Calculul protecției împotriva radiațiilor ionizante. Biblioteca deschisă - bibliotecă deschisă de informații educaționale

Reguli sanitare pentru proiectarea și funcționarea circuitelor de radiații în reactoare nucleare*

APROBAT de medic-șef adjunct sanitar de stat al URSS A.I. Zaichenko la 27 decembrie 1973 N 1137-73
_______________
* Aceste Reguli au fost elaborate de către angajații filialei Institutului de Cercetare Științifică de Fizică și Chimie care poartă numele. L.Ya.Karpov și Institutul Central de Cercetare a Sindicatelor pentru Protecția Muncii al Consiliului Central al Sindicatelor.

Introducere

Introducere

Aceste reguli sunt elaborate pentru a dezvolta „Standardele de siguranță împotriva radiațiilor”* (NRB-69) și „Regulile sanitare de bază pentru lucrul cu substanțe radioactive și alte surse de radiații ionizante”* (OSP-72).
_______________
SP 2.6.1.2612-10 (OSPORB-99/2010);
** Documentul nu este valabil pe teritoriul Federației Ruse. SanPiN 2.6.1.2523-09 (NRB-99/2009) este în vigoare. - Nota producătorului bazei de date.

Regulile sunt obligatorii pentru toate instituțiile și întreprinderile care proiectează, construiesc și operează circuite de radiații (RC) la reactoare nucleare.

Regulile se aplică RK-urilor de cercetare, de tip semi-industrial și industrial, destinate efectuării de procese radiochimice, sterilizare prin radiații, experimente biologice etc.

Responsabilitatea pentru implementarea acestor Reguli revine administrației instituțiilor (întreprinderilor).

1. Concepte de bază, definiții și terminologie

1.1. Circuitul de radiații (RC) este un dispozitiv pentru iradierea gamma care utilizează circulația substanțelor de lucru în care se formează izotopi gamma-activi sub influența neutronilor din reactor.

1.2. Purtătorul gamma este o substanță de lucru care este o sursă de radiații gamma în Republica Kazahstan.

1.3. Un purtător gamma fisionabil este o substanță în care nucleii atomici sunt divizați sub influența neutronilor.

1.4. Un generator de activitate este un dispozitiv în care substanța de lucru RK devine gamma-activă.

1.5. Iradiator este o parte a RK destinată iradierii diferitelor obiecte cu radiații purtătoare gamma.

1.6. Un aparat de radiație este un dispozitiv conceput pentru a efectua un anumit proces de radiație.

1.7. Neutronii întârziați sunt neutroni emiși de nuclee la ceva timp după fisiune.

1.8. Fotoneutronii sunt neutroni emiși din nucleele atomice ca urmare a interacțiunii lor cu razele gamma.

1.9. RC cu o metodă de protecție cu apă sunt acele RC în care iradiatorul se află în mod constant sub un strat protector de apă.

1.10. RK-urile cu o metodă uscată de protecție sunt acele RK-uri în care betonul, plumbul și alte materiale solide sunt utilizate pentru protecția împotriva radiațiilor.

1.11. O cameră de lucru este o încăpere înconjurată de protecție în care se efectuează iradierea.

1.12. Bazin de lucru - o piscină folosită pentru depozitarea iradiatorului și pentru adăpostirea obiectului iradiat.

1.13. Un labirint (culoar curbat) este un dispozitiv de protecție tipic care protejează împotriva radiațiilor de la o sursă din afara camerei de lucru.

1.14. Depozitarea purtătorului gamma este un container special conectat la sistemul RK în care purtătorul gamma este stocat atunci când circulația se oprește.

1.15. Depozitarea de urgență este un container (rezervor) special conceput pentru a drena purtătorii gamma în situații de urgență.

1.16. Camera operatorului este camera în care sunt amplasate sistemele de control radio.

1.17. Cameră adiacentă - o cameră adiacentă direct camerei de lucru și separată de aceasta printr-o partiție permanentă (perete, podea, tavan).

1.18. Perioada interzisă este timpul de funcționare al ventilației după terminarea iradierii, necesar pentru a reduce concentrația de substanțe toxice din camera de lucru la valorile maxime admise.

2. Prevederi generale

2.1. În funcție de scopul lor, agenții de control pentru reactoarele nucleare sunt împărțiți în două grupe:

Grupa I - RK de cercetare științifică, de tip semiindustrial și industrial, destinate efectuării proceselor explozive;

Grupa II - RK de cercetare științifică, de tip semiindustrial și industrial, destinate realizării de procese neexplozive.

2.2. La dezvoltarea RK-urilor și a funcționării acestora, trebuie să se țină seama de caracteristicile specifice tipului de reactor utilizat și de proprietățile purtătorului gamma utilizat.

2.3. Gradul de risc posibil de radiații în timpul funcționării Republicii Kazahstan este determinat de următorii factori principali:

a) intensitatea fluxurilor de radiații gamma externe în zonele de lucru;

b) contaminarea radioactivă a spațiilor, echipamentelor și obiectelor iradiate rezultată din depresurizarea sistemului RK și în timpul lucrărilor de reparații;

c) poluarea aerului spațiile de producție aerosoli și gaze radioactive;

d) intensitatea fluxurilor de neutroni întârziate la utilizarea unui purtător gamma pe materiale fisionabile;

e) intensitatea fluxurilor de fotoneutroni generate de reacție (, );

f) activarea obiectelor iradiate, a dispozitivelor de radiație și a mediului de către neutroni și fotoneutroni întârziați.

2.4. Sursele de pericol non-radiații sunt:

a) oxizi de ozon și azot formați ca urmare a radiolizei aerului;

b) produse de radioliză a apei, dacă sunt prezente în sistemele tehnologice ale Republicii Kazahstan;

c) substanțe toxice care pătrund în aerul interior de la obiecte iradiate etc.

2.5. Pericolele potențiale includ:

a) substanțe explozive și inflamabile iradiate la RK sau produse formate în timpul procesului de iradiere;

b) un „amestec exploziv”, a cărui formare este posibilă în timpul radiolizei apei în cazul plasării sub apă a unităților RK individuale;

c) medii agresive care apar în timpul funcționării Republicii Kazahstan.

2.6. Proiectele nou construite în timpul* reconstrucției Republicii Kazahstan sunt supuse aprobării obligatorii din partea instituțiilor de servicii sanitare și epidemiologice. Proiectele RoK trebuie să ia în considerare toți factorii de pericol și să dezvolte măsuri eficiente pentru a reduce efectele dăunătoare asupra personalului.
_______________
* Textul documentului corespunde cu originalul. - Nota producătorului bazei de date.

2.7. Înainte de a fi puse în funcțiune, RK trebuie să fie acceptat de o comisie formată din reprezentanți ai administrației instituției (întreprinderii), serviciului sanitar și epidemiologic, Gosatomnadzor și alte organizații interesate.

2.8. Persoane care nu au contraindicatii medicale enumerate în anexa la „Regulile sanitare de bază”. O examinare medicală ar trebui efectuată o dată pe an și monitorizarea conținutului de substanțe radioactive din corpul lucrătorilor în timpul funcționării fără probleme a Republicii Kazahstan - o dată la 5 ani.

2.9. Pe baza acestor Reguli, administrația instituției (întreprinderii) elaborează instrucțiuni detaliate de siguranță pentru întreținerea și lucrul la CR, ținând cont de caracteristicile structurii CR și a lucrărilor efectuate.

2.10. Responsabilitatea pentru siguranța muncii în Republica Kazahstan revine administrației instituțiilor (întreprinderilor) și managerilor de muncă.

2.11. Toți cei care lucrează în Republica Kazahstan trebuie să fie instruiți în metode de lucru sigure, să cunoască regulile de utilizare a dispozitivelor sanitare, a echipamentului de protecție și a regulilor de igienă personală și, de asemenea, să treacă minimumul tehnic corespunzător. Testarea repetată a cunoștințelor trebuie efectuată cel puțin o dată pe an. Persoanele implicate în muncă în Republica Kazahstan trebuie instruite înainte de a începe lucrul. În cazul modificărilor unui număr de parametri RK (tehnologia procesului de iradiere, sistemul de control RK etc.), este necesar să se efectueze instrucțiuni suplimentare.

3. Cerințe pentru proiectarea și protecția circuitelor de radiații

3.1. RC cu purtători gamma de orice tip trebuie să aibă un sistem de etanșare fiabil.

3.2. Materialele utilizate pentru fabricarea componentelor și comunicațiilor Republicii Kazahstan trebuie să aibă:

a) rezistență mecanică suficientă;

b) rezistență ridicată la coroziune în condiții de funcționare;

c) capacitate de sorbție scăzută în raport cu purtătorul gama;

d) secţiune transversală de activare scăzută în fluxurile de neutroni;

e) timpul de înjumătățire scurt al activității induse.

3.3. Cele mai vulnerabile componente și sisteme ale sistemului de circulație (pompe electromagnetice, senzori de nivel, senzori de temperatură etc.) trebuie amplasate astfel încât înlocuirea lor, în caz de defecțiune, să se efectueze cu pericol minim și fără a încălca etanșeitatea sistemului de circulație.

3.4. La proiectarea unui recipient, este recomandabil să alegeți, în alte condiții, cea mai mică viteză de circulație a purtătorului gamma pentru a reduce coroziunea și eroziunea materialelor structurale ale dozatorului.

În cazul utilizării materialului fisionabil ca purtător gamma, viteza de circulație trebuie să asigure, în plus, activitatea minimă indusă de neutronii întârziați în sistemul iradiat și materialele structurale ale reactorului.

3.5. Proiectarea reactorului trebuie să prevadă prevenirea blocajelor în sistemele de comunicații în orice mod de funcționare al reactorului nuclear.

La proiectarea unui sistem de distribuție bazat pe calculul condițiilor termice ale tuturor nodurilor și comunicațiilor sistemului de distribuție, trebuie exclusă posibilitatea unui astfel de blocaj. Designul RK ar trebui să prevadă posibilitatea eliminării blocării comunicațiilor de către un purtător gamma.

În timpul funcționării RK, este necesar să monitorizați în mod constant temperatura purtătorului gamma și, dacă este necesar, să luați măsuri pentru a menține modul de funcționare.

3.6. Designul RK ar trebui să permită îndepărtarea completă a purtătorului gamma, dacă este necesar, într-o unitate specială de depozitare (dispozitiv de drenaj etc.). Este necesar să se asigure o astfel de aranjare a nodurilor și comunicațiilor RK și o astfel de proiectare a iradiatorului care să faciliteze la maximum îndepărtarea naturală a purtătorului gamma în instalația de depozitare. În acest caz, este necesar să se țină cont de modificarea puterii reactorului din cauza descărcării de urgență a purtătorului gamma.

3.7. RC trebuie să fie echipat cu un dispozitiv pentru îndepărtarea forțată a reziduurilor de purtător gamma într-o unitate specială de depozitare (de exemplu, prin purjarea sistemului RC cu gaze inerte etc.), precum și pentru îndepărtarea purtătorului gamma din acele componente ale RC din care nu poate fi descărcat sub influența gravitației.

3.8. La intrarea în funcțiune a RC, după eliminarea defectelor de instalare detectate, circuitul este încărcat cu purtător gamma și se verifică fiabilitatea și stabilitatea circulației acestuia atât în ​​modul de pornire, cât și în regim de circulație staționară (prima etapă de recepție). În a doua etapă de acceptare, în timpul circulației purtătorului gamma la putere scăzută a reactorului nuclear (aproape de zero), se verifică fiabilitatea și stabilitatea tuturor sistemelor RK, inclusiv a dispozitivelor de control dozimetrice și tehnologice. În etapa finală a acceptării, comisia verifică cantitatea de fundal gamma de pe suprafețele exterioare ale protecției în procesul de aducere treptată a reactorului la putere maximă.

În etapa finală, comisia elaborează un act de acceptare a Republicii Kazahstan pentru funcționare.

3.9. Calculul protecției RK trebuie efectuat ținând cont de toate tipurile de radiații (neutroni, radiații gamma etc.).

3.10. Atunci când se utilizează purtători gamma nefisionali în Republica Kazahstan, calculul protecției se efectuează conform tabelelor universale din apendicele 1.

4. Cerințe pentru sistemele de interblocare și alarmă

4.1. RK-urile trebuie să aibă sisteme fiabile de blocare și alarmă care să ofere informații continue despre nivelurile de radiație și să fie declanșate independent unul de celălalt atât atunci când debitul dozei crește, cât și atunci când sistemele tehnologice funcționează defectuos. RK-urile cu protecție de tip uscat trebuie să fie echipate cu cel puțin două sisteme de blocare complet independente pentru ușa de intrare a camerei de iradiere (sau labirint).

4.2. Dacă cel puțin unul dintre sistemele de închidere și alarmă ale ușii de intrare a camerei de iradiere funcționează defectuos, funcționarea RK este interzisă până la eliminarea defecțiunii.

4.3. Sistemele de blocare ar trebui să se bazeze pe utilizarea simultană a:

a) dispozitive care informează despre debitul de doză a radiațiilor gamma și neutronilor;

b) un dispozitiv (pompă etc.) care asigură circulația purtătorului gamma în sistemul RK.

