Výpočet ochrany pred ionizujúcim žiarením. Open Library - otvorená knižnica vzdelávacích informácií

Hygienické pravidlá pre projektovanie a prevádzku radiačných okruhov v jadrových reaktoroch*

SCHVÁLENÉ zástupcom hlavného štátneho sanitára ZSSR A.I.Zaičenkom 27.12.1973 N 1137-73
_______________
* Tieto pravidlá vypracovali pracovníci pobočky Výskumného ústavu fyziky a chémie pomenovanej po A.I. L.Ya.Karpov a Celoúniový ústredný výskumný ústav ochrany práce Celoúniovej ústrednej rady odborových zväzov.

Úvod

Úvod

Tieto pravidlá sú vyvinuté v rámci vypracovania „Štandardov pre radiačnú bezpečnosť“* (NRB-69) a „Základných hygienických pravidiel pre prácu s rádioaktívnymi látkami a inými zdrojmi ionizujúceho žiarenia“* (OSP-72).
_______________
SP 2.6.1.2612-10 (OSPORB-99/2010) ;
** Doklad neplatí na území Ruskej federácie. SanPiN 2.6.1.2523-09 (NRB-99/2009) sú v platnosti. - Poznámka výrobcu databázy.

Pravidlá sú povinné pre všetky inštitúcie a podniky, ktoré navrhujú, stavajú a prevádzkujú radiačné okruhy (RC) v jadrových reaktoroch.

Pravidlá platia pre výskumné, polopriemyselné a priemyselné typy RC určené na rádiochemické procesy, radiačnú sterilizáciu, biologické experimenty a pod.

Zodpovednosť za implementáciu týchto pravidiel nesie správa inštitúcií (podnikov).

1. Základné pojmy, definície a terminológia

1.1. Radiačný okruh (RC) - zariadenie na gama ožarovanie využívajúce cirkuláciu pracovných látok, v ktorých pôsobením neutrónov reaktora vznikajú gamaaktívne izotopy.

1.2. Gama nosič - pracovná látka, ktorá je zdrojom gama žiarenia v Kazašskej republike.

1.3. Štiepny nosič gama je látka, v ktorej sa pôsobením neutrónov rozštiepia atómové jadrá.

1.4. Generátor aktivity - zariadenie, v ktorom sa pracovná látka Kazašskej republiky stáva gama aktívnou.

1.5. Ožarovač - časť RC, určená na ožarovanie rôznych predmetov žiarenia z gama nosiča.

1.6. Radiačný prístroj - zariadenie určené na vykonávanie určitého procesu žiarenia.

1.7. Oneskorené neutróny sú neutróny emitované jadrami nejaký čas po štiepení.

1.8. Fotoneutróny sú neutróny emitované z jadier atómov v dôsledku ich interakcie s gama kvantami.

1.9. RK s vodným spôsobom ochrany - taká RK, pri ktorej je ožarovač neustále pod ochrannou vrstvou vody.

1.10. Suché tienené RC sú RC, ktoré používajú betón, olovo a iné tvrdé materiály na tienenie žiarenia.

1.11. Pracovná komora - miestnosť obklopená ochranou, v ktorej sa vykonáva ožarovanie.

1.12. Pracovný bazén - bazén, ktorý slúži na uloženie ožarovača a na umiestnenie ožarovaného predmetu.

1.13. Labyrint (zakrivená chodba) - typické ochranné zariadenie, ktoré chráni pred žiarením zo zdroja mimo pracovnej komory.

1.14. Sklad gama nosičov - špeciálny kontajner napojený na systém RK, v ktorom je pri zastavení obehu uložený gama nosič.

1.15. Núdzové skladovanie - špeciálna nádoba (zásobník) určená na vypustenie gama nosiča v núdzových prípadoch.

1.16. Operator room - miestnosť, v ktorej sú umiestnené riadiace systémy Kazašskej republiky.

1.17. Priľahlá miestnosť - miestnosť priamo susediaca s pracovnou komorou a oddelená od nej trvalou priečkou (stena, podlaha, strop).

1.18. Zakázané obdobie - čas prevádzky ventilácie po ukončení ožarovania, potrebný na zníženie koncentrácie toxických látok v pracovnej komore na maximálne prípustné hodnoty.

2. Všeobecné ustanovenia

2.1. Podľa účelu RK sú jadrové reaktory rozdelené do dvoch skupín:

Skupina I - výskum RK, polopriemyselné a priemyselné typy, určené na vykonávanie výbušných procesov;

Skupina II - RK výskum, polopriemyselné a priemyselné typy, určené pre nevýbušné procesy.

2.2. Pri vývoji RC a ich prevádzke treba brať do úvahy špecifiká typu použitého reaktora a vlastnosti použitého gama nosiča.

2.3. Stupeň možného radiačného nebezpečenstva počas prevádzky RC je určený týmito hlavnými faktormi:

a) intenzita vonkajších tokov gama žiarenia v pracovných priestoroch;

b) rádioaktívna kontaminácia priestorov, zariadení a ožiarených predmetov v dôsledku odtlakovania systému RK a počas opravných prác;

c) znečisťovanie ovzdušia priemyselných priestorov rádioaktívnymi aerosólmi a plynmi;

d) intenzita oneskorených tokov neutrónov pri použití gama nosiča na štiepnych materiáloch;

e) intenzita tokov fotoneutrónov generovaných reakciou (, );

f) aktivácia ožiarených predmetov, radiačných zariadení, prostredia oneskorenými neutrónmi a fotoneutrónmi.

2.4. Neradiačnými zdrojmi nebezpečenstva sú:

a) ozón a oxidy dusíka vznikajúce pri rádiolýze vzduchu;

b) produkty rádiolýzy vody v jej prítomnosti v technologických systémoch Kazašskej republiky;

c) toxické látky vstupujúce do vnútorného ovzdušia z ožiarených predmetov a pod.

2.5. Potenciálne zdroje nebezpečenstva sú:

a) výbušné a horľavé látky ožarované na RC alebo produkty vznikajúce pri ožarovaní;

b) „výbušná zmes“, ktorej vznik je možný pri rádiolýze vody v prípade umiestnenia jednotlivých jednotiek RC pod vodu;

c) agresívne prostredie vznikajúce pri prevádzke RC.

2.6. Projekty novovybudovaných na * zrekonštruovaných RK podliehajú povinnej koordinácii s inštitúciami hygienickej a epidemiologickej služby. Projekty RC by mali brať do úvahy všetky rizikové faktory a vyvinúť účinné opatrenia na zníženie škodlivých účinkov na personál.
_______________
* Text dokumentu zodpovedá originálu. - Poznámka výrobcu databázy.

2.7. RK pred ich uvedením do prevádzky musia byť prijaté komisiou pozostávajúcou zo zástupcov správy inštitúcie (podniku), sanitárnej a epidemiologickej služby, Gosatomnadzoru a iných zainteresovaných organizácií.

2.8. Osoby, ktoré nemajú zdravotné kontraindikácie uvedené v prílohe k „Základným hygienickým pravidlám“, môžu pracovať v Kazašskej republike. Lekárska prehliadka by sa mala vykonávať raz ročne a kontrola obsahu rádioaktívnych látok v tele osôb pracujúcich v beznehodovej prevádzke Kazašskej republiky - raz za 5 rokov.

2.9. Na základe týchto Pravidiel vypracuje správa inštitúcie (podniku) podrobné bezpečnostné pokyny pre údržbu a prácu na RC s prihliadnutím na špecifiká RC zariadenia a vykonávaných prác.

2.10. Zodpovednosť za bezpečnosť práce v Kazašskej republike nesie správa inštitúcií (podnikov) a vedúci práce.

2.11. Všetci pracovníci v Kazašskej republike musia byť vyškolení v bezpečných pracovných metódach, poznať pravidlá používania sanitárnych a technických zariadení, ochranných prostriedkov a pravidiel osobnej hygieny, ako aj absolvovať príslušné technické minimum. Opätovné testovanie vedomostí by sa malo vykonávať aspoň raz ročne. Osoby podieľajúce sa na prácach na RC musia byť pred začatím prác poučené. V prípade zmeny viacerých parametrov RC (technológie procesu ožarovania, riadiace systémy RC a pod.) je potrebné vykonať dodatočnú inštruktáž.

3. Požiadavky na návrh a ochranu radiačných obvodov

3.1. RK s gama nosičmi akéhokoľvek typu musí mať spoľahlivý tesniaci systém.

3.2. Materiály používané na výrobu komponentov a komunikácií Kazašskej republiky musia mať:

a) dostatočná mechanická pevnosť;

b) vysoká odolnosť proti korózii v prevádzkových podmienkach;

c) nízka sorpčná kapacita vo vzťahu k nosiču gama;

d) nízky aktivačný prierez v tokoch neutrónov;

e) krátky polčas indukovanej aktivity.

3.3. Najzraniteľnejšie komponenty a systémy RC (elektromagnetické čerpadlá, snímače hladiny, snímače teploty a pod.) musia byť umiestnené tak, aby ich výmena v prípade poruchy prebehla s minimálnym nebezpečenstvom a bez narušenia tesnosti obehový systém.

3.4. Pri návrhu ventilu reaktora je vhodné zvoliť za iných podmienok najnižšiu rýchlosť cirkulácie gama nosiča, aby sa znížila korózia a erózia konštrukčných materiálov ventilu reaktora.

V prípade použitia štiepneho materiálu ako gama nosiča by rýchlosť cirkulácie mala navyše zabezpečiť minimálnu aktivitu vyvolanú oneskorenými neutrónmi v ožiarenom systéme a konštrukčných materiáloch RC.

3.5. Konštrukcia RC by mala zabezpečiť prevenciu blokovania komunikačných systémov za akýchkoľvek prevádzkových podmienok jadrového reaktora.

Pri navrhovaní RC na základe výpočtu tepelného režimu všetkých uzlov a komunikácií RC by sa mala vylúčiť možnosť takéhoto zablokovania. Konštrukcia RC by mala zabezpečiť možnosť eliminácie blokovania komunikácií gama nosičom.

Počas prevádzky RC je potrebné neustále sledovať teplotu gama nosiča a v prípade potreby vykonať opatrenia na udržanie prevádzkového režimu.

3.6. Konštrukcia RC by mala umožňovať úplné odstránenie gama nosiča, ak je to potrebné, do špeciálneho skladovacieho zariadenia (drenážne zariadenie a pod.). Je potrebné zabezpečiť také usporiadanie uzlov a komunikácií RC a také prevedenie žiariča, ktoré maximálne uľahčia prirodzené odstraňovanie gama nosiča v úložisku. V tomto prípade je potrebné počítať so zmenou výkonu reaktora v dôsledku havarijného vybitia gama nosiča.

3.7. Na RC by malo byť umiestnené zariadenie na nútené odstraňovanie zvyškov gama nosiča do špeciálneho skladovacieho zariadenia (napríklad preplachovaním systému RC inertnými plynmi atď.), ako aj odstraňovanie gama nosiča z týchto uzlov RC z ktoré nemôže byť vypustené pôsobením gravitácie.

3.8. Pri prevzatí RC do prevádzky sa po odstránení zistených inštalačných nedostatkov okruh zaťaží gama nosičom a skontroluje sa spoľahlivosť a stabilita jeho obehu v štartovacom aj v stacionárnom cirkulačnom režime (prvá etapa preberania). V druhej etape preberania, počas cirkulácie gama nosiča pri nízkom výkone jadrového reaktora (takmer nule), sa kontroluje spoľahlivosť a stabilita všetkých systémov Kazašskej republiky vrátane dozimetrických a technologických kontrolných zariadení. . V záverečnej fáze preberania komisia kontroluje veľkosť gama pozadia na vonkajších plochách ochrany v procese postupného uvádzania reaktora na maximálny výkon.

V záverečnej fáze komisia vypracuje zákon o prevzatí RoK do prevádzky.

3.9. Výpočet ochrany Kazašskej republiky by sa mal vykonať s prihliadnutím na všetky druhy žiarenia (neutróny, gama žiarenie atď.).

3.10. Pri použití neštiepnych gama nosičov v RoK sa výpočet ochrany vykonáva podľa univerzálnych tabuliek uvedených v prílohe 1.

4. Požiadavky na blokovacie a signalizačné systémy

4.1. RK by mala mať spoľahlivé blokovacie a signalizačné systémy, ktoré nepretržite informujú o úrovni radiácie a fungujú nezávisle od seba ako pri zvyšovaní dávkového príkonu, tak aj pri poruchách technologických systémov. Na RC so suchou ochranou by mali byť vybavené minimálne dva úplne nezávislé uzamykacie systémy pre vstupné dvere ožarovacej komory (alebo labyrintu).

4.2. V prípade poruchy aspoň jedného z blokovacích a signalizačných systémov pre vstupné dvere ožarovacej komory je prevádzka RC zakázaná až do odstránenia poruchy.

4.3. Blokovacie systémy by mali byť založené na súčasnom použití:

a) zariadenia informujúce o dávkovom príkone gama a neutrónového žiarenia;

b) zariadenie (čerpadlo a pod.), ktoré zabezpečuje cirkuláciu gama nosiča v RC sústave.

4.4. Pri odomknutých predných dverách musí byť gama nosič uložený na sklade a musí byť vylúčená možnosť jeho obehu.

Vylúčená by mala byť aj možnosť vniknutia osoby do pracovnej komory a labyrintu v prípade dopravníkového systému na privádzanie predmetov na ožiarenie počas prevádzky RC.

4.5. Keď je napájanie zapnuté, predné dvierka musia zostať zamknuté.

4.6. Pracovná komora RC musí byť vybavená zvukovou a svetelnou signalizáciou, ktorá upozorňuje na nutnosť okamžitého opustenia pracovnej komory (alebo labyrintu).

