Расчет защиты ионизирующего излучения. Open Library - открытая библиотека учебной информации

К числу технических средств защиты относится устройство различных экранов из материалов, отражающих и поглощающих радиоактивное излучение. Экраны устраиваются как стационарные, так и передвижные (рис. 58).

При расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности его ослабления. Характеристика защитных материалов и опыт работы с источниками излучений позволяют наметить преимущественные области использования того или иного защитного материала.

Металл чаще всего применяют для сооружения передвижных устройств, а строительные материалы (бетон, кирпич и др.) — для сооружения стационарных защитных устройств.

Прозрачные материалы чаще всего применяют для смотровых систем и поэтому они должны обладать не только хорошими защитными, но и высокими оптическими свойствами. Хорошо удовлетворяют таким требованиям следующие материалы: свинцовое стекло, известковое стекло, стекло с жидким наполнителем (бромистый цинк, хлористый цинк);

Находит применение в качестве защитного материала от гамма-лучей свинцовая резина.

Рис. 58. Передвижной экран

Расчет защитных экранов базируется на законах взаимодействия различных видов излучений с веществом. Защита от альфа-излучений не является сложной задачей, так как альфа-частицы нормальных энергий поглощаются слоем живой ткани 60 мкм, в то время как толщина эпидермиса (омертвевшей кожи) равна 70 мкм. Слой воздуха в несколько сантиметров или лист бумаги являются достаточной защитой от альфа-частиц.

При прохождении бета-излучения через вещество возникает вторичное излучение, поэтому в качестве защитных необходимо применять легкие материалы (алюминий, плексиглас, полистирол), так как энергия тормозного излучения увеличивается с ростом атомного номера материала.

Для защиты от бета-частиц (электронов) высоких энергий используют экраны из свинца, но внутренняя облицовка экранов должна быть изготовлена из материала с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов, а следовательно, и энергию излучения, возникающего в свинце.

Толщина защитного экрана из алюминия (г/см2) определяется из выражения

d = (0,54Еmax - 0,15),

где Еmax — максимальная энергия бета-спектра данного радиоактивного изотопа, МэВ.

При расчете защитных устройств в первую очередь необходимо учитывать спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания в сфере воздействия излучения.

В настоящее время на основании имеющихся расчетных и экспериментальных данных известны таблицы кратности ослабления, а также различного рода номограммы, позволяющие определить толщину защиты от гамма-излучений различных энергий. В качестве примера на рис. 59 приведена номограмма для расчета толщины свинцовой защиты от точечного источника для широкого пучка гамма-излучений Со60, которая обеспечивает снижение дозы излучения до предельно допустимой. На оси абсцисс отложена толщина защиты d, на оси ординат коэффициент К1 равный

(24)

где М — гамма-эквивалент препарата, мг*экв. Ra;

t — время работы в сфере воздействия излучения, ч; R — расстояние от источника, см. Например, надо рассчитать защиту от источника Со60, при М = 5000 мг-экв Ra, если обслуживающий персонал находится на расстоянии 200 см в течение рабочего дня, т. е. t = 6 ч.

Подставляя значения М, R и t в выражение (24), определяем

По номограмме (см. рис. 59) получаем, что для К1 = 2,5-10-1 толщина защиты из свинца d = 7 см.

Другой тип номограммы приведен на рис. 60. Здесь на оси ординат отложена кратность ослабления К, равная

K=Д0/Д

Используя выражение (23), получим

где D0 — доза, создаваемая источником излучения в данной точке в отсутствие защиты; Д — доза, которая должна быть создана в данной точке после устройства защиты.

Рис. 59. Номограмма для расчета толщины свинцовой защиты от точечного источника для широкого пучка гамма-излучения Со60

Предположим, необходимо рассчитать толщину стен помещения, в котором расположена гамма-терапевтическая установка, заряженная препаратом Cs137 в 400 г-экв Ra (М = = 400 000 мг-экв Ra). Ближайшее расстояние, на котором находится обслуживающий персонал, в соседнем помещении R = 600 см. Согласно санитарным нормам в соседних помещениях, в которых находятся люди, не связанные с работой с радиоактивными веществами, доза излучения не должна превышать 0,03 бэр/неделю или для гамма-излучения примерно 0,005 рад за рабочий день, т. е. Д = 0,005 рад за t = 6 ч ослабления, воспользуемся формулой (23). Чтобы оценить кратность

По рис. 60 определяем, что для К = 1,1 . 104, толщина защиты из бетона равна примерно 70 см.

При выборе защитного материала надо руководствоваться его конструкционными свойствами, а также требованиями к габариту и массе защиты. Для защитных кожухов различного типа (гамма-терапевтических, гамма-дефектоскопических), когда существенную роль играет масса, наиболее выгодными защитными материалами являются материалы, которые лучше всего ослабляют гамма-излучение. Чем больше плотность и порядковый номер вещества, тем больше степень ослабления гамма-излучений.

Поэтому для указанных выше целей чаще всего используют свинец, а иногда даже уран. В этом случае толщина защиты меньше, чем при использовании другого материала, а следовательно, меньше масса защитного кожуха.

Рис. 60. Номограмма для расчета толщины защиты от гамма-излучения по кратности ослабления

При создании стационарной защиты (т. е. защиты помещений, в которых ведутся работы с гамма-источниками) , обеспечивающей пребывание людей в соседних комнатах, наиболее экономично и удобно использовать бетон. Если мы имеем дело с мягким излучением, при котором существенную роль играет фотоэффект, в бетон добавляют вещества с большим порядковым номером, в частности барит, что позволяет уменьшить толщину защиты.

В качестве защитного материала для хранилища часто используют воду, т. е. препараты опускают в бассейн с водой, толщина слоя которой обеспечивает необходимое снижение дозы излучения до безопасных уровней. При наличии водяной защиты более удобно проводить зарядку и перезарядку установки, а также выполнять ремонтные работы.

В некоторых случаях условия работы с источниками гамма-излучения могут быть такими, что невозможно создать стационарную защиту (при перезарядке установок, извлечении радиоактивного препарата из контейнера, градуировке прибора и т. д.). Здесь имеется в виду, что активность источников невелика. Чтобы обезопасить обслуживающий персонал от облучения, надо пользоваться, как говорят «защитой временем» или «защитой расстоянием». Это значит, что все манипуляции с открытыми источниками гамма-излучения следует производить при помощи длинных захватов или держателей. Кроме того, ту или иную операцию надо производить только за тот промежуток времени, в течение которого доза, полученная работающим, не превысит установленной санитарными правилами нормы. Такие работы нужно вести контролем дозиметриста. При этом в помещении не должны находиться посторонние лица, а зону, в которой доза превышает предельно допустимую за время работы, необходимо оградить.

