЕМ ОЧИСТКИ ГАЗОВ И ВОДАЭС ПО БЕТА И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯМ.

Специальность 05.11.10 - Приборы и методы для измерения ионизирующих излучений и рентгеновские приборы.

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва — 2004

Работа выполнена во ФГУП "НИЦ «СНИИП»" Министерства РФ по атомной энергии.

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, доцент Елохин Александр Прокопьевич;

кандидат технических наук Денисов Александр Афанасьевич.

Ведущая организация — Всероссийский Научно-исследовательский Институт по эксплуатации Атомных Электростанций (ВНИИАЭС).

Защита состоится << » 2004 г. в 10 часов на заседании

диссертационного совета Д.201.005.01 при ФГУП НИЦ «СНИИП» в зале НТС по адресу:

123060, Москва, ул. Расплетина д.5.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке ФГУП "НИЦ «СНИИП»" (тел 198-95-95).

Автореферат разослан 2004 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

кандидат технических наук

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы.

В соответствии с введенными в 1999 г. Нормами радиационной безопасности НРБ-99 и принятыми на их основе Санитарными правилами при эксплуатации атомных станций СП АС-03 существенно снижены минимально допустимые значения объемных активностей радионуклидов в сбросных водах и газовых выбросах АЭС, что определило повышение внимания к системам спецводо- и газоочистки. Качество работы этих систем определяет, в конечном итоге, степень радиационного воздействия АЭС на окружающую среду и человека.

Применение на АЭС современных систем очистки воды и газоаэрозольных смесей привело к значительному снижению уровней контролируемых активностей. Однако, з настоящее время отсутствуют технические средства и методы, позволяющие измерять объемную активность радионуклидов на уровне без отбора и концентрирования проб.

Проведению измерений в режиме реального времени с требуемой чувствительностью препятствуют, в частности, сорбция радионуклидов на чувствительную поверхность детекторов, растворенные в воде радиоактивные газы, мутность и цветность контролируемой среды и т.д.

Цель и задачи диссертации.

Целью настоящей работы являлось создание средств, позволяющих снизить минимально измеряемую устройствами детектирования объемную активность бета, бета-гамма- и гамма-излучающих нуклидов в технологических и сбросных водах АЭС и инертных радиоактивных газов в выбросах и обоснование методов радиометрического контроля средств спецводоочистки и спецгазоочистки АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000.

. 1'КС. национальная]

I БИБЛИОТЕКА ]

1 1

Научная новизна.

Научная новизна проведенных исследований состоит в выборе новых противосорбционных покрытий; разработке новых методик комплексного использования спектрометрических и радиометрических устройств для контроля систем сцецочистки; создании средств, обеспечивающих независимость показаний результатов измерений объемной активности бета-излучающих нуклидов от мутности и цветности контролируемой воды, а суммарной активности гамма-излучающих радионуклидов — от растворенных в воде радиоактивных газов.

Практическая ценность работы.

Исследования проводились в рамках нескольких ОКР, выполненных ФГУП "НИЦ «СНИИП»" в период 1999-2003 гг. и направленных на развитие систем радиационного контроля (СРК) на АЭС, в частности, по темам, «Верба», «Ветер», «Калина». В блоках и устройствах детектирования БДГБ-40П, УДЖГ-35Р, БДЖГ-13Р, РЖБ-1Ш, РЖБ-20П, разработанных по этим темам, были реализованы результаты исследований, обоснованные и апробированные в диссертации.

Результаты работы были использованы при создании аппаратуры, входящей в состав систем радиационного контроля на Волгодонской, Курской и Калининской АЭС.

Основные выводы и положения диссертации предполагается использовать при разработке и создании средств контроля для 5-го энергоблока и модернизации СРК первой (1-й и 2-й блоки) и второй очереди (3-й и 4-й блоки) Курской АЭС (КуАЭС) и второго блока Волгодонской АЭС (ВоАЭС).

Личный вклад.

При выполнении диссертационной работы автором были сформулированы задачи исследований, проведены расчеты оптимальных геометрий детекторов и устройств, исследована зависимость спектрального состава газовых выбросов от режимов работы реакторной установки и систем принудительной вентиляции, разработаны и обоснованы методы снижения влияния короткоживущих объемной

радионуклидов на измерения активности инертных радиоактивных газов (ИРГ), проведены исследования макетов на АЭС в составе систем радиационного контроля. Полученные результаты были им проанализированы и обобщены.

Важность полученных результатов заключается в возможности их использования для построения и эксплуатации радиометров объемной активности жидкостей и газов с улучшенными измерительными характеристиками.

Реализация результатов работы.

Результаты проведенной работы были использованы при создании радиометра жидкости РЖБ-11П, предназначенного для измерений объемной активности бета-гамма излучающих радионуклидов; устройств детектирования УДЖГ-35Р, УДЖГ-13Р, предназначенных для контроля суммарной активности гамма излучающих нуклидов в воде; блока детектирования БДГБ-40П, предназначенного для контроля ИРГ в газовых выбросах АЭС. Так же результаты работы легли в оскозу технических требований к контролю систем спецочистки на Курской и Волгодонской АЭС и комплекса контроля газо-аэрозольных выбросов, предложенного для внедрения на второй очереди КуАЭС.

Достоверность основных положений.

О достоверности основных положений и выводов диссертации свидетельствуют положительные результаты лабораторных испытаний макетов, их испытания в производственных условиях на КуАЭС и ВоАЭС, опыт успешной эксплуатации созданных технических средств на Калининской АЭС и исследовательских реакторах НИИАР, а также апробация результатов исследований на научных конференциях и их публикация в научных журналах.

Обсуждение результатов работы.

Основные результаты проведенных исследований доложены и обсуждены на:

I молодежной научно-технической конференции ФГУП НИЦ СНИИП, Москва, 2001;

II научно-технической конференции ФГУП НИЦ СНИИП, Москва, 2002;

I Межотраслевой конференции «Датчики и детекторы для АЭС», Пенза, 2002 г;

V Международной конференции «Радиационная безопасность: Экология-Атомная энергия». С-Пб, 2002г;

Международной конференции «International Conference on Isotopic and Nuclear Analytical Techniques for Health and Environment» Vienna, Austria 2003.