4.7. Vstup do pracovnej komory Kazašskej republiky je povolený len so súhlasom zodpovednej osoby v službe.

4.8. V pracovnej komore (alebo labyrinte) musia byť zariadenia, ktoré vám umožnia okamžite zastaviť cirkuláciu nosiča gama a preniesť ho do úložiska.

4.9. Ovládací panel RC by mal mať prístroje a svetelný panel informujúci o dávkových príkonoch gama a neutrónového žiarenia (pre okruh so štiepnym materiálom) v pracovnej komore, v labyrinte, o prevádzke zariadení na cirkuláciu gama nosič, vákuové systémy a pod.. Je potrebné vybaviť RC snímačmi, ktoré signalizujú únik gama nosiča z okruhu.

4.10. V prípade zakázaného časového úseku musí blokovanie vchodových dverí obsahovať zariadenie, ktoré zabezpečí dodržanie tohto obdobia po odstránení gama nosiča.

4.11. Na RC vybavenom dopravníkom, montážnymi poklopmi by mala byť vylúčená možnosť vstupu osôb do pracovnej komory cez otvory vstupu a výstupu dopravníka a otvorenie poklopu počas prevádzky RC.

4.12. RK s ochranou proti vode musí byť vybavená zvukovou a svetelnou signalizáciou:

a) zmeny hladiny vody;

b) o zvýšení prahovej hodnoty dávkového príkonu nad hladinou bazénovej vody.

4.13. Keď hladina vody v bazéne klesne, čo vedie k zvýšeniu úrovne žiarenia nad úroveň stanovenú pre danú inštaláciu, autonómny blokovací systém by mal zabezpečiť, aby sa cirkulácia nosiča gama zastavila a preniesla do zásobníka.

4.14. Bazén musí mať oplotenie alebo kryt, aby sa zabránilo nehodám pri opravách a iných prácach v Kazašskej republike.

5. Požiadavky na vetranie

5.1. Vetranie priestorov Kazašskej republiky je navrhnuté s ohľadom na požiadavky SN-245-71 * a musí zabezpečiť odstraňovanie spolu s rádioaktívnymi aerosólmi a plynmi aj produktov rádiolýzy vzduchu a iných toxických látok uvoľnených alebo vytvorených z ožiarených materiálov a zariadení.
_______________
* Dokument neplatí na území Ruskej federácie. SP 2.2.1.1312-03 sú v platnosti, ďalej v texte. - Poznámka výrobcu databázy.

5.2. Vo všetkých priestoroch, kadiaľ prechádzajú RC komunikácie, je potrebné vytvoriť podtlak rádovo 5 mm vodného stĺpca, ktorý zabezpečí únik vzduchu z čistých priestorov. Vetracie kanály odsávacích ventilačných systémov musia byť vyrobené z materiálov, ktoré sú odolné voči korózii a neabsorbujú rádioaktívne látky.

5.3. Pracovná komora musí byť vybavená prívodným a odťahovým vetraním s prebytkom spalín nad prítokom o 10-15%. V zime je potrebné zabezpečiť ohrev privádzaného vzduchu. Pracovná komora a kontrolná miestnosť musia byť obsluhované nezávislými ventilačnými systémami so samostatnými vzduchovými kanálmi a nepretržite bežiacimi ventilátormi. Je povolené vypnúť ventilátory, kým je gama nosič v úložisku.

5.4. Výmenný kurz vzduchu potrebný na zníženie znečistenia ovzdušia rádioaktívnymi a toxickými látkami na hodnoty nepresahujúce priemernú ročnú povolenú koncentráciu (AAC) sa vypočítava v závislosti od gama výkonu RC a objemu pracovnej komory. V prípadoch, keď z jedného alebo druhého dôvodu nie je možné poskytnúť požadovaný výmenný kurz vzduchu, zavádza sa zakázané časové obdobie.

5.5. Ústredňa RC musí byť vybavená zvukovou a svetelnou signalizáciou poruchy alebo zastavenia ventilátorov.

5.6. Ventilačný systém musí zabezpečiť čistenie vzduchu od rádioaktívnych aerosólov a plynov v prípade ich náhodného úniku.

6. Požiadavky na priestory Kazašskej republiky a prostriedky na elimináciu rádioaktívnej kontaminácie

6.1. V závislosti od charakteristík RC zariadenia a podmienok jeho prevádzky je pri plánovaní priestorov potrebné zabezpečiť jasné vymedzenie priestorov, kde je možná kontaminácia v dôsledku odtlakovania RC komunikácií a z iných priestorov zariadením na ich mieste. hranice zariadení pre osobné ochranné prostriedky.

6.2. Steny, strop pracovnej komory, priestory na dočasné uskladnenie rádioaktívneho odpadu, ako aj všetky pracovné plochy a zariadenia sú pokryté málo nasiakavými, ľahko dekontaminovateľnými materiálmi, ktoré sú odolné voči gama nosičom.

6.3. Pri navrhovaní RC v komplexe jadrového reaktora by sa malo zabezpečiť:

zariadenia na kontrolu tesnosti systému RK;

miestnosť na dočasné uskladnenie rádioaktívneho odpadu.

6.4. V pracovnej komore alebo v priľahlej miestnosti musia byť zabezpečené zariadenia na elimináciu rádioaktívnej kontaminácie v prípade odtlakovania systému RK, musia byť vybavené dekontaminačnými systémami a špeciálnymi kanalizačnými systémami.

V prípade objavenia sa rádioaktívnej kontaminácie spôsobenej gama nosičom je prevádzka RC zakázaná až do objasnenia príčin a odstránenia havárie.

6.5. Je žiaduce robiť všetku komunikáciu z bezšvíkových rúr as minimálnym počtom zváraných a iných spojov. Miesta prechodu RC komunikácií cez bazén reaktora a konštrukcie (ochrana, priehradka a pod.) oddeľujúce AZ reaktora od pracovnej komory RC musia byť utesnené s povinným dodržaním princípu "pipe in pipe".

7. Radiačná a preventívna kontrola

7.1. Dozimetrickú kontrolu v Kazašskej republike, ako aj kontrolu dodržiavania všetkých prevádzkových požiadaviek týchto pravidiel, vykonáva služba radiačnej bezpečnosti tejto inštitúcie (podniku).

7.2. Radiačná bezpečnostná služba vykonáva:

a) kontrola jednotlivých dávok vonkajšej expozície;

b) kontrola úrovní vonkajšieho ožiarenia na pracoviskách a priľahlých priestoroch;

c) kontrola kontaminácie pracovných plôch zariadení a ožiarených predmetov, odevu, obuvi a pokožky obslužného personálu;

d) kontrola rádioaktívnej kontaminácie vody v bazéne;

e) kontrola obsahu rádioaktívnych plynov a aerosólov.

7.3. Kontrolu účinnosti ventilátorov, obsahu toxických látok vo vzduchu vykonáva špeciálna služba podniku (organizácia).

7.4. V prípadoch, keď je možná neutrónová aktivácia ožiarených predmetov, je potrebné kontrolovať aj ich indukovanú aktivitu.

7.5. Pre všetky osoby pracujúce v Kazašskej republike sa vydávajú individuálne karty, v ktorých sú zapísané mesačné a ročné dávky vonkajšieho žiarenia.

7.6. Frekvenciu rádiometrických a dozimetrických meraní a charakter potrebných meraní určuje správa inštitúcií (podnikov) po dohode s miestnymi orgánmi hygienickej a epidemiologickej služby.

7.7. Všetky opravy, preventívne a núdzové práce by sa mali vykonávať pod dozimetrickou kontrolou s použitím osobných ochranných prostriedkov. Súbor osobných ochranných pracovných prostriedkov a prípustný čas práce určuje služba radiačnej bezpečnosti.

7.8. Technické projekty by mali zabezpečiť stacionárne monitorovacie systémy Kazašskej republiky a vybavenie radiačnej bezpečnostnej služby moderným zariadením potrebným na vykonávanie príslušných meraní a analýz, berúc do úvahy charakteristiky gama nosičov a ožiarených objektov.

8. Opatrenia na prevenciu nehôd

8.1. Všetky manipulácie s žiaričom a komunikačnými systémami RC by sa mali vykonávať tak, aby sa vylúčilo ich mechanické poškodenie.

8.2. V prípade porušenia bežnej prevádzky RC (napr. odchýlka teploty od stanovených prevádzkových intervalov a pod.) je potrebné gama nosič odložiť na sklad.

8.3. Pri vývoji zariadenia určeného na cirkuláciu nosiča gama je potrebné zabezpečiť metódy, ktoré zabraňujú hydraulickým rázom kvapalného nosiča gama v komunikačnom systéme Kazašskej republiky.

8.4. Pri projektoch RC s vodným chladením RC systémov je potrebné prijať opatrenia na zamedzenie vzniku výbušnej koncentrácie výbušnej zmesi.

8.5. Skupina II RK umožňuje ožarovanie výbušných látok v špeciálnych tlakových fľašiach, ktoré sú evidentne schopné odolať výbuchu ožarovanej látky.

8.6. Pri vykonávaní procesu nakladania toxických gama nosičov v Kazašskej republike, ako aj pri opravách a údržbe a núdzových prácach je potrebné používať individuálne ochranné prostriedky, ktoré zabraňujú vniknutiu týchto látok a zlúčenín do pokožky a do tela pacienta. pracovníkov (berúc do úvahy toxicitu gama nosiča).

8.7. Na RC skupiny I je potrebné zabezpečiť nasledovné:

a) automatické, navzájom sa duplikujúce systémy, ktoré v prípade hrozby výbuchu (napríklad zvýšenie teploty alebo tlaku v ožiarenom objekte nad prijateľnú úroveň) umožňujú okamžité premiestnenie gama nosiča do skladovacej polohy;

b) konštrukcia ožarovacieho prístroja, v ktorom prebieha ožarovanie výbušnou látkou, zabezpečujúca integritu ožarovača a komunikačných systémov v prípade výbuchu;

c) vyhotovenie ochrany pracovnej komory, ktorá musí byť taká, aby sa v prípade výbuchu nezrútila; vstup do pracovnej komory musí byť chránený protihlukovými dverami.

8.8. Pre realizáciu procesov výbušného žiarenia je použitie RC so štiepnym gama nosičom, ako aj s gama nosičom s polčasom rozpadu viac ako 100 hodín nežiaduce.

8.9. V prípade výbuchu na RC, ktorý spôsobil poškodenie ožarovača a komunikačných systémov a viedol ku kontaminácii pracovnej komory gama nosičom, je vstup do nej povolený až po určitom expozičnom čase gama nosiča s povolením č. radiačnú bezpečnostnú službu.

8.10. Radiačná bezpečnostná služba organizácie musí vypracovať podrobné pokyny pre prípad mimoriadnych situácií s prihliadnutím na špecifiká projektu RC a prebiehajúce radiačné procesy s uvedením potrebných opatrení na odstránenie havárií.

Tieto Pravidlá sa vzťahujú na všetky projektované, postavené a prevádzkované RC s jadrovými reaktormi a nadobúdajú platnosť okamihom ich zverejnenia. Predtým platné pravidlá pre Kazašskú republiku N 654-66 sa rušia.

V prípadoch, kedy sú potrebné veľké kapitálové výdavky na dovybavenie existujúcich RK v súlade s požiadavkami tohto poriadku, sa otázka takéhoto dovybavenia rieši v každom prípade samostatne po dohode s miestnou hygienickou a epidemiologickou službou.

Príloha 1. Výpočet ochrany pred gama žiarením rádioaktívnych izotopov K_(42), In_(116m), Mn_(56) a Na_(24)

Dodatok 1

Výpočet ochrany pred gama žiarením rádioaktívnych izotopov K, In, Mn a Na

Na určenie požadovanej hrúbky ochrany z tabuliek sú dva vstupné argumenty: v hornej horizontálnej línii sú uvedené rádioaktívne izotopy K, In, Mn a Na pre štyri ochranné materiály (voda, betón, železo a olovo), v ľavý vertikálny stĺpec - faktor útlmu, ostatné stĺpce obsahujú požadovanú hrúbku ochrany (cm) pre príslušný materiál a gama nosič. Akceptované sú nasledujúce hustoty materiálu: pre vodu - 1,0 g / cm, pre betón - 2,3 g / cm, pre železo - 7,89 g / cm, pre olovo - 11,34 g / cm.

Záhyby útlmu sú dostatočne podrobne tabuľkové, takže pre stredné hodnoty možno hrúbku ochrany zistiť jednoduchou lineárnou interpoláciou. Ak sa vo výpočtoch vyžaduje faktor zoslabenia väčší ako 10, potom je prijateľná extrapolácia hrúbok porovnávacím účinkom posledných tabuľkových faktorov zoslabenia. Tabuľky je možné aplikovať nielen na bodové zdroje, ale aj na rozšírené.

Príklady výpočtu ochrany pomocou faktorov útlmu dávkového príkonu

Konvenčné označenia: - celková aktivita, vyjadrená v miligramekvivalentoch rádia, - vzdialenosť od zdroja v metroch, - hrúbka tienenia v centimetroch, - dávkový príkon v mcr/s na pracovisku bez ochrany, - maximálna prípustná hladina dávkového príkonu na pracovisku , mcr/s.

Ak sú hodnoty a sú známe, potom sa požadovaný pomer útlmu nájde podľa vzorca:

V prípade určenia aktivity zdroja v mEq rádia a vzdialenosti od zdroja k pracovisku v centimetroch možno dávkový príkon (µR/s) vypočítať podľa vzorca:

Podobne ako v predchádzajúcom prípade.

Na základe zistenej hodnoty (ľavý zvislý stĺpec) sa zistí hrúbka ochrany pre príslušný materiál a gama nosič.