4.4. Când ușa din față este descuiată, suportul gamma trebuie păstrat în depozit, iar posibilitatea circulației sale trebuie exclusă.

Ar trebui exclusă și posibilitatea ca o persoană să intre în camera de lucru și labirint în cazul unui sistem de transport pentru furnizarea de obiecte pentru iradiere în timpul funcționării RK.

4.5. Ușa din față trebuie să rămână încuiată când este pornit.

4.6. Camera de lucru a RK trebuie să fie echipată cu o alarmă sonoră și luminoasă, care avertizează asupra necesității de a părăsi imediat camera de lucru (sau labirint).

4.7. Intrarea în camera de lucru a Republicii Kazahstan este permisă numai cu permisiunea persoanei responsabile de serviciu.

4.8. Camera de lucru (sau labirintul) trebuie să conțină dispozitive care să permită oprirea imediată a circulației purtătorului gamma și transferarea acestuia în depozit.

4.9. Panoul de control RK trebuie să aibă instrumente și un afișaj luminos care să informeze despre ratele de doză ale radiațiilor gamma și neutronilor (pentru un circuit cu material fisionabil) în camera de lucru, în labirint, despre funcționarea dispozitivelor de circulație a purtătorului gamma, vid. sisteme, etc. Este necesar să se echipeze RK cu senzori care semnalează scurgerea purtătorului gamma din circuit.

4.10. Dacă se stabilește o perioadă de timp interzisă, încuietoarea ușii de intrare trebuie să includă un dispozitiv care să asigure respectarea perioadei de timp după ce purtătorul gama a fost îndepărtat.

4.11. Pe benzile transportoare echipate cu transportor și trape de instalare, trebuie exclusă posibilitatea ca oamenii să intre în camera de lucru prin deschiderile de intrare și de evacuare ale transportorului și să deschidă trapa în timpul funcționării transportorului.

4.12. RK-urile cu protecție împotriva apei trebuie să fie echipate cu alarme sonore și luminoase:

a) despre modificările nivelului apei;

b) despre creșterea ratei prag de doză peste suprafața apei piscinei.

4.13. Atunci când nivelul apei din bazin scade, ducând la o creștere a nivelului de radiații care depășește cel prevăzut pentru această instalație, un sistem autonom de blocare trebuie să asigure oprirea circulației purtătorului gamma și transferarea în depozit.

4.14. Piscina trebuie să aibă garduri sau o acoperire pentru a preveni accidentele în timpul reparațiilor și altor lucrări la RoK.

5. Cerințe de ventilație

5.1. Ventilația spațiilor din Republica Kazahstan este proiectată ținând cont de cerințele SN-245-71* și trebuie să asigure îndepărtarea, împreună cu aerosolii și gazele radioactive, a produselor de radioliză a aerului și a altor substanțe toxice eliberate sau formate din materiale iradiate și echipamente.
_______________
* Documentul nu este valabil pe teritoriul Federației Ruse. Se aplică SP 2.2.1.1312-03, în continuare în text. - Nota producătorului bazei de date.

5.2. În toate încăperile în care trec comunicațiile RK, este necesar să se creeze un vid de aproximativ 5 mm de coloană de apă, care să asigure aspirarea aerului din camerele curate. Conductele de ventilație ale sistemelor de ventilație prin evacuare trebuie să fie realizate din materiale rezistente la coroziune și să nu absoarbă substanțe radioactive.

5.3. Camera de lucru trebuie să fie echipată cu ventilație de alimentare și evacuare cu un exces de evacuare față de fluxul de intrare cu 10-15%. În timpul iernii, este necesar să se asigure încălzirea aerului furnizat. Camera de lucru și camera de control trebuie să fie deservite de sisteme de ventilație independente, cu canale de aer separate și ventilatoare care funcționează constant. Este permisă oprirea ventilatoarelor în timp ce purtătorul gamma este în depozit.

5.4. Frecvența schimbului de aer necesară pentru a reduce poluarea aerului cu substanțe radioactive și toxice la valori care nu depășesc concentrația medie anuală admisă (AAC) se calculează în funcție de puterea gamma a RK și de volumul camerei de lucru. În cazurile în care, dintr-un motiv sau altul, cursul de schimb aerian necesar nu poate fi asigurat, se introduce o perioadă de timp interzisă.

5.5. Panoul de control RK trebuie să fie echipat cu un sistem de alarmă sonoră și luminoasă pentru a sesiza defecțiunile sau oprirea ventilatoarelor.

5.6. Sistemul de ventilație trebuie să asigure purificarea aerului de aerosoli și gaze radioactive în cazul unei degajări de urgență.

6. Cerințe pentru sediul Republicii Kazahstan și mijloace de eliminare a contaminării radioactive

6.1. În funcție de caracteristicile dispozitivului RK și de condițiile de funcționare a acestuia, la planificarea spațiilor, este necesar să se prevadă o delimitare clară a încăperilor în care este posibilă contaminarea din cauza depresurizării comunicațiilor RK și din alte încăperi cu echipamente pe limitele lor ale dispozitivelor pentru echipamentul individual de protecție.

6.2. Pereții, tavanul camerei de lucru, încăperile de depozitare temporară a deșeurilor radioactive, precum și toate suprafețele și echipamentele de lucru sunt acoperite cu materiale cu absorbție scăzută, ușor decontaminate, care sunt rezistente la purtătorii gamma.

6.3. La proiectarea unui sistem de reactor într-un complex de reactoare nucleare, trebuie să se asigure următoarele:

dispozitive pentru verificarea etanșeității sistemului RK;

încăpere pentru depozitarea temporară a deșeurilor radioactive.

6.4. În camera de lucru sau în camera adiacentă trebuie prevăzute dispozitive pentru eliminarea contaminării radioactive în cazul depresurizării sistemului radioactiv, trebuie echipate sisteme de decontaminare și sisteme speciale de canalizare.

În cazul contaminării radioactive cauzate de un purtător gamma, funcționarea RK este interzisă până când cauzele sunt clarificate și accidentul este eliminat.

6.5. Este recomandabil să faceți toate comunicațiile din țevi fără sudură și cu un număr minim de conexiuni sudate și alte conexiuni. Locurile în care comunicațiile RK trec prin bazinul reactorului și structurile (protecție, compartimentare etc.) care separă miezul reactorului de camera de lucru RK trebuie sigilate cu păstrarea obligatorie a principiului „pipe-in-pipe”.

7. Radiații și control preventiv

7.1. Monitorizarea dozimetrică în Republica Kazahstan, precum și monitorizarea conformității de către toți lucrătorii cu cerințele prezentelor Reguli sunt efectuate de către serviciul de radioprotecție al acestei instituții (întreprindere).

7.2. Serviciul de radioprotecție realizează:

a) controlul dozelor individuale de radiații externe;

b) controlul nivelurilor de expunere externă la locurile de muncă și încăperile adiacente;

c) controlul contaminării suprafețelor de lucru ale echipamentelor și obiectelor iradiate, îmbrăcămintei, încălțămintei și pielii personalului operator;

d) controlul contaminării radioactive a apei din bazin;

e) controlul asupra conținutului de gaze radioactive și aerosoli.

7.3. Monitorizarea eficienței ventilatoarelor și a conținutului de substanțe toxice din aer este efectuată de un serviciu special al întreprinderii (organizație).

7.4. În cazurile în care activarea obiectelor iradiate de către neutroni este posibilă, este de asemenea necesar să se controleze activitatea indusă a acestora.

7.5. Cardurile individuale sunt emise pentru toate persoanele care lucrează în Republica Kazahstan, în care sunt introduse doze lunare și anuale de radiații externe.

7.6. Frecvența măsurătorilor radiometrice și dozimetrice și natura măsurătorilor necesare se stabilesc de către administrația instituțiilor (întreprinderilor) de comun acord cu autoritățile locale ale serviciului sanitar și epidemiologic.

7.7. Toate lucrările de reparații, întreținere și de urgență trebuie efectuate sub monitorizare a radiațiilor folosind echipament individual de protecție. Setul de echipament individual de protecție și timpul permis pentru efectuarea lucrărilor sunt stabilite de serviciul de radioprotecție.

7.8. Proiectele tehnice trebuie să prevadă sisteme de monitorizare staționară a Republicii Kazahstan și dotarea serviciului de radioprotecție cu echipamente moderne necesare pentru a efectua măsurători și analize adecvate, ținând cont de caracteristicile purtătorilor gamma și ale obiectelor iradiate.

8. Măsuri de prevenire a accidentelor

8.1. Toate manipulările cu iradiatorul și sistemele de comunicație ale Republicii Kazahstan trebuie efectuate astfel încât să se prevină deteriorarea mecanică a acestora.

8.2. Dacă funcționarea normală a RK este întreruptă (de exemplu, abaterea temperaturii de la intervalele de operare specificate etc.), purtătorul gamma trebuie scos la depozitare.

8.3. Când se dezvoltă un dispozitiv destinat circulației purtătorului gamma, este necesar să se furnizeze metode de prevenire a șocurilor hidraulice ale purtătorului gamma lichid în sistemul de comunicații al Republicii Kazahstan.

8.4. În proiectele RK cu o metodă de răcire cu apă pentru sistemele RK, trebuie luate măsuri pentru a preveni formarea unei concentrații explozive a unui amestec exploziv.

8.5. În grupa II RK, iradierea substanțelor explozive este permisă în cilindri speciali despre care se știe că pot rezista la o explozie a substanței iradiate.

8.6. Atunci când se efectuează procesul de încărcare a purtătorilor gamma toxici în Republica Kazahstan, precum și atunci când se efectuează lucrări de reparații, de prevenire și de urgență, este necesar să se utilizeze mijloace individuale protectii care impiedica patrunderea acestor substante si compusi in pieleși în corpul lucrătorilor (ținând cont de toxicitatea purtătorului gamma).

8.7. Pentru grupa I RC, trebuie furnizate următoarele:

a) sisteme automate, duplicând reciproc, care, în cazul unei amenințări de explozie (de exemplu, o creștere a temperaturii sau a presiunii în obiectul iradiat peste nivelul admis), permit transferarea imediată a purtătorului gamma în depozit poziţie;

b) proiectarea aparatului de iradiere în care este iradiată substanța explozivă, asigurând integritatea iradiatorului și a sistemelor de comunicații în caz de explozie;

c) proiectarea protecției camerei de lucru, care trebuie să fie astfel încât să nu se prăbușească în caz de explozie; Intrarea în camera de lucru trebuie protejată de o ușă de sablare.

8.8. Pentru a efectua procese de radiații explozive, utilizarea materialelor radioactive cu un purtător gamma fisionabil, precum și cu un purtător gamma cu un timp de înjumătățire mai mare de 100 de ore, este nedorită.

8.9. În cazul unei explozii în Republica Kazahstan, care a cauzat deteriorarea iradiatorului și a sistemelor de comunicație și a dus la contaminarea camerei de lucru cu purtători gamma, intrarea în aceasta este permisă numai după un anumit timp de expunere a purtătorului gamma cu permisiunea serviciului de radioprotecție.

8.10. Serviciul de radioprotecție al organizației trebuie să se dezvolte instrucțiuni detaliateîn caz de situații de urgență, ținând cont de specificul proiectării RK și a proceselor de radiație în curs, indicând măsurile necesare pentru eliminarea accidentelor.

Aceste Reguli se aplică tuturor sistemelor de control proiectate, construite și în exploatare pentru reactoarele nucleare și intră în vigoare din momentul publicării lor. Regulile existente anterior pentru Republica Kazahstan nr. 654-66 sunt anulate.

În cazurile în care sunt necesare cheltuieli de capital mari pentru reechiparea RC existente în conformitate cu cerințele prezentelor Reguli, problema unei astfel de reechipare se rezolvă în fiecare caz separat, de comun acord cu autoritățile locale ale serviciului sanitar și epidemiologic.

Anexa 1. Calculul protecției împotriva radiațiilor gamma a izotopilor radioactivi K_(42), In_(116m), Mn_(56) și Na_(24)

Anexa 1

Calculul protecției împotriva radiațiilor gamma a izotopilor radioactivi K, In, Mn și Na

Pentru a determina grosimea necesară de protecție din tabele, există două argumente de intrare: linia orizontală de sus arată izotopii radioactivi K, In, Mn și Na pentru patru materiale de protecție (apă, beton, fier și plumb), coloana verticală din stânga arată factorul de atenuare, coloanele rămase conțin grosimea de protecție necesară (cm) pentru materialul corespunzător și purtătorul gama. Sunt acceptate următoarele densități de material: pentru apă - 1,0 g/cm, pentru beton - 2,3 g/cm, pentru fier - 7,89 g/cm, pentru plumb - 11,34 g/cm.

Tabelele pentru factorii de atenuare sunt întocmite suficient de detaliat, astfel încât pentru valorile intermediare grosimea protecției poate fi găsită prin interpolare liniară simplă. Dacă în calcule este necesar un factor de atenuare mai mare de 10, atunci este permisă extrapolarea grosimilor pe baza efectului comparativ al ultimilor factori de atenuare tabelați. Tabelele pot fi aplicate nu numai surselor punctuale, ci și surselor extinse.