Материалы, полученные в ходе выполнения работы были изложены также в 4 публикациях в периодических научных изданиях.

Объем и структура диссертации. Работа состоит из введения, шести глав и заключения. Она изложена на 107 стр., из которых 105 стр. машинописного текста, включая 19 таблиц, и 12 рисунков. Список использованной литературы на 4 стр. содержит 72 наименования.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении дана общая постановка исследуемого вопроса. Отражено современное состояние радиометрических средств контроля спецочистных сооружений на АЭС, отражена актуальность вопроса, рассмотрены основные факторы, влияющие на решение поставленной задачи.

В первой главе кратко рассмотрены основные радионуклиды, образующиеся в результате работы энергетических реакторов типа ВВЭР и РБМК, источники их поступления в водяные контуры АЭС и газовые выбросы. Приведены общие сведения об основных типах реакторов, описаны технологические процессы, предшествующие попаданию радионуклидов в водяные контуры и газовые выбросы. Описаны методы и средства очистки воды и газов от радионуклидов. Приведен анализ требований нормативных документов к радиационной безопасности АЭС. Определена необходимость использования радиометрической аппаратуры для контроля качества работы специальных очистных сооружений АЭС и контролируемый нуклидный состав для водных сбросов: ^Со, '"Sr, 1J4Cs, IJ7Cs; для газовых выбросов (без учета аэрозолей)

Вторая глава посвящена обзору и анализу радиометрических средств контроля газовых и жидких сред. В ней проведен анализ приборов и установок российских и зарубежных производителей, применяемых для измерения суммарной объёмной активности нуклидов в водной среде Они используют два основных метода измерений: метод прямых измерений и методы измерения с предварительным концентрированием пробы. Проанализированы основные методы и средства контроля содержания радиоактивных газов в воздухе, разделенные по характеру подготовки пробы на методы без концентрирования — т.е., когда газ заполняет рабочий объем камеры датчика при давлении и температуре измеряемой среды и методы с предварительным концентрированием газа. Анализ современных методов и средств контроля активности бета-гамма- и гамма-излучающих нуклидов в воде и воздухе позволил выделить следующие задачи, требующие решения:

определение оптимальных материалов для изготовления детектороз; уменьшение сорбции радионуклидов на чувствительную посерхность детектора;

разработка методов и средств корректировки чувствительности радиометров в зависимости от цветности и мутности пробы и учета влияния растворенных радиоактивных газов;

выбор геометрий измерений, позволяющий снизить влияние внешнего гамма-фона.

Так же для обеспечения полноценного контроля систем спецгазоочистки обосновано требование к разработке методик раздельного контроля суммарной активности короткоживущих и долгоживущих радионуклидов.

В третьей главе рассмотрены вопросы детектирования низких объемных

активностей бета-излучающих нуклидов в водных и ИРГ в воздушных средах.

Определен метод контроля суммарной объемной активности с помощью пленочных

сцинтипляторов на основе фосфата стронция, разработанных в СНИИПе группой

ученых под руководством Ю.ГХФедоровского, представлены основные

характеристики этих сцинтилляторов. По результатам исследований определено, что

для контроля бета-гамма-излучающих нуклидов целесообразно использовать 7

детекторы, которые должны иметь развитию чувствительную поверхность и ^ менее 35.

Расчет эффективных атомных номеров производился по следующим

соотношениям:

где г,- — атомный номер /-ого элемента:

— отношение числа атомов /-ого элемента к полному числу атомов в молекуле;

Т^ — отношение массы всех атомов /-ого элемента к полной массе всех атомов в молекуле.

Автором так же разработаны методы снижения сорбции на чувствительную поверхность детекторов на основе пленочных сцинтилляторов для контроля суммарной объемной активности бета-излучающих нуклидов в водной и воздушной средах.

Материалом покрытия чувствительной поверхности детектора, сочетающим в себе все требуемые качества, а именно водо(газо) непроницаемость, радиационную стойкость и химическую стойкость, выбрана пленка из поливинилхлорида (ПВХ). Учитывая близкие температуры плавления материала детектора — поликарбоната и ПВХ, наиболее удачным способом нанесения является метод термического прессования. В результате воздействия температуры порядка 190°С поверхность ПВХ значительно уплотняется и приобретает глянцевость, что позволяет достичь более высокого, по сравнению с водой, коэффициента оптического преломления и

значительно снизить сорбцию.

Экспериментально подтверждено, что для снижения сорбции радионуклидов чувствительную поверхность детектора на основе сцинтиллирующих пленок целесообразно покрывать пленки противосорбционным покрытием из поливинилхлорида (толщиной 90 мкм — для газовых и 200 мкм для водных радиометров) методом термического прессования.

Расчетным путем показано, что для максимальной эффективности регистрации бета-излучения в воде и обеспечения достаточного светосбора на ФЗУ расстояние между слоями пленок в детекторах для контроля за суммарной объемной активностью должно находится в диапазоне от 8 до 14 мм. Расчеты производились по принципу минимизации числа отражений световых вспышек на всей длине контролируемого слоя воды, заключенного в пространстве между пластинами (слоями) детектирующих пленок и корректировались с учетом длин свободного пробега бета-частиц в воде.

Число отражений определялось по формуле:

где L — длина пластины;

d — толщина слоя между пластинами;

и — половина угла полного отражения, определяемого из соотношения cosa=— (n¡, пз - коэффициенты оптического преломления, соответственно, воды и

материала покрытия). Можно записать, что:

Подставив значения Л;=1,33 (вода) и П}=1,5 (ПВХ), при длине пластин 120мм, можно построить график изменения числа отражений в зависимости от толщины слоя между пластинами изображенный на рис. 1.

0

70 а

« 3 50-

•

О 40 ■ 5 оп

У

10 •

г г » То 3 1 1ЩИ 0 1 ка а 1 1 юя. 2 1 мм 3 1 4 1 5 1 6 1 7 1 8 1 9

Рисунок 1. Зависимость числа отражений от толщины слоя между пластинами.