Príklad 1

Nameraný alebo vypočítaný dávkový príkon na pracovisku je 1,55 r/s. Zdrojom -žiarenia je In. Nájdite hrúbku betónovej clony potrebnú na zoslabenie tohto žiarenia na maximálnu prípustnú hodnotu 1,4 mR/h.

rozhodnutie:

Pomer útlmu. Podľa tabuliek zistíme, že pre izotop In a 4 10 je hrúbka ochrany 159 cm.

Príklad 2

Zdroj rádioaktívneho sodíka (Na) má aktivitu 200 g-ekv rádia a je umiestnený v ožarovači radiačno-chemického zariadenia. Nájdite hrúbku olovenej steny oddeľujúcej ovládací panel od zdroja, ak je 10 m a dávkový príkon by sa mal znížiť na úroveň 0,4 mikroröntgenu/s.

rozhodnutie:

Dávkový príkon z nechráneného zdroja na 10 m je: μR/s.

Pomer útlmu.

Požadovaná hrúbka pre Na17,5 cm.

Výpočet ochrany proti - lúčom cirkulujúcej zmesi neseparovaných štiepnych úlomkov (radiačných okruhov so štiepnym materiálom) je potrebné vykonať individuálne pre každý konkrétny prípad, keďže v súčasnosti nie je možné poskytnúť kompaktné tabuľky pre takéto výpočty.

Vyberte prierez traverzy a lana na zdvíhanie vretena valcovacej stolice.

Počiatočné údaje:

Hmotnosť vretena Q=160 kN;

dĺžka traverzy l=6m;

priečny nosník pracuje v ohybe.

Nakreslite schému zapojenia.

Vyberte prierez traverzy, typ a prierez lana.

rozhodnutie:

Závesná schéma s traverzom v dvoch bodoch.

Ryža. 21 - Schéma viazania. 1 - ťažisko nákladu;

2 - traverz; 3 - valček; 4 - prak

Stanovenie napínacej sily v jednej vetve popruhu

S \u003d Q / (m cos) \u003d k Q / m \u003d 1,42 160 / 2 \u003d 113,6 kN.

kde S je konštrukčná sila pôsobiaca na záves bez zohľadnenia preťaženia, kN;

Q je hmotnosť zdvihnutého bremena, kN;

 je uhol medzi smerom pôsobenia vypočítanej sily závesu;

k - koeficient v závislosti od uhla sklonu ramena praku voči vertikále (pri =45 asi k=1,42);

m je celkový počet vetiev praku.

Určujeme vypínaciu silu vo vetve popruhu:

R \u003d S k z \u003d 113,6 6 \u003d 681,6 kN.

kde kz je bezpečnostný faktor pre záves.

Vyberáme lano typu TK 6x37 s priemerom 38mm. S vypočítanou pevnosťou v ťahu drôtu 1700 MPa, ktorý má medznú silu 704 000 N, t.j., ktorá je najbližšie väčšia k medznej sile požadovanej výpočtom 681 600 N.

Výber prierezu priečneho nosníka

Obr.22 - Schéma výpočtu traverzu

P \u003d Q k p k d \u003d 160 1,1 1,2 \u003d 211,2

kde kp je koeficient preťaženia, kd je dynamický faktor zaťaženia.

Maximálny ohybový moment v priečnom smere:

M max \u003d P a / 2 \u003d 211,2 300 / 2 \u003d 31680 kN cm,

kde a je rameno traverzy (300 cm).

Požadovaný modul prierezu priečneho nosníka:

Štr > \u003d M max / (n R od ) \u003d 31680 / (0,85 21 0,9) \u003d 1971,99 cm 3

kde n = 0,85 je koeficient pracovných podmienok;

 – koeficient stability v ohybe;

R out - návrhová odolnosť pri ohybe v traverze, Pa.

Zvolíme návrh nosníka prierezu pozostávajúceho z dvoch I-nosníkov spojených oceľovými doskami č. 45 a určíme moment odporu prierezu ako celku:

Š d x \u003d 1231 cm 3

Š x \u003d 2 Š h x \u003d 2 1231 \u003d 2462 cm 3\u003e Š tr \u003d 1971,99 cm 3,

ktorý spĺňa pevnostnú podmienku návrhového prierezu traverzy.

9. Konštrukčné a pevnostné výpočty

9.1. Výpočet ochranného krytu sústružníckeho viacvretenového vertikálneho poloautomatu Príklad 37

Počiatočné údaje:

Ochranný plášť viacvretenového zvislého poloautomatického sústruhu je obdĺžniková oceľová konštrukcia s dĺžkou l = 750 mm, šírkou b = 500 mm a hrúbkou S. Na koncoch je upnutá do držiakov tak, aby systém mohol považovať za nosník ležiaci na dvoch podperách.

Čip má hmotnosť G = 0,2 g a letí smerom k plášťu rýchlosťou V = 10 m/s a dopadá na plášť kolmo na jeho stred.

Vzdialenosť od miesta oddeľovania triesok v zóne rezu k plášťu:

Určte hrúbku plechu, z ktorého je možné vyrobiť ochranný obal.

ROZHODNUTIE:

V dôsledku nárazu triesky sa puzdro vychýli. Najväčší priehyb spôsobia triesky, ktoré spadli do jeho stredu. Tlak, ktorý zodpovedá tejto výchylke je:

,

kde E je modul pružnosti materiálu plášťa. Pre oceľový plech:

E \u003d 2 10 6 kg / cm 2;

I je moment zotrvačnosti puzdra lúča. Pre obdĺžnikovú časť:

f - vychýlenie plášťa na miesto nárazu:

l je dĺžka puzdra.

Energia akumulovaná v tomto prípade v plášti sa rovná:

V momente maximálneho vychýlenia plášťa sa pôsobenie sily úplne zmení na potenciálnu energiu deformácie plášťa, t.j.

Výpočet ochrany pred alfa a beta žiarením

metóda časovej ochrany.

metóda ochrany na diaľku;

Spôsob bariérovej (materiálovej) ochrany;

Externá expozičná dávka zo zdrojov gama žiarenia je úmerná dobe expozície. Avšak pre tie zdroje, ktoré možno veľkosťou považovať za bodové, je dávka nepriamo úmerná druhej mocnine vzdialenosti od nej. Zníženie expozičnej dávky personálu z týchto zdrojov je preto možné dosiahnuť nielen použitím spôsobu ochrany bariérou (materiál), ale aj obmedzením prevádzkového času (časová ochrana) alebo zväčšením vzdialenosti od zdroja žiarenia k ožiareniu. pracovník (ochrana na diaľku). Tieto tri metódy sa využívajú pri organizácii radiačnej ochrany v jadrových elektrárňach.

Na výpočet ochrany pred alfa a beta žiarením zvyčajne stačí určiť maximálnu dĺžku dráhy, ktorá závisí od ich počiatočnej energie, ako aj od atómového čísla, atómovej hmotnosti a hustoty absorbujúcej látky.

Ochrana pred alfa žiarením v jadrových elektrárňach (napríklad pri príjme „čerstvého“ paliva) nie je náročná vzhľadom na krátke dĺžky ciest v látke. Hlavné nebezpečenstvo alfa-aktívnych nuklidov je len pri vnútornom ožiarení tela.

Maximálnu dĺžku dráhy beta častíc je možné určiť podľa nasledujúcich približných vzorcov, pozri:

pre vzduch - R β =450 E β, kde E β je hraničná energia beta častíc, MeV;

pre ľahké materiály (hliník) - R β = 0,1E β (pri E β< 0,5 МэВ)

Rp = 0,2Ep (pri Ep > 0,5 MeV)

V praxi práce v jadrových elektrárňach existujú zdroje gama žiarenia rôznych konfigurácií a veľkostí. Dávkový príkon z nich možno merať vhodnými prístrojmi alebo vypočítať matematicky. Vo všeobecnosti je dávkový príkon zo zdroja určený celkovou alebo špecifickou aktivitou, emitovaným spektrom a geometrickými podmienkami - veľkosťou zdroja a vzdialenosťou k nemu.

Najjednoduchším typom gama žiariča je bodový zdroj. . Je to taký gama žiarič, pri ktorom možno bez výraznej straty presnosti výpočtu zanedbať jeho veľkosť a samoabsorpciu žiarenia v ňom. V praxi každé zariadenie, ktoré je gama žiaričom na vzdialenosti viac ako 10-násobok jeho veľkosti, možno považovať za bodový zdroj.

Na výpočet ochrany pred fotónovým žiarením je vhodné použiť univerzálne tabuľky na výpočet hrúbky ochrany v závislosti od pomeru útlmu žiarenia K a energie gama lúčov. Takéto tabuľky sú uvedené v referenčných knihách o radiačnej bezpečnosti a vypočítané na základe vzorca pre zoslabenie širokého lúča fotónov z bodového zdroja v hmote, berúc do úvahy akumulačný faktor.

Metóda bariérovej ochrany (geometria úzkeho a širokého lúča). V dozimetrii existujú pojmy „široké“ a „úzke“ (kolimované) lúče fotónového žiarenia. Kolimátor, podobne ako membrána, obmedzuje množstvo rozptýleného žiarenia vstupujúceho do detektora (obr. 6.1). Úzky lúč sa používa napríklad v niektorých inštaláciách na kalibráciu dozimetrických prístrojov.

Ryža. 6.1. Schéma úzkeho fotónového lúča

1 - kontajner; 2 - zdroj žiarenia; 3 - bránica; 4 - úzky zväzok fotónov

Ryža. 6.2. Útlm úzkeho zväzku fotónov

Oslabenie úzkeho zväzku fotónového žiarenia v ochrane v dôsledku jeho interakcie s látkou nastáva podľa exponenciálneho zákona:

I \u003d I 0 e - m x (6,1)

kde I® je ľubovoľná charakteristika (hustota toku, dávka, dávkový príkon, atď.) počiatočného úzkeho fotónového lúča; I - ľubovoľná charakteristika úzkeho nosníka po prechode cez ochranu hrúbky x , cm;

m - koeficient lineárneho útlmu, ktorý určuje podiel monoenergetických (s rovnakou energiou) fotónov, ktoré prešli interakciou v ochrannej látke, na jednotku dráhy, cm -1.

Výraz (7.1) platí aj pri použití koeficientu útlmu hmoty m m namiesto lineárneho. V tomto prípade musí byť hrúbka ochrany vyjadrená v gramoch na štvorcový centimeter (g / cm 2), potom produkt m m x zostane bezrozmerný.

Vo väčšine prípadov sa pri výpočte útlmu fotónového žiarenia používa široký lúč, teda zväzok fotónov, kde je prítomné rozptýlené žiarenie, ktoré nemožno zanedbať.

Rozdiel medzi výsledkami meraní úzkych a širokých nosníkov charakterizuje akumulačný faktor B:

B \u003d Iwide / Inarrow, (6.2)

ktorý závisí od geometrie zdroja, energie primárneho fotónového žiarenia, materiálu, s ktorým fotónové žiarenie interaguje, a jeho hrúbky, vyjadrenej v bezrozmerných jednotkách mx .

Zákon útlmu pre široký zväzok fotónového žiarenia je vyjadrený vzorcom:

I šírka \u003d I 0 B e - m x \u003d I 0 e - m šírka x; (6.3),

kde m, m shir - koeficient lineárneho útlmu pre úzke a široké fotónové lúče, resp. m a AT pre rôzne energie a materiály sú uvedené v príručkách radiačnej bezpečnosti. Ak referenčné knihy uvádzajú m pre široký zväzok fotónov, potom by sa akumulačný faktor nemal brať do úvahy.

Na ochranu pred fotónovým žiarením sa najčastejšie používajú tieto materiály: olovo, oceľ, betón, olovené sklo, voda atď.

Metóda bariérovej ochrany (výpočet ochrany vrstvami polovičného útlmu). Pomer radiačného útlmu K je pomer nameraného alebo vypočítaného efektívneho (ekvivalentného) dávkového príkonu P meas bez ochrany k prípustnej úrovni priemerného ročného efektívneho (ekvivalentného) dávkového príkonu P cf v rovnakom bode za ochrannou clonou o hr. X:

Pcf = PD A / 1700 h = 20 mSv / 1700 h = 12 μSv / h;

kde Pcf je prípustná úroveň priemerného ročného efektívneho (ekvivalentného) dávkového príkonu;

PD A - efektívny (ekvivalentný) dávkový limit pre personál skupiny A.

1700 hodín - fond pracovného času personálu skupiny A za r.

K \u003d P meas / P cf;

kde P meas je nameraný efektívny (ekvivalentný) dávkový príkon bez ochrany.

Pri určovaní mimoriadne dôležitej hrúbky ochrannej vrstvy daného materiálu x (cm) z univerzálnych tabuliek treba poznať energiu fotónu e (MeV) a faktor útlmu žiarenia K .

Pri absencii univerzálnych tabuliek je možné prevádzkové určenie približnej hrúbky ochrany vykonať pomocou približných hodnôt bodu polovičného útlmu fotónu v geometrii širokého lúča. Vrstva polovičného útlmu Δ 1/2 je taká hrúbka ochrany, ktorá utlmí dávku žiarenia 2-krát. So známym súčiniteľom útlmu K je možné určiť potrebný počet vrstiev polovičného útlmu n a následne aj hrúbku ochrany. Podľa definície K = 2 n Okrem vzorca uvádzame približný tabuľkový vzťah medzi násobkom útlmu a počtom vrstiev polovičného útlmu:

Pri známom počte vrstiev polovičného útlmu n je hrúbka ochrany x = Δ 1/2 n.