Необходимо периодически производить контроль защиты при помощи дозиметрических приборов, так как с течением времени она может частично потерять свои защитные свойства вследствие появления тех или иных незаметных нарушений ее целостности, например трещин в бетонных и баритобетонных ограждениях, вмятин и разрывов свинцовых листов и т. д.

Расчет защиты от нейтронов производят по соответствующим формулам или номограммам. В качестве защитных материалов в этом случае следует брать вещества с малым атомным номером, ибо при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона. Для защиты от нейтронов обычно используют воду, полиэтилен. Практически не бывает чистых потоков нейтронов. Во всех источниках помимо нейтронов существуют мощные потоки гамма-излучения, которые образуются в процессе деления, а также при распаде продуктов деления. Поэтому при проектировании защиты от нейтронов всегда надо одновременно предусматривать защиту от гамма-излучений.

Полезная информация:

В межзвездном пространстве гамма-излучение может возникать в результате соударений квантов более мягкого длинноволнового, электромагнитного излучения, например света, с электронами, ускоренными магнитными полями космических объектов. При этом быстрый электрон передает свою энергию электромагнитному излучению и видимый свет превращается в более жесткое гамма-излучение.

Аналогичное явление может иметь место в земных условиях при столкновении электронов большой энергии, получаемых на ускорителях, с фотонами видимого света в интенсивных пучках света, создаваемых лазерами. Электрон передает энергию световому фотону, который превращается в γ-квант. Таким образом, можно на практике превращать отдельные фотоны света в кванты гамма-излучения высокой энергии.

Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью, т.е. может проникать сквозь большие толщи вещества без заметного ослабления. Основные процессы, происходящие при взаимодействии гамма-излучения с веществом, - фотоэлектрическое поглощение (фотоэффект), комптоновское рассеяние (комптон-эффект) и образование пар электрон-позитрон. При фотоэффекте происходит поглощение γ-кванта одним из электронов атома, причём энергия γ-кванта преобразуется (за вычетом энергии связи электрона в атоме) в кинетическую энергию электрона, вылетающего за пределы атома. Вероятность фотоэффекта прямо пропорциональна пятой степени атомного номера элемента и обратно пропорциональна 3-й степени энергии гамма-излучения. Таким образом, фотоэффект преобладает в области малых энергии γ-квантов (£ 100 кэВ) на тяжелых элементах (Pb, U).

При комптон-эффекте происходит рассеяние γ-кванта на одном из электронов, слабо связанных в атоме. В отличие от фотоэффекта, при комптон-эффекте γ-квант не исчезает, а лишь изменяет энергию (длину волны) и направление распространения. Узкий пучок гамма-лучей в результате комптон-эффекта становится более широким, а само излучение - более мягким (длинноволновым). Интенсивность комптоновского рассеяния пропорциональна числу электронов в 1см 3 вещества, и поэтому вероятность этого процесса пропорциональна атомному номеру вещества. Комптон-эффект становится заметным в веществах с малым атомным номером и при энергиях гамма-излучения, превышают энергию связи электронов в атомах. Так, в случае Pb вероятность комптоновского рассеяния сравнима с вероятностью фотоэлектрического поглощения при энергии ~ 0,5 МэВ. В случае Al комптон-эффект преобладает при гораздо меньших энергиях.

Если энергия γ-кванта превышает 1,02 МэВ, становится возможным процесс образования электрон-позитроновых пар в электрическом поле ядер. Вероятность образования пар пропорциональна квадрату атомного номера и увеличивается с ростом hν. Поэтому при hν ~10 МэВ основным процессом в любом веществе оказывается образование пар.

Обратный процесс аннигиляция электрон- позитронной пары является источником гамма-излучения.

Для характеристики ослабления гамма-излучения в веществе обычно пользуются коэффициентом поглощения, который показывает, на какой толщине Х поглотителя интенсивность I 0 падающего пучка гамма-излучение ослабляется в е раз:

I=I 0 e -μ0x

Здесь μ 0 – линейный коэффициент поглощения гамма-излучения. Иногда вводят массовый коэффициент поглощения, равный отношению μ 0 к плотности поглотителя.

Экспоненциальный закон ослабления гамма-излучения справедлив для узкого направления пучка гамма-лучей, когда любой процесс, как поглощения, так и рассеяния, выводит гамма-излучение из состава первичного пучка. Однако при высоких энергиях процесс прохождения гамма-излучения через вещество значительно усложняется. Вторичные электроны и позитроны обладают большой энергией и поэтому могут, в свою очередь, создавать гамма-излучение благодаря процессам торможения и аннигиляции. Таким образом, в веществе возникает ряд чередующихся поколений вторичного гамма-излучения, электронов и позитронов, то есть происходит развитие каскадного ливня. Число вторичных частиц в таком ливне сначала возрастает с толщиной, достигая максимума. Однако затем процессы поглощения начинают преобладать над процессами размножения частиц, и ливень затухает. Способность гамма-излучения развивать ливни зависит от соотношения между его энергией и так называемой критической энергией, после которой ливень в данном веществе практически теряет способность развиваться.

Для изменения энергии гамма- излучения в экспериментальной физике применяются гамма-спектрометры различных типов, основанные большей частью на измерении энергии вторичных электронов. Основные типы спектрометров гамма-излучения: магнитные, сцинтилляционные, полупроводниковые, кристалл-дифракционные.

Изучение спектров ядерных гамма-излучений дает важную информацию о структуре ядер. Наблюдение эффектов, связанных с влиянием внешней среды на свойства ядерного гамма-излучения, используется для изучения свойств твёрдых тел.

Гамма-излучение находит применение в технике, например для обнаружения дефектов в металлических деталях – гамма-дефектоскопия. В радиационной химии гамма-излучение применяется для инициирования химических превращений, например процессов полимеризации. Гамма-излучение используется в пищевой промышленности для стерилизации продуктов питания. Основными источниками гамма-излучения служат естественные и искусственные радиоактивные изотопы, а также электронные ускорители.

Действие на организм гамма-излучения подобно действию других видов ионизирующих излучений. Гамма-излучение может вызывать лучевое поражение организма, вплоть до его гибели. Характер влияния гамма-излучения зависит от энергии γ-квантов и пространственных особенностей облучения, например, внешнее или внутреннее. Относительная биологическая эффективность гамма-излучения составляет 0,7-0,9. В производственных условиях (хроническое воздействие в малых дозах) относительная биологическая эффективность гамма-излучения принята равной 1. Гамма-излучение используется в медицине для лечения опухолей, для стерилизации помещений, аппаратуры и лекарственных препаратов. Гамма-излучение применяют также для получения мутаций с последующим отбором хозяйственно-полезных форм. Так выводят высокопродуктивные сорта микроорганизмов (например, для получения антибиотиков) и растений.