Exemple de calcul al protecției pe baza factorilor de reducere a ratei dozei

Denumiri acceptate: - activitatea totală, exprimată în miligrame echivalente de radiu, - distanța de la sursă în metri, - grosimea protecției în centimetri, - rata dozei în µR/s la locul de muncă fără protecție, - nivelul maxim admis al debitului de doză la locul de muncă , microdistrict/e.

Dacă valorile și sunt cunoscute, atunci factorul de atenuare necesar este găsit prin formula:

Dacă activitatea sursei este specificată în mEq de radiu și distanța de la sursă la locul de muncă în centimetri, rata dozei (μR/s) poate fi calculată folosind formula:

Similar cu cazul precedent.

Pe baza valorii găsite (coloana verticală din stânga), se găsește grosimea protecției pentru materialul corespunzător și purtătorul gama.

Exemplul 1.

Rata de doză măsurată sau calculată la locul de muncă este dată ca 1,55 r/s. Sursa de radiații este In. Aflați grosimea ecranului de beton necesară pentru atenuarea acestei radiații la valoarea maximă admisă de 1,4 mr/h.

Soluţie:

Factorul de atenuare. Din tabele constatăm că pentru izotopii In și 4 10 grosimea protecției este de 159 cm.

Exemplul 2.

Sursa de sodiu radioactiv (Na) are o activitate de 200 g-echiv radiu și se află în iradiatorul unei instalații chimice de radiații. Găsiți grosimea peretelui de plumb care separă panoul de control de sursă, dacă 10 m și debitul de doză ar trebui redus la nivelul de 0,4 µR/s.

Soluţie:

Rata de doză de la o sursă neprotejată pentru 10 m este egală cu: µR/s.

Factorul de atenuare.

Grosimea necesară pentru Na este de 17,5 cm.

Calculul protecției împotriva razelor - a unui amestec circulant de fragmente de fisiune neseparate (circuite de radiație cu material fisionabil) trebuie efectuat individual pentru fiecare caz specific, deoarece în prezent este imposibil să se furnizeze tabele compacte pentru astfel de calcule.

Selectați secțiunea transversală a grinzii transversale și a frânghiei pentru ridicarea axului laminorului.

Date inițiale:

Greutatea axului Q=160 kN;

lungime traversare l=6m;

grinda transversală se îndoaie.

Întocmește o diagramă de slinging.

Selectați secțiunea traversei, tipul și secțiunea frânghiei.

Soluţie:

Schemă de slinging cu o traversă în două puncte.

Orez. 21 – Diagrama de slinging. 1 – centrul de greutate al sarcinii;

2 – traversare; 3 – rola; 4 – praștie

Determinarea forței de întindere într-o ramură a slingului

S = Q / (m cos) = k Q / m = 1,42 160 / 2 = 113,6 kN.

unde S este forța de proiectare aplicată slingului fără a ține cont de suprasarcină, kN;

Q – greutatea sarcinii ridicate, kN;

 – unghiul dintre direcţia de acţiune a forţei de proiectare a slingului;

k – coeficient, în funcție de unghiul de înclinare al ramificației praștii față de verticală (la =45 o k=1,42);

m – numărul total de ramuri sling.

Determinați forța de rupere în ramura praștii:

R = S · k з = 113,6 · 6 = 681,6 kN.

unde k з este factorul de siguranță pentru sling.

Alegem o frânghie de tip TK 6x37 cu diametrul de 38 mm. Cu o rezistență calculată la tracțiune a firului de 1700 MPa, având o forță de rupere de 704.000 N, adică cea mai apropiată mai mare de forța de rupere cerută de calculul de 681.600 N.

Selectarea secțiunii transversale a grinzii

Fig. 22 – Diagrama de proiectare a traversei

P = Q k p k d = 160 1,1 1,2 = 211,2

unde k p este coeficientul de suprasarcină, k d este coeficientul dinamic al sarcinii.

Momentul de încovoiere maxim în traversare:

M max = P a / 2 = 211,2 300 / 2 = 31680 kN cm,

unde a este brațul transversal (300 cm).

Momentul de rezistență necesar al secțiunii transversale a traversei:

W tr > = M max / (n R din ) = 31680 / (0,85 21 0,9) = 1971,99 cm 3

unde n = 0,85 – coeficientul condițiilor de lucru;

 – coeficient de stabilitate la încovoiere;

R din – rezistența de proiectare la încovoiere în traversă, Pa.

Selectăm proiectarea grinzii transversale cu o secțiune transversală, constând din două grinzi în I conectate prin plăci de oțel nr. 45 și determinăm momentul de rezistență al traversei în ansamblu:

L d x = 1231 cm 3

L x = 2 · L d x = 2 · 1231 = 2462 cm 3 > L tr = 1971,99 cm 3,

care satisface condiția de rezistență pentru secțiunea transversală de proiectare a traversei.

9. Calcule structurale și de rezistență

9.1. Calculul carcasei de protecție a unui strung semiautomat vertical cu mai multe ax Exemplul 37

Date inițiale:

Carcasa de protectie a unui strung semiautomatic vertical multi-ax este o structura dreptunghiulara din otel cu lungimea de l = 750 mm, latimea de b = 500 mm si grosimea de S. Este prinsa in suporturi la capete astfel incat sistemul poate fi considerat ca o grindă întinsă pe două suporturi.

Așchiile au o greutate G = 0,2 g și zboară spre carcasă cu o viteză de V = 10 m/s și lovesc carcasa perpendicular pe mijlocul acesteia.

Distanța de la locul de separare a așchiilor din zona de tăiere până la carcasă:

Determinați grosimea foii din care poate fi realizată carcasa de protecție.

SOLUŢIE:

Ca urmare a impactului așchiilor, carcasa devine deviată. Cea mai mare deviație va fi cauzată de jetoanele prinse în mijlocul acestuia. Presiunea care corespunde acestei abateri este:

,

unde E este modulul elastic al materialului carcasei. Pentru tabla de otel:

E = 2·10 6 kg/cm2;

I – momentul de inerție al grinzii – carcasă. Pentru o secțiune dreptunghiulară:

f – deformarea carcasei la punctul de impact:

l – lungimea carcasei.

Energia acumulată în carcasă este egală cu:

În momentul deflexiunii maxime a carcasei, forța va fi convertită în întregime în energia potențială de deformare a carcasei, adică.

Calculul protecției împotriva radiațiilor alfa și beta

Metoda de protecție a timpului.

Metoda de protectie la distanta;

Metoda de protecție a barierei (materialului);

Doza de radiații externe de la sursele de radiații gamma este proporțională cu timpul de expunere. În același timp, pentru acele surse care pot fi considerate punctiforme ca mărime, doza este invers proporțională cu pătratul distanței de la aceasta. În consecință, reducerea dozei de radiații către personal din aceste surse se poate realiza nu numai prin utilizarea metodei de protecție a barierei (materialului), ci și prin limitarea timpului de funcționare (protecția timpului) sau creșterea distanței de la sursa de radiații la muncitor (distanță). protecţie). Aceste trei metode sunt utilizate în organizarea protecției împotriva radiațiilor la centralele nucleare.

Pentru a calcula protecția împotriva radiațiilor alfa și beta, este de obicei suficient să se determine lungimea maximă a căii, care depinde de energia lor inițială, precum și de numărul atomic, masă atomicăși densitatea substanței absorbante.

Protecția împotriva radiațiilor alfa la centralele nucleare (de exemplu, atunci când se primește combustibil „proaspăt”) din cauza lungimii scurte a căii în substanță nu este dificilă. Nuclizii alfa-activi reprezintă principalul pericol numai în timpul iradierii interne a corpului.

Calea liberă maximă a particulelor beta poate fi determinată folosind următoarele formule aproximative, vezi:

pentru aer - R β =450 E β, unde E β este energia de limită a particulelor beta, MeV;

pentru materiale ușoare (aluminiu) - R β = 0,1E β (la E β< 0,5 МэВ)

R β = 0,2E β (la E β > 0,5 MeV)

În practică, la centralele nucleare, există surse de radiații gamma de diferite configurații și dimensiuni. Rata de doză de la acestea poate fi măsurată cu instrumente adecvate sau calculată matematic. În general, rata dozei de la o sursă este determinată de activitatea totală sau specifică, de spectrul emis și de condițiile geometrice - dimensiunea sursei și distanța până la aceasta.

Cel mai simplu tip de emițător gamma este o sursă punctiformă . Reprezintă un emițător gamma pentru care, fără o pierdere semnificativă a preciziei de calcul, dimensiunile și autoabsorbția radiației din el pot fi neglijate. În practică, orice echipament care este un emițător gamma la distanțe mai mari de 10 ori dimensiunea sa poate fi considerat o sursă punctuală.

Pentru a calcula protecția împotriva radiațiilor fotonice, este convenabil să folosiți tabele universale pentru calcularea grosimii protecției în funcție de factorul de atenuare K al radiației și de energia razelor gamma. Astfel de tabele sunt date în cărțile de referință privind siguranța radiațiilor și sunt calculate pe baza formulei pentru atenuarea în materie a unui fascicul larg de fotoni de la o sursă punctuală, ținând cont de factorul de acumulare.

Metoda de protecție a barierei (geometrie cu fascicul îngust și larg). În dozimetrie, există concepte de fascicule de radiații fotonice „late” și „înguste” (colimate). Un colimator, ca o diafragmă, limitează intrarea radiațiilor împrăștiate în detector (Fig. 6.1). Un fascicul îngust este utilizat, de exemplu, în unele instalații pentru calibrarea instrumentelor dozimetrice.

Orez. 6.1. Diagrama unui fascicul de fotoni îngust

1 - recipient; 2 - sursa de radiatii; 3 - diafragmă; 4 - fascicul îngust de fotoni

Orez. 6.2. Atenuarea unui fascicul îngust de fotoni

Slăbirea unui fascicul îngust de radiații fotonice în scut ca urmare a interacțiunii sale cu materia are loc conform unei legi exponențiale:

I = I 0 e - m x (6,1)

unde I® este o caracteristică arbitrară (densitatea fluxului, doza, rata de doză etc.) a fasciculului inițial îngust de fotoni; I - caracteristică arbitrară a unui fascicul îngust după trecerea prin protecție de grosime x , cm;

m - coeficientul de atenuare liniar, care determină fracția de fotoni monoenergetici (care au aceeași energie) care au experimentat interacțiune în substanța de protecție pe unitatea de cale, cm -1.

Expresia (7.1) este valabilă și atunci când se utilizează coeficientul de atenuare a masei m m în locul celui liniar. În acest caz, grosimea protecției trebuie exprimată în grame pe centimetru pătrat (g/cm 2), apoi produsul m m x va rămâne adimensional.

În cele mai multe cazuri, atunci când se calculează atenuarea radiației fotonice, se utilizează un fascicul larg, adică un fascicul de fotoni în care este prezentă radiația împrăștiată, care nu poate fi neglijat.

Diferența dintre rezultatele măsurării fasciculelor înguste și largi este caracterizată de factorul de acumulare B:

B = I lat/îngust, (6,2)

care depinde de geometria sursei, de energia radiației fotonice primare, de materialul cu care interacționează radiația de fotoni și de grosimea acesteia, exprimată în unități adimensionale mx .

Legea de atenuare pentru un fascicul larg de radiații fotonice este exprimată prin formula:

I lățime = I 0 B e - m x = I 0 e - m lățime x; (6.3),

unde m, m shir este coeficientul de atenuare liniar pentru fasciculele de fotoni înguste și, respectiv, late. Valorile lui m și ÎN pentru diverse energii și materiale sunt date în cărțile de referință privind siguranța radiațiilor. Dacă cărțile de referință indică m pentru un fascicul larg de fotoni, atunci factorul de acumulare nu trebuie luat în considerare.

Următoarele materiale sunt cel mai des folosite pentru protecția împotriva radiațiilor fotonice: plumb, oțel, beton, sticlă cu plumb, apă etc.

Metoda de protecție a barierei (calcularea protecției prin straturi de semiatenuare). Factorul de atenuare a radiațiilor K este raportul dintre rata de doză efectivă (echivalentă) măsurată sau calculată P măsurat fără protecție și nivelul admisibil al ratei de doză efectivă (echivalentă) medie anuală P avg în același punct din spatele unui ecran de protecție cu grosimea x :

P av = PD A /1700 oră = 20 mSv / 1700 oră = 12 μSv/oră;

unde P av – nivelul admisibil al ratei de doză efectivă (echivalentă) medie anuală;

PD A - limită de doză efectivă (echivalentă) pentru personalul din grupa A.

1700 ore – fond de timp de lucru pentru personalul grupei A pe an.

K = P meas / P avg;

unde Rmeas este rata de doză efectivă (echivalentă) măsurată fără protecție.

Atunci când se determină grosimea extrem de importantă a stratului protector al unui anumit material x (cm) folosind tabele universale, ar trebui să se cunoască energia fotonului e (MeV) și factorul de atenuare a radiației K .