Napríklad vrstva polovičného útlmu Δ 1/2 pre olovo je 1,3 cm, pre olovené sklo - 2,1 cm.

spôsob ochrany na diaľku. Dávkový príkon fotónového žiarenia z bodového zdroja vo vákuu sa mení nepriamo úmerne so štvorcom vzdialenosti. Z tohto dôvodu, ak je dávkový príkon Pi určený v nejakej známej vzdialenosti Ri , potom sa dávkový príkon Rx v akejkoľvek inej vzdialenosti Rx vypočíta podľa vzorca:

P x \u003d P 1 R 1 2 / R 2 x (6,4)

metóda časovej ochrany. Metóda časovej ochrany (obmedzenie času vystavenia zamestnanca ionizujúcemu žiareniu) je najrozšírenejšia pri výrobe radiačne nebezpečných prác v zóne s kontrolovaným prístupom (CCA). Tieto práce sú dokumentované dozimetrickým príkazom, ktorý uvádza povolený čas vykonania prác.

Kapitola 7 METÓDY REGISTRÁCIE IONIZUJÚCEHO ŽIARENIA

Medzi technické prostriedky ochrany patrí inštalácia rôznych zásten z materiálov, ktoré odrážajú a pohlcujú rádioaktívne žiarenie. Obrazovky sú usporiadané ako stacionárne, tak aj mobilné (obr. 58).

Pri výpočte ochranných clon sa určuje ich materiál a hrúbka, ktoré závisia od druhu žiarenia, energie častíc a kvánt a potrebnej násobnosti jeho útlmu. Charakteristiky ochranných materiálov a skúsenosti s prácou so zdrojmi žiarenia umožňujú načrtnúť preferenčné oblasti pre použitie jedného alebo druhého ochranného materiálu.

Kov sa najčastejšie používa na konštrukciu mobilných zariadení a stavebné materiály (betón, tehla atď.) - na konštrukciu stacionárnych ochranných zariadení.

Na priehľadové systémy sa najčastejšie používajú priehľadné materiály, a preto musia mať nielen dobré ochranné, ale aj vysoké optické vlastnosti. Nasledujúce materiály dobre spĺňajú tieto požiadavky: olovnaté sklo, vápenné sklo, sklo plnené kvapalinou (bromid zinočnatý, chlorid zinočnatý);

Olovená guma sa používa ako ochranný materiál proti gama žiareniu.

Ryža. 58. Obrazovka mobilu

Výpočet ochranných clon je založený na zákonoch interakcie rôznych druhov žiarenia s hmotou. Ochrana pred alfa žiarením nie je náročná úloha, keďže alfa častice normálnych energií sú absorbované vrstvou živého tkaniva s hrúbkou 60 mikrónov, pričom hrúbka epidermis (mŕtva koža) je 70 mikrónov. Niekoľkocentimetrová vrstva vzduchu alebo list papiera sú dostatočnou ochranou proti časticiam alfa.

Pri prechode beta žiarenia látkou dochádza k sekundárnemu žiareniu, preto je potrebné ako ochranné materiály použiť ľahké materiály (hliník, plexisklo, polystyrén), keďže energia brzdného žiarenia stúpa so zvyšujúcim sa atómovým číslom materiálu.

Olovené sitá sa používajú na ochranu pred vysokoenergetickými beta časticami (elektrónmi), ale vnútorná výstelka tienenia musí byť vyrobená z materiálu s nízkym atómovým číslom, aby sa znížila počiatočná energia elektrónov a tým aj energia žiarenia. vznikajúce v olove.

Hrúbka hliníkovej ochrannej clony (g/cm2) sa určí z výrazu

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

kde Emax je maximálna energia beta spektra daného rádioaktívneho izotopu, MeV.

Pri výpočte ochranných zariadení je v prvom rade potrebné vziať do úvahy spektrálne zloženie žiarenia, jeho intenzitu, ako aj vzdialenosť od zdroja, v ktorom sa nachádza personál údržby, a čas strávený v oblasti žiarenia. vystavenie.

V súčasnosti sú na základe dostupných vypočítaných a experimentálnych údajov známe tabuľky pomerov útlmu, ako aj rôzne druhy nomogramov, ktoré umožňujú určiť hrúbku ochrany pred gama žiarením rôznych energií. Ako príklad na obr. Na obrázku 59 je znázornený nomogram na výpočet hrúbky oloveného tienenia z bodového zdroja pre široký lúč žiarenia gama Co60, ktorý zaisťuje zníženie dávky žiarenia na maximálnu prípustnú hodnotu. Na vodorovnej osi je vynesená hrúbka ochrany d, na zvislej osi je koeficient K1 rovný

(24)

kde M je gama ekvivalent liečiva, mg*ekv. Ra;

t je doba pôsobenia v oblasti ožiarenia, h; R je vzdialenosť od zdroja, cm. Napríklad je potrebné vypočítať ochranu od zdroja Co60, pri M = 5000 mEq Ra, ak sa obsluha nachádza počas pracovného dňa vo vzdialenosti 200 cm, t.j. = 6 h.

Dosadením hodnôt M, R a t do výrazu (24) určíme

Podľa nomogramu (pozri obr. 59) zistíme, že pre K1 = 2,5-10-1 je hrúbka oloveného štítu d = 7 cm.

Iný typ nomogramu je znázornený na obr. 60. Tu je na osi y vynesená násobnosť útlmu K, ktorá sa rovná

K=D0/D

Pomocou výrazu (23) dostaneme

kde DO je dávka generovaná zdrojom žiarenia v danom bode bez tienenia; D je dávka, ktorá sa má vytvoriť v danom bode za ochranným zariadením.

Ryža. 59. Nomogram na výpočet hrúbky oloveného tienenia z bodového zdroja pre široký lúč žiarenia gama Co60 Obr.

Predpokladajme, že je potrebné vypočítať hrúbku stien miestnosti, v ktorej je umiestnená gama terapeutická jednotka nabitá prípravkom Cs137 v 400 g-ekv Ra (M = = 400 000 mekv Ra). Najbližšia vzdialenosť, v ktorej sa obsluha nachádza vo vedľajšej miestnosti je R = 600 cm, žiarenie gama je približne 0,005 rad za pracovný deň, t. j. D = 0,005 rad pre t = 6 hodín útlmu, použijeme vzorec (23). Na vyhodnotenie násobnosti

Podľa obr. 60 určíme, že pre K = 1,1. 104, hrúbka betónovej ochrany je cca 70 cm.

Pri výbere ochranného materiálu je potrebné sa riadiť jeho konštrukčnými vlastnosťami, ako aj požiadavkami na veľkosť a hmotnosť ochrany. Pre ochranné kryty rôznych typov (gama terapeutika, detekcia gama defektov), ​​kde hrá významnú úlohu hmotnosť, sú najvýhodnejšie ochranné materiály materiály, ktoré najlepšie tlmia gama žiarenie. Čím väčšia je hustota a sériové číslo látky, tým väčší je stupeň útlmu gama žiarenia.

Preto sa na vyššie uvedené účely najčastejšie používa olovo a niekedy aj urán. V tomto prípade je hrúbka ochrany menšia ako pri použití iného materiálu a následne aj hmotnosť ochranného krytu je menšia.

Ryža. 60. Nomogram na výpočet hrúbky ochrany pred gama žiarením podľa faktora útlmu

Pri vytváraní stacionárnej ochrany (t. j. ochrany priestorov, v ktorých sa pracuje s gama zdrojmi), ktorá zabezpečuje pobyt ľudí v susedných miestnostiach, je najhospodárnejšie a najvýhodnejšie použiť betón. Ak máme do činenia s mäkkým žiarením, v ktorom zohráva významnú úlohu fotoelektrický efekt, do betónu sa pridávajú látky s veľkým výrobným číslom, najmä baryt, čo umožňuje zmenšiť hrúbku ochrany.

Voda sa často používa ako ochranný materiál na skladovanie, t. j. lieky sa spúšťajú do bazéna s vodou, ktorého hrúbka zabezpečuje potrebné zníženie dávky žiarenia na bezpečnú úroveň. S ochranou proti vode je pohodlnejšie nabíjať a dobíjať jednotku, ako aj vykonávať opravy.

V niektorých prípadoch môžu byť podmienky práce so zdrojmi gama žiarenia také, že nie je možné vytvoriť stacionárnu ochranu (pri dobíjaní zariadení, vyberaní rádioaktívneho prípravku z kontajnera, kalibrácii prístroja atď.). Tu máme na mysli, že aktivita zdrojov je nízka. Na ochranu obsluhujúceho personálu pred ožiarením je potrebné použiť, ako sa hovorí, „časovú ochranu“ alebo „ochranu na diaľku“. To znamená, že všetky manipulácie s otvorenými zdrojmi gama žiarenia by sa mali vykonávať pomocou dlhých úchopov alebo držiakov. Okrem toho sa táto alebo tá operácia musí vykonávať iba počas obdobia, počas ktorého dávka prijatá pracovníkom nepresahuje normu stanovenú hygienickými predpismi. Takáto práca sa musí vykonávať pod kontrolou dozimetristu. Zároveň by v miestnosti nemali byť nepovolané osoby a oblasť, v ktorej dávka prekračuje maximálnu prípustnú dávku počas prevádzky, musí byť chránená.

Ochranu je potrebné pravidelne monitorovať pomocou dozimetrických zariadení, pretože v priebehu času môže čiastočne stratiť svoje ochranné vlastnosti v dôsledku objavenia sa rôznych nepostrehnuteľných porušení jej integrity, napríklad prasklín v betónových a barytových plotoch, priehlbiny a praskliny. olovených plechov atď.

Výpočet ochrany pred neutrónmi sa vykonáva podľa zodpovedajúcich vzorcov alebo nomogramov. V tomto prípade treba brať ako ochranné materiály látky s malým atómovým číslom, pretože pri každej zrážke s jadrom stráca neutrón väčšiu časť svojej energie, čím je hmotnosť jadra bližšie k hmotnosti neutrónu. Na ochranu pred neutrónmi sa zvyčajne používa voda a polyetylén. Neexistujú prakticky žiadne čisté toky neutrónov. Vo všetkých zdrojoch sú okrem neutrónov silné toky gama žiarenia, ktoré vznikajú pri štiepení, ako aj pri rozpade štiepnych produktov. Pri návrhu ochrany pred neutrónmi je preto vždy potrebné súčasne zabezpečiť ochranu pred gama žiarením.

Užitočné informácie:

Federálna agentúra pre vzdelávanie

Štátna vzdelávacia inštitúcia

vyššie odborné vzdelanie

„Štátna energetická univerzita Ivanovo

pomenovaný po V.I. Leninovi

Katedra jadrových elektrární

RADIAČNÁ BEZPEČNOSŤ
A DOZIMETRIA VONKAJŠIEHO GAMA ŽIARENIA

Pokyny na vykonávanie laboratórnych prác č.1

Ivanovo 2009

Zostavil: A.Yu. TOKOV, V.A. KRYLOV, A.N. STRACH

Redaktor V.K. SEMENOV

Pokyny sú určené pre študentov študujúcich v odbore "Jadrové elektrárne a zariadenia", ktorí absolvujú laboratórny workshop z fyziky ionizujúceho žiarenia. Teoretická látka uvedená v časti 1 dopĺňa a čiastočne duplikuje látku prečítanú na prednáškach.

Schválené metodickou komisiou cyklu MFF

Recenzent:

Katedra jadrových elektrární, Ivanovská Štátna energetická univerzita pomenovaná po V. I. Leninovi

ŽIAROVÁ BEZPEČNOSŤ A DOZIMETRIA

VONKAJŠIE GAMA ŽIARENIE

Pokyny pre laboratórnu prácu č.1

na kurze "Ochrana pred žiarením"

Zostavil: Tokov Alexander Yurievich,

Krylov Vyacheslav Andreevich,

Strachov Anatolij Nikolajevič

Redaktor N.S. Rabotaeva

Podpísané na zverejnenie 7.12.09. Formát 60x84 1/16.

Potlač je plochá. Konv. rúra l. 1.62. Náklad 100 kópií. Číslo objednávky.

GOUVPO „Ivanovská štátna energetická univerzita pomenovaná po V. I. Leninovi“

153003, Ivanovo, ul. Rabfakovskaja, 34 rokov.

Vytlačené v UIUNL ISUE

1. ZÁKLADY RADIAČNEJ BEZPEČNOSTI

1.1. Biologický účinok ionizujúceho žiarenia

Ionizujúce žiarenie pôsobiace na živý organizmus v ňom vyvoláva reťazec vratných a nevratných zmien, ktorých „spúšťačom“ je ionizácia a excitácia atómov a molekúl hmoty. Ionizácia (t. j. premena neutrálneho atómu na kladný ión) nastáva, ak ionizujúca častica (α, β - častica, röntgenové žiarenie alebo γ - fotón) odovzdá energiu elektrónovému obalu atómu, dostatočnú na oddelenie orbitálu. elektrón (t.j. prekročenie väzbovej energie). Ak je odovzdaná časť energie menšia ako väzbová energia, dochádza len k excitácii elektrónového obalu atómu.

V jednoduchých látkach, ktorých molekuly sú zložené z atómov jedného prvku, ionizačný proces je sprevádzaný procesom rekombinácie. Ionizovaný atóm k sebe pripojí jeden z voľných elektrónov, ktoré sú vždy prítomné v médiu, a opäť sa stane neutrálnym. Prechodom elektrónu z hornej energetickej hladiny na nižšiu sa excitovaný atóm vráti do normálneho stavu a vyžiari sa fotón charakteristického žiarenia. Ionizácia a excitácia atómov jednoduchých látok teda nevedie k žiadnym zmenám vo fyzikálno-chemickej štruktúre ožarovaného prostredia.