Современные возможности лучевой терапии расширились в первую очередь за счёт средств и методов дистанционной гамма-теропии. Успехи дистанционной гамма-теропии достигнуты в результате большой работы в области использования мощных искусственных радиоактивных источников гамма-излучения (кобальт-60, цезий-137), а также новых гамма-препаратов.

Большое значение дистанционной гамма-теропии объясняется также сравнительной доступностью и удобствами использования гамма-аппаратов. Последние, так же как и рентгеновские, конструируют для статического и подвижного облучения. С помощью подвижного облучения стремятся создать большую дозу в опухоли при рассредоточенном облучении здоровых тканей. Осуществлены конструктивные усовершенствования гамма-аппаратов, направленные на уменьшение полутени, улучшение гомогенизации полей, использование фильтров жалюзи и поиски дополнительных возможностей защиты.

Использование ядерных излучений в растениеводстве открыло новые, широкие возможности для изменения обмена веществ у сельскохозяйственных растений, повышение их урожайности, ускорения развития и улучшения качества.

В результате первых исследований радиобиологов было установлено, что ионизирующая радиация – мощный фактор воздействия на рост, развитие и обмен веществ живых организмов. Под влиянием гамма-облучения у растений, животных или микроорганизмов меняется слаженный обмен веществ, ускоряется или замедляется (в зависимости от дозы) течение физиологических процессов, наблюдаются сдвиги в росте, развитии, формировании урожая.

Следует особо отметить, что при гамма-облучении в семена не попадают радиоактивные вещества. Облученные семена, как и выращенный из них урожай, нерадиоактивны. Оптимальные дозы облучения только ускоряют нормальные процессы, происходящие в растении, и поэтому совершенно необоснованны какие-либо опасения и предостережения против использования в пищу урожая, полученного из семян, подвергавшихся предпосевному облучению. Ионизирующие излучения стали использовать для повышения сроков хранения сельскохозяйственных продуктов и для уничтожения различных насекомых-вредителей. Например, если зерно перед загрузкой в элеватор пропустить через бункер, где установлен мощный источник радиации, то возможность размножения насекомых-вредителей будет исключена и зерно сможет храниться длительное время без каких-либо потерь. Само зерно как питательный продукт не меняется при таких дозах облучения. Употребление его для корма четырех поколений экспериментальных животных не вызвало каких бы то ни было отклонений в росте, способности к размножению и других патологических отклонений от нормы. Защититься от воздействия гамма-излучения сложнее, чем от воздействия альфа- и бета-частиц. Проникающая способность его очень высока, и гамма-излучение способно насквозь пронизывать живую человеческую ткань. Нельзя однозначно утверждать, что вещество некоторой толщиной полностью остановит гамма-излучение. Часть излучения будет остановлена, а часть его - нет. Однако, чем более толстый слой имеет защита и чем больше удельный вес и атомный номер вещества, которое используется в качестве защиты, тем более она эффективна. Толщина материала, требуемого, чтобы уменьшить излучение в два раза - называется слоем половинного ослабления. Толщина слоя половинного ослабления, естественно, изменяется в зависимости от применяемого материала защиты и энергии излучения. Уменьшить мощность гамма-излучения на 50% могут, например, 1 см свинца, 5 см бетона, или 10 см воды.

3. Расчет защиты от источника гамма-излучения (кобальт-60).

При расчете защиты от рентгеновского и гамма-излучения учитываются следующие данные.

1. Активность и тип источника, Q, мКи.
2. Энергия излучения, Е, МэВ.
3. Расстояние от источника до точки, в которой рассчитывается защита, R, см.
4. Время работы с источником, t, час.
5. Мощность экспозиционной дозы на расстоянии, Р, мР/ч.
6. Учитывается допустимая мощность дозы на рабочем месте (для категории А она составляет 20 мЗв).
7. Материал защиты.
8. Толщина защиты, d, см.

При определении толщины материала учитывают кратность ослабления К. Кратность ослабления К – коэффициент, показывающий, во сколько раз уменьшается мощность дозы от источника различной геометрии за защитным экраном толщиной d.

Дано:

Тип источника – Кобальт-60.

Активность, мКи, Q	Расстояние, м, R	Время работы, час, t	Энергия, МэВ
150	1	2	1,27

Рассчитаем мощность экспозиционной дозы:

20 (Р/см²)/(ч·мКи)

R=1 м=100 см

Рассчитаем накопленную экспозиционную дозу:

Определим толщину защиты из свинца d (см):

Dн=1,2 мР

Кратность ослабления излучения составит:

При энергии излучения 1,27 МэВ и при кратности ослабления К=500 табличное значение толщины (Табл. 1) составляет d=113 мм=11,3 см.

Ответ: для источника ионизирующего излучения (Кобальт-60) с энергией 1,27 МэВ при работе оператора 120 минут (2 часа) необходима толщина свинцовой защиты d=11,3 см (плотность свинца ρ=11,34 г/см³) для того, чтобы за время работы он получил экспозиционную дозу облучения не более Dн=1,2 мР.

Таблица 1

Краткое описание

С ионизирующим излучением и его особенностями человечество познакомилось совсем недавно: в 1895 году немецкий физик В.К. Рентген обнаружил лучи высокой проникающей способности, возникающие при бомбардировке металлов энергетическими электронами (Нобелевская премия, 1901 г.), а в 1896 г. А.А. Беккерель обнаружил естественную радиоактивность солей урана. Нет необходимости говорить о том положительном, что внесло в нашу жизнь проникновение в структуру ядра, высвобождение таившихся там сил. Но как всякое сильнодействующее средство, особенно такого масштаба, радиоактивность внесла в среду обитания человека вклад, который к благотворным никак не отнесёшь.

Величина напряжения прикосновения для человека, стоящего на грунте и коснувшегося оказавшегося под напряжением заземленного корпуса, может быть определена как разность потенциалов руки (корпуса) и ноги (грунта) с учетом коэффициентов:

 1 - учитывающего форму заземлителя и расстояния от него до точки, на которой стоит человек; 2 - учитывающего дополнительное сопротивление в цепи человека (одежда, обувь) Uпр = U3 1 2, а ток, проходящий через человека Ih = (I3*R3* 1 2)/Rh Наиболее опасным для человека является прикосновение к корпусу, находящемуся под напряжением и расположенному вне поля растекания (рис. 3).