Средний пробег в воде бета-частиц единственного бета-излучателя,

содержание которого регламентируется СП АС-03, определенный с погрешностью не более 20%, равен

<Я>=0,Зг/см2. Это значение значительно меньше рекомендуемых расстояний между пластинами, определенных из оптических соображений. Поэтому можно принять в качестве оптимального расстояние между пластинами минимально возможное, то есть равное 8 мм.

Экспериментальные данные подтверждают правильность данного выбора. .

Исходя из анализа расчетных и экспериментальных данных показано, что для обеспечения независимости результатов измерений суммарной объемной активности бета-излучения в воде от мутности и цветности контролируемой воды, без повышепия нижнего предела измерений, целесообразно вводить в состав оборудования второе устройство детектирования с аналогичным детектором и встроенным источником

из набора ОСГИ, постоянно «просвечивающем» контролируемую среду, и осуществлять корректировку показаний первого БД.

Показано, что для получения всесторонних сведений о качестве работ систем спецочистки АЭС, можно включить в состав оборудования спектрометрические устройства с детектором, размещенным с торца прямолинейных участков

вентиляционных труб.

Геометрия предлагаемых измерений приведена на рис. 2.

Рисунок 2. Геометрия измерений с торца труб

Тогда, разбивая трубу на элементарные дисковые источники, поток в половину трубы от сегмента:

Интеграл по высоте трубы

Ял

График интегральной функции, входящий в это выражение, представлен на

И

рис.3.

0,25 0,2 0,15 0,1 0,05 0

10 20 30 40

Рисунок 3. График интегральной функции

Для расстояния Но=1,5м и Н=40м значение потока фотонов в точке детектирования составит

Сравнение показаний блоков детектирования суммарной активности, ИРГ, полученных посредством отбора проб, и спектрометрических устройств позволит с погрешностью не более 20% указывать спектральный состав выброса ИРГ и, в зависимости от процентного отношения .контролировать качество

работы установки подавления активности (УПАК). Схематическое изображение рекомендуемого комплекса контроля изображено на рисунке 4.

Вентруба

Гюопромд УПАК Гюопромд

Пульт КДГБ-40

▼

Амошппмжое рябачм место оператора

Рисунок 4. Комплекс контроля работы УПАК

В четвертой главе изложены разработанные методы и средства для оперативного контроля низких активностей гамма-излучающих нуклидов в водных средах. Детекторы для контроля гамма-излучающих нуклидов в геометрии протяженного водного источника должны быть максимально чувствительны к низким энергиям в диапазоне до 300 кэВ; что связано с перекачкой энергий гамма-квантов, обусловленную многократным взаимодействием гамма-квантов из областей энергий 0,8—1,5 МэВ в низкоэнергетическую область. Для контроля суммарной активности гамма-излучающих радионуклидов в воде были выбраны сцинтилляторы на основе сцинтиллирующих пластмасс, разработанные в СНИИП, как наиболее удовлетворяющие требованиям по чувствительности в области низких энергий.

Относительная сцинтилляционная эффективность выбранных сцинтилляторов определялась по отношению к кристаллу С81(Т1). Вследствие того, что этот сцинтиллятор, в отличие от №1(Т1), не обладает хорошими спектрометрическими свойствами и нам не удалось выделить пик энергии определение

относительной сцинтилляционной эффективности производилось следующим 13

образом: брались образцы сцинтилляторов одинаковых размеров, помещались на фотокатод ФЭУ, на сцинтиллятор помещался источник 241Ат ( ОСГИ ) и измерялся средний анодный ток ФЭУ. Далее сравнивались отношения среднего анодного тока к энергии, поглощенной в сцинтилляторе

Ц И Г — коэффициент поглощения и толщина сцинтиллятора. Относительная сцинтилляционная эффективность сцинтиллятора оказалась равной 71% по отношению к кристаллу Сз1(Т1).

Определение 'длительности сцинтилляций осуществлялось путем наблюдения на экране осциллографа импульсов сигнала, снятого с ФЭУ (без усиления ) при нагрузке 50 Ом. Длительность импульса определялась на уровне, равном 10% максимальной амплитуды сигнала. Время высвечивания, т.е. длительность сцинтилляций, равно 3 мкс.

Далее показано, что при определении расположения точек контроля систем спецводоочистки сбросных вод АЭС следует размещать блоки детектирования в контрольных колодцах за пределами реакторного контура, перед слиянием сбросных линий в сбросной канал и, учитывая переменный внешний гамма-фон, влияющий на показания блоков детектирования, не рекомендуется проводить измерения во врезках в трубопровод в машинных залах АЭС с реакторами типа РБМК.

На примере Волгодонской АЭС экспериментально установлено, что для обеспечения независимости показаний радиометрических блоков детектирования объемной активности гамма-излучающих радионуклидов в контурных водах от напора воды на АЭС с реакторами ВВЭР-1000, целесообразно исключить контроль во врезках в вертикальные участки трубопровода. При невозможности использования новых врезок, детекторы следует размещать во внутренних углах трубопровода со свинцовой защитой извне. Потоки через единичный объем детектора в случае врезок будет составлять:

<Рч»м=Ф2-9г=(А»/ц,)*С(ц)*Ь2; щ^г) - (АЛц^щ'Ь,;

где - диаметр врезки, диаметр трубопровода, -глубина

врезки, -длина участка трубы, -функция ослабления.

Поток в случае расположения в углах трубопровода (при условии, что длина детектора меньше диаметра трубопровода не менее чем в три раза)

<Рвугяу=0,3* фврезш

На основании анализа экспериментальных данных установлено, что для учета влияния растворенных радиоактивных газов на показания блоков детектирования, предназначенных для контроля суммарной активности гамма излучающих нуклидов в воде, и учитывая, что в режиме нормальной эксплуатации АЭС 92% вклада в суммарную активность дают радионуклиды возможно ввести

поправочный коэффициент, рассчитываемый путем сопоставления данных с погружных блоков детектирования и радиометров, периодически измеряющих отобранную активность нуклидов цезия на сорбенты.