Iná situácia je pri ožarovaní zložitých molekúl pozostávajúcich z veľkého počtu rôznych atómov. (proteínové molekuly a iné tkanivové štruktúry). Priamy účinok žiarenia na makromolekuly vedie k ich disociácii, t.j. na rozbitie chemických väzieb v dôsledku ionizácie a excitácie atómov. Nepriamy vplyv žiarenia na zložité molekuly sa prejavuje prostredníctvom produktov rádiolýzy vody, ktorá tvorí prevažnú časť telesnej hmoty (až 75 %). V dôsledku absorpcie energie molekula vody stráca elektrón, ktorý rýchlo odovzdáva svoju energiu okolitým molekulám vody:

H2O \u003d > H20++ e – .

V dôsledku toho vznikajú ióny, voľné radikály, radikálové ióny s nepárovým elektrónom (H, OH, hydroperoxid HО 2 ), peroxid vodíka H 2 O 2, atómový kyslík:

H20 + H20 = > H30++ OH – + H ;

H + O2= > ALE 2 ; ALE 2 + NIE 2 => H202 + 20.

Voľné radikály obsahujúce nepárové elektróny sú extrémne reaktívne. Životnosť voľného radikálu nepresahuje 10 -5 s. Počas tejto doby sa produkty rádiolýzy vody buď navzájom rekombinujú, alebo vstupujú do katalytických reťazových reakcií s proteínovými molekulami, enzýmami, DNA a inými bunkovými štruktúrami. Chemické reakcie vyvolané voľnými radikálmi sa vyvíjajú s vysokým výťažkom a zahŕňajú do tohto procesu stovky a tisíce molekúl, ktoré nie sú ovplyvnené žiarením.

Pôsobenie ionizujúceho žiarenia na biologické objekty možno rozdeliť do troch etáp vyskytujúcich sa na rôznych úrovniach:

1) na atómovej úrovni - ionizácia a excitácia atómov, prebiehajúca v priebehu času rádovo 10 -16 - 10 -14 s;

2) na molekulárnej úrovni – fyzikálne a chemické zmeny v makromolekulách spôsobené priamym a rádiolytickým pôsobením žiarenia, ktoré vedú k poruchám vnútrobunkových štruktúr, na čas rádovo 10 -10 - 10 -6 s;

3) na biologickej úrovni - poruchy funkcií tkanív a orgánov, ktoré sa vyvíjajú v priebehu niekoľkých sekúnd až niekoľkých dní alebo týždňov (s akútnymi léziami) alebo v priebehu rokov či desaťročí (dlhodobé účinky expozície).

Hlavnou bunkou živého organizmu je bunka, ktorej jadro u človeka obsahuje 23 párov chromozómov (molekúl DNA), ktoré nesú zakódovanú genetickú informáciu zabezpečujúcu reprodukciu buniek a vnútrobunkovú syntézu bielkovín. Na chromozóme sú v presne definovanom poradí umiestnené oddelené úseky DNA (gény) zodpovedné za tvorbu akejkoľvek elementárnej črty organizmu. Samotná bunka a jej vzťah s extracelulárnym prostredím je udržiavaný zložitým systémom polopriepustných membrán. Tieto membrány regulujú tok vody, živín a elektrolytov do a von z bunky. Akékoľvek poškodenie môže ohroziť životaschopnosť bunky alebo jej schopnosť reprodukovať sa.

Spomedzi rôznych foriem porúch je najdôležitejšie poškodenie DNA. Bunka má však zložitý systém opravných procesov, najmä v rámci DNA. Ak zotavenie nie je úplné, potom sa môže objaviť životaschopná, ale zmenená bunka (mutant). Vzhľad a rozmnožovanie zmenených buniek môžu byť okrem ožiarenia ovplyvnené aj ďalšími faktormi, ktoré vznikajú pred aj po ožiarení.

Vo vyšších organizmoch sú bunky organizované do tkanív a orgánov, ktoré vykonávajú rôzne funkcie, napríklad: produkciu a skladovanie energie, svalovú aktivitu pre pohyb, trávenie potravy a vylučovanie odpadu, zásobovanie kyslíkom, vyhľadávanie pre a deštrukciu mutantných buniek atď. Koordinácia týchto typov telesných aktivít sa uskutočňuje nervovým, endokrinným, hematopoetickým, imunitným a iným systémom, ktorý sa zase skladá zo špecifických buniek, orgánov a tkanív.

Náhodné rozloženie udalostí absorpcie energie vytváraných žiarením môže rôznymi spôsobmi poškodiť životne dôležité časti dvojzávitnice DNA a ďalšie bunkové makromolekuly. Ak významný počet buniek v orgáne alebo tkanive odumrel alebo nie sú schopné normálnej reprodukcie alebo funkcie, funkcia orgánu môže byť stratená. V ožiarenom orgáne alebo tkanive sú narušené metabolické procesy, aktivita enzýmových systémov je potlačená, rast tkaniva sa spomaľuje a zastavuje, objavujú sa nové chemické zlúčeniny, ktoré nie sú charakteristické pre telo - toxíny. Konečné nežiaduce účinky žiarenia sa delia na somatická a genetická.

Somatické účinky prejavujú priamo v exponovanej osobe alebo ako včasné zistiteľné účinky expozícia (akútna alebo chronická) choroba z ožiarenia a lokálne radiačné poranenia), alebo oboje dlhodobé účinky(skrátenie strednej dĺžky života, výskyt nádorov alebo iných ochorení), prejavujúce sa niekoľko mesiacov až desaťročí po ožiarení . Genetické alebo dedičné účinky- to sú následky ožiarenia genómu zárodočných buniek, ktoré sa dedia a spôsobujú vrodené deformity a iné poruchy u potomkov. Tieto účinky expozície môžu byť veľmi dlhodobé a rozšíriť sa na niekoľko generácií ľudí.

Závažnosť účinku škodlivých účinkov závisí od konkrétneho ožarovaného tkaniva, ako aj od schopnosti organizmu kompenzovať alebo opravovať poškodenie.

Schopnosť regenerovať bunky závisí od veku osoby v čase ožiarenia, od pohlavia, zdravotného stavu a genetickej predispozície organizmu, ako aj od veľkosti absorbovaná dávka(energia žiarenia absorbovaná na jednotku hmotnosti biologického tkaniva) a nakoniec z druh primárneho žiarenia ktorý ovplyvňuje telo.

1.2. Prahové a bezprahové účinky pri expozícii ľudí

V súlade s modernými koncepciami uvedenými v publikácii ICRP 60 a základom ruských noriem radiačnej bezpečnosti NRB-99 sú možné škodlivé účinky vystavenia zdraviu rozdelené do dvoch typov: prahové (deterministické) a bezprahové (stochastické) účinky.

1.Deterministické (prahové) efekty - priame včasné, klinicky zistené radiačné ochorenia s prahovými hodnotami dávok, pod ktorými sa nevyskytujú, a nad - závažnosť účinkov závisí od dávky. Patria sem akútne alebo chronické choroby z ožiarenia, katarakta z ožiarenia, zhoršená reprodukčná funkcia, kozmetické poškodenie kože, dystrofické poškodenie rôznych tkanív atď.

Akútna choroba z ožiarenia vzniká po prekročení určitej prahovej dávky jednorazovej expozície a je charakterizovaná príznakmi, ktoré závisia od výšky prijatej dávky (tabuľka 1.1). Chronický choroba z ožiarenia vzniká pri systematicky opakovanom ožiarení, ak sú jednotlivé dávky nižšie ako tie, ktoré spôsobujú akútne poškodenie ožiarením, ale výrazne vyššie ako prípustné limity. Známky chronickej choroby z ožiarenia sú zmeny v zložení krvi (pokles počtu leukocytov, anémia) a množstvo príznakov z nervového systému. Podobné symptómy sa vyskytujú aj pri iných ochoreniach spojených s oslabenou imunitou, takže je veľmi ťažké identifikovať chronickú chorobu z ožiarenia, ak skutočnosť expozície nie je s istotou potvrdená.

V mnohých orgánoch a tkanivách prebieha nepretržitý proces straty a nahradenia buniek. Nárast strát môže byť kompenzovaný zvýšením rýchlosti náhrady, ale môže dôjsť aj k dočasnému a niekedy aj trvalému zníženiu počtu buniek schopných udržať funkciu orgánu alebo tkaniva.

Výsledná strata buniek môže spôsobiť závažnú poruchu, ktorú možno klinicky zistiť. Preto závažnosť pozorovaného účinku závisí od dávky žiarenia a existuje prah pod ktorým je úbytok buniek príliš malý na to, aby výrazne narušil funkciu tkaniva alebo orgánu. Okrem bunkovej smrti môže žiarenie spôsobiť poškodenie tkaniva aj inými spôsobmi: ovplyvnením mnohých funkcií tkaniva, vrátane regulácie bunkových procesov, zápalových reakcií, potlačenia imunitného systému, hematopoetického systému (červená kostná dreň). Všetky tieto mechanizmy v konečnom dôsledku určujú závažnosť deterministických účinkov.

Hodnota prahovej dávky je určená rádiosenzitivitou buniek postihnutého orgánu alebo tkaniva a schopnosťou organizmu takéto poškodenie kompenzovať alebo obnoviť. Deterministické účinky žiarenia sú spravidla špecifické a nevznikajú vplyvom iných fyzikálnych faktorov a vzťah medzi účinkom a expozíciou je jednoznačný (deterministický). Prahové dávky pre výskyt deterministických účinkov vedúcich k bezprostrednej smrti dospelých jedincov sú uvedené v tabuľke 1.2. V prípade dlhodobej chronickej expozície sa pri vyšších celkových dávkach vyskytujú rovnaké účinky ako pri jednorazovej expozícii.

Priemerné prahové hodnoty dávok pre výskyt deterministických účinkov sú uvedené v tabuľke. 1,1 - 1,3. Závažnosť účinku (stupeň jeho závažnosti)

zvýšenie u osôb s vyššou rádiosenzitivitou (deti, osoby so zlým zdravotným stavom, osoby so zdravotnými kontraindikáciami na prácu so zdrojmi žiarenia). Pre takýchto jedincov môžu byť hodnoty prahových dávok expozície uvedené v tabuľke 1.1 10-krát alebo viackrát nižšie.

Tabuľka 1.1. Vplyv rôznych dávok žiarenia na zdravie dospelého človeka

s jediným ožiarením

Poznámka. V súčasnosti existuje množstvo antiradiačných činidiel a nazbierali sa úspešné skúsenosti s liečbou chorôb z ožiarenia, ktoré umožňujú predchádzať smrti v dávkach do 10 Sv (1000 rem).

Tabuľka 1.2. Rozsah akútnej expozície vedúcej k smrti človeka

Závislosť prežitia od dávky žiarenia charakterizuje priemerná absorbovaná dávka D 50/60, pri ktorej polovica ľudí po 60 dňoch zomrie. Pre zdravého dospelého je táto dávka (v priemere na celé telo) 3-5 Gy (Gy) pri akútnej expozícii (tabuľka 1.2).

Vo výrobných podmienkach je výskyt deterministických vplyvov možný len pri radiačnej havárii, keď je zdroj žiarenia v nekontrolovanom stave. V tomto prípade je ožiarenie osôb obmedzené prijatím neodkladných opatrení – zásahov. Dávkové kritériá prijaté v NRB-99 pre urgentný zásah v prípade radiačnej havárie sú založené na údajoch o prahových dávkach pre výskyt život ohrozujúcich deterministických účinkov (tabuľka 1.3).

Tabuľka 1.3. Prahové dávky pre výskyt deterministických efektov

a kritériá pre neodkladný zásah pri radiačnej havárii

Stanovené limity pracovných expozičných dávok sú desiatky a stonásobne nižšie ako prahové dávky pre výskyt deterministických vplyvov, preto je hlavnou úlohou modernej radiačnej bezpečnosti obmedziť možnosť stochastických účinkov u ľudí v dôsledku ožiarenia za normálnych podmienok.

2. Stochastické alebo bezprahové efekty - dlhodobé účinky ožiarenia, ktoré nemajú prah dávky, ktorých pravdepodobnosť je priamo úmerná dávke žiarenia a závažnosť nezávisí od dávky. Patria sem rakoviny a dedičné choroby, ktoré sa spontánne vyskytujú u ľudí v priebehu rokov v dôsledku rôznych prirodzených príčin.

Spoľahlivosť súvislosti určitej časti týchto účinkov s expozíciou dokázali medzinárodné medicínske a epidemiologické štatistiky až začiatkom 90. rokov 20. storočia. Stochastické efekty sa zvyčajne detegujú dlho po ožiarení a až pri dlhodobom pozorovaní veľkých skupín populácie v počte desiatok a stoviek tisíc ľudí. Priemerná latentná doba je pri leukémii asi 8 rokov a pri iných typoch rakoviny 2-3 krát dlhšia. Riziko úmrtia na rakovinu v dôsledku expozície nie je rovnaké pre mužov a ženy a mení sa v závislosti od času po expozícii (obr. 1.1).

Pravdepodobnosť malígnej transformácie bunky je ovplyvnená veľkosťou dávky žiarenia, pričom závažnosť určitého typu rakoviny závisí len od jej typu a lokalizácie. Treba si uvedomiť, že ak ožiarená bunka nezomrela, tak má určitú schopnosť samoopravovať poškodený kód DNA. Ak sa tak nestalo, potom je v zdravom tele jeho životne dôležitá činnosť blokovaná imunitným systémom: degenerovaná bunka je buď zničená, alebo sa nerozmnožuje až do svojej prirodzenej smrti. Pravdepodobnosť onkologického ochorenia je teda malá a závisí od „zdravia“ imunitného a nervového systému organizmu.

Proces reprodukcie rakovinových buniek je náhodný, hoci v dôsledku genetických a fyziologických charakteristík sa môžu ľudia veľmi líšiť v citlivosti na rakovinu vyvolanú žiarením. Niektorí ľudia so zriedkavými genetickými chorobami môžu byť výrazne citlivejší ako bežný človek.