Рис. 3. Напряжение прикосновения к заземленным нетоковедущим частям, оказавшимся под напряжением::

I – кривая распределения потенциалов; II - кривая распределения напряжения прикосновения

Напряжением шага (шаговым напряжением) называется напряжение между двумя точками цепи тока, находящихся одна от другой на расстоянии шага, на которых одновременно стоит человек (ГОСТ 12.1.009).

Uш = U3  1 2, Ih = I3*(R3/Rr1 2,

 1 - коэффициент, учитывающий форму заземлителя;

 2- коэффициент, учитывающий дополнительное сопротивление в цепи человека (обувь, одежда). Таким образом, если человек находится на грунте вблизи заземлителя, с которого стекает ток, то часть тока может ответвляться и проходить через ноги человека по нижней петле (рис. 4).

Рис. 4. Включение на напряжение шага

Наибольшее напряжение шага будет вблизи заземлителя и особенно, когда человек одной ногой стоит над заземлителем, а другой - на расстоянии шага от него. Если человек находится вне поля растекания или на одной эквипотенциальной линии, то напряжение шага равно нулю (рис. 5).

Необходимо иметь в виду, что максимальные значения  1 и  2 больше таковых соответственно  1 и  2, поэтому шаговое напряжение значительно меньше напряжения прикосновения.

а - общая схема; б – растекание тока с опорной поверхности ног человека

Кроме того, путь тока "нога-нога" менее опасен, чем путь "рука-рука". Однако имеется много случаев поражения людей при воздействии шагового напряжения, что объясняется тем, что при воздействии шагового напряжения в ногах возникают судороги, и человек падает. После падения человека цепь тока замыкается через другие участки тела, кроме того человек может замкнуть точки с большими потенциалами.

Определить необходимую толщину бетонных стен между лабораторией, в которой имеется установка с рентгеновской трубкой, и соседними производственными помещениями. Исходные данные: Ближайшее рабочее место в соседнем с лабораторией помещении расположено на расстоянии 3м от рентгеновской трубки. Продолжительность работы рентгеновской трубки в течение дня составляет 6 часов. Сила тока трубки равна 0,8мА. Напряжение на аноде трубки равно 150кВ.

1.Расчёт толщины защитных экранов от прямого рентгеновского излучения.

Рентгеновское излучение имеет непрерывный энергетический спектр, максимальная энергия которого соответствует номинальному напряжению на рентгеновской трубке U0. При расчёте защитных экранов от рентгеновского излучения следует учитывать изменение его спектрального состава, возникающее в следствие более сильного поглощения низкоэнергетических компонентов спектра с ростом толщины защитного слоя. Для определения толщины защитного экрана из бетона при напряжении на аноде 150кВ следует воспользоваться табл. 1(приложение). Толщина защитного экрана в этом случае определяется в зависимости от коэффициента К2

,где t-время работы рентгеновской трубки в неделю (t=36ч), I-сила тока трубки, мА; R-расстояние между трубкой и рабочим местом, м; D0-предельно допустимая недельная доза облучения, равная 1мЗв.

Тогда , тогда по таблице 1 приложения находим толщину бетонного защитного экрана d0=200мм.

При определении толщины защитного экрана также рекомендуется увеличить расчетную толщину её на один слой половинного ослабления.По табл.2(приложение)определим значение толщину слоя половинного ослабление d1/2=23мм. В результате получили, что толщина защитных экранов от прямого рентгеновского излучения равна: d=d0+d1/2=200+23=223мм.

Расчёт толщины защитных экранов от рассеянного рентгеновского излучения.

Для определения толщины защитного экрана из бетона воспользуемся данными табл.3(приложение), где коэффициент К2 такой же как при прямом рентгеновском излучении. В этом случае R-расстояние от места рассеяния излучения до ближайшего рабочего места в соседнем помещении, м. Воспользовавшись табл.3 получим d=100мм.

Вычислить значение толщины вторичной обмотки трансформатора токов нулевой последовательности, намотанной проводником ПЭТВ и сделать вывод о возможности размещения первичных обмоток, если Dн=0,5D2, типоразмер сердечника К20х10х5, диаметр провода по меди 0,27мм, n2=1500, .

По типоразмеру сердечника (КD1xD2xh, где D1 и D2-наружный и внутренний диаметры сердечника, см; h-высота сердечника) определим D2=10см.

Найдём среднюю длину намотанного слоя:

Найдём среднее число витков в слое вторичной обмотки

Где Ку - коэффициент укладки провода, который равен Ку=0,8; dиз- диаметр обмоточного провода с изоляцией, который определяем по приложению 2 dиз=0,31мм

тогда

Определяем число слоев вторичной обмотки

, принимаем nсл=3

Уточнённое значение толщины вторичной обмотки с учётом изоляции и коэффициента разбухания Кр=1,25 определяем по формуле:

Выполним проверку: , условие выполняется.

Конструкция и расположение проводников первичных обмоток должны обеспечить малое значение амплитуды сигнала небаланса на выходе трансформатора. Достаточно эффективным способом снижения небаланса являются ориентация и расщепление первичных проводников в окне тороида. Первым способом(ориентация) состоит в том, что систему из жестко закреплённых между собой первичных проводников поворачивают вокруг оси тороида до тех пор, пока не будет достигнут минимум небаланса. Экспериментально установлено, что при двух первичных обмотках значения небаланса в зависимости от угла поворота системы могут отличаться в 4 раза. Основным недостатком данного способа является трудоёмкость настройки трансформатора.

Вариант "а".

Воздействие излучения на организм человека характеризуется поглощенной дозой излучения

где I γ –полная гамма–постоянная данного радиоактивного изотопа, р·см 2 /мКи·ч.

C – активность источника, мКи, t – время действия облучения, ч;

R – расстояние от источника до объекта облучения, см. Переход от активности (микрокюри) к гамма–эквиваленту (в миллиграмм–эквивалентах радия Г) и наоборот производится, по соотношению с I γ = Г·8,25, где 8,25 – ионизационная постоянная радия.

t = 41 – число часов работы в неделя.

При определении толщины экрана исходят из необходимости максимального ослабления интенсивности потока излучения. Для лиц категории А (персонал – профессиональные работники, непосредственно работающие о источниками ионизирующих излу­чений) предельно допустимая доза (ПДД), определяемая "Нор­мами радиационной безопасности НРБ – 76 и основными прави­лами работа с радиоактивными веществами и другими источни­ками ионизирующих излучений ОСП – 72/80 равна 100 мбэр/нед.

1 бэр – единица дозы любого вида, ионизирующего излучении в биологической ткани организма, которая вызывает такой же биологический эффект, как и дозы в 1 рад рентгеновского или гамма– излучения.

1 рад – внесистемная единица поглощенной дозы любого ионизирующего излучения: 1 рад = 0,01 Дж/кг.

Для гамма – излучения бэр численно равен I рентгену.