В пятой главе рассматриваются разработанные средства для контроля установок спецочистки воды и установок подавления активности газовых выбросов. В главе описаны радиометрические устройства, созданные с использованием результатов, полученных в ходе исследовательской работы, описанной в предыдущих главах. К ним относятся: радиометр для контроля суммарной объемной активности бета-излучающих нуклидов в воде РЖБ-11П, проточный и погружной радиометры УДЖГ-35Р и БДЖГ-13Р, радиометр радиоактивных инертных газов БДГБ-40П. В радиометрах применены результаты расчетных данных по выбору геометрии детекторов, методы снижения сорбции на чувствительную поверхность детекторов, учтены методики снижения влияния цветности и мутности водных сред на результаты измерений.

В третьей части главы рассмотрены методы повышения эффективности контроля качества очистки газовых сред с использованием вышеперечисленных радиометрических устройств. Приведена схема организации радиационного контроля установок подавления активности -и установок спецочистки воды. Изложены основные алгоритмы обработки информации, поступающей с устройств и

блоков детектирования, позволяющие сформировать более полное представление о 15

качестве очистки сред и, как следствие, сократить энергетические и материальные затраты на обслуживание установок.

Шестая глава посвящена рассмотрению экспериментальных данных, полученных в условиях промышленной эксплуатации на АЭС. В ней приведены результаты исследований спектрального состава газоаэрозольных выбросов Волгодонской АЭС при различных режимах работы реактора; результаты экспериментальных проверок алгоритмов снижения влияния мутности и цветности воды на измерения объемной активности бета-излучающих радионуклидов. Экспериментально подтверждена правильность выбора противосорбционных покрытий; уточнены поправочные коэффициенты функций ослабления для расчетов плотностей потока через объем детектора в различных геометриях и для различных радионуклидов.

В заключении приведен перечень выполненных работ и сформулированы следующие положения, выносимые на защиту.

Основные положения и выводы, выносимые на защиту.

1. Детекторы для контроля гамма-излучающих нуклидов в геометрии протяженного водного источника должны быть максимально чувствительны к низким энергиям в диапазоне от 15 до 300 кэВ. В качестве материала для таких детекторов целесообразно использовать сцинтилляционные пластмассы с эффективным атомным номером от 15 до 25 (рассчитанным по фотоэффекту).

2. Для максимальной эффективности регистрации бета-излучения в воде и обеспечения достаточного светосбора на ФЭУ расстояние между слоями пленок в детекторах для контроля за суммарной объемной активностью должно находится в диапазоне от 8 до 11 мм.

3. Для снижения сорбции радионуклидов чувствительную поверхность детектора на основе сцинтиллирующих пленок целесообразно пленки покрывать противосорбционным защитным слоем, выполненным из поливинилхлорида (толщиной 90 мкм — для газовых и 200 мкм для водных радиометров) методом термического прессования.

4. Для обеспечения независимости показаний результатов измерений бета-излучения от мутности и цветности контролируемой воды без повышения нижнего предела измерений целесообразно вводить в состав оборудования второе устройство детектирования с аналогичным детектором и встроенным источником С8 типа ОСГИ, постоянно «просвечивающем» контролируемую среду, что позволит осуществлять корректировку показаний первого БД.

5. Для учета влияния растворенных радиоактивных газов на показания блоков детектирования, предназначенных для контроля суммарной активности гамма-излучающих нуклидов в воде, и учитывая, что в режиме нормальной эксплуатации АЭС 92% вклада в суммарную активность дают радионуклиды '^Св и 137С8, целесообразно ввести поправочный коэффициент, рассчитываемый сопоставлением данных с погружных радиометров и радиометров, периодически измеряющих отобранную активность нуклидов цезия на сорбенты.

6. При выполнении оперативного контроля качества очистки газов установками подавления активности следует ввести режим выдержки пробы в чувствительном объеме газовых радиометров при продолжении проведения замеров и проводить анализ результатов путем сравнения показаний по коротоживущим и долгоживущим радионуклидам до и после установки.

7. Для повышения достоверности информации о качестве работ систем спецгазоочистки АЭС, рекомендуется включить в состав оборудования спектрометрические устройства с детектором на основе кристалла №1(Т1), размещенным под основанием главных вентиляционных труб и использовать методы сравнения информации, поступающей с спектрометра и блоков детектирования суммарной объемной активности газов.

8. Для контроля качества очистки сбросных вод АЭС рекомендуется размещать блоки детектирования в контрольных колодцах за пределами реакторного контура, перед слиянием сбросных линий в сбросной канал. Не рекомендуется проведение измерений во врезках в трубопровод в машинных залах АЭС с реакторами типа РБМК. Для обеспечения независимости показаний от напора воды на АЭС с реакторами ВВЭР-1000 следует исключить контроль во врезках в вертикальные

участки трубопровода. При невозможности использования новых врезок, детекторы следует размещать во внутренних углах трубопровода со свинцовой защитой извне.

Основные положения диссертации опубликованы в следующих работах:

1 «-Комиссаров А.Б., Леонов А.Ф., Соломина ЕЛО., Федоровский П.Ю.,

Федоровский Ю.П., Чебышов СБ. Новые радиометры для контроля радиоактивного загрязнения жидких сред // Ядерные информационно измерительный технологии. Трупы НИЦ «СНИИП». 1997, с. 108.

2 Комиссаров А.Б., Леонов А.Ф., Федоровский ЕЮ., Федоровский Ю.П.,. Радиометры для контроля бета-активных радионуклидов в воде // Экологические системы и приборы, №3,1998.

3 Комиссаров А.Б., Леонов А.Ф., Федоровский ШО., Федоровский Ю.П.,

Чебышов СБ. Исследования новых средств оперативного радиационного контроля газовых выбросов АЭС. Сб. докладов I научно-техничской конференции ФГУП НИЦ СНИИП. М, Издательский дом «Технологии», 2001.

4 Комиссаров А.Б., Кононов А.Н., Леонов А.Ф., Федоровский ПЮ, Федоровский Ю.П., Чебышов СБ. Радиационный контроль сбросных и сетевых вод АЭС. Сб. докладов IV Международной конференции «Радиационная безопасность: Экология-Атомная энергия» С-Пб, 2001.