Pri malých dávkach pridaných k prirodzenej expozícii (na pozadí) je pravdepodobnosť spôsobenia ďalších prípadov rakoviny prirodzene malá a očakávaný počet prípadov, ktoré možno pripísať ďalšej dávke u exponovanej skupiny ľudí, môže byť menší ako 1 dokonca aj v veľmi veľká skupina ľudí. Keďže vždy existuje prirodzené radiačné pozadie, ako aj spontánna úroveň stochastických účinkov, každá praktická činnosť, ktorá vedie k dodatočnej expozícii, vedie aj k zvýšeniu pravdepodobnosti stochastických účinkov. Predpokladá sa, že pravdepodobnosť ich výskytu je priamo úmerná dávke a závažnosť prejavu nezávisí od dávky žiarenia.

Obrázok 1.2 znázorňuje vzťah medzi expozíciou a výskytom rakoviny v populácii. Vyznačuje sa významnou mierou spontánnych nádorových ochorení v populácii a relatívne nízkou pravdepodobnosťou výskytu ďalších ochorení pod vplyvom žiarenia. Okrem toho, podľa UNSCEAR, spontánny výskyt a úmrtnosť na rakovinu sa výrazne líšia v jednotlivých krajinách a z roka na rok v jednej konkrétnej krajine. To znamená, že analýzou účinkov ožiarenia na veľkú skupinu ľudí vystavených rovnakej dávke je možné stanoviť pravdepodobnostný vzťah medzi dávkou ožiarenia a počtom ďalších rakovín vyplývajúcich z ožiarenia, nie je však možné určiť, ktoré ochorenie je dôsledkom expozície a ktoré vzniklo spontánne.

Obrázok 1.3 poskytuje odhad veľkosti skupiny rovnako exponovaných dospelých, ktorá je potrebná na spoľahlivé potvrdenie vzťahu medzi zvýšením celkového počtu rakovín v skupine a dávkou žiarenia. Čiara A-B na obrázku definuje teoretický odhad veľkosti skupiny potrebnej na detekciu dodatočných stochastických účinkov žiarenia s intervalom spoľahlivosti 90 %. Nad touto čiarou je oblasť, v ktorej je teoreticky možné dokázať súvislosť medzi zvýšením počtu stochastických efektov v skupine a expozíciou. Pod touto čiarou je teoreticky nemožné dokázať túto súvislosť. Bodkovaná čiara ukazuje, že na spoľahlivú identifikáciu dodatočných účinkov z rovnomernej expozície tela dospelých fotónov s dávkou 20 mGy rovnajúcou sa limitu pracovnej dávky musí byť vyšetrený aspoň 1 milión ľudí s takouto dávkou.

Úloha zaistenia radiačnej bezpečnosti sa teda redukuje na: 1) predchádzanie deterministickým účinkom u pracovníkov kontrolou zdrojov žiarenia; 2) znížiť dodatočné riziko stochastických účinkov obmedzením expozičných dávok a počtu exponovaných osôb.

1.3. Základné dozimetrické veličiny a jednotky ich merania

Aktivita (A) – miera množstva rádionuklidu v zdroji alebo v akejkoľvek látke vrátane ľudského tela. Aktivita sa rovná rýchlosti rádioaktívneho rozpadu jadier atómov rádionuklidu. Hodnota celkovej aktivity charakterizuje potenciálne radiačné nebezpečenstvo priestorov, v ktorých sa pracuje s rádioaktívnymi látkami.

jednotka SI - Bq(becquerel) rovná 1 rozpadu za sekundu ( s -1).

Jednotka mimo systému - kľúč(curie); 1 Ci \u003d 37 GBq \u003d 3,7 × 10 10 s -1.

Prúdenie častíc ( f) je počet elementárnych častíc (alfa, beta, fotóny, neutróny) emitovaných zdrojom alebo ovplyvňujúcich cieľ za jednotku času. Jednotka merania - časť / s, fotón / s alebo jednoducho s - 1 .

Typ a počet častíc (fotónov) emitovaných pri jadrových premenách je určený typom rozpadu jadier rádionuklidov. Keďže smer emisie častíc je náhodný, prúd sa šíri všetkými smermi od zdroja. Celkový tok žiarenia zdroja súvisí s jeho aktivitou vzťahom

kde v, % je výťažok častíc na 100 rozpadov (uvedený v referenčných knihách o rádionuklidoch; pre rôzne rádionuklidy sa výťažok výrazne líši, v= 0,01 % - 200 % alebo viac).

Fluence častíc (F) je pomer počtu elementárnych častíc (alfa, beta, fotóny, neutróny) prenikajúcich do elementárnej gule k ploche strednej časti tejto gule. Plynulosť, podobne ako dávka, je aditívna a neklesajúca veličina – jej hodnota sa vždy časom akumuluje. Jednotka merania - diel / cm 2, fotón / cm 2 alebo jednoducho cm –2 .

Hustota toku častíc ( j) - plynulosť za jednotku času. Jednotka hustoty toku častíc alebo kvantá - cm–2 s–1. Hustota toku charakterizuje úroveň (intenzitu) žiarenia v danom bode priestoru (alebo radiačnú situáciu v danom bode v miestnosti).

Energia (E R ) - je najdôležitejšou charakteristikou ionizujúceho žiarenia. V jadrovej fyzike sa používa mimosystémová jednotka energie - elektrónvolt (eV). 1 eV = 1,6020 × 10-19 J.

Expozičná dávka (X) - miera množstva ionizačnej deštrukcie atómov a molekúl tela pri ožarovaní. Rovná sa pomeru celkového náboja všetkých iónov rovnakého znamienka, vytvoreného fotónovým žiarením vo vzduchu, k hmotnosti ožiareného objemu vzduchu. Expozičná dávka sa používa len pre fotónové žiarenie s energiami do 3 MeV. V oblasti radiačnej bezpečnosti je od roku 1996 vyradený z prevádzky.

jednotka SI - C/kg(coulomb na kilogram).

Jednotka mimo systému - R(röntgen); 1P = 2,58 x 10-4 C/g; 1 C/kg = 3872 R.

Absorbovaná dávka alebo jednoducho dávka ( D) - miera fyzikálneho vplyvu ionizujúceho žiarenia na látku (na molekulárnej úrovni). Rovná sa pomeru energie žiarenia absorbovanej v látke na tvorbu iónov k hmotnosti ožiarenej látky.

jednotka SI - Gr(sivá); 1 Gy = 1 J/kg.

Jednotka mimo systému - rád(rad – absorbovaná dávka žiarenia);

1 rad = 0,01 Gy = 10 mGy.

Expozičná dávka fotónového žiarenia X = 1Р zodpovedá absorbovanej dávke vo vzduchu D = 0,87 rad (8,7 mGy) av biologickom tkanive D = 0,96 rad (9,6 mGy) v dôsledku rozdielnej práce ionizácie molekúl. Pre praktické účely radiačnej bezpečnosti možno uvažovať, že 1 R zodpovedá 1 rad alebo 10 mGy.

Ekvivalentná dávka (N) - miera biologického účinku žiarenia na orgán alebo tkanivo (na úrovni živých buniek, orgánov a tkanív). Rovná sa súčinu absorbovanej dávky o radiačný váhový faktor W R , ktorý zohľadňuje kvalitu žiarenia (lineárny ionizačný výkon). Pre zmiešané žiarenie je ekvivalentná dávka definovaná ako súčet druhov žiarenia « R » :

H = å D R × W R

Hodnoty váhových koeficientov žiarenia W R prijaté v NRB-99. Pre alfa, beta, fotónové a neutrónové žiarenie sú rovnaké:

W a = 20; W b= W g = 1; W n = 5 - 20(W n závisí od energie neutrónov).

jednotka SI - Sv(sievert); pre gama žiarenie 1 Sv = 1 Gy.

Jednotka mimo systému - rem(biologický ekvivalent rad);

1 rem = 0,01 Sv = 10 mSv.

Vzťah k iným dávkovým jednotkám:

Pre röntgenové, beta a gama žiarenie 1 Sv = 1 Gy = 100 rem » 100 R;

Pre alfa žiarenie (W R \u003d 20) 1 Gy \u003d 20 Sv alebo 100 rad \u003d 2000 rem;

Pre neutrónové žiarenie by absorbovaná dávka 1 rad (10 mGy) zodpovedala ekvivalentnej dávke 5–20 rem (50–200 mSv), v závislosti od energie neutrónov.

Efektívna dávka (E) - miera rizika výskytu vzdialených stochastických účinkov (pri nízkych dávkach žiarenia), berúc do úvahy nerovnakú rádiosenzitivitu orgánov a tkanív. Pri rovnomernom ožiarení celého tela sa efektívna dávka zhoduje s ekvivalentom: E = H, kde H- rovnaká ekvivalentná dávka pre všetky orgány a tkanivá .

V prípade nerovnomernej expozície sa efektívna dávka určí ako súčet orgánov a tkanív "T" :

E = å H T × W T(T = 1 ... 13),

kde Ht je ekvivalentná dávka orgánu alebo tkaniva "T »; W T – váhový koeficient rádiosenzitivity orgánu (tkaniva) . Hodnoty W T sú akceptované v NRB-99 pre 13 orgánov (tkaniv), celkovo sú to jeden (pozri tabuľku 2.1). Jednotka efektívnej dávky - mSv(milisievert).

Súhrnná dávka ( S) je mierou potenciálnych škôd pre spoločnosť z možnej straty človekorokov plnohodnotného života obyvateľstva v dôsledku uvedomenia si dlhodobých následkov expozície. Rovná sa súčtu ročných individuálnych efektívnych dávok E i, ktoré dostal tím N ľudí:

S= å E i (i = 1...N).

Jednotka merania - človek-Sv(man-sievert).

Na zdôvodnenie nákladov na radiačnú ochranu v NRB-99 sa predpokladá, že ožiarenie v kolektívnej dávke S = 1 človek-Sv vedie k potenciálnym škodám rovnajúcim sa strate 1 človekoroka produktívneho života obyvateľstva.

Dávkový príkon ( , , alebo ) je časovou deriváciou zodpovedajúcej hodnoty dávky (t.j. rýchlosti akumulácie dávky). Priamo úmerné hustote toku častíc j , pôsobiace na telo. Rovnako ako hustota toku, dávkový príkon charakterizuje radiačnú situáciu (úroveň žiarenia) v mieste miestnosti alebo na území.

Často sa používajú tieto skratky:

MUDr (MPD)– dávkový príkon (absorbovaná dávka) ( 1 uGy/h = 100 urad/h);

MED je ekvivalentný dávkový príkon ( 1 uSv/h = 100 urem/h).

prirodzené pozadie - je to úroveň prirodzeného žiarenia gama, ktoré je v priemere na úrovni mora spôsobené 1/3 kozmického žiarenia a 2/3 žiarenia prírodných rádionuklidov obsiahnutých v zemskej kôre a materiáloch. Prirodzené žiarenie pozadia možno merať v jednotkách hustoty toku fotónov (j) alebo v jednotkách dávkového príkonu.

Úroveň prirodzeného (pozaďového) žiarenia gama na otvorených priestranstvách v jednotkách príkonu dávky ožiarenia je v rozmedzí = (8–12) µR/h. To zodpovedá hustote toku j asi 10 fotónov / (cm 2 s), ako aj:

V jednotkách MPD =(8–12) mcrad/h =(0,08–0,12) µGy/h=(80–120) nGy/h,

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

V niektorých budovách je v dôsledku zvýšenej koncentrácie prírodných rádionuklidov v stavebných materiáloch povolené prekročenie DER prírodného žiarenia gama na otvorených priestranstvách až o 0,2 µSv/h, t.j. až (0,25–0,35) µSv/h.

V niektorých častiach sveta môže dosiahnuť prirodzené pozadie
(0,5–0,6) µSv/h, čo by sa malo považovať za normálne.

Ročná dávka prirodzeného žiarenia (prijatá za 8760 hodín) sa tak môže pre rôznych obyvateľov Zeme pohybovať od 0,8–1 mSv do 2–6 mSv.

1.4. Základné ustanovenia Normy radiačnej bezpečnosti NRB-99

Normy radiačnej bezpečnosti NRB-99 sa používajú na zaistenie bezpečnosti ľudí vo všetkých podmienkach vystavenia ionizujúcemu žiareniu umelého alebo prírodného pôvodu.

Podľa možností ovládania zdroja a ovládania expozície sa Normy líšia štyri typy vystavenia žiareniu za osobu :

· z technogénnych zdrojov v podmienkach ich bežnej prevádzky (zdroj a radiačná ochrana sú pod kontrolou a riadené);

to isté v podmienkach radiačnej havárie (nekontrolované ožiarenie);

z prírodných zdrojov žiarenia (nekontrolovaná expozícia);

z lekárskych zdrojov na účely diagnostiky a liečby chorôb.

Požiadavky na obmedzenie ožiarenia sú v NRB-99 formulované samostatne pre každý typ ožiarenia. Celková dávka zo všetkých štyroch typov expozície sa nezohľadňuje.

technogénne nazývané umelé zdroješpeciálne vyrobené človekom pre užitočnú aplikáciu žiarenia(prístroje, prístroje, inštalácie vrátane špeciálne koncentrovaných prírodných rádionuklidov), prípadne zdroje, ktoré sú vedľajšími produktmi ľudskej činnosti (napríklad rádioaktívny odpad).