Следовательно, ПДД = 100 мр/неделю. Рассчитанная интенсив­ность излучения составляет 54 р/неделю, т.е. превышает допустимую в 54 · 0,1 = 540 раз. Значит экран должен обеспечивать ослабление интенсивности излучения в К = 540 раз. Поэтому:

Вариант "Б".

Расчетная доза излучения
р/ ч,

где M – γ эквивалент изотопа в мг – экв Ra; 8,4 – γ – постоянная Ra при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм, р·см 2 /мКи·ч.

R – расстояние от источника до рабочего места, см.

Предельно допустимая модность поглощенной дозы для опера­тора категории "А" - Р 0 = 0,1 р/неделю = 100 / t, мр/ч.

где: t – время работы в недели, при 6–часовок рабочем дне t = 30 часов.

Необходимая кратность ослабления

Необходимая кратность ослабления с учетом коэффициента запаса

где n – коэффициент запаса ≥2.

Толщина экрана для ослабления потока излучения в 3,9 раза определяется по формуле:

где  – линейный коэффициент ослабления излучения материалом экрана.

Для ослабления излучения с высоким атомным номером к высокой плотностью пригодны по своим защитным свойствам: а) нержавеющая сталь; б) чугун; в) бетон; г) вольфрам: д) свинец.

Примем энергию изотопа для р – излучения 3 MзB. По справочным данным для энергии излучения Р = 3 МзВ определяем линейные коэффициенты ослабления (табл.8.с181):

для железа:  ж = 0,259 см –1 ;

для бетона:  б = 0,0853 см –1 ;

для вольфрама:  в = 0,786 см –1 ;

для свинца:  с = 0,48 см –1 .

Толщины экранов, рассчитанные для 3,9 кратного ослабления излучения при коэффициенте запаса 2 , из рассмотренных материалов будут равны:

а) железного:

б) бетонного:

в) вольфрамового:

г) свинцового:

Таким образом, для стационарного экрана наиболее практичными и дешевым будет бетонный экран толщиной не менее 24 см; для передвижных экранов могут быть использованы свинец толщиной не менее 4,3 см, железо толщиной не менее 8,0 см или вольфрам толщиной не менее 2,65 см; для разборного металлического экрана можно использовать металлические стрелообразные блоки (кирпичи из чугуна) с толщиной стенки не менее 8см.

Санитарные правила устройства и эксплуатации радиационных контуров при ядерных реакторах*

УТВЕРЖДЕНЫ Заместителем Главного государственного санитарного врача СССР А.И.Заиченко 27 декабря 1973 г. N 1137-73
_______________
* Настоящие Правила разработаны сотрудниками филиала научно-исследовательского физико-химического института им. Л.Я.Карпова и Всесоюзного центрального научно-исследовательского института охраны труда ВЦСПС.

Введение

Введение

Настоящие правила составлены в развитие "Норм радиационной безопасности"* (НРБ-69) и "Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений"* (ОСП-72).
_______________
СП 2.6.1.2612-10 (ОСПОРБ-99/2010) ;
** На территории Российской Федерации документ не действует. Действуют СанПиН 2.6.1.2523-09 (НРБ-99/2009) . - Примечание изготовителя базы данных.

Правила являются обязательными для всех учреждений и предприятий, проектирующих, строящих и эксплуатирующих радиационные контуры (РК) при ядерных реакторах.

Правила распространяются на РК исследовательского, полупромышленного и промышленного типов, предназначенные для проведения радиохимических процессов, лучевой стерилизации, биологических экспериментов и т.д.

Ответственность за выполнение настоящих Правил возлагается на администрацию учреждений (предприятий).

1. Основные понятия, определения и терминология

1.1. Радиационный контур (РК) - устройство для гамма-облучения, использующее циркуляцию рабочих веществ, в которых под действием нейтронов реактора образуются гамма-активные изотопы.

1.2. Гамма-носитель - рабочее вещество, являющееся источником гамма-излучения в РК.

1.3. Делящийся гамма-носитель - вещество, в котором под действием нейтронов происходит расщепление атомных ядер.

1.4. Генератор активности - устройство, в котором рабочее вещество РК становится гамма-активным.

1.5. Облучатель - часть РК, предназначенная для облучения различных объектов излучения гамма-носителя.

1.6. Радиационный аппарат - устройство, предназначенное для осуществления определенного радиационного процесса.

1.7. Запаздывающие нейтроны - нейтроны, испускаемые ядрами спустя некоторый промежуток времени после деления.

1.8. Фотонейтроны - нейтроны, вылетающие из ядер атомов в результате их взаимодействия с гамма-квантами.

1.9. РК с водным способом защиты - такие РК, в которых облучатель находится постоянно под защитным слоем воды.

1.10. РК с сухим способом защиты - такие РК, в которых для защиты от излучения используется бетон, свинец и другие твердые материалы.

1.11. Рабочая камера - помещение, окруженное защитой, в котором производится облучение.

1.12. Рабочий бассейн - бассейн, служащий для хранения облучателя и для помещения облучаемого объекта.

1.13. Лабиринт (изогнутый коридор) - типичное защитное устройство, предохраняющее от излучения источника за пределами рабочей камеры.

1.14. Хранилище гамма-носителя - специальная емкость, соединенная с системой РК, в которой хранится гамма-носитель при прекращении циркуляции.

1.15. Аварийное хранилище - специальная емкость (резервуар), предназначенная для слива гамма-носителя в аварийных случаях.

1.16. Операторская - помещение, в котором расположены системы управления РК.

1.17. Смежное помещение - помещение, непосредственно прилегающее к рабочей камере и отделенное от нее постоянной перегородкой (стеной, полом, потолком).

1.18. Запретный период - время работы вентиляции после окончания облучения, необходимое для снижения концентрации токсических веществ в рабочей камере до предельно допустимых величин.

2. Общие положения

2.1. По назначению РК при ядерных реакторах разделяются на две группы:

I группа - РК научно-исследовательского, полупромышленного и промышленного типов, предназначенные для проведения взрывоопасных процессов;

II группа - РК научно-исследовательского, полупромышленного и промышленного типов, предназначенные для проведения невзрывоопасных процессов.

2.2. При разработке РК и их эксплуатации должны учитываться конкретные особенности используемого типа реактора и свойства применяемого гамма-носителя.

2.3. Степень возможной радиационной опасности при эксплуатации РК определяется следующими основными факторами:

а) интенсивностью внешних потоков гамма-излучения в рабочих помещениях;

б) радиоактивной загрязненностью помещений, оборудования и облучаемых объектов, возникающей в результате разгерметизации системы РК и при ремонтных работах;

в) загрязненностью воздуха производственных помещений радиоактивными аэрозолями и газами;

г) интенсивностью потоков запаздывающих нейтронов при использовании гамма-носителя на делящихся материалах;

д) интенсивностью потоков фотонейтронов, образующихся по реакции (, );

е) активацией облучаемых объектов, радиационных аппаратов, окружающей среды запаздывающими нейтронами и фотонейтронами.