În absența tabelelor universale, se poate realiza o determinare rapidă a grosimii aproximative a protecției folosind valori aproximative ale semiatenuării fotonului în geometria fasciculului larg. Stratul de semiatenuare Δ 1/2 este o grosime de protecție care atenuează de 2 ori doza de radiație. Cu un factor de atenuare K cunoscut, este posibil să se determine numărul necesar de straturi de semiatenuare n și, în consecință, grosimea protecției. Prin definiție K = 2 n În plus față de formulă, prezentăm o relație tabelară aproximativă între factorul de atenuare și numărul de straturi de jumătate de atenuare:

Cu un număr cunoscut de straturi de semiatenuare n, grosimea protecției este x = Δ 1/2 n.

De exemplu, stratul de jumătate de atenuare Δ 1/2 pentru plumb este de 1,3 cm, pentru sticla cu plumb - 2,1 cm.

Metoda de protectie prin distanta. Rata de doză a radiației fotonice de la o sursă punctuală într-un gol variază invers cu pătratul distanței. Din acest motiv, dacă rata de doză Pi este determinată la o anumită distanță cunoscută Ri , atunci rata dozei Px la orice altă distanță Rx este calculată prin formula:

P x = P 1 R 1 2 / R 2 x (6,4)

Metoda de protecție a timpului. Metoda de protecție a timpului (limitarea timpului petrecut de un lucrător sub influența radiațiilor ionizante) este cea mai utilizată atunci când se efectuează lucrări periculoase pentru radiații într-o zonă de acces controlat (CAZ). Aceste lucrări sunt documentate într-un ordin de lucru dozimetric, care indică timpul permis pentru lucru.

Capitolul 7 METODE DE ÎNREGISTRARE A RADIAȚIELOR IONIZANTE

Mijloacele tehnice de protecție includ construcția diferitelor ecrane din materiale care reflectă și absorb radiațiile radioactive. Ecranele sunt instalate atât staționari, cât și mobile (Fig. 58).

La calcularea ecranelor de protecție se determină materialul și grosimea acestora, care depind de tipul de radiație, de energia particulelor și a cuantelor și de factorul de atenuare necesar. Caracteristicile materialelor de protecție și experiența cu sursele de radiații fac posibilă conturarea domeniilor preferențiale de utilizare a unui anumit material de protecție.

Metalul este cel mai adesea folosit pentru construcția dispozitivelor mobile, iar materialele de construcție (beton, cărămidă etc.) pentru construcția dispozitivelor de protecție staționare.

Materialele transparente sunt cele mai des folosite pentru sistemele de vizualizare și, prin urmare, trebuie să aibă nu numai proprietăți de protecție bune, ci și proprietăți optice ridicate. Următoarele materiale îndeplinesc bine aceste cerințe: sticlă de plumb, sticlă de var, sticlă cu umplutură lichidă (bromură de zinc, clorură de zinc);

Cauciucul cu plumb este folosit ca material de protecție împotriva razelor gamma.

Orez. 58. Ecran mobil

Calculul ecranelor de protecție se bazează pe legile interacțiunii tipuri variate radiatii cu materie. Protecția împotriva radiațiilor alfa nu este o sarcină dificilă, deoarece particulele alfa de energii normale sunt absorbite de un strat de țesut viu de 60 de microni, în timp ce grosimea epidermei (pielea moartă) este de 70 de microni. Un strat de aer de câțiva centimetri sau o foaie de hârtie este o protecție suficientă împotriva particulelor alfa.

Când radiația beta trece printr-o substanță, are loc radiația secundară, așa că este necesar să se utilizeze materiale ușoare (aluminiu, plexiglas, polistiren) ca materiale de protecție, deoarece energia bremsstrahlung crește odată cu creșterea numărului atomic al materialului.

Scuturile cu plumb sunt folosite pentru a proteja împotriva particulelor beta de înaltă energie (electroni), dar căptușeala interioară a scuturilor trebuie să fie realizată dintr-un material cu un număr atomic scăzut pentru a reduce energia inițială a electronilor și, prin urmare, energia radiației care rezultă. la conducere.

Grosimea ecranului de protecție din aluminiu (g/cm2) este determinată din expresie

d = (0,54Emax - 0,15),

unde Emax este energia maximă a spectrului beta al unui izotop radioactiv dat, MeV.

La calcularea dispozitivelor de protecție, este necesar să se țină seama mai întâi de compoziția spectrală a radiației, de intensitatea acesteia, precum și de distanța de la sursa în care se află personalul de operare și de timpul petrecut în zona de expunere la radiatii.

În prezent, pe baza datelor calculate și experimentale disponibile, sunt cunoscute tabele ale factorului de atenuare, precum și diverse tipuri de nomograme care fac posibilă determinarea grosimii protecției împotriva radiațiilor gamma a diferitelor energii. Ca exemplu în Fig. 59 prezintă o nomogramă pentru calcularea grosimii protecției plumbului de la o sursă punctuală pentru un fascicul larg de radiații gamma Co60, care asigură o reducere a dozei de radiație la maxim admisibil. Axa absciselor arată grosimea de protecție d, axa ordonatelor arată coeficientul K1 egal cu

(24)

unde M este echivalentul gamma al medicamentului, mg*eq. Ra;

t este timpul de funcționare în zona de expunere la radiații, h; R este distanța de la sursă, cm.De exemplu, este necesar să se calculeze protecția de la sursa de Co60, la M = 5000 mEq Ra, dacă personalul operator se află la o distanță de 200 cm în timpul zilei de lucru, adică t = 6 ore.

Înlocuind valorile lui M, R și t în expresia (24), determinăm

Conform nomogramei (vezi Fig. 59) constatăm că pentru K1 = 2,5-10-1 grosimea protecţiei plumbului este d = 7 cm.

Un alt tip de nomogramă este prezentat în Fig. 60. Aici pe axa ordonatelor se află factorul de atenuare K, egal cu

K=D0/D

Folosind expresia (23), obținem

unde D0 este doza creată de sursa de radiații într-un punct dat în absența protecției; D este doza care trebuie creată la un moment dat după dispozitivul de protecție.

Orez. 59. Nomogramă pentru calcularea grosimii protecției plumbului de la o sursă punctuală pentru un fascicul larg de radiații gamma Co60

Să presupunem că este necesar să se calculeze grosimea pereților încăperii în care se află o unitate gamma-terapeutică, încărcată cu un medicament Cs137 de 400 g-eq Ra (M = 400.000 mg-eq Ra). Cea mai apropiată distanță la care se află personalul de întreținere în încăperea alăturată este R = 600 cm.Conform standardelor sanitare, în încăperile adiacente în care sunt persoane care nu sunt implicate în lucrul cu substanțe radioactive, doza de radiații nu trebuie să depășească 0,03 rem/săptămână. sau pentru radiația gamma este de aproximativ 0,005 rad pe zi lucrătoare, adică D = 0,005 rad per t = 6 ore de atenuare, folosim formula (23). Pentru a estima multiplicitatea

Conform fig. 60 determinăm că pentru K = 1,1. 104, grosimea protecției din beton este de aproximativ 70 cm.

Atunci când alegeți un material de protecție, trebuie să vă ghidați de proprietățile sale structurale, precum și de cerințele pentru dimensiunea și greutatea protecției. Pentru carcasele de protecție de diferite tipuri (gama terapeutice, detectarea defectelor gamma), când masa joacă un rol semnificativ, cele mai avantajoase materiale de protecție sunt cele care atenuează cel mai bine radiațiile gamma. Cu cât densitatea și numărul atomic al unei substanțe sunt mai mari, cu atât grad mai mare atenuarea radiațiilor gamma.

Prin urmare, în scopurile de mai sus, cel mai des se utilizează plumb și uneori chiar uraniu. În acest caz, grosimea protecției este mai mică decât atunci când se utilizează alt material și, prin urmare, greutatea carcasei de protecție este mai mică.

Orez. 60. Nomogramă pentru calcularea grosimii protecției împotriva radiațiilor gamma pe baza factorului de atenuare

Atunci când se creează protecție staționară (adică protejarea încăperilor în care se lucrează cu surse gamma), asigurând șederea oamenilor în încăperi adiacente, este cel mai economic și convenabil să folosiți betonul. Dacă avem de-a face cu radiații moi, în care efectul fotoelectric joacă un rol semnificativ, la beton se adaugă substanțe cu un număr de serie mare, în special baritul, ceea ce face posibilă reducerea grosimii protecției.

Apa este adesea folosită ca material de protecție pentru depozitare, adică medicamentele sunt scufundate într-un bazin de apă, a cărui grosime a stratului asigură reducerea necesară a dozei de radiații la niveluri sigure. Dacă există protecție împotriva apei, este mai convenabil să încărcați și să reîncărcați unitatea, precum și să efectuați lucrări de reparații.

În unele cazuri, condițiile de lucru cu surse de radiații gamma pot fi de așa natură încât este imposibil să se creeze protecție staționară (la reîncărcarea instalațiilor, îndepărtarea unui medicament radioactiv dintr-un recipient, calibrarea unui dispozitiv etc.). Ceea ce se înțelege aici este că activitatea surselor este scăzută. Pentru a proteja personalul de service de expunerea la radiații, este necesar să se folosească, așa cum se spune, „protecție în timp” sau „protecție la distanță”. Aceasta înseamnă că toate manipulările cu surse deschise de radiații gamma ar trebui efectuate folosind prinderi sau suporturi lungi. În plus, cutare sau cutare operație trebuie efectuată numai în acea perioadă de timp în care doza primită de muncitor nu depășește norma stabilită prin normele sanitare. O astfel de muncă trebuie efectuată sub supravegherea unui dozimetrist. În același timp, în cameră nu trebuie să existe persoane neautorizate, iar zona în care doza depășește maximul admis în timpul lucrului trebuie împrejmuită.

Este necesar să se monitorizeze periodic protecția utilizând instrumente dozimetrice, deoarece în timp își poate pierde parțial proprietățile de protecție din cauza apariției anumitor încălcări neobservate ale integrității sale, de exemplu, fisuri în garduri din beton și barit-beton, lovituri și rupturi ale foi de plumb etc.

Calculul protecției împotriva neutronilor se realizează folosind formulele sau nomogramele corespunzătoare. În acest caz, substanțele cu un număr atomic scăzut ar trebui luate ca materiale de protecție, deoarece la fiecare ciocnire cu un nucleu, neutronul își pierde cea mai mare parte a energiei, cu atât masa nucleului este mai aproape de masa neutronului. Pentru protectia impotriva neutronilor se folosesc de obicei apa si polietilena. Practic nu există fluxuri de neutroni puri. În toate sursele, pe lângă neutroni, există fluxuri puternice de radiații gamma, care se formează în timpul procesului de fisiune, precum și în timpul dezintegrarii produselor de fisiune. Prin urmare, atunci când se proiectează protecția împotriva neutronilor, este întotdeauna necesar să se asigure simultan protecție împotriva radiațiilor gamma.

Informații utile:

Agenția Federală pentru Educație

Stat instituție educațională

superior învăţământul profesional

„Universitatea Energetică de Stat Ivanovo

numit după V.I. Lenin"

Departamentul de Centrale Nucleare

SIGURANȚA RADIȚIALĂ
ȘI DOZIMETRIA RADIAȚIELOR GAMME EXTERNE

Ghid pentru efectuarea lucrărilor de laborator Nr. 1

Ivanovo 2009

Alcătuit de: A.Yu. TOKOV, V.A. KRYLOV, A.N. TEMERILE

Editor V.K. SEMENOV

Orientările sunt destinate studenților care studiază la specialitatea „Centrale și Instalații Nucleare” care urmează un atelier de laborator privind fizica radiațiilor ionizante. Materialul teoretic prezentat în secțiunea 1 completează și dublează parțial ceea ce se citește la prelegeri.

Aprobat de comisia metodologică de ciclu a IFF

Referent:

Departamentul de Centrale Nucleare, Instituția de Învățământ de Stat de Învățământ Profesional Superior „Universitatea Energetică de Stat Ivanovo numită după V. I. Lenin”

SIGURANȚĂ ȘI DOZIMETRIE LA RADIATII

RADIAȚIA GAMMA EXTERNĂ

Ghid pentru munca de laborator Nr. 1

la cursul „Protecție împotriva radiațiilor”

Compilat de: Tokov Alexander Yurievich,

Krylov Viaceslav Andreevici,

Strahov Anatoli Nikolaevici

Editor N.S. Rabotaeva

Semnat pentru publicare la 7.12.09. Format 60x84 1/16.

Imprimarea este plată. Condiţional cuptor l. 1,62. Tiraj 100 de exemplare. Comandă nu.

GOUVPO „Universitatea Energetică de Stat Ivanovo numită după V. I. Lenin”

153003, Ivanovo, str. Rabfakovskaia, 34 de ani.