Platia požiadavky pravidiel na zdroje, z ktorých možno kontrolovať expozíciu. Z kontroly uvoľňujú sa zdroje žiarenia, ktoré nie sú schopné vytvárať individuálna ročná efektívna dávka viac ako 10 μSv a kolektívna dávka vyššia ako 1 človek-Sv za rok za akýchkoľvek podmienok ich manipulácie (riziko zvýšenia stochastických účinkov pri takýchto dávkach je triviálne a nepresahuje 10 - 6 1/človek za rok).

Hlavným cieľom radiačnej bezpečnosti je ochrana verejného zdravia vrátane personálu pred škodlivými účinkami žiarenia, bez neprimeraných obmedzení užitočná činnosť pri využívaní žiarenia v rôznych oblastiach hospodárstva, vo vede a medicíne.

Na zaistenie radiačnej bezpečnosti pri bežnej prevádzke zdrojov, tri základné princípy RB:

· princíp odôvodnenia – zákaz všetkých druhov činností pri využívaní zdrojov žiarenia, pri ktorých prínos pre osobu a spoločnosť neprevyšuje riziko možnej ujmy spôsobenej dodatočným ožiarením;

· prídelový princíp – neprekročenie prípustných limitov individuálne expozičné dávky občanov zo všetkých zdrojov ožiarenia;

· princíp optimalizácie – údržba na najnižšej možnej a dosiahnuteľnej úrovni berúc do úvahy ekonomické a sociálne faktory jednotlivé expozičné dávky a počet exponovaných osôb(v medzinárodnej praxi je tento princíp známy ako ALARA – As Low As Reasonably Achievable – As low as rozumne dosiahnuteľný).

Požiadavky NRB-99 na obmedzenie ožiarenia človekom za kontrolovaných podmienok (pri bežnej prevádzke zdrojov žiarenia).

1. Stanovujú sa tieto kategórie exponovaných osôb:

· Personál skupiny A(osoby priamo pracujúce s technogénnymi zdrojmi);

· Personál skupiny B(osoby, ktoré sú podľa pracovných podmienok v sfére ich vplyvu);

· populácia (všetky osoby vrátane personálu mimo rámca a podmienok výrobných činností).

Medzi personál skupiny A patria osoby vo veku najmenej 20 rokov, ktoré nemajú zdravotné kontraindikácie pre prácu s ionizujúcim žiarením, ktoré prešli špeciálnym školením a následne každoročne absolvujú lekársku prehliadku. Personál skupiny B – osoby mladšie ako 18 rokov (vrátane študentov na laboratórnej praxi so zdrojmi). V kategórii „Obyvateľstvo“ sú spravidla vyčlenené deti vo veku 0 rokov a viac. Mnohé koncepcie v NRB-99 sú štandardizované, napríklad priemerná dĺžka života pri zohľadnení rizika bezprahových účinkov sa rovná 70 rokom.

· základné dávkové limity (PD) – také hodnoty individuálnej ročnej efektívnej dávky, ktorých neprekročenie zaručuje úplné vylúčenie prahových deterministických účinkov a pravdepodobnosť stochastických bezprahových účinkov nepresahuje riziko prijateľné pre spoločnosť;

· prípustné úrovne (DU) sú deriváty hlavných dávkových limitov pre hodnotenie radiačnej situácie. o jednofaktorový ožiarenie z vonkajších zdrojov je priemerný ročný povolený dávkový príkon v pracovných priestoroch ( DMD );

· referenčné úrovne (CL) – úrovne ožiarenia, aktivity, hustoty toku atď., skutočne dosiahnuté v organizácii, zabezpečujúce zníženie ožiarenia personálu tak nízke, ako je rozumne dosiahnuteľné prostredníctvom opatrení na ochranu pred žiarením.

3. Základné limity dávok (PD) nezahŕňajú dávky z prírodného a lekárskeho ožiarenia, ako aj dávky v dôsledku radiačných havárií. Tieto typy expozície podliehajú špeciálnym obmedzeniam. Hodnoty AP pre kategórie exponovaných osôb sú uvedené v tabuľke 1.4 a v tabuľke 1.5 sú uvedené hodnoty AMD pre štandardný ročný expozičný čas.

4. Efektívna dávka ožiarenia personálu po dobu 50 rokov pracovnej činnosti by nemala presiahnuť 1000 mSv a pre obyvateľstvo po dobu života 70 rokov - 70 mSv.

5. Pri súčasnom vystavení osoby zdrojom vonkajšieho a vnútorného žiarenia (multifaktorové ožarovanie) hlavné dávkové limity uvedené v tabuľke 1.4 sa týkajú celková ročná dávka kvôli všetkým faktorom. Preto by sa hodnoty DU (DMA) pre každý expozičný faktor samostatne mali brať nižšie ako v tabuľke 1.5.

6. Pre ženy mladších ako 45 rokov, priradených k personálu skupiny A, boli zavedené ďalšie obmedzenia: ekvivalentná dávka do dolnej časti brucha by nemala presiahnuť 1 mSv za mesiac. Za týchto podmienok je účinná dávka ožiarenia plodu po dobu 2 mesiacov. nezistené tehotenstvo nepresiahne 1 mSv. Po zistení tehotenstva je správa podniku povinná previesť ženu na prácu, ktorá nesúvisí s ožiarením.

7. Plánovaná zvýšená expozícia nad ustanovené dávkové limity (PD = 50 mSv z hľadiska efektívnej dávky) je pri likvidácii alebo prevencii havárie povolený len vtedy, ak je to potrebné na záchranu osôb a (alebo) zabránenie ich ožiareniu. Takéto ožarovanie je povolené len mužom nad 30 rokov len s ich dobrovoľným písomným súhlasom, po informovaní o možných dávkach a zdravotných rizikách. Expozícia v dávkach do 2 PD (100 mSv) alebo do 4 PD (200 mSv) je povolená len s povolením územných alebo federálnych orgánov Štátneho hygienického a epidemiologického dozoru a len pre osoby zaradené do skupiny A. personál.

8. Expozícia v dávkach nad 4 PD (200 mSv) považovaný za potenciálne nebezpečný. Osobám vystaveným žiareniu v takýchto dávkach je následná práca so zdrojmi žiarenia povolená len individuálne na základe rozhodnutia príslušnej lekárskej komisie.

prípady neplánovaná zvýšená expozícia u ľudí v dávkach nad expozičný limit sú predmetom skúmania.

Tabuľka 1.4. Základné limity dávok

**Všetky hodnoty PD a DU pre personál skupiny B sú rovnaké 1 / 4 zo zodpovedajúcich hodnôt pre personál skupiny A.

Tabuľka 1.5. Prípustné úrovne pre jednofaktorovú vonkajšiu expozíciu

2.1. Príprava na prácu

Cieľ

1. Hodnotenie radiačnej bezpečnosti študentov a zamestnancov laboratória pri práci s uzavretým rádionuklidovým zdrojom gama žiarenia.

2. Štúdium zákona útlmu gama žiarenia so vzdialenosťou od zdroja.

3. Overenie údajov rôznych dozimetrov s výpočtom dávkového príkonu.

Použité vybavenie a materiály

1. Uzavretý rádionuklidový zdroj gama žiarenia s izotopom 27 Co 60 (kobalt-60), umiestnený v ochrannej nádobe z olova s ​​hrúbkou steny 10 cm. kolimátor(otvárací kanál, ktorý umožňuje získať obmedzený lúč g-žiarenia).

2. Pojazdný vozík a pravítko s dielikmi na meranie vzdialenosti od zdroja po merací snímač (detektor).

3. Dozimetre s detektormi, ktoré registrujú gama žiarenie.

Hlavné charakteristiky inštalácie so zdrojom gama žiarenia

Termín "uzavretý rádionuklidový zdroj" znamená technický výrobok, ktorých konštrukcia vylučuje šírenie rádioaktívnych látokživotnému prostrediu za podmienok používania a opotrebovania, pre ktoré je určený. Zdroj gama kobalt GIK-2-9 je zatavená kapsula z nehrdzavejúcej ocele (valec 10 x 10 mm), vo vnútri ktorej je rádioaktívny izotop Co-60. Užitočný tok gama kvanta voľne preniká cez tenké steny kapsuly (s malou filtráciou). Pre účely tejto práce možno zdroj považovať za bodový, izotropný a monoenergetický zdroj.

Na ochranu pred gama žiarením je zdroj GIK-2-9 umiestnený v olovenej nádobe s hrúbkou steny x = 10,5 cm, v ktorej je priechodný kolimačný kanál uzavretý olovenou zátkou. Po odstránení zástrčky sa získa mierne sa rozširujúci pracovný lúč gama žiarenia nasmerovaný preč od ľudí. V tomto lúči sa robia merania dávkového príkonu v rôznych vzdialenostiach od zdroja.

V správe o práci z laboratórneho plagátu musíte napísať:

náčrt ochrannej nádoby so zdrojom (v reze);

fotónová energia kobaltového gama žiarenia (Еg = 1,25 MeV);

Polčas rozpadu izotopu Co-60 (T1/2 = 5,27 roka);

počiatočná aktivita zdroja ao(Bq) a dátum potvrdenia zdroja;

Pasový expozičný dávkový príkon vo vzdialenosti 1 m (uR/h);

hodnota gama konštanty kobaltu-60 G (nGy × m2/ (s × GBq))

2.2. Hodnotenie radiačnej bezpečnosti pri práci so zdrojom

Osoby zdržiavajúce sa v laboratóriu dozimetrie sa na základe nariadenia univerzity zaraďujú do „personálu skupiny A“ (učitelia a zamestnanci) a „personálu skupiny B“ (študenti). Prípustné limity ročnej efektívnej dávky podľa NRB-99 sú pre ne PD A = 20 mSv a PD B = 5 mSv.

Na posúdenie radiačnej bezpečnosti je potrebné odhadnúť ročnú efektívnu dávku pracovníka, pričom sa oddelí umelá zložka od prírodnej zložky. Pre takéto merania je najvhodnejší prenosný digitálny dozimeter MKS-08, zaradený v režime merania ekvivalentného dávkového príkonu (µSv/h). Pozor: na získanie správnych hodnôt by mal byť prístroj nasmerovaný detektorom (zadná strana krytu) smerom k zdroju žiarenia.

1. Po prejdení laboratórnej miestnosti s dozimetrom vykonajte radiačnú rekogníciu, t.j. nájsť miesta s vysokou úrovňou gama žiarenia. Odporúča sa merať DER na povrchu všetkých zariadení označených značkami nebezpečenstva žiarenia(kontajnery, trezory, sady zdrojov na iných desktopoch). Zaznamenajte hodnoty DER pre 3-4 charakteristické body v správe a uveďte ich na pôdoryse.

2. Určte priemernú hodnotu prirodzeného pozadia (ekvivalent dávkového príkonu f) v bodoch nachádzajúcich sa v maximálnej vzdialenosti od umelých zdrojov, a ak je to možné, aj mimo okna (v tomto prípade dávajte pozor na rozdiel v odčítaných údajoch). mimo okna a vo vnútri miestnosti).

3. Zmerajte priemernú hodnotu ekvivalentného dávkového príkonu rm na pracovisku, umiestnenom čo najbližšie k zdroju, t.j. s najvyššou úrovňou žiarenia. Kolimačný zdrojový kanál musí byť otvorený, t.j. vytvorili najhoršie radiačné prostredie. Odčítaním nájdite technogénnu zložku ekvivalentného dávkového príkonu:

R.m - f

4. Za rovnakých podmienok vypočítajte efektívny dávkový príkon na pracovisku. K tomu je potrebné počítať s nerovnomerným ožiarením orgánov a tkanív tela v blízkosti zdroja, t.j. merať DER T pre 13 orgánov a tkanív a následne ich vynásobiť váhovými koeficientmi rádiosenzitivity W T. V našich podmienkach sa stačí obmedziť na merania pre štyri kontrolné body tela: 1 - hlava, 2 - hrudník, 3 - gonády, 4 - nohy a vezmite za ne zväčšené váhové koeficienty W K (pozri tabuľku 2.1).

Pre akceptovanú polohu tela na pracovisku („sedenie“ alebo „stoj“ podľa pokynov učiteľa) zmerajte ekvivalentný dávkový príkon K v štyroch kontrolných bodoch. Od všetkých meraní odčítajte priemerné prirodzené pozadie f definované v odseku 2.

= Σ (K · W K), (2,1)

kde k = 1…4 je číslo kontrolného bodu tela, K je technogénna zložka DER a W K je váhový koeficient orgánov a tkanív pre každý bod (tabuľka 2.1).

Tabuľka 2.1. Na určenie efektívneho dávkového príkonu na pracovisku

Celkom: \u003d Σ (K Wk) \u003d ___________ μSv / h

Nájdite koeficient nerovnomernosti žiarenia, ktorý sa rovná pomeru efektívnej dávky k údajom z jedného dozimetra:

α = /

a dospieť k záveru, či je za daných podmienok účelné pri stanovení efektívnej dávky zohľadniť nerovnomernosť expozície.

6. Za predpokladu, že študent je na tomto pracovisku počas všetkých 16 hodín laboratórneho workshopu, určte maximálnu možnú efektívnu dávku technogénnej expozície študenta pre aktuálny rok:

E stud = 16.

7. Na základe rovnakých úvah odhadnite maximálnu možnú ročnú dávku personálu skupiny A za predpokladu, že štandardný pracovný čas zamestnancov je 1700 hodín:

E na osobu = 1700.

7. Určte efektívnu dávku z prirodzenej expozície za rovnaký kalendárny rok (8760 hodín), za predpokladu, že prirodzená expozícia ovplyvňuje ľudské orgány a tkanivá rovnomerne:

E eat \u003d f 8760.

Odhadnite možné rozšírenie dávky prirodzenej expozície, zhruba akceptujte interval spoľahlivosti pre maximálne a minimálne hodnoty pozadia namerané v odseku 2.:

Δ = (max - min) 8760,

kde max, min sú hodnoty pozadia. Hodnotu ročnej dávky prirodzenej expozície s prihliadnutím na možný rozptyl uveďte v tvare E eat ± Δ/2 mSv.