2.4. Нерадиационными источниками опасности являются:

а) озон и окислы азота, образующиеся в результате радиолиза воздуха;

б) продукты радиолиза воды при наличии ее в технологических системах РК;

в) токсические вещества, поступающие в воздух помещений из облучаемых объектов и пр.

2.5. Потенциальными источниками опасности являются:

а) взрыво- и огнеопасные вещества, облучаемые на РК, или продукты, образующиеся в процессе облучения;

б) "гремучая смесь", образование которой возможно при радиолизе воды в случае размещения отдельных узлов РК под водой;

в) агрессивные среды, возникающие при эксплуатации РК.

2.6. Проекты вновь строящихся при* реконструируемых РК подлежат обязательному согласованию с учреждениями санэпидслужбы. В проектах РК должны быть учтены все факторы опасности и разработаны эффективные мероприятия по снижению вредных воздействий на персонал.
_______________
* Текст документа соответствует оригиналу. - Примечание изготовителя базы данных.

2.7. РК до их пуска в эксплуатацию должны быть приняты комиссией в составе представителей администрации учреждения (предприятия), санэпидслужбы, Госатомнадзора и др. заинтересованных организаций.

2.8. К работе на РК допускаются лица, не имеющие медицинских противопоказаний, перечисленных в приложении к "Основным санитарным правилам". Медицинский осмотр должен проводиться 1 раз в год, а контроль содержания радиоактивных веществ в организме работающих при безаварийной эксплуатации РК - 1 раз в 5 лет.

2.9. На основании настоящих Правил администрация учреждения (предприятия) разрабатывает детальные инструкции по технике безопасности при обслуживании и работе на РК с учетом особенностей устройства РК и проводимых работ.

2.10. Ответственность за безопасность работ на РК несут администрация учреждений (предприятий) и руководители работ.

2.11. Все работающие на РК должны быть обучены безопасным методам работы, знать правила пользования санитарно-техническими устройствами, защитными приспособлениями и правилами личной гигиены, а также сдать соответствующий техминимум. Повторная проверка знаний должна проводиться не реже одного раза в год. Лица, привлекаемые к работе на РК, должны быть проинструктированы перед началом работы. В случае изменения ряда параметров РК (технологии процесса облучения, системы управления РК и т.п.) необходимо провести дополнительный инструктаж.

3. Требования к конструкции и защите радиационных контуров

3.1. РК с гамма-носителями любого типа должны иметь надежную систему герметизации.

3.2. Материалы, применяемые для изготовления узлов и коммуникаций РК, должны обладать:

а) достаточной механической прочностью;

б) высокой коррозионной устойчивостью в условиях эксплуатации;

в) малой сорбционной емкостью по отношению к гамма-носителю;

г) низким сечением активации в нейтронных потоках;

д) малым периодом полураспада наведенной активности.

3.3. Наиболее уязвимые узлы и системы РК (электромагнитные насосы, датчики уровня, температуры и т.д.) необходимо располагать таким образом, чтобы их замена, в случае выхода из строя, осуществлялась с минимальной опасностью и без нарушения герметичности циркуляционной системы.

3.4. При проектировании РК целесообразно выбирать при прочих условиях наименьшую скорость циркуляции гамма-носителя для снижения коррозии и эрозии конструкционных материалов РК.

В случае использования в качестве гамма-носителя делящегося материала скорость циркуляции должна обеспечивать, кроме того, минимальную активность, наведенную запаздывающими нейтронами в облучаемой системе и конструкционных материалах РК.

3.5. Конструкция РК должна предусматривать предотвращение закупорки в системах коммуникаций при любых режимах работы ядерного реактора.

При проектировании РК на основе расчета теплового режима всех узлов и коммуникаций РК должна быть исключена возможность такой закупорки. Конструкция РК должна предусматривать возможность ликвидации закупорки коммуникаций гамма-носителем.

В процессе эксплуатации РК необходимо осуществлять постоянный контроль температуры гамма-носителя и в случае необходимости принимать меры к поддержанию рабочего режима.

3.6. Конструкция РК должна позволять полностью удалять в случае необходимости гамма-носитель в специальное хранилище (сливное устройство и пр.). Необходимо обеспечивать такое расположение узлов и коммуникаций РК и такую конструкцию облучателя, которые максимально облегчают естественное удаление гамма-носителя в хранилище. При этом необходимо учитывать изменение мощности реактора в связи с аварийным сливом гамма-носителя.

3.7. На РК должно быть предусмотрено устройство для принудительного удаления в специальное хранилище остатков гамма-носителя (например, с помощью продувки системы РК инертными газами и т.д.), а также удаление гамма-носителя из тех узлов РК, откуда невозможен его слив под действием силы тяжести.

3.8. При приемке РК в эксплуатацию после устранения обнаруженных дефектов монтажа производится загрузка контура гамма-носителем и проверяется надежность и стабильность его циркуляции как в пусковых, так и в стационарных циркулирующих режимах (первая стадия приемки). Во второй стадии приемки во время циркуляции гамма-носителя при малой мощности ядерного реактора (близкой к нулевой) проверяется надежность и стабильность всех систем РК, включая приборы дозиметрического и технологического контроля. В заключительной стадии приемки комиссия проверяет величину гамма-фона у наружных поверхностей защиты в процессе постепенного вывода реактора на максимальную мощность.

На заключительной стадии комиссия составляет акт о приемке РК в эксплуатацию.

3.9. Расчет защиты РК следует проводить с учетом всех видов излучений (нейтронов, гамма-излучения и пр.).

3.10. При применении в РК неделящихся гамма-носителей расчет защиты проводится по универсальным таблицам, приведенным в приложении 1.

4. Требования к системам блокировки и сигнализации

4.1. РК должны иметь надежные системы блокировки и сигнализации, обеспечивающие непрерывную информацию об уровнях излучения и срабатывающие независимо друг от друга как при возрастании мощности дозы, так и при неисправностях технологических систем. На РК с защитой сухого типа должно быть оборудовано не менее двух полностью независимых систем блокировки входной двери камеры облучения (или лабиринта).

4.2. В случае неисправности хотя бы одной из систем блокировки и сигнализации входной двери камеры облучения эксплуатация РК запрещается до ликвидации неисправности.