5 Волков СВ., Комиссаров А.Б., Лапин В.И., Малыгина Л.В. Опыт внедрения устройств детектирования для прямого спектрометрического контроля радионуклидов в выбросах через вентиляционную трубу 1-го энергоблока Ростовской АЭС. Сб. докладов II научно-техничской конференции ФГУП НИЦ СНИИП, М, Издательский дом «Технологии», 2002.

6 Денисиков А.И., Комиссаров А.Б., Федоровский Ю.П., Чебышоз СБ.

Мониторинг радиоактивного загрязнения водных сред с использованием блоков детектирования на основе волокнистых сорбентов. // Ядерные измерительно-информационные технологии. Издательский дом

«Технологии». №1 (5), 2003, с. 28-30.

7 Комиссаров А.Б., Федоровский Ю.П., Федоровский П.Ю., Чсбышов

СБ. Методы и средства радиационного контроля газовых выбросов АЭС. Сб. докладов V Международной конференции «Радиационная безопасность: Экология-Атомная энергия». С-Пб, 2002.

S Комиссаров А.Б., Кононов А.Н., Леонов А.Ф., Федоровский ILIO., Федоровский Ю.П., Чебышов СБ. Сцинтилляционные блоки детектирования с повышенной чувствительностью для экспрессного контроля радиоактивного загрязнения водных и газообразных сред. Сб. докладов V Международной конференции «Радиационная безопасность: Экология-Атомная энергия». С-Пб, 2002.

9 Комиссаров А.Б, Никитин В.И. Федоровский Ю.П., Федоровский

П.Ю., Чебышов СБ. Экспрессный мониторинг радиоактивной загрязненности водной и воздушной сред с использованием приборов с повышенной чувствительностью. Сборник докладов конференции «International Conference on Isotopic and Nuclear Analytical Techniques for Health and Environment». Vienna, Austria 10—13 June 2003.

10 Комиссаров А.Б. Анализ изменений требований к радиационной безопасности АЭС и возможные пути их реализации с использованием аппаратных средств НИЦ СНИИП. // Ядерные измерительно-информационные технологии. Издательский дом «Технологии». №3 (7), 2003, с. 22-27.

* . 2 0 56

РНБ Русский фонд

2004-4 27418

Основные сокращения и обозначения, принятые в тек- 4 сте

Введение

Глава 1 Основные радионуклиды и источники их поступления в водные контуры АЭС и газовые выбросы

1.1 Общие сведения об основных типах реакторов

1.2 Причины и источники поступления радионуклидов в 9 водяные контуры реакторов

1.3 Газовые выбросы радионуклидов в атмосферу

1.4 Анализ нормативных требований документов, регла- 15 ментирующих радиационную безопасность

1.5 Технологии спецводоочистки и спецгазоочистки 19 Выводы к главе

Глава 2 Радиометрические средства контроля газовых и жидких сред

2.1 Радиометры жидких сред

2.2 Основные методы и средства контроля содержания ра- 37 диоактивных газов в воздухе

Выводы к главе

Глава 3 Выбор детекторов для регистрации бета-излучающих нуклидов в воде и воздухе

3.1 Определение материалов детектора

3.2 Методы снижения сорбции и определение геометрии 50 измерений активности бета-излучающих нуклидов в воде и газах.

Выводы к главе

Глава 4 Методы и средства для оперативного контроля низких активностей гамма-излучающих нуклидов в водных средах

4.1 Требования к материалам детекторов

4.2 Методы повышения чувствительности блоков детекти- 59 рования при различных геометриях измерений.

4.3 Методы снижения влияния растворенных радиоактив- 64 ных газов

Выводы к главе

Глава 5 Средства контроля установок спецочистки воды и установок подавления активности газовых выбросов

5.1 Контроль установок спецочистки воды.

5.2 Контроль качества очистки газов УПАК 73 Выводы к главе

Глава 6 Экспериментальное исследование разработанных 79 средств радиометрического контроля

6.1 Исследование спектрального состава газоаэрозольных 79 выбросов Волгодонской АЭС

6.2 Блоки детектирования на основе пленочноых сцинтил- 87 ляторов.

Выводы к главе

Среди широкого спектра задач по контролю за радиационной обстановкой АЭС важную роль играет радиационный контроль за состоянием систем спецводо- и газоочистки. Качество работы этих систем определяет, в конечном итоге, степень радиационного воздействия АЭС па окружающую среду и человека.

Очистка воды осуществляется, как правило, химическим осаждением радионуклидов на ионообменных смолах и фильтрах, очистка газовых сред — комбинированным методом — фильтрацией в радиохроматографических колоннах и выдержкой в камерах.

Применение на АЭС современных систем очистки воды и газоаэрозольных смесей привело к значительному снижению уровней контролируемых активностей, что вызывает необходимость применения устройств детектирования с минимально измеряемой активностью не более 1*103 Бк/м3 как для воды, так и для воздушных смесей.

Основной нормативный документ, регламентирующий требования к радиационной безопасности АЭС, СП АС-03 [1] определяет инертные радиоактивные газы (аргон, криптон, ксенон), а также радионуклиды 131I, 60Со, I34Cs,

1 37

Cs как основные. Таким образом можно сузить задачу радиометрического контроля систем спецочистки до определения активностей именно этих нуклидов.

Одним из способов, позволяющих контролировать качество очистки соответствующих сред системами спецводо- и газоочистки, и управлять работой этих систем, является оперативный контроль суммарной активности радионуклидов в среде после очистки. Задачами, требующими решения при проведении оперативного контроля с требуемой чувствительностью, являются существенная зависимость нижнего порога измерений от внешнего гамма-фона, сорбция на блоках детектирования, зависимость чувствительности от мутности и цветности водных сред при контроле низких активностей бета-излучающих нуклидов.

На сегодняшний день проведение измерений на уровне низких активностей выполняется только в лабораторных условиях и требует достаточно долгого времени, от трех до десяти часов, что не позволяет оперативно отслеживать качество очистки сбросов и выбросов.