8. Prostredníctvom efektívnej dávky vyhodnotiť dodatočné individuálne celoživotné riziko bezprahových účinkov u študentov a zamestnancov, 1/(osoba · rok) spojené s akceptovanými pracovnými podmienkami:

r = E stud, perzský r E ,

kde koeficient rizika sa berie rovný r E = 5,6 10 – 2 1/ (osoba · · Sv).

9. Vyvodiť závery o radiačnej bezpečnosti v laboratóriu, za tým účelom porovnajte ročné dávky technogénneho ožiarenia zamestnancov a študentov s príslušnými dávkovými limitmi PD A a PD B. Vypočítajte faktor rozpätia k dávkovým limitom.

Porovnajte dávky technogénnej expozície zamestnancov a študentov s predpokladanou ročnou dávkou z prirodzenej expozície a jej rozptylu.

2.3. Odstránenie závislosti príkonu dávky od vzdialenosti

V tejto časti práce je potrebné zmerať závislosť dávkového príkonu od vzdialenosti k zdroju pomocou troch rôznych dozimetrov postupne v podmienkach otvoreného a uzavretého kolimátora na nádobe so zdrojom.

S otvoreným kolimátorom detektor umiestnený v gama lúči "vidí" priamo bodový zdroj a registruje jeho priame žiarenie. Absorpciu a rozptyl vo vzduchu na krátke vzdialenosti možno zanedbať, preto v tomto prípade zákon inverznej štvorce: intenzita žiarenia vo vákuu je nepriamo úmerná druhej mocnine vzdialenosti od bodového izotropného zdroja, napríklad:

1/2 = (r2/r1)2.

S uzavretým kolimátorom Detektor registruje žiarenie výrazne zoslabené (faktorom 300 a viac) a rozptýlené v olovenom tienení. Zdrojom rozptýleného žiarenia je celý povrch nádoby, preto už zdroj nemožno považovať za bodový zdroj a zákon o inverznej štvorci môže platiť len vo veľkých vzdialenostiach od neho.

Pre merania detektor zvoleného dozimetra je namontovaný na vozíku, ktorý sa pohybuje po pravítku s centimetrovými dielikmi. Odporúča sa začať z veľkej vzdialenosti (r = 150 cm) a potom postupným približovaním detektora k zdroju nájdite hranicu, pri ktorej sa zariadenie nepohne z mierky. Vykonajte 4–5 meraní dávkového príkonu v rôznych vzdialenostiach vo zvolenom rozsahu a odčítajte od nich pozadie . Zaznamenajte hodnoty vzdialeností a dávkových príkonov do pozorovacieho denníka (tabuľka 2.2). Ak je prístroj kalibrovaný v iných jednotkách, hodnoty dozimetra by sa mali v denníku previesť na jednotky DER (µSv/h).

Merania by sa mali opakovať s niekoľkými prístrojmi s otvoreným a zatvoreným kolimátorom. Zároveň je potrebné vziať do úvahy, že v dôsledku rozdielnej citlivosti dozimetrov môžu niektoré z nich „odchádzať z mierky“ v otvorenom lúči, zatiaľ čo iné pri zatvorení nič nevykazujú. Prístroj UIM-2-2, kalibrovaný v jednotkách s –1, meria tok fotónov cez detektor (F) a je tzv. rádiometer. Ak chcete previesť jeho hodnoty na jednotky dávkového príkonu, mali by ste použiť kalibračné závislosti umiestnené na pracovnej ploche.

Výsledky merania závislosti DER od vzdialenosti by mali byť prezentované na dvoch grafoch (jeden pre otvorený kolimátor, druhý pre uzavretý kolimátor). Na každom z nich sú aplikované 3 krivky, ktoré vyhladzujú experimentálne body.

Tabuľka 2.2. Log rýchlosti dávkového ekvivalentu

Poznámka: od označení označených * by sa malo odpočítať prirodzené pozadie.

2.4. Výpočet dávkového príkonu zo zdrojovej aktivity

Výpočty dávkového príkonu sa bežne uskutočňujú vo forme tabuľky. 2.3.

Tabuľka 2.3. Denník pre výpočty dávkového príkonu

ALE = ao/ 2n , (2.2)

kde n je počet polčasov rozpadu, ktoré prešli od dátumu metrologickej certifikácie zdroja do dátumu experimentu: n = (t - To) / T 1/2

t je aktuálny dátum experimentu, To je dátum certifikácie, T 1/2 je polčas rozpadu (n musí byť bezrozmerný); ao je počiatočná činnosť zdroja podľa pasportu (údaje prevzaté z plagátu laboratória).

2. Rovnakým spôsobom v deň experimentu prepočítajte dávkový príkon pasovej expozície vo vzdialenosti 1 m od zdroja, ktorý je uvedený na plagáte laboratória v deň jeho certifikácie. Preveďte ho na ekvivalentné jednotky dávkového príkonu (µSv/h).

3. Vypočítajte hodnoty DER v rôznych vzdialenostiach od zdroja mimo ochranného obalu – o (r), µSv/h. Na výpočty sa používa zákon inverznej štvorce: dávkový príkon z bodového izotropného zdroja je priamo úmerný jeho aktivite a nepriamo úmerný štvorcu vzdialenosti k nemu:

G · ALE/ r 2 , nGy / s, (2,3)

kde je absorbovaný dávkový príkon, nGy/s; G je gama konštanta rádionuklidu, nGy × m2/ (s × GBq); ALE je zdrojová aktivita, GBq; r – vzdialenosť, m.

Na určenie ekvivalentného dávkového príkonu (µSv/h) sa do vzorca zavedie radiačný váhový faktor W R rovný jednej pre gama žiarenie a konverzný faktor 3,6 = 3600/1000:

O(r) = G ALE/ r 2 3,6 W R, µSv/h. (2.4)

Výpočty podľa vzorca (2.4) zapíšte do riadku s číslom 2 tabuľky 2.3.

Pre vzdialenosť r = 1 m porovnajte hodnotu DER s hodnotou v pase získanou v kroku 2.

4. Vykonajte korekciu útlmu gama žiarenia vo vzduchu. Hrúbka vzduchovej vrstvy sa rovná vzdialenosti od zdroja k detektoru, x = r.

Mnohonásobnosť zoslabenia vzduchovej vrstvy s hrúbkou x V cm je

K = exp (μ B x B) / B ∞ ,

kde μ V je lineárny koeficient útlmu vzduchu v závislosti od energie gama žiarenia, cm–1; В ∞ je akumulačný faktor v nekonečnej geometrii, ktorý zohľadňuje príspevok žiarenia rozptýleného vzduchom (závisí od energie gama lúčov a od súčinu μх). Tieto hodnoty sú brané podľa tabuliek A.1 a A.2 pre zdroj energie gama žiarenia.

DER v rôznych vzdialenostiach, berúc do úvahy útlm vo vzduchu 1 = o / K, treba zapísať do 6. riadku tabuľky 2.3.

5. Vypočítajte hodnoty DER pri rovnakých vzdialenostiach pre prípad, keď je zdroj v uzavretej olovenej nádobe (geometriu oloveného tienenia možno považovať za bariéru). Mnohonásobnosť zoslabenia olovenej ochrany s hrúbkou x P b = 10,5 cm je

K R b \u003d exp (μ R b x R b) / (B R b d),

kde μ R b je koeficient lineárneho útlmu olova získaný z energie gama žiarenia (tabuľka A.1); В Р b je faktor akumulácie olova pre nekonečnú geometriu podľa tabuľky P.2 a d je korekcia pre geometriu bariéry (závisí len od energie gama lúčov) podľa tabuľky P.3. DER zohľadňujúci útlm vo vedení 2 = 1 / К Р b by mal byť zapísaný v 8. riadku tabuľky 2.3.

6. Výsledky výpočtov podľa tabuľky 2.3 vyneste do dvoch zodpovedajúcich grafov získaných meraním DER zo vzdialenosti: jeden graf pre prípad nechráneného zdroja - 1 (r), druhý pre zdroj umiestnený v kontajner - 2 (r). Na uľahčenie zosúladenia údajov dozimetra s výpočtami by sa v grafoch mali zobraziť experimentálne body z tabuľky 2.2.

7. Závery tejto časti práce by mali byť:

Formulujte zákon útlmu žiarenia s rastúcou vzdialenosťou od zdroja;

Zamyslite sa nad možnými príčinami odchýlok v údajoch prístroja od vypočítaných hodnôt;

Posúďte absorpčnú kapacitu vzduchu;

testovacie otázky

1. Účinky ionizujúceho žiarenia na ľudský organizmus.

2. Deterministické účinky žiarenia, mechanizmus vzniku.

3. Stochastické účinky žiarenia, mechanizmus vývoja.

4. Priame a nepriame účinky žiarenia na biologické tkanivo.

5. Absorbovaná a ekvivalentná dávka - definícia, jednotky merania.

6. Efektívna dávka, rozsah.

7. Kolektívna dávka a kolektívna škoda.

8. Dávková rýchlosť. Prírodné radiačné pozadie.

9. Ciele radiačnej bezpečnosti a spôsoby ich dosiahnutia.

10. Zásady zaistenia radiačnej bezpečnosti.

11. Princíp odôvodnenia.

12. Princíp regulácie.

13. Princíp optimalizácie.

14 Typy vystavenia ľudí zvažované v NRB-99.

15. Druhy zdrojov žiarenia vyňaté z kontroly a účtovania.

16. Základné dávkové limity - definícia a obsah pojmu.

17. Prípustné úrovne pre vonkajšiu technogénnu expozíciu - spojenie s hlavnými limitmi dávok.

18. Gama konštanta zdroja. Vzťah medzi dávkovým príkonom generovaným bodovým izotropným zdrojom γ-žiarenia, aktivitou a vzdialenosťou.

19. Zákon útlmu žiarenia so vzdialenosťou.

20. Zákon útlmu žiarenia v hmote.

21. Účel, princíp činnosti a hlavné charakteristiky zariadení použitých v tejto práci. Možné oblasti použitia týchto zariadení.

22. Zásady ochrany pred vystavením času, vzdialenosti a obrazovkám.

23. Odhadovaný expozičný čas a povolený dávkový príkon.

24. Prípustná prevádzková doba so zdrojom žiarenia (kedy a ako sa má vyhodnocovať).

Bibliografický zoznam

2. federálny Zákon „o radiačnej bezpečnosti obyvateľstva“. č.3-FZ zo dňa 09.01.1996.

3. Normy radiačná bezpečnosť / NRB-99. - M.: TsSEN Ministerstva zdravotníctva Ruskej federácie, 1999. - 116 s.

4. Hlavná hygienické predpisy na zaistenie radiačnej bezpečnosti / OSPORB-99. - M.: TsSEN Ministerstva zdravotníctva Ruskej federácie, 2000. - 132 s.

5. Kutkov, V.A. Základné ustanovenia a požiadavky regulačných dokumentov v praxi zabezpečovania radiačnej bezpečnosti jadrových elektrární: učebnica / V.A. Kutkov [a iné] - M: Ed. OIATE, 2002. - 292 s.

6. Kozlov, V.F. Referenčná kniha o radiačnej bezpečnosti / V.F.Kozlov. – M.: Energoatomizdat, 1999. – 520 s.

7. Normy radiačná bezpečnosť NRB-76/87 a Základné hygienické predpisy pre prácu s rádioaktívnymi látkami a inými zdrojmi ionizujúceho žiarenia OSP-72/87 / Ministerstvo zdravotníctva ZSSR. – M.: Energoatomizdat, 1988. – 160 s.

8. Golubev, B.P. Dozimetria a ochrana pred ionizujúcim žiarením / B.P. Golubev. – M.: Energoatomizdat, 1986. – 464 s.

Dodatok

Tabuľka A.1. Lineárne koeficienty útlmu μ , cm–1, pre niektoré látky v závislosti od energie fotónového žiarenia

Tabuľka A.2. Faktory akumulácie dávky v nekonečnej geometrii B ∞

pre bodový izotropný zdroj

Tabuľka A.3. Doplnenie tabuľky A.2 pre výpočet akumulačného faktora AT b bodový izotropný zdroj v geometrii bariéry ( d = B b/c ∞ )

1. ZÁKLADY ŽIARNEJ BEZPEČNOSTI……………….…………....3

1.1. Biologický účinok ionizujúceho žiarenia………………….……..3

1.2. Prahové a bezprahové účinky pri expozícii ľudí…….…….…5

1.3. Základné dozimetrické veličiny a jednotky ich merania………………………………………………………………………………………..12

1.4. Základné ustanovenia noriem radiačnej bezpečnosti NRB-99……..…15

2.1. Príprava na prácu ……………………………………………………….. 18

2.2. Hodnotenie radiačnej bezpečnosti pri práci so zdrojom……….….19

2.3. Odstránenie závislosti dávkového príkonu od vzdialenosti………………………..21

2.4. Výpočet dávkového príkonu podľa aktivity zdroja………………………………..23

Kontrolné otázky………………………………………………………………..25

Bibliografický zoznam………………………………………………………….…26

Žiadosť………………………………………………………………………………..26

Medzinárodná komisia pre rádiologickú ochranu bola založená v roku 1928. na 2. medzinárodnom rádiologickom kongrese. Spolu s International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU, 1925) združuje odborníkov v oblasti radiačných meraní, biologických účinkov žiarenia, dozimetrie a radiačnej bezpečnosti.

Vedecký výbor OSN pre účinky atómového žiarenia. Založená OSN v roku 1955 na hodnotenie zdravotných účinkov vystavenia ionizujúcemu žiareniu.