4.3. Системы блокировки должны быть основаны на одновременном использовании:

а) приборов, информирующих о величине мощности дозы гамма- и нейтронного излучения;

б) устройства (насос и пр.), обеспечивающего циркуляцию гамма-носителя в системе РК.

4.4. При незапертой входной двери гамма-носитель должен находиться в хранилище, а возможность его циркуляции должна быть исключена.

Должна быть также исключена возможность попадания человека в рабочую камеру и лабиринт в случае конвейерной системы подачи объектов на облучение во время работы РК.

4.5. При включении энергопитания входная дверь должна оставаться заблокированной.

4.6. Рабочая камера РК должна быть оборудована звуковой и световой сигнализацией, которая предупреждает о необходимости немедленно покинуть рабочую камеру (или лабиринт).

4.7. Вход в рабочую камеру РК допускается только по разрешению ответственного дежурного лица.

4.8. В рабочей камере (или лабиринте) должны находиться устройства, позволяющие немедленно прекратить циркуляцию гамма-носителя и перевести его в хранилище.

4.9. На пульте управления РК должны быть приборы и световое табло, информирующее о величинах мощности дозы гамма- и нейтронного излучений (для контура с делящимся материалом) в рабочей камере, в лабиринте, о работе устройств для осуществления циркуляции гамма-носителя, вакуумных систем и пр. Необходимо оснащать РК датчиками, сигнализирующими об утечке гамма-носителя из контура.

4.10. В случае установления запретного периода времени блокировка входной двери должна включать в себя устройство, обеспечивающее соблюдение этого срока после удаления гамма-носителя.

4.11. На РК, оборудованных конвейером, монтажными люками, должна быть исключена возможность попадания людей в рабочую камеру через отверстия входа и выхода конвейера и открытия люка при работе РК.

4.12. РК с водяной защитой должны быть оборудованы звуковой и световой сигнализациями:

а) об изменении уровня воды;

б) о повышении порогового значения мощности дозы над зеркалом воды бассейна.

4.13. При снижении уровня воды в бассейне, приводящем к повышению уровня излучения, превышающего предусмотренный для данной установки, автономная система блокировки должна обеспечить прекращение циркуляции гамма-носителя и перевод его в хранилище.

4.14. Бассейн должен иметь ограждения или крышку для предотвращения несчастных случаев при проведении ремонтных и других работ на РК.

5. Требования к вентиляции

5.1. Вентиляция помещений РК проектируется с учетом требований СН-245-71* и должна обеспечивать удаление наряду с радиоактивными аэрозолями и газами также продуктов радиолиза воздуха и других токсических веществ, выделяющихся или образующихся из облучаемых материалов и из оборудования.
_______________
* На территории Российской Федерации документ не действует. Действуют СП 2.2.1.1312-03 , здесь и далее по тексту. - Примечание изготовителя базы данных.

5.2. Во всех помещениях, где проходят коммуникации РК, необходимо создать разрежение порядка 5 мм вод.ст., обеспечивающее подсос воздуха из чистых помещений. Вентиляционные коробы систем вытяжной вентиляции необходимо изготовлять из материалов, устойчивых к коррозии и несорбирующих радиоактивных веществ.

5.3. Рабочая камера должна быть оборудована приточно-вытяжной вентиляцией с превышением вытяжки над притоком на 10-15%. В зимнее время необходимо предусмотреть подогрев подаваемого воздуха. Рабочая камера и пультовая РК должны обслуживаться независимыми вентиляционными системами с отдельными воздуховодами и вентиляторами, работающими постоянно. Допускается отключение вентиляторов во время нахождения гамма-носителя в хранилище.

5.4. Кратность воздухообмена, необходимая для снижения загрязнения воздуха радиоактивными и токсическими веществами до величин, не превышающих среднегодовой допустимой концентрации (СДК), рассчитывается в зависимости от гамма-мощности РК и объема рабочей камеры. В тех случаях, когда по тем или иным причинам необходимая кратность воздухообмена не может быть обеспечена, вводится запретный период времени.

5.5. На пульте управления РК должна быть предусмотрена звуко-световая сигнализация, оповещающая о неполадках в работе или об остановке вентиляторов.

5.6. Система вентиляции должна обеспечивать очистку воздушной среды от радиоактивных аэрозолей и газов в случае аварийного их выброса.

6. Требования к помещениям РК и средствам ликвидации радиоактивных загрязнений

6.1. В зависимости от особенностей устройства РК и условий его эксплуатации при планировке помещений необходимо предусматривать четкое разграничение помещений, где возможно загрязнение вследствие разгерметизации коммуникаций РК и от других помещений с оборудованием на их границах приспособлений для средств индивидуальной защиты.

6.2. Стены, потолок рабочей камеры, помещения временного хранения радиоактивных отходов, а также все рабочие поверхности и оборудование покрываются малосорбирующими легко дезактивируемыми материалами, устойчивыми по отношению к гамма-носителю.

6.3. При проектировании РК в комплексе ядерного реактора должны быть предусмотрены:

устройства для проверки герметичности системы РК;

помещение для временного хранения радиоактивных отходов.

6.4. В рабочей камере или в смежном помещении должны быть предусмотрены устройства для устранения радиоактивных загрязнений в случае разгерметизации системы РК, оборудованы системы дезактивации и спецканализация.

В случае появления радиоактивного загрязнения, обусловленного гамма-носителем, эксплуатация РК запрещается до выяснения причин и ликвидации аварии.

6.5. Все коммуникации желательно изготовлять из цельнотянутых труб и с минимальным количеством сварных и других соединений. Места прохода коммуникаций РК через бассейн реактора и сооружения (защите, перегородка и др.), отделяющие активную зону реактора от рабочей камеры РК, должны быть герметизированы с обязательным сохранением принципа "труба в трубе".

7. Радиационный и профилактический контроль

7.1. Дозиметрический контроль на РК, а также контроль за соблюдением всеми работающими требований настоящих Правил осуществляется службой радиационной безопасности данного учреждения (предприятия).

7.2. Служба радиационной безопасности осуществляет:

а) контроль индивидуальных доз внешнего облучения;

б) контроль уровней внешнего облучения на рабочих местах и в смежных помещениях;

в) контроль за загрязненностью рабочих поверхностей оборудования и облучаемых объектов, одежды, обуви и кожных покровов обслуживающего персонала;

г) контроль радиоактивной загрязненности воды в бассейне;

д) контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей.

7.3. Контроль за эффективностью работы вентиляторов, содержанием токсичных веществ в воздушной среде осуществляется специальной службой предприятия (организации).

7.4. В тех случаях, когда возможна активация нейтронами облучаемых объектов, необходимо также контролировать их наведенную активность.

7.5. На всех лиц, работающих на РК, заводятся индивидуальные карточки, в которые заносятся месячные и годовые дозы внешнего облучения.