Целью настоящей работы являлось снижение минимально детектируемой объемной активности бета и гамма - излучающих нуклидов в технологических и сбросных водах АЭС, инертных радиоактивных газов в воздухе устройствами детектирования и обоснование методов радиометрического контроля спе-цочистных сооружений АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000.

В ходе работы были исследованы и отобраны различные материалы детекторов; подобраны противосорбционные покрытия; решена задача корректировки чувствительности водных радиометров от мутности и цветности сред; проведены исследования спектрального состава газо-аэрозольных выбросов в различных режимах работы реактора типа ВВЭР-1000; определены требования к размещению блоков и устройств детектирования, предназначенных для контроля устройств спецочистки; составлены методики проведения радиационного контроля систем спецочистки воды и газов на АЭС; созданы макеты радиометров, проведены лабораторные испытания и испытания на АЭС.

Контроль за активностью нуклидов, находящихся в аэрозольной фазе, не являлась целью настоящей работы и в дальнейшем рассматриваться не будет.

Работа выполнялась в НИЦ «СНИИП» в период с 1997 по 2003 годы в отделении 1900. Автор выражает благодарность всем сотрудникам Центра за поддержку и помощь в проведении исследований. Отдельная благодарность сотрудникам отделов радиационной безопасности Курской и Ростовской АЭС за участие в подготовке экспериментальной базы.

Выводы.

Преимущества способа контроля объемной активности ИРГ методом прямого спектрометрического контроля (в подсистеме контроля газоаэрозольного выброса через вентрубу) состоят в следующем: контроль осуществлен на протоке, без отбора пробы (так называемый изо-кинетический отбор), без системы импульсных трубок и подготовки пробы; минимально детектируемая активность при регистрации объемной активности в диапазоне энергий выше 280 кэВ составляет величину порядка 3*10 3 Бк/м3; возможна спектрометрия ИРГ в потоке спектрометром с одним блоком детектирования гамма-излучения на основе кристалла Nal

Измерения суммарной активности и определение нуклидного состава газоаэрозольных выбросов методом отбора проб не дает полной информации по нуклидному составу выбросов и не позволяет оперативно отслеживать изменения этого состава. Измерения суммарной объемной активности требуют введения режима выдержки пробы в объеме детектора. Обработка данных, полученных в ходе измерений позволит разделить суммарную активность корот-коживущих радионуклидов, не требующуюся при контроле газовых выбросов и активность 41Аг, суммарная активность которого регламентируется СП АС.

Сравнение показаний блоков детектирования до и после очистки позволят оперативно отслеживать и корректировать время выдержки газов в установке подавления активностии.

Экспериментальная часть исследовательской работы с блоками и устройствами детектирования подтвердила правильность положений, обоснованных в предыдущих главах.

Заключение.

1. Целью настоящей работы являлось снижение минимально детектируемой объемной активности бета, бета-гамма и гамма - излучающих нуклидов в технологических и сбросных водах АЭС, инертных радиоактивных газов в воздухе устройствами детектирования и обоснование методов радиометрического контроля спецочистных сооружений АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000.

2. Для решения поставленной задачи были выполнены следующие работы:

- изучены нормативные документы, регламентирующие контроль радиационной обстановки на АЭС, и сформулированы основные задачи радиометрического контроля систем спецводо- и газоочистки АЭС;

- рассмотрены и проанализированы современные средства радиометрического контроля водных и газовых сред;

- определены требования к свойствам и материалам детекторов для регистрации бета-гамма и гамма излучения в воде и газах;

- рассчитаны геометрические параметры и методы компоновки детекторов для контроля бета-излучающих нуклидов в водной среде;

- исследованы и отобраны оптимальные противосорбционные покрытия для детекторов с развитой поверхностью;

- разработаны методы корректировки чувствительности детекторов для контроля бета излучающих нуклидов в воде в зависимости от цветности и мутности контролируемой среды;

- рассчитаны и экспериментально подтверждены оптимальные геометрии проведения измерений и определены требования к размещению блоков и устройств детектирования, предназначенных для контроля устройств спецочистки;

- исследован спектральный состав газо-аэрозольных выбросов в различных режимах работы реактора типа ВВЭР-1000;

- проанализирована возможность использования сорбентов для коррекции показаний радиометров суммарной активности гамма-излучающих нуклидов в воде;

- созданы макеты радиометров, проведены лабораторные испытания и испытания на АЭС.

3. На основании проведенной работы можно сформулировать следующие выводы и положения:

3.1. Детекторы для контроля гамма-излучающих нуклидов в геометрии протяженного водного источника должны быть максимально чувствительны к низким энергиям в диапазоне от 15 до 300 кэВ. В качестве материала для таких детекторов целесообразно использовать сцинтилляционные пластмассы с эффективным атомным номером Z^ от 15 до 25 (рассчитанным по фотоэффекту).

3.2. Для максимальной эффективности регистрации бета-излучения в воде и обеспечения достаточного светосбора на ФЭУ расстояние между слоями пленок в детекторах для контроля за суммарной объемной активностью должно находится в диапазоне от 8 до 11 мм.

3.3. Для снижения сорбции радионуклидов чувствительную поверхность детектора на основе сцинтиллирующих пленок целесообразно пленки покрывать противосорбционным защитным слоем, выполненным из поливинилхло-рида (толщиной 90 мкм — для газовых и 200 мкм для водных радиометров) методом термического прессования.

3.4. Для обеспечения независимости показаний результатов измерений бета-излучения от мутности и цветности контролируемой воды без повышения нижнего предела измерений целесообразно вводить в состав оборудования второе устройство детектирования с аналогичным детектором и встроенным источником 137Cs типа ОСГИ, постоянно «просвечивающем» контролируемую среду, что позволит осуществлять корректировку показаний первого БД.

3.5. Для учета влияния растворенных радиоактивных газов на показания блоков детектирования, предназначенных для контроля суммарной активности гамма-излучающих нуклидов в воде, и учитывая, что в режиме нормальной эксплуатации АЭС 92% вклада в суммарную активность дают радионуклиды 134Cs и 137Cs, целесообразно ввести поправочный коэффициент, рассчитываемый сопоставлением данных с погружных радиометров и радиометров, периодически измеряющих отобранную активность нуклидов цезия на сорбенты.