Tipărit în UIUNL ISUE

1. FUNDAMENTELE DE SECURITATE LA RADIAȚII

1.1. Efectele biologice ale radiațiilor ionizante

Radiațiile ionizante, care afectează un organism viu, provoacă în el un lanț de modificări reversibile și ireversibile, al căror „mecanism de declanșare” este ionizare și excitare atomi și molecule de materie. Ionizarea (adică transformarea unui atom neutru într-un ion pozitiv) are loc dacă o particulă ionizantă (α, β - particulă, raze X sau γ - foton) transferă în învelișul electron al atomului energie suficientă pentru a elimina un electron orbital. (adică depășirea energiei de legare). Dacă partea transferată a energiei este mai mică decât energia de legare, atunci are loc doar excitația învelișul de electroni atom.

În substanțele simple, ale căror molecule constau din atomi ai unui element, Procesul de ionizare este însoțit de un proces de recombinare. Un atom ionizat se atașează la sine unul dintre electronii liberi care sunt întotdeauna prezenți în mediu și devine din nou neutru. Atomul excitat revine la starea sa normală prin transferul unui electron de la un nivel de energie mai înalt la unul inferior și este emis un foton de radiație caracteristică. Astfel, ionizarea și excitarea atomilor de substanțe simple nu duc la nicio modificare a structurii fizico-chimice a mediului iradiat.

Situația este diferită atunci când se iradiază molecule complexe constând dintr-un număr mare de atomi diferiți (molecule de proteine ​​și alte structuri tisulare). Efectul direct al radiațiilor asupra macromoleculelor duce la disocierea acestora, adică. la ruperea legăturilor chimice din cauza ionizării și excitării atomilor. Efectul indirect al radiațiilor asupra moleculelor complexe se manifestă prin produsele radiolizei apei, care formează cea mai mare parte a masei corporale (până la 75%). Prin absorbția energiei, o moleculă de apă pierde un electron, care își transferă rapid energia moleculelor de apă din jur:

H20 = > H2O++ e – .

Ca urmare, se formează ioni, radicali liberi, ioni radicali având un electron nepereche (H, OH, hidroperoxid HO 2), peroxid de hidrogen H 2 O 2, oxigen atomic:

H2O + + H20 = > H30++ OH – + N ;

N + O2 = > DAR 2 ; DAR 2 + DAR 2 => H2O2 + 2O.

Radicalii liberi care conțin electroni nepereche sunt extrem de reactivi. Durata de viață a unui radical liber nu depășește 10 -5 s. În acest timp, produsele radiolizei apei fie se recombină între ele, fie intră în reacții catalitice în lanț cu molecule de proteine, enzime, ADN și alte structuri celulare. Inducerea radicalilor liberi reacții chimice dezvolta cu mare randament si implica in acest proces multe sute si mii de molecule neafectate de radiatii.

Efectul radiațiilor ionizante asupra obiectelor biologice poate fi împărțit în trei etape, care au loc la diferite niveluri:

1) la nivel atomic – ionizarea și excitația atomilor, care au loc într-un timp de ordinul 10 -16 – 10 -14 s;

2) la nivel molecular – modificări fizico-chimice ale macromoleculelor cauzate de efectele directe și radiolitice ale radiațiilor, conducând la perturbarea structurilor intracelulare, pe o perioadă de aproximativ 10 -10 – 10 -6 s;

3) la nivel biologic – disfuncții ale țesuturilor și organelor, dezvoltându-se pe o perioadă de timp de la câteva secunde până la câteva zile sau săptămâni (în cazul leziunilor acute) sau de-a lungul anilor sau deceniilor (efectele pe termen lung ale radiațiilor).

Celula principală a unui organism viu este o celulă, al cărei nucleu la om conține 23 de perechi de cromozomi (molecule de ADN) care poartă informații genetice codificate care asigură reproducerea celulară și sinteza intracelulară a proteinelor. Secțiuni individuale de ADN (gene) responsabile de formarea oricărei caracteristici elementare a unui organism sunt localizate pe cromozom într-o ordine strict definită. Celula însăși și relațiile sale cu mediul extracelular sunt menținute printr-un sistem complex de membrane semipermeabile. Aceste membrane reglează mișcarea apei, nutrienților și electroliților în și în afara celulei. Orice deteriorare poate amenința viabilitatea celulei sau capacitatea de a se reproduce.

Dintre diferitele forme de deteriorare, cea mai importantă este deteriorarea ADN-ului. Cu toate acestea, celula are un sistem complex de procese de reparare, în special în cadrul ADN-ului. Dacă recuperarea nu este completă, poate apărea o celulă (mutantă) viabilă, dar alterată. Pe lângă iradiere, apariția și reproducerea celulelor modificate pot fi afectate de alți factori care apar atât înainte, cât și după expunerea la radiații.

În organismele superioare, celulele sunt organizate în țesuturi și organe care îndeplinesc diverse funcții, de exemplu: producerea și stocarea energiei, activitatea musculară pentru mișcare, digestia alimentelor și excreția deșeurilor, furnizarea de oxigen, căutarea și distrugerea celulelor mutante, etc. Coordonarea acestor tipuri de activități ale corpului se desfășoară în sisteme nervoase, endocrine, hematopoietice, imunitare și alte sisteme, care, la rândul lor, constau și din celule, organe și țesuturi specifice.

Distribuția aleatorie a evenimentelor de absorbție a energiei create de radiații poate deteriora părți vitale ale dublei helix ADN și alte macromolecule celulare în diferite moduri. Dacă un număr semnificativ de celule dintr-un organ sau țesut au murit sau nu se pot reproduce sau funcționa normal, funcția organului se poate pierde. Într-un organ sau țesut iradiat, procesele metabolice sunt perturbate, activitatea sistemelor enzimatice este suprimată, creșterea țesuturilor încetinește și se oprește și apar altele noi. compuși chimici, necaracteristic organismului - toxine. Efectele finale ale radiațiilor nedorite sunt împărțite în somatice şi genetice.

Efecte somatice se manifestă direct în persoana iradiată însuşi sau ca efecte detectabile precoce expunere (acută sau cronică boala de radiatiiși leziuni locale de radiații), sau ca consecințe pe termen lung(speranța de viață redusă, apariția tumorilor sau a altor boli) care apar la câteva luni sau decenii după iradiere . Efecte genetice sau ereditare– acestea sunt consecințele iradierii genomului celulelor germinale, care sunt moștenite și provoacă malformații congenitale și alte tulburări la descendenți. Aceste efecte ale radiațiilor pot fi pe termen foarte lung și se pot extinde pe mai multe generații de oameni.

Severitatea efectului dăunător depinde de țesutul specific iradiat și de capacitatea organismului de a compensa sau repara deteriorarea.

Capacitatea de a restabili celulele depinde in functie de varsta persoanei la momentul iradierii, asupra sexului, stării de sănătate și predispoziției genetice a organismului, precum și asupra dimensiunii doza absorbita(energia radiației absorbită pe unitatea de masă de țesut biologic) și, în final, din tip de radiație primară afectând organismul.

1.2. Efecte de prag și non-prag în timpul iradierii umane

În conformitate cu conceptele moderne, stabilite în publicația 60 din ICRP și care formează baza standardelor ruse de siguranță a radiațiilor NRB-99, posibilele efecte dăunătoare ale radiațiilor asupra sănătății sunt împărțite în două tipuri: prag (determinist) și non-prag ( efecte stocastice).

1.Efecte deterministe (de prag). – boli de radiații imediate precoce, detectabile clinic, având praguri de doză sub care nu apar și peste care severitatea efectelor depinde de doză. Acestea includ boala acută sau cronică de radiații, cataracta prin radiații, disfuncția reproductivă, deteriorarea cosmetică a pielii, afectarea degenerativă a diferitelor țesuturi etc.

Acut Boala de radiații apare după depășirea unui anumit prag de doză dintr-o singură expunere și se caracterizează prin simptome în funcție de nivelul dozei primite (Tabelul 1.1). Cronic Boala de radiații se dezvoltă cu expunerea repetată sistematic, dacă dozele unice sunt mai mici decât cele care provoacă leziuni acute prin radiații, dar semnificativ mai mari decât limitele permise. Semnele bolii cronice ale radiațiilor sunt modificări ale compoziției sângelui (scăderea numărului de leucocite, anemie) și o serie de simptome din sistemul nervos. Simptome similare apar și în alte boli asociate cu imunitate slăbită, deci este foarte dificil să se identifice boala cronică de radiații dacă faptul expunerii nu a fost stabilit cu certitudine.

În multe organe și țesuturi există un proces continuu de pierdere și înlocuire a celulelor. Pierderile crescute pot fi compensate de o creștere a ratei de înlocuire, dar poate exista și o scădere temporară și uneori permanentă a numărului de celule capabile să susțină funcția organului sau a țesutului.

Pierderea de celule rezultată poate provoca o afectare severă care poate fi detectată clinic. Prin urmare, severitatea efectului observat depinde de doza de radiație și există un prag, sub care pierderea celulară este prea mică pentru a afecta semnificativ funcția țesuturilor sau organelor. Pe lângă moartea celulelor, radiațiile pot provoca leziuni tisulare în alte moduri: prin afectarea numeroaselor funcții tisulare, inclusiv reglarea proceselor celulare, răspunsurile inflamatorii, suprimarea sistemului imunitar și a sistemului hematopoietic (măduva osoasă roșie). Toate aceste mecanisme determină în cele din urmă severitatea efectelor deterministe.

Valoarea dozei-prag este determinată de radiosensibilitatea celulelor organului sau țesutului afectat și de capacitatea organismului de a compensa sau restabili o astfel de daune. De regulă, efectele deterministe ale radiațiilor sunt specifice și nu apar sub influența altora factori fizici, iar legătura dintre efect și iradiere este lipsită de ambiguitate (deterministă). Dozele-prag pentru apariția efectelor deterministe care conduc la moartea rapidă a adulților sunt date în Tabelul 1.2. În cazul iradierii cronice pe termen lung, aceleași efecte apar la doze totale mai mari decât în ​​cazul iradierii unice.

Pragurile medii de doză pentru apariția efectelor deterministe sunt date în tabel. 1.1 – 1.3. Severitatea efectului (gradul de severitate al acestuia)

crește la persoanele cu radiosensibilitate mai mare (copii, persoane cu sănătate precară, persoane cu contraindicații medicale la lucrul cu surse de radiații). Pentru astfel de persoane, valorile pragurilor dozei de radiații indicate în tabelul 1.1 pot fi de 10 sau mai multe ori mai mici.

Tabelul 1.1. Impactul diferitelor doze de radiații asupra sănătății adulților

cu o singură iradiere

Notă. În prezent, există o serie de agenți anti-radiații și s-a acumulat experiență de succes în tratamentul bolii de radiații, ceea ce face posibilă prevenirea morții la doze de până la 10 Sv (1000 rem).

Tabelul 1.2. Gama de efecte acute care duc la moartea omului

Dependența supraviețuirii de doza de radiații se caracterizează prin doza medie absorbită D 50/60, la care jumătate dintre oameni vor muri după 60 de zile. Pentru un adult sănătos, această doză (mediată pe întregul corp) este de 3–5 Gy (Gy) pentru expunerea acută (Tabelul 1.2).

În condiții industriale, apariția efectelor deterministe este posibilă numai în cazul unui accident de radiații, când sursa de radiații se află într-o stare de necontrolat. În acest caz, limitarea expunerii oamenilor se realizează prin luarea de măsuri urgente - intervenție. Criteriile de doză adoptate în NRB-99 pentru intervenția urgentă în cazul unui accident de radiații se bazează pe datele privind dozele-prag pentru apariția efectelor deterministe care pun viața în pericol (Tabelul 1.3).

Tabelul 1.3. Doze-prag pentru efecte deterministe

și criterii de intervenție urgentă într-un accident de radiații

Limitele dozei de radiații profesionale stabilite sunt de zeci și sute de ori mai mici decât dozele-prag pentru apariția efectelor deterministe, prin urmare sarcina principala Siguranța modernă a radiațiilor este de a limita posibilitatea ca efectele stocastice să apară la oameni datorită expunerii acestora la radiații în condiții normale.

2. Efecte stocastice sau fără prag – consecințele pe termen lung ale radiațiilor care nu au un prag de doză, a căror probabilitate este direct proporțională cu doza de radiație, iar severitatea nu depinde de doză. Acestea includ cancerul și bolile ereditare care apar spontan de-a lungul anilor la oameni dintr-o varietate de motive naturale.

Fiabilitatea conexiunii unei anumite părți a acestor efecte cu radiațiile a fost dovedită de statisticile medicale și epidemiologice internaționale abia la începutul anilor 1990. Efectele stocastice sunt de obicei detectate prin perioadă lungă de timp după iradiere şi numai cu observarea pe termen lung a unor grupuri mari de populaţie de zeci şi sute de mii de oameni. Perioada medie de latentă este de aproximativ 8 ani pentru leucemie și de 2-3 ori mai mare pentru alte tipuri de cancer. Riscul de a muri din cauza cancerului din cauza radiațiilor variază între bărbați și femei și variază în timp după expunere (Figura 1.1).