7.6. Частота проведения радиометрических и дозиметрических замеров и характер необходимых измерений устанавливаются администрацией учреждений (предприятий) по согласованию с местными органами санэпидслужбы.

7.7. Все ремонтно-профилактические и аварийные работы должны проводиться под дозиметрическим контролем с использованием средств индивидуальной защиты. Комплект средств индивидуальной защиты и допустимое время проведения работ определяются службой радиационной безопасности.

7.8. В технических проектах должны быть предусмотрены системы стационарного контроля РК и оснащение службы радиационной безопасности современной аппаратурой, необходимой для проведения соответствующих замеров и анализов, с учетом особенностей гамма-носителей и облучаемых объектов.

8. Мероприятия по предупреждению аварий

8.1. Все манипуляции с облучателем и системами коммуникаций РК должны проводиться таким образом, чтобы исключить их механические повреждения.

8.2. При нарушении нормальной работы РК (например, отклонение температуры от заданных рабочих интервалов и пр.) гамма-носитель должен удаляться в хранилище.

8.3. При разработке устройства, предназначенного для циркуляции гамма-носителя, необходимо предусмотреть способы, предотвращающие гидравлические удары жидкого гамма-носителя в системе коммуникаций РК.

8.4. В проектах РК с водным способом охлаждения систем РК должны быть предусмотрены мероприятия по предотвращению образования взрывоопасной концентрации гремучей смеси.

8.5. На РК II группы разрешается проведение облучения взрывоопасных веществ в специальных баллонах, заведомо способных выдержать взрыв облучаемого вещества

8.6. При осуществлении процесса загрузки токсических гамма-носителей в РК, а также при проведении ремонтно-профилактических и аварийных работ необходимо использовать индивидуальные средства защиты, предупреждающие попадание этих веществ и соединений на кожные покровы и в организм работающих (с учетом токсичности гамма-носителя).

8.7. На РК I группы необходимо предусмотреть следующее:

а) автоматические, дублирующие друг друга системы, которые при возникновении угрозы взрыва (например, повышение температуры или давления в облучаемом объекте выше допустимого уровня) позволяют немедленно перевести гамма-носитель в положение хранения;

б) конструкцию радиационного аппарата, в котором происходит облучение взрывоопасного вещества, обеспечивающую целостность облучателя и систем коммуникаций в случае взрыва;

в) конструкцию защиты рабочей камеры, которая должна быть такой, чтобы не разрушиться в случае возникновения взрыва; вход в рабочую камеру должен защищаться противовзрывной дверью.

8.8. Для осуществления взрывоопасных радиационных процессов использование РК с делящимся гамма-носителем, а также с гамма-носителем с периодом полураспада более 100 часов нежелательно.

8.9. В случае взрыва на РК, вызвавшего повреждение облучателя и систем коммуникаций и приведшего к загрязнению гамма-носителем рабочей камеры, вход в нее допускается только после определенного времени выдержки гамма-носителя с разрешения службы радиационной безопасности.

8.10. Служба радиационной безопасности организации должна разработать детальную инструкцию на случай возникновения аварийных ситуаций, учитывающую специфику конструкции РК и проводимых радиационных процессов, с указанием необходимых мероприятий по ликвидации аварий.

Настоящие Правила распространяются на все проектируемые, строящиеся и действующие РК при ядерных реакторах и вводятся в действие с момента их опубликования. Ранее действовавшие Правила для РК N 654-66 отменяются.

В тех случаях, когда для переоборудования действующих РК в соответствии с требованиями настоящих Правил необходимы крупные капитальные затраты, вопрос о таком переоборудовании решается в каждом случае отдельно по согласованию с местными органами санэпидслужбы.

Приложение 1. Расчет защиты от гамма-излучения радиоактивных изотопов K_(42), In_(116m), Mn_(56) и Na_(24)

Приложение 1

Расчет защиты от гамма-излучения радиоактивных изотопов K, In, Mn и Na

Для определения по таблицам необходимой толщины защиты имеется два входных аргумента: в верхней горизонтальной строке приведены радиоактивные изотопы K, In, Mn и Na для четырех защитных материалов (вода, бетон, железо и свинец), в левой вертикальной колонке - кратность ослабления , остальные колонки содержат в себе необходимую толщину защиты (см) для соответствующего материала и гамма-носителя. Приняты следующие плотности материалов: для воды - 1,0 г/см, для бетона - 2,3 г/см, для железа - 7,89 г/см, для свинца - 11,34 г/см.

По кратностям ослабления таблицы составлены достаточно подробно, так что для промежуточных значений толщина защиты может быть найдена путем простой линейной интерполяции. Если потребуется в расчетах кратность ослабления более 10, то допустима экстраполяция толщин по сравнительному действию последних табличных кратностей ослабления. Таблицы могут быть применены не только к точечным, но и к протяженным источникам.

Примеры расчета защиты по кратностям ослабления мощности дозы

Принятые обозначения: - полная активность, выраженная в миллиграмм-эквивалентах радия, - расстояние от источника в метрах, - толщина защиты в сантиметрах, - мощность дозы в мкр/с на рабочем месте без защиты, - предельно-допустимый уровень мощности дозы на рабочем месте, мкр/с.

Если известны значения и , то требуемая кратность ослабления находится по формуле:

В случае задания активности источника в мг-экв радия и расстояния от источника до рабочего места в сантиметрах, мощность дозы (мкр/с) может быть вычислена по формуле:

Аналогично предыдущему случаю .

По найденному значению (левая вертикальная колонка) находится толщина защиты для соответствующего материала и гамма-носителя.

Пример 1.

Дана измеренная или расчетная мощность дозы на рабочем месте 1,55 р/с. Источником -излучения является In. Найти толщину экрана из бетона, необходимую для ослабления этого излучения до предельно допустимого значения 1,4 мр/ч.

Решение:

Кратность ослабления . По таблицам находим, что для изотопа In и 4·10 толщина защиты 159 см.

Пример 2.

Источник радиоактивного натрия (Na) имеет активность 200 г-экв радия и находится в облучателе радиационно-химической установки. Найти толщину свинцовой стены, отделяющей пульт управления от источника, если 10 м и мощность дозы должна быть снижена до уровня 0,4 мкр/с.

Решение:

Мощность дозы от незащищенного источника для 10 м равна: мкР/с.

Кратность ослабления .

Искомая толщина для Na17,5 см.

Расчет защиты от -лучей циркулирующей смеси неразделенных осколков деления (радиационные контуры с делящимся материалом) должен проводиться индивидуально для каждого конкретного случая, так как в настоящее время нельзя дать компактных таблиц для таких расчетов.