3.6. При выполнении оперативного контроля качества очистки газов установками подавления активности следует ввести режим выдержки пробы в чувствительном объеме газовых радиометров при продолжении проведения замеров и проводить анализ результатов путем сравнения показаний по коро-тоживущим и долгоживущим радионуклидам до и после установки.

3.7. Для повышения достоверности информации о качестве работ систем спецгазоочистки АЭС, рекомендуется включить в состав оборудования спектрометрические устройства с детектором на основе кристалла Nal(Tl), размещенным под основанием главных вентиляционных труб и использовать методы сравнения информации, поступающей с спектрометра и блоков детектирования суммарной объемной активности газов.

3.8. Для контроля качества очистки сбросных вод АЭС рекомендуется размещать блоки детектирования в контрольных колодцах за пределами реакторного контура, перед слиянием сбросных линий в сбросной канал. Не рекомендуется проведение измерений во врезках в трубопровод в машинных залах АЭС с реакторами типа РБМК. Для обеспечения независимости показаний от напора воды на АЭС с реакторами ВВЭР-1000 следует исключить контроль во врезках в вертикальные участки трубопровода. При невозможности использования новых врезок, детекторы следует размещать во внутренних углах трубопровода со свинцовой защитой извне.

4. Научная новизна полученных данных состоит в выборе новых противо-сорбционных покрытий; разработке новых методик комплексного использования спектрометрических и радиометрических устройств для контроля систем спецочистки; разработке средств, обеспечивающих независимость показаний результатов измерений бета-излучения от мутности и цветности контролируемой воды.

5. Практическая ценность полученных результатов заключается в возможности их использования для построения и эксплуатации радиометров объемной активности жидкостей и газов с улучшенными измерительными характеристиками. Использование подобных радиометров позволит снизить экономические затраты на обслуживание спецочистных сооружений и позволит снизить активности радионуклидов, поступающих во внешнюю среду.

6. Результаты проведенной работы были использованы при создании радиометра жидкости РЖБ-11П, предназначенного для измерений объемной активности бета-гамма излучающих радионуклидов; устройств детектирования УДЖГ-35Р, УДЖГ-13Р, предназначенных для контроля суммарной активности гамма излучающих нуклидов в воде; блока детектирования БДГБ-40П, предназначенного для контроля ИРГ в газовых выбросах АЭС. Так же результаты работы легли в основу технических требований к контролю систем спецочистки на Курской и Волгодонской АЭС и комплекса контроля газоаэрозольных выбросов, предложенного для контроля газоаэрозольных выбросов на второй очереди КуАЭС.

7. Основные материалы, положенные в основу данной работы были изложены автором в 10 статьях в научных периодических изданиях и были доложены на научных конференциях, проводимых Минатомом РФ, межотраслевых и международных семинарах.

1. СП ЛС-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. САНПИН 2.6.1.24-03. — М., Минздрав России, 2003.

2. Функционирование АЭС. Справочник. Сборник статей под ред. Петухо-ва В.Н., М., 2002.

3. О состоянии окружающей природной среды Российской Федерации в 1999 году. Государственный доклад. Государственный комитет Российской Федерации по охране окружающей среды. М.„ 2000.

4. СТТ СОТ АС-91. Санитарные и технические требования к проектированию и эксплуатации систем отпуска теплоты от атомных станций. Минздрав СССР. 1991.

5. ГОСТ 2374-82. Вода питьевая.

6. Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" от 21.11.1995 № 170-ФЗ.

7. Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" от 09.01.1996 №3-Ф3.

8. ОПБ-88/97. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ПНАЭГ-01-011-97, — М., Госатомнадзор России, 1997.

9. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП.2.6.1.758-99. Минздрав России, 1999.

10. ОСПОРБ-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. СП 2.6.1.799-99. — М., Минздрав России, 2000.

11. ПРБ АС-99. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций. Минздрав России. 1999.

12. Федоровский Ю.П. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, М. 1975.

13. Каталог продукции фирмы HERFURТН, Германия, 1997.

14. Каталог продукции фирмы FAG. Германия, 2000

15. Каталог продукции фирмы Herfurth, Германия, 2001.

16. Каталог продукции фирмы BERTOLD & FRIESEHE, Германия, 2000.

17. Каталог продукции фирмы EG&.G ORTEC. США, 2001.

18. Каталог продукции фирмы NUCLEAR ENTERPRISES Ltd. Великобритании, 2001.

19. Каталог продукции фирмы TESLA. Чехия, 2001.

20. Каталог продукции НИЦ СНИИП, 1999.

21. Использование радиометра РЖС-05 для контроля молока и молочных продуктов. (Авт.: М.М Андреева, Н.М Быковский и др.) // Сб. Вопросы атомной науки и техники. Серия Ядерное приборостроение. Вып.2, М., Атомиздат, 1988.

22. Полевые бета-радиометры РКБ4-1еМ и РКБ4-2еМ для контроля загрязненности окружающей среды.(Авт.: Бачурин А.В., Власенко В.В. и др.) // Сб. Вопросы атомной науки и техники. Серия Ядерное приборостроение, Вып.З, М., Атомиздат, 1981.

23. Поленов Б.В., Чебышов С.Б. Приборно-методические принципы обеспечения требований НРБ-99. Ядерные измерительно-информационные технологии, №2, М., 2002, с.21-32.

24. Сивинцев Ю.В. Радиационная безопасность на ядерных реакторах. М., Атомиздат, 1967.

25. Деме М., Фехер Й. Автоматизированная система контроля окружающей среды АЭС. Кн. 1 М., Энергоатомиздат, 1983.

26. Измерение объемной активности воды детектором па основе сцинтилли-рующей полистирольной пленки. (Авт.: Арутинов О.М. и др.) // Сб. Вопросы атомной науки и техники. Серия Ядерное приборостроение, Вып.37, М., Атомиздат, 1978.