Probabilitatea degenerării maligne a unei celule este influențată de mărimea dozei de radiații, în timp ce severitatea unui anumit tip de cancer depinde doar de tipul și localizarea acestuia. Trebuie remarcat faptul că, dacă celula iradiată nu moare, atunci aceasta are o anumită capacitate de a auto-repara codul ADN deteriorat. Dacă acest lucru nu se întâmplă, atunci într-un organism sănătos funcțiile sale vitale sunt blocate sistem imunitar: Celula degenerată fie este distrusă, fie nu se reproduce până la moartea sa naturală. Astfel, probabilitatea de cancer este scăzută și depinde de „sănătatea” sistemului imunitar și nervos al organismului.

Procesul de reproducere celule canceroase are o natură aleatorie, deși din cauza genetică și caracteristici fiziologice oamenii pot varia foarte mult în sensibilitatea lor la cancerul indus de radiații. Unele persoane cu boli genetice rare pot fi semnificativ mai sensibile decât o persoană obișnuită.

Cu adăugări mici de doză la radiația naturală (de fond), probabilitatea de a provoca cazuri suplimentare de cancer este în mod natural mică, iar numărul așteptat de cazuri care pot fi atribuite dozei suplimentare într-un grup expus de persoane poate fi mai mic de 1, chiar și într-un grup foarte mare de oameni. Deoarece fondul natural de radiații există întotdeauna, precum și un nivel spontan de efecte stocastice, orice activitate practică care duce la expunere suplimentară duce la o creștere a probabilității de efecte stocastice. Se presupune că probabilitatea apariției lor este direct proporțională cu doza și se presupune că severitatea manifestării este independentă de doza de radiație.

Figura 1.2 ilustrează relația dintre expunerea la radiații și incidența cancerului în populație. Se caracterizează printr-un nivel semnificativ de cancer spontan în populație și o probabilitate relativ mică de apariție a unor boli suplimentare sub influența radiațiilor. În plus, conform datelor UNSCEAR, rata spontană de incidență și mortalitate prin cancer variază semnificativ de la o țară la alta și de la an la an într-o singură țară. Aceasta înseamnă că, analizând efectele radiațiilor asupra unui grup mare de persoane expuse la aceeași doză, este posibil să se stabilească o relație probabilistică între doza de radiații și numărul de cancere suplimentare rezultate din radiații, cu toate acestea, este imposibil de indicat care boală este o consecință a radiațiilor și care a apărut spontan.

Figura 1.3 prezintă o estimare a mărimii unui grup de adulți expuși în mod egal necesară pentru a confirma în mod fiabil relația dintre creșterea numărului total de cancere din grup și doza de radiații. Linia A-Bîn figură definește o estimare teoretică a mărimii grupului necesară pentru a identifica efecte suplimentare ale radiațiilor stocastice cu un interval de încredere de 90%. Deasupra acestei linii se află o regiune în care teoretic este posibil să se demonstreze o legătură între creșterea numărului de efecte stocastice într-un grup și expunerea la radiații. Sub această linie, este teoretic imposibil de demonstrat această legătură. Linia punctată arată asta pentru o detectare fiabilă efecte suplimentare de la iradierea uniformă a corpului adulților cu fotoni cu o doză de 20 mGy, egală cu limita dozei de radiații profesionale, este necesar să se examineze cel puțin 1 milion de oameni cu o astfel de doză.

Astfel, sarcina asigurării securității radiațiilor se rezumă la: 1) prevenirea efectelor deterministe la lucrători prin controlul surselor de radiații; 2) reducerea riscului suplimentar de efecte stocastice prin limitarea dozelor de radiații și a numărului de persoane expuse.

1.3. Mărimi dozimetrice de bază și unități de măsură

Activitate (A) – o măsură a cantității de radionuclid dintr-o sursă sau din orice substanță, inclusiv corpul uman. Activitatea este egală cu rata dezintegrarii radioactive a nucleelor ​​atomilor de radionuclizi. Valoarea activității totale caracterizează pericolul potențial de radiații al spațiilor în care se efectuează lucrări cu substanțe radioactive.

Unitatea de măsură SI - Bk(becquerel), egal cu 1 dezintegrare pe secundă ( s –1).

unitate nesistemică - Ki(curie); 1 Ci = 37 GBq = 3,7×10 10 s –1.

Fluxul de particule ( F) – numărul de particule elementare (alfa, beta, fotoni, neutroni) emise de sursă sau care afectează ținta pe unitatea de timp. Unitate de măsură – piesa/e, foton/i sau pur și simplu s – 1 .

Tipul și cantitatea de particule (fotoni) emise în timpul transformărilor nucleare sunt determinate de tipul dezintegrarii nucleelor ​​de radionuclizi. Deoarece direcția de emisie a particulelor este aleatorie, fluxul se propagă în toate direcțiile de la sursă. Fluxul total de radiație al unei surse este legat de activitatea sa prin relație

Unde v, % – coeficientul randamentului de particule la 100 de dezintegrare (dat în cărțile de referință despre radionuclizi; pentru diferiți radionuclizi randamentul variază semnificativ, v= 0,01% - 200% sau mai mult).

Fluența particulelor (F) - raportul dintre numărul de particule elementare (alfa, beta, fotoni, neutroni) care pătrund într-o sferă elementară și zona secțiunii centrale a acestei sfere. Fluența, ca și doza, este o cantitate aditivă și nedescrescătoare - valoarea sa se acumulează întotdeauna în timp. Unitate de măsură - parte/cm2, foton/cm2 sau pur și simplu cm –2 .

Densitatea fluxului de particule ( j) – fluenta pe unitatea de timp. Unitatea de măsură a densității de flux a particulelor sau a cuantelor – cm–2 s–1. Densitatea fluxului caracterizează nivelul (intensitatea) radiației într-un punct dat din spațiu (sau situația radiației într-un punct dat din încăpere).

Energie (E R ) – este cea mai importantă caracteristică a radiațiilor ionizante. În fizica nucleară, este utilizată o unitate de energie în afara sistemului - electronvoltul (eV). 1 eV = 1,6020×10 -19 J.

Doza de expunere (X) – o măsură a cantității de distrugere prin ionizare a atomilor și moleculelor unui corp în timpul iradierii. Egal cu raportul dintre sarcina totală a tuturor ionilor de același semn creați de radiația fotonică din aer și masa volumului de aer iradiat. Doza de expunere este utilizată numai pentru radiații fotonice cu energii de până la 3 MeV. În domeniul securității radiațiilor, acesta a fost eliminat treptat din 1996.

Unitatea de măsură SI - C/kg(pandavant la kilogram).

unitate nesistemică - R(Raze X); 1P = 2,58x10-4 C/g; 1 C/kg = 3872 RUR.

Doza absorbită sau pur și simplu doza ( D) – o măsură a impactului fizic al radiațiilor ionizante asupra unei substanțe (la nivel molecular). Egal cu raportul dintre energia radiației absorbită într-o substanță pentru a forma ioni și masa substanței iradiate.

Unitatea de măsură SI - Gr(gri); 1 Gy = 1 J/kg.

unitate nesistemică - bucuros(rad – doza absorbită de radiații);

1 rad = 0,01 Gy = 10 mGy.

Doza de expunere a radiației fotonice X = 1P corespunde dozei absorbite în aer D = 0,87 rad (8,7 mGy), iar în țesutul biologic D = 0,96 rad (9,6 mGy) datorită muncii diferite de ionizare a moleculelor. În scopuri practice de siguranță a radiațiilor, putem presupune că 1 R corespunde cu 1 rad sau 10 mGy.

Doza echivalenta (N) – o măsură a impactului biologic al radiațiilor asupra unui organ sau țesut (la nivelul celulelor, organelor și țesuturilor vii). Egal cu produsul dozei absorbite de factor de ponderare a radiațiilor W R , care ține cont de calitatea radiației (capacitate de ionizare liniară). Pentru radiații mixte, doza echivalentă este determinată ca suma tipurilor de radiații « R » :

N = å D R × W R

Valorile coeficientului de ponderare a radiațiilor W R acceptat în NRB-99. Pentru radiațiile alfa, beta, fotoni și neutroni, acestea sunt egale:

W a = 20; W b = W g = 1; W n = 5 – 20(W n depinde de energia neutronilor).

Unitatea de măsură SI - Sv(sievert); pentru radiația gamma 1 Sv = 1 Gy.

unitate nesistemică - rem(echivalentul biologic al rad);

1 rem = 0,01 Sv = 10 mSv.

Relația cu alte unități de doză:

Pentru radiații X, beta și gamma 1 Sv = 1 Gy = 100 rem » 100 R;

Pentru radiații alfa (W R =20) 1 Gy = 20 Sv sau 100 rad = 2000 rem;

Pentru radiația neutronică, o doză absorbită de 1 rad (10 mGy) va corespunde unei doze echivalente de 5–20 rem (50–200 mSv), în funcție de energia neutronilor.

Doza eficienta (E) – o măsură a riscului de apariție a efectelor stocastice pe termen lung (la doze mici de radiații) ținând cont de radiosensibilitatea inegală a organelor și țesuturilor. La iradierea uniformă a întregului corp, doza efectivă coincide cu echivalentul: E = H, Unde N– aceeași doză echivalentă pentru toate organele și țesuturile .

În cazul iradierii neuniforme, doza efectivă este determinată ca sumă pentru organe și țesuturi "T" :

E = å N T × W T(T = 1 ... 13),

unde H T este doza echivalentă cu organul sau țesutul „T »; W T – factor de ponderare pentru radiosensibilitatea unui organ (țesut) . Valorile WT sunt acceptate în NRB-99 pentru 13 organe (țesuturi), în total ele se ridică la unul (a se vedea tabelul 2.1). Unitatea de măsură a dozei efective – mSv(milisievert).

doza colectivă ( S) – o măsură a prejudiciului potențial adus societății din posibila pierdere a anilor-personă viață plină populație datorită implementării consecințelor pe termen lung ale radiațiilor. Egal cu suma dozelor efective individuale anuale E i primite de o echipă de N persoane:

S= å E i (i = 1...N).

Unitate - om-Sv(persoană-sievert).

Pentru a justifica costurile protecției împotriva radiațiilor în NRB-99, se acceptă că expunerea la o doză colectivă de S = 1 persoană-Sv duce la potențiale daune egale cu pierderea a 1 persoană-an din viața profesională a populației.

Rata dozei ( , sau ) este derivata în timp a valorii dozei corespunzătoare (adică, rata de acumulare a dozei). Direct proporțional cu densitatea fluxului de particule j , acționând asupra corpului. La fel ca densitatea fluxului, rata dozei caracterizează situația radiației (nivelul de radiație) într-un punct dintr-o cameră sau zonă.

Următoarele abrevieri ale termenului sunt adesea folosite:

MD (MTD)– rata dozei (doza absorbita) ( 1 µGy/h = 100 µrad/h);

MED– rata de doză echivalentă ( 1 µSv/h = 100 µrem/h).

Fundal natural este nivelul radiației gamma naturale, care, în medie, la nivelul mării se datorează 1/3 razelor cosmice și 2/3 radiațiilor de la radionuclizi naturali conținuti în Scoarta terestra si materiale. Radiația naturală de fond poate fi măsurată în unități de densitate a fluxului fotonic (j) sau în unități de debit de doză.

Nivelul radiației gamma naturale (de fundal) în zonele deschise în unități de rată a dozei de expunere este în intervalul = (8–12) µR/h. Aceasta corespunde cu densitatea fluxului j aproximativ 10 fotoni / (cm 2 s), și, de asemenea:

În unități MTD =(8–12) μrad/h =(0,08–0,12) µGy/h=(80–120) nGy/h,

În unități DER = =(0,08–0,12) μSv/h =(80–120) nSv/h.

În unele clădiri, datorită concentrației crescute de radionuclizi naturali în materialele de construcție, DER al radiațiilor gamma naturale este permisă să depășească nivelul de fond în zone deschise cu până la 0,2 μSv/h, i.e. până la (0,25–0,35) μSv/h.

În unele locuri din lume, fundalul natural poate ajunge
(0,5–0,6) μSv/h, care ar trebui considerat normal.

Doza anuală de radiație naturală (primită în 8760 de ore) poate varia astfel de la 0,8–1 mSv până la 2–6 mSv pentru diferiți locuitori ai Pământului.

1.4. Prevederile de bază ale Standardelor de siguranță împotriva radiațiilor NRB-99

Standardele de siguranță împotriva radiațiilor NRB-99 sunt aplicate pentru a asigura siguranța omului în toate condițiile de expunere la radiații ionizante de origine artificială sau naturală.

Standardele variază în ceea ce privește capacitățile de control al sursei și controlul expunerii. patru tipuri de expunere la radiații pe persoană :

· din surse artificiale în condițiile funcționării lor normale (sursa și protecția împotriva radiațiilor sunt controlate și gestionate);

· la fel, în condiţiile unui accident de radiaţii (expunere necontrolată);

· din surse naturale radiații (expunere necontrolată);

· din surse medicale în scopul diagnosticării și tratamentului bolilor.

Cerințele pentru limitarea expunerii la radiații sunt formulate în NRB-99 separat pentru fiecare tip de expunere. Doza totală de la toate cele patru tipuri de radiații nu este luată în considerare.

Tehnogenic numite surse artificiale special creat de om Pentru aplicație utilă radiatii(instrumente, aparate, instalații, inclusiv radionuclizi naturali concentrați special) sau surse care sunt produse secundare ale activității umane (de exemplu, deșeuri radioactive).

Se aplică cerințele standardelor către surse din care expunerea poate fi controlată. Din control surse de radiații care nu sunt capabile să creeze doză individuală efectivă anuală mai mare de 10 μSvși o doză colectivă mai mare de 1 persoană-Sv pe an în orice condiții de manipulare (riscul de creștere a efectelor stocastice la astfel de doze este banal și nu depășește 10 - 6 1/persoană-an).

Scopul principal al siguranței radiațiilor este de a proteja sănătatea populației, inclusiv a personalului, de efectele nocive ale radiațiilor, fără restricții nerezonabile activitate utilă atunci când se utilizează radiații în diverse domenii ale economiei, științei și medicinei.

Pentru a asigura siguranța radiațiilor în timpul funcționării normale a surselor, acestea sunt utilizate trei principii principale ale Republicii Belarus:

· principiul justificării – interzicerea tuturor tipurilor de activități care implică utilizarea surselor de radiații, în care beneficiul obținut pentru indivizi și societate nu depășește riscul; posibil prejudiciu cauzate de expunerea suplimentară;

· principiul raționalizării – să nu depășească limitele admise doze individuale de radiații către cetățeni din toate sursele de radiații;

· principiul optimizarii - întreținere la cel mai de jos nivel posibil și realizabil luând în considerare factorii economici și sociali dozele individuale de radiații și numărul de persoane expuse(în practica internațională, acest principiu este cunoscut sub numele de ALARA - As Low As Reasonably Achievable - As low as reasonably achievable).

Cerințe NRB-99 pentru limitarea expunerii provocate de om în condiții controlate (în timpul funcționării normale a surselor de radiații).

1. Se stabilesc următoarele categorii de persoane expuse:

· Personalul grupei A(persoane care lucrează direct cu surse artificiale);

· Personalul grupei B(persoane care, din cauza condițiilor de muncă, se află în sfera lor de influență);

· populatia (toate persoanele, inclusiv personalul din afara domeniului și condițiilor activităților de producție).

Personalul grupei A include persoane în vârstă de cel puțin 20 de ani care nu au contraindicații medicale pentru lucrul cu radiații ionizante, care au urmat o pregătire specială și, ulterior, sunt supuse unui examen medical anual. Personal din grupa B – persoane cu vârsta de cel puțin 18 ani (inclusiv studenți care efectuează lucrări practice de laborator cu surse). În categoria „Populație”, de regulă, se disting copiii cu vârsta de 0 ani și mai mult. Multe concepte din NRB-99 sunt standardizate, de exemplu, durata medie viața când se ia în considerare riscul de efecte fără prag este considerată a fi de 70 de ani.

· limitele de doză de bază (MD) – astfel de valori ale dozei individuale efective anuale, a căror nedepășire garantează excluderea completă a efectelor deterministe de prag, iar probabilitatea efectelor stocastice fără prag nu depășește riscul acceptabil pentru societate;

· niveluri admisibile (LA) – derivate ale limitelor de doză de bază pentru evaluarea situației radiațiilor. La un singur factor expunerea din surse externe este doza medie anuală admisibilă în spațiile de lucru ( DMD );

· niveluri de control (CL) – niveluri ale dozelor de radiații, activităților, densităților de flux etc. realizate efectiv în organizație, asigurând o reducere a expunerii personalului cât mai scăzută posibil, prin măsuri de radioprotecție.

3. Limitele de doză de bază (LD) nu include doze din expunerea naturală și medicală, precum și doze datorate accidentelor de radiații. Există restricții speciale pentru aceste tipuri de expunere. Valorile PD pentru categoriile de persoane expuse sunt date în Tabelul 1.4, iar Tabelul 1.5 prezintă valorile DMD pentru timpul standard anual de expunere.

4. Doza efectivă de radiații pentru personal pe o perioadă de lucru de 50 de ani nu trebuie să depășească 1000 mSv, iar pentru populație pe o durată de viață de 70 de ani – 70 mSv.

5. Când o persoană este expusă simultan la surse de radiații externe și interne (iradiere multifactorială) se referă principalele limite de doză indicate în Tabelul 1.4 doza totala anuala, cauzate de toți factorii. Prin urmare, valorile RL (DMD) pentru fiecare factor de iradiere separat ar trebui luate mai puțin decât în ​​tabelul 1.5.

6. Pentru femei pentru cei sub 45 de ani clasificați ca personal din grupa A au fost introduse restricții suplimentare: doza echivalentă în zona abdominală inferioară nu trebuie să depășească 1 mSv pe lună. În aceste condiții, doza eficientă de radiații către făt este de 2 luni. sarcina nediagnosticată nu va depăși 1 mSv. După stabilirea faptului de sarcină, administrația întreprinderii este obligată să transfere femeia la un loc de muncă care nu implică radiații.

7. Expunere crescută planificată peste limitele de doză stabilite (PD = 50 mSv doză efectivă) este permisă în timpul lichidării sau prevenirii unui accident numai dacă este necesar pentru salvarea oamenilor și (sau) prevenirea expunerii acestora. O astfel de iradiere este permisă numai bărbaților peste 30 de ani numai cu acordul scris voluntar al acestora, după ce au fost informați despre posibilele doze și riscuri pentru sănătate. Iradierea în doze de până la 2 PD (100 mSv) sau până la 4 PD (200 mSv) este permisă numai cu permisiunea organelor teritoriale sau federale ale Supravegherii Sanitare și Epidemiologice de Stat și, respectiv, numai pentru persoanele clasificate în grupa A. personal.

8. Iradierea în doze peste 4 PD (200 mSv) este considerat potențial periculos. Persoanele expuse la radiații la astfel de doze au voie să lucreze ulterior cu surse de radiații numai în mod individual, prin decizie a comisiei medicale competente.

Cazuri expunere crescută neplanificată persoanele aflate în doze peste PD sunt supuse investigațiilor.

Tabelul 1.4. Limitele de bază ale dozei

**Toate valorile PD și PD pentru personalul din grupa B sunt egale 1 / 4 din valorile corespunzătoare pentru personalul grupei A.

Tabelul 1.5. Niveluri permise pentru iradierea externă cu un singur factor

2.1. Pregătirea pentru muncă

Scopul lucrării

1. Evaluarea securității radiațiilor a studenților și a personalului de laborator atunci când lucrează cu o sursă de radionuclizi etanșă de radiații gamma.

2. Studiul legii de atenuare a radiațiilor gamma cu distanța de la sursă.

3. Reconcilierea citirilor de la diferite dozimetre cu calculele ratei dozei.

Echipamente si materiale folosite

1. O sursă închisă de radionuclizi de radiații gamma cu izotopul 27 Co 60 (cobalt-60), plasată într-un recipient de protecție din plumb cu grosimea peretelui de 10 cm Recipientul este echipat cu colimator(un canal de deschidere care permite obținerea unui fascicul limitat de radiații g).

2. Un cărucior mobil și o riglă cu diviziuni pentru măsurarea distanței de la sursă la senzorul de măsurare (detector).

3. Dozimetre cu detectoare care înregistrează radiațiile gamma.

Principalele caracteristici ale unei instalații cu sursă de radiații gamma

Termen „sursă închisă de radionuclizi” înseamnă un produs tehnic, a cărui proiectare elimină răspândirea substanțelor radioactive V mediu inconjuratorîn condiţiile de utilizare şi uzură pentru care este proiectat. Sursa gamma de cobalt GIK-2-9 este o capsulă etanșă din oțel inoxidabil (cilindru 10 x 10 mm), în interiorul căreia se află izotopul radioactiv Co-60. Un flux util de raze gamma pătrunde liber prin pereții subțiri ai capsulei (cu filtrare minoră). În scopul acestei lucrări, sursa poate fi considerată punctiformă, izotropă și monoenergetică.

Pentru a proteja împotriva radiațiilor gamma, sursa GIK-2-9 este plasată într-un recipient de plumb cu o grosime de perete de x = 10,5 cm, care are un canal de colimare prin intermediul închis cu un dop de plumb. Când ștecherul este îndepărtat, se obține un fascicul de lucru ușor extins de radiații gamma, îndreptat departe de oameni. În acest fascicul, măsurătorile ratei dozei sunt efectuate la diferite distanțe de la sursă.

În raportul de lucru din posterul de laborator, trebuie să scrieți:

· schița unui recipient de protecție cu sursă (vedere în secțiune);

· energia fotonilor de radiații gamma de cobalt (Eg = 1,25 MeV);

· timpul de înjumătățire al izotopului Co-60 (T 1/2 = 5,27 ani);

activitatea iniţială a sursei Ao(Bq) și data certificării sursei;

· rata de expunere de pe plăcuța de identificare la o distanță de 1 m (μR/h);

· valoarea constantei gamma – cobalt - 60 G (nGy × m2/(s × GBk))

2.2. Evaluarea securității radiațiilor atunci când se lucrează cu o sursă

Persoanele cazate în laboratorul de dozimetrie sunt clasificate după ordinul universității în „personal grup A” (profesori și personal) și „personal grup B” (studenți). Limitele admisibile ale dozei efective anuale conform NRB-99 pentru acestea sunt egale cu PD A = 20 mSv și, respectiv, PD B = 5 mSv.

Pentru a evalua siguranța la radiații, este necesar să se estimeze doza efectivă anuală a unui lucrător, separând componenta artificială de cea naturală. Pentru astfel de măsurători, dozimetrul digital portabil MKS-08, inclus în modul de măsurare a ratei de doză echivalentă (μSv/h), este cel mai potrivit. Atenţie: Pentru a obține citiri corecte, dispozitivul trebuie îndreptat cu detectorul (partea din spate a carcasei) către sursa de radiații.

1. După ce s-a plimbat prin incinta laboratorului cu un dozimetru, efectuați recunoașterea radiațiilor, i.e. găsi locuri cu nivel crescut radiații gama. Se recomandă măsurarea DER pe suprafața tuturor dispozitivelor marcate cu semne de pericol de radiații(containere, seifuri, kituri sursă pe alte desktop-uri). Notați în raport valorile DER pentru 3 – 4 puncte caracteristice, indicându-le pe plan.

2. Determinați valoarea medie a fondului natural (debitul de doză echivalent f) în punctele situate la distanța maximă de sursele artificiale și, de asemenea, dacă este posibil, în afara ferestrei (în acest caz, acordați atenție diferenței de citire) în afara ferestrei și în interiorul camerei).

3. Măsurați debitul mediu de doză echivalentă r.m la locul de muncă situat în apropierea maximă a sursei, i.e. Cu cel mai inalt nivel radiatii. Canalul de colimare al sursei trebuie să fie deschis, adică. S-a creat cea mai proastă situație de radiație. Prin scădere, găsiți componenta tehnologică a ratei de doză echivalentă:

R.m – f

4. În aceleași condiții, calculați debitul efectiv de doză la locul de muncă. Pentru a face acest lucru, este necesar să se țină seama de neuniformitatea iradierii organelor și țesuturilor corpului în apropierea sursei, adică. măsurați DER T pentru 13 organe și țesuturi, apoi înmulțiți-le cu coeficienții de cântărire ai radiosensibilității W T. În condițiile noastre, este suficient să ne limităm la măsurători pentru patru puncte de control ale corpului: 1 – cap, 2 – piept. , 3 – gonade, 4 – picioare, și acceptați pentru ele coeficienții de ponderare măriți W K (vezi Tabelul 2.1).

Pentru poziția acceptată a corpului la locul de muncă („șezând” sau „în picioare”, conform instrucțiunilor profesorului), măsurați rata de doză echivalentă K la patru puncte de control. Scădeți fondul natural mediu din toate citirile f, definit în clauza 2.

= Σ ( K · W K), (2,1)

unde k = 1…4 – număr de control punctele corpului, K – componenta tehnogenă a EDR și W К – coeficientul de ponderare a organelor și țesuturilor pentru fiecare punct (Tabelul 2.1).

Tabelul 2.1. Pentru a determina rata efectivă a dozei la locul de muncă

Total: =Σ ( K Wk) = ___________ μSv/h

Găsiți coeficientul de neuniformitate de iradiere, egal cu raportul dintre doza efectivă și citirile unui dozimetru:

α = /

și faceți o concluzie dacă, în aceste condiții, este indicat să luați în considerare inegalitatea expunerii la determinarea dozei eficiente.

6. Presupunând că studentul se află la acest loc de muncă pentru toate cele 16 ore de lucrări practice de laborator, determinați doza efectivă maximă posibilă de expunere provocată de om pentru student pentru anul curent:

E stud = · 16.

7. Din aceleași motive, estimați doza anuală maximă posibilă a personalului din grupa A, luând timpul standard de lucru al angajatului la 1700 de ore:

E pers = · 1700.

7. Determinați doza efectivă din radiația naturală pentru același an calendaristic (8760 de ore), presupunând că radiațiile naturale afectează organele și țesuturile umane în mod uniform:

E mănâncă = f · 8760.