27. Федоровский Ю.П. Сцинтилляциоиные пластмассовые и комбинированные детекторы с развитой поверхностью для радиометрии сред и поверхностей. // Сб. докладов межотраслевой конференции «Датчики и детекторы для АЭС». Пенза, 2002.

28. Артамонова Э.В., Кронгауз В.Г., Федоровская Н.И., Федоровский Ю.П, "Поверхностно-активированный сцинтилляционный детектор бета-излучения"; Авторское свидетельство СССР № 1364013 с приоритетом от 17 марта 1986.

29. Руководство по радиационной защите для инженеров. Сокращенный перевод с английского под редакцией Д.Л. Бродера и др. М., Атомиздат, 1973.

30. Кремчукова Н.Т., Новиков Б.В., Федоровский Ю.П. Вопросы градуировки водных радиометров с датчиками погруженными в бесконечную водную среду. Информационный бюллетень, №1 (109). СНИИП, 1968.

31. Комиссаров А.Б., Леонов А.Ф., Соломина Е.Ю., Федоровский П.Ю., Федоровский Ю.П., Чебышов С.Б. Новые радиометры для контроля радиоактивного загрязнения жидких сред // Ядерные информационно-измерительный технологии. Труды НИЦ «СНИИП», 1997, с. 108.

32. Комиссаров А.Б., Леонов А.Ф., Федоровский П.Ю., Федоровский Ю.П.,. Радиометры для контроля бета-активных радионуклидов в воде. // Экологические системы и приборы, №3, 1998.

33. Ильин Л. А., Павловский О. А. Ожидаемые значения дозовых нагрузок на население СССР при реализации планов развития атомной энергетики СССР. Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС. Кн. 1. М., Энергоатомиздат, 1983.

34. Гришмановский В. И, Козлов В. Ф., Лузанова Л. М. Оценка радиационных последствий возможных гипотетических аварий на АЭС с ВВЭР. //Атомная Энергия,т. 67, вып. 1 (октябрь 1989).

35. Афанасьев А. Г., Барышев JI. В., Корытко JI. А. Полищук А. М.

36. Портативные носимые приборы для контроля радиоактивных и делящихся материалов. // Сб. Ядерные измерительно информационные технологии. Труды Научно-Инженерного Центра «СНИИП». М., СНИ-ИП, 1997.

37. Барышев JI. В., Корытко JI. А. Цифровая фильтрация для улучшения энергетического разрешения сцинтилляционных спектров. // Сб. Ядерные измерительно информационные технологии. Труды Научно-Инженерного Центра «СНИИП». М., СНИИП, 1998.

38. Антонов В. JI., Груздева А. А., Жернов В. С. Контроль за распространением радионуклидов по технологическим контурам АЭС. // Атомная Энергия, т. 53, вып. 3, М., 1982

39. Бродер Д.Л., Попков К. К., Рубанов В. А. Биологическая защита транспортных энергетических установок. М., Атомиздат, 1969.

40. Н.Г.Гусев, В.А.Климанов, В.П.Машкович, А.П.Суворов. Защита от ионизирующих излучений. М., Атомиздат, 1980.

41. Защита от ионизирующих излучений. Справочник под ред.

42. B.П.Машковича. М., Атомиздат 1982.

43. Комиссаров А.Б., Федоровский Ю.П., Федоровский П.Ю., Чебышов

44. C.Б. Методы и средства радиационного контроля газовых выбросов АЭС. // Сб. докладов V Международной конференции «Радиационная безопасность: Экология-Атомная энергия». С-Пб, 2002.

45. Брегадзе Ю.И., Степанов Э.К., Ярыпа В.П. Прикладная метрология ионизирующих излучений. М., Энергоатомиздат, 1990.

46. Аппаратура контроля радиационной безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК (Авт.: B.C. Жернов, Ю.Е. Залманзоп, В.Я. Парышев и др.). М., Энергоатомиздат, 1987.

47. Зверков В.В. Эксплуатация ядерного топлива на АЭС с ВВЭР", М., Энергоатомиздат, 1984.

48. Федоровский П.Ю., Федоровский Ю.П., Соломина Е.Ю., Кононов А.Н., Леонов А.Ф., Чебышов С.Б. Детекторы с развитой поверхпо-стьюбО. Опыт разработки и применения.- Ядерные измерительно-информационные технологии, М., 2001.

49. Методика выполнения измерений содержания радиоактивного цезия в водных растворах. В63НИИФТРИ, М., 1993.

50. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев A.M. Безопасность ядерных энергетических установок, М., Энергоатомиздат, 1989.

51. Герасимов А.С., Зарицкая Т.С., Рудик А.П. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах, М., Энергоатомиздат, 1989.

52. Сидоренко В.Д., Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А.

53. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. Справочник, М., Энергоатомиздат, 1983.

54. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции М., Энергоатомиздат, 1989.

55. Попов М., Ерохина Т. Состояние загрязнения атмосферы на территории СССР в 1990 г. и тенденция его изменения за последнее пятилетие // Метеорологи и гидрологи, N 4, М., 1991.

56. С.В. Волков и др. Оценка чувствительности метода прямого спектрометрического контроля радионуклидов в выбросах АЭС. Экологические системы и приборы, М., №1, 2003

57. Алексахин P.M., Крышев И.И., Фесенко С.В., Сапжарова Н.И. Радиоэкологические проблемы ядерной энергетики, Атомная энергия, том 68, вып. 5, май 1990.

58. НТД МХО Интератомэнерго 38.220.56-84 Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения, М., Энергоатомиздат, 1984.

59. Крышев И.И., Сазыкина Т.Г. Имитационные модели динамики экосистем в условиях антропогенного воздействия ТЭС и АЭС, М., Энергоатомиздат, 1990.

60. Бадев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС, М., Энергоатомиздат, 1990.

61. Материалы научной конференции «Ядерный топливный цикл», журнал «Атомная энергия», том.89, вып.4, октябрь 2000.

62. Информационный бюллетень «Радиация и общество» № 1-1995 г., № 2(1)-1996 г., №2 (2)-1997 г. под ред. В.М.Кузнецова.

63. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности.-5-е изд.перераб.и доп. М. Энергоатомиздат,!999.-520.