Evaluați posibila răspândire a dozei de radiație naturală luând aproximativ intervalul de încredere pe baza valorilor de fond maxime și minime măsurate la pasul 2:

Δ = (max – min) 8760,

unde max, min sunt valorile de fundal. Prezentați valoarea dozei anuale de radiații naturale, ținând cont de posibila împrăștiere în forma E eat ± Δ/2 mSv.

8. Folosind o doză eficientă, estimați riscul individual suplimentar pe viață de efecte fără prag la studenți și angajați, 1/(persoană · · an), asociat cu condițiile de muncă acceptate:

r = E stud, pers r E,

unde se ia coeficientul de risc egal cu r E = 5,6 · 10 – 2 1/ (persoana · · Sv).

9. Trageți concluzii despre siguranța radiațiilor în laborator, pentru care comparăm dozele anuale de radiații artificiale ale angajaților și studenților cu limitele de doză corespunzătoare PD A și PD B. Calculați factorul de marjă până la limitele de doză.

Comparați dozele de radiații produse de om la angajați și studenți cu doza anuală așteptată de la radiația naturală și răspândirea acesteia.

2.3. Eliminarea dependenței ratei dozei de distanță

În această parte a lucrării, este necesar să se elimine dependența ratei dozei de distanța până la sursă folosind trei dozimetre diferite, la rândul lor, în condițiile unui colimator deschis și închis pe recipientul cu sursa.

Cu colimatorul deschis detectorul situat în fasciculul de radiații gamma „vede” direct sursa punctuală și înregistrează radiația directă a acesteia. Absorbția și împrăștierea în aer la distanțe scurte pot fi neglijate, așa că în acest caz se menține legea inversului pătratului: intensitatea radiației în vid este invers proporțională cu pătratul distanței de la o sursă izotropă punctiformă, de exemplu:

1 / 2 = (r 2 / r 1) 2.

Cu colimatorul închis detectorul înregistrează radiația care este semnificativ atenuată (cu un factor de 300 sau mai mult) și împrăștiată în ecranul de plumb. Sursa de radiație împrăștiată este întreaga suprafață a recipientului, prin urmare, sursa nu mai poate fi considerată o sursă punctuală și legea inversului pătratului poate fi satisfăcută doar la distanțe mari de aceasta.

Pentru a lua măsurători detectorul dozimetrului selectat este instalat pe un cărucior, care se deplasează de-a lungul unei rigle cu diviziuni în centimetri. Se recomandă să începeți de la o distanță mare (r = 150 cm), apoi, apropiind treptat detectorul de sursă, să găsiți limita la care dispozitivul nu „depășește scara”. În intervalul selectat, luați 4-5 citiri ale ratei dozei la diferite distanțe și scădeți fundalul din ele . Înregistrați valorile distanțelor și ratelor dozei în jurnalul de observații (Tabelul 2.2). În jurnal, ar trebui să convertiți citirile dozimetrului în unități DER (μSv/h), dacă dispozitivul este calibrat în alte unități.

Măsurătorile trebuie repetate cu mai multe instrumente cu colimatorul deschis și închis. Trebuie luat în considerare faptul că, din cauza sensibilității diferite a dozimetrelor, unele dintre ele pot ieși „de la scară” într-un fascicul deschis, în timp ce altele pot să nu arate nimic într-un fascicul închis. Dispozitivul UIM-2-2, calibrat în unități de s –1, măsoară fluxul de fotoni prin detector (F) și se numește radiometru. Pentru a converti citirile sale în unități de rată a dozei, ar trebui să utilizați dependențele de calibrare situate pe desktop.

Rezultatele măsurătorilor dependenței DER de distanță ar trebui prezentate în două grafice (unul pentru un colimator deschis, celălalt pentru un colimator închis). Pe fiecare dintre ele se aplică 3 curbe, netezind punctele experimentale.

Tabelul 2.2. Jurnalul măsurătorilor ratei de doză echivalentă

Notă: Fondul natural trebuie scazut din citirile marcate cu *.

2.4. Calculul ratei dozei pe baza activității sursei

Calculele ratei dozei sunt efectuate convenabil sub forma tabelului. 2.3.

Tabelul 2.3. Jurnal de bord pentru calculele ratei dozei

A = Ao/ 2n, (2,2)

unde n este numărul timpilor de înjumătățire care au trecut de la data certificării metrologice a sursei până la data experimentului: n = (t – To) / T 1/2

t este data curentă a experimentului, To este data certificării, T 1/2 este timpul de înjumătățire (n trebuie să fie adimensional); Ao– activitatea inițială a sursei conform pașaportului (date preluate din afișul de laborator).

2. Recalculați rata de expunere nominală a dozei la data experimentului în același mod la o distanta de 1 m fata de sursa, care este indicata pe afisul de laborator la data certificarii acestuia. Convertiți-l în unități echivalente ale ratei de doză (μSv/h).

3. Calculați valorile DER la diferite distanțe față de sursa situată în afara recipientului de protecție – o (r), µSv/h. Pentru calcule, se folosește legea inversului pătratului: rata dozei de la o sursă izotropă punctiformă este direct proporțională cu activitatea acesteia și invers proporțională cu pătratul distanței până la aceasta:

G · A/ r 2 , nGr /s, (2,3)

unde este rata dozei absorbite, nGy/s; G – constanta gamma a radionuclidului, nGy × m 2 /(s × GBk); A– activitate sursă, GBq; r – distanță, m.

Pentru a determina rata de doză echivalentă (μSv/h), se introduce în formulă factorul de ponderare a radiațiilor W R, egal cu unitatea pentru radiația gamma, iar factorul de conversie 3,6 = 3600/1000:

O(r) = Г A/ r 2 · 3,6 · W R , μSv/h. (2,4)

Scrieți calculele folosind formula (2.4) în rândul numărul 2 din tabelul 2.3.

Pentru o distanță r =1 m, comparați valoarea DER cu valoarea pașaportului obținut la pasul 2.

4. Faceți rezerve pentru atenuarea radiațiilor gamma din aer. Luați grosimea stratului de aer egală cu distanța de la sursă la detector, x = r.

Factorul de slăbire al grosimii stratului de aer x B cm este

K = exp (μ V x V) / V ∞,

unde μ B este coeficientul de atenuare liniar al aerului, în funcție de energia cuantelor gamma, cm –1; B ∞ este factorul de acumulare în geometria infinită, ținând cont de contribuția radiației împrăștiate de aer (în funcție de energia cuantelor gamma și de produsul μх). Luați aceste valori conform tabelelor A.1 și A.2 pentru energia radiației gamma de la sursă.

DER la diferite distanțe, ținând cont de atenuarea în aer 1 = o / K ar trebui să fie scris în rândul 6 din Tabelul 2.3.

5. Calculați valorile DER la aceleași distanțe pentru cazul în care sursa se află într-un recipient de plumb închis (geometria protecției cu plumb poate fi considerată o barieră). Factorul de reducere pentru protecția cu plumb cu o grosime x P b = 10,5 cm este

К Р b = exp (μ Р b x Р b) / (В Р b d) ,

unde μ Р b este coeficientul de atenuare liniar al plumbului, luat în funcție de energia razelor gamma (Tabelul A.1); În P b este factorul de acumulare a plumbului pentru geometria infinită, adoptat conform tabelului A.2, iar d este corecția pentru geometria barieră (în funcție doar de energia cuantelor gamma), adoptată conform tabelului A.3. DER ținând cont de atenuarea în plumb 2 = 1 / K P b ar trebui să fie scris în al 8-lea rând din Tabelul 2.3.

6. Rezultatele calculelor conform tabelului 2.3 trebuie reprezentate pe două grafice corespunzătoare obținute ca urmare a măsurării DER în funcție de distanță: un grafic pentru cazul unei surse neprotejate - 1 (r), celălalt pentru o sursă plasată într-un container - 2 (r). Pentru comoditatea comparării citirilor dozimetrului cu calculele, punctele experimentale din Tabelul 2.2 ar trebui să fie afișate pe grafice.

7. Concluziile pentru această parte a lucrării includ:

Formulați legea atenuării radiațiilor cu creșterea distanței de la sursă;

Gândește-te bine motive posibile abateri ale citirilor instrumentului de la valorile calculate;

Evaluează capacitatea de absorbție a aerului;

Întrebări de control

1. Efectele radiațiilor ionizante asupra corpului uman.

2. Efecte deterministice ale radiațiilor, mecanism de dezvoltare.

3. Efecte stocastice ale radiațiilor, mecanism de dezvoltare.

4. Efectele directe și indirecte ale radiațiilor asupra țesutului biologic.

5. Doza absorbita si echivalenta - definitie, unitati de masura.

6. Doza eficienta, zona de aplicare.

7. Doza colectivă și daune colective.

8. Rata dozei. Fundal de radiații naturale.

9. Obiectivele de siguranță împotriva radiațiilor și modalitățile de a le atinge.

10. Principii de asigurare a securității radiațiilor.

11. Principiul justificării.

12. Principiul raționalizării.

13. Principiul de optimizare.

14 Tipuri de expunere umană luate în considerare în NRB-99.

15. Tipuri de surse de radiații scutite de control și contabilitate.

16. Limitele de bază ale dozei - definiția și conținutul conceptului.

17. Niveluri admisibile pentru iradierea tehnologică externă - legătură cu principalele limite de doză.

18. Constanta gamma a sursei. Relația dintre debitul de doză generat de o sursă izotropă punctiformă de radiație γ și activitate și distanță.

19. Legea atenuării radiațiilor cu distanța.

20. Legea atenuării radiațiilor în materie.

21. Scopul, principiul de funcționare și principalele caracteristici ale dispozitivelor utilizate în această lucrare. Domenii posibile de aplicare a acestor dispozitive.

22. Principii de protecție împotriva expunerii la timp, distanță și ecrane.

23. Timpul de iradiere estimat și debitul de doză admisibil.

24. Timp permis pentru lucrul cu o sursă de radiații (în ce cazuri ar trebui evaluată și cum).

Bibliografie

2. Federal Legea „Cu privire la siguranța radiațiilor a populației”. Nr 3-FZ din 01.09.1996.

3. Norme siguranța radiațiilor / NRB-99. – M.: TsSEN Ministerul Sănătății al Federației Ruse, 1999. – 116 p.

4. De bază reguli sanitare pentru asigurarea securității radiațiilor / OSPORB-99. – M.: TsSEN Ministerul Sănătății al Federației Ruse, 2000. – 132 p.

5. Kutkov, V.A. Prevederi și cerințe de bază documente de reglementareîn practica asigurării securității radiațiilor a centralelor nucleare: manual / V.A. Kutkov [etc.] – M: Editura. OIATE, 2002. – 292 p.

6. Kozlov, V.F.. Manual de siguranță împotriva radiațiilor / V.F. Kozlov. – M.: Energoatomizdat, 1999. – 520 p.

7. Norme securitatea radiațiilor NRB-76/87 și Reguli sanitare de bază pentru lucrul cu substanțe radioactive și alte surse de radiații ionizante OSP-72/87 / Ministerul Sănătății al URSS. – M.: Energoatomizdat, 1988. – 160 p.

8. Golubev, B.P. Dozimetrie și protecție împotriva radiațiilor ionizante / B.P. Golubev. – M.: Energoatomizdat, 1986. – 464 p.

Aplicație

Tabelul A.1. Coeficienți liniari de atenuare μ , cm–1, pentru unele substanțe în funcție de energia radiației fotonice

Tabelul A.2. Factori de acumulare a dozei în geometria infinită B ∞

pentru o sursă izotropă punctiformă

Tabelul A.3. Modificarea tabelului A.2 pentru calcularea factorului de acumulare ÎN b sursă izotropă punctuală în geometria barierei ( d = B b/v ∞ )

1. FUNDAMENTELE DE SECURITATE LA RADIAȚII…….…………....3

1.1. Efectele biologice ale radiațiilor ionizante……….……..3

1.2. Efecte de prag și non-prag în timpul iradierii umane…….…….…5

1.3. Mărimi dozimetrice de bază și unități de măsură……………………………………………………………………………………………..12

1.4. Prevederi de bază ale Standardelor de siguranță împotriva radiațiilor NRB-99……..…15

2.1. Pregătirea pentru muncă………………………………………………………….….18

2.2. Evaluarea securității radiațiilor atunci când se lucrează cu o sursă……….….19

2.3. Eliminarea dependenței ratei dozei de distanță……………..21

2.4. Calculul ratei dozei pe baza activității sursei…………………………..23

Întrebări de testare……………………………………………………..25

Bibliografie……………………………………………………………………26

Anexa……………………………………………………………………………………..26

Comisia Internațională pentru Protecția Radiologică a fost creată în 1928. la cel de-al 2-lea Congres Internaţional de Radiologie. Împreună cu Comisia Internațională pentru Unități și Măsurători de Radiații (ICRU, 1925), reunește experți în domeniul măsurătorilor radiațiilor, efectelor biologice ale radiațiilor, dozimetriei și siguranței radiațiilor.

Comitetul științific al ONU pentru efectele radiațiilor atomice. Înființată de ONU în 1955 pentru a evalua consecințele asupra sănătății ale expunerii la radiații ionizante.