Какво се взема предвид при изчисляването на защитните екрани. инженерна методология за изчисляване на оптимална защита

Изчисляване на защита срещу алфа и бета радиация

метод за защита на времето.

метод за защита от разстояние;

Бариерен (материален) метод на защита;

Дозата на външно облъчване от източници на гама лъчение е пропорционална на времето на облъчване. Освен това, за тези източници, които могат да се считат за точкови източници по размер, дозата е обратно пропорционална на квадрата на разстоянието от него. Следователно намаляването на дозата на облъчване на персонала от тези източници може да се постигне не само чрез използване на метода на защита с бариера (материал), но и чрез ограничаване на времето на работа (времева защита) или увеличаване на разстоянието от източника на радиация до работник (защита от разстояние). Тези три метода се използват при организацията на радиационната защита в атомните електроцентрали.

За да се изчисли защитата срещу алфа и бета радиация, обикновено е достатъчно да се определи максималната дължина на пътя, която зависи от тяхната начална енергия, както и от атомния номер, атомната маса и плътността на абсорбиращото вещество.

Защитата от алфа лъчение в атомните електроцентрали (например при приемане на "прясно" гориво) не е трудна поради късите дължини на пътя в веществото. Основната опасност от алфа-активните нуклиди е само при вътрешно облъчване на тялото.

Максималната дължина на пътя на бета частиците може да се определи по следните приблизителни формули, вижте:

за въздух - R β =450 E β , където E β е граничната енергия на бета-частиците, MeV;

за леки материали (алуминий) - R β = 0,1E β (при E β< 0,5 МэВ)

R β =0,2E β (при E β > 0,5 MeV)

В практиката на работа в атомните електроцентрали има източници на гама лъчение с различни конфигурации и размери. Мощността на дозата от тях може да бъде измерена с подходящи инструменти или изчислена математически. В общия случай мощността на дозата от източник се определя от общата или специфичната активност, излъчения спектър и геометричните условия - големината на източника и разстоянието до него.

Най-простият тип гама излъчвател е точковият източник. . Това е такъв гама излъчвател, за който без значителна загуба на точност на изчислението може да се пренебрегне неговият размер и самопоглъщането на радиацията в него. На практика всяко оборудване, което е гама излъчвател на разстояния повече от 10 пъти по-големи от неговия размер, може да се счита за точков източник.

За да се изчисли защитата срещу фотонно лъчение, е удобно да се използват универсални таблици за изчисляване на дебелината на защитата в зависимост от коефициента на затихване на радиацията K и енергията на гама лъчите. Такива таблици са дадени в справочници по радиационна безопасност и се изчисляват въз основа на формулата за затихване на широк лъч фотони от точков източник в материя, като се вземе предвид коефициентът на натрупване.

Бариерен метод на защита (тесен и широк геометричен лъч). В дозиметрията има понятия за "широк" и "тесен" (колимиран) сноп фотонно лъчение. Колиматорът, подобно на диафрагмата, ограничава количеството разсеяна радиация, постъпваща в детектора (фиг. 6.1). Тесен лъч се използва например в някои инсталации за калибриране на дозиметрични инструменти.

Ориз. 6.1. Схема на тесен фотонен лъч

1 - контейнер; 2 - източник на радиация; 3 - диафрагма; четири - тесен сноп фотони

Ориз. 6.2. Затихване на тесен лъч фотони

Отслабването на тесен лъч фотонно лъчение в защитата в резултат на взаимодействието му с веществото се извършва съгласно експоненциалния закон:

I \u003d I 0 e - m x (6.1)

където Iо е произволна характеристика (плътност на потока, доза, мощност на дозата и др.) на първоначалния тесен фотонен сноп; I - произволна характеристика на тесен лъч след преминаване през защитата с дебелина x , см;

м - линеен коефициент на затихване, който определя дела на моноенергийните (със същата енергия) фотони, които са претърпели взаимодействие в защитния материал на единица път, cm -1 .

Изразът (7.1) е валиден и когато се използва масовият коефициент на затихване m m вместо линеен. В този случай дебелината на защитата трябва да бъде изразена в грамове на квадратен сантиметър (g / cm 2), тогава продуктът m m x ще остане безразмерен.

В повечето случаи, когато се изчислява затихването на фотонното лъчение, се използва широк лъч, т.е. лъч от фотони, където има разсеяно лъчение, което не може да бъде пренебрегнато.

Разликата между резултатите от измерванията на тесни и широки греди се характеризира с коефициента на натрупване B:

B \u003d Iwide / Inarrow, (6.2)

което зависи от геометрията на източника, енергията на първичното фотонно лъчение, материала, с който фотонното лъчение взаимодейства, и неговата дебелина, изразена в безразмерни единици mx .

Законът за затихване за широк лъч фотонно лъчение се изразява с формулата:

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

където m, m shir са линейният коефициент на затихване съответно за тесни и широки фотонни лъчи. м и ATза различни енергии и материали са дадени в наръчниците по радиационна безопасност. Ако ръководствата показват m за широк сноп фотони, тогава факторът на натрупване не трябва да се взема предвид.

За защита от фотонно лъчение най-често се използват следните материали: олово, стомана, бетон, оловно стъкло, вода и др.

Бариерен метод на защита (изчисляване на защитата чрез слоеве с половин затихване).Коефициентът на затихване на радиацията K е отношението на измерената или изчислена ефективна (еквивалентна) мощност на дозата P meas без защита към допустимото ниво на средната годишна ефективна (еквивалентна) мощност на дозата P cf в същата точка зад защитен екран с дебелина х:

P cf = PD A / 1700 h = 20 mSv / 1700 h = 12 μSv / h;

където P cf е допустимото ниво на средната годишна ефективна (еквивалентна) мощност на дозата;

PD A - граница на ефективна (еквивалентна) доза за персонал от група А.

1700 часа - фондът на работното време на персонала от група А за годината.

K \u003d P meas / P cf;

където P meas е измерената ефективна (еквивалентна) мощност на дозата без защита.

При определяне на необходимата дебелина на защитния слой на даден материал x (cm) от универсални таблици трябва да се знае енергията на фотона e (MeV) и коефициента на затихване на радиацията K .

При липса на универсални таблици, оперативното определяне на приблизителната дебелина на екрана може да се извърши, като се използват приблизителните стойности на половината точка на затихване на фотона в геометрията на широкия лъч. Слоят с половин затихване Δ 1/2 е такава дебелина на защитата, която намалява дозата на радиация 2 пъти. С известен коефициент на затихване K е възможно да се определи необходимия брой полузатихващи слоеве n и следователно дебелината на защитата. По дефиниция К = 2 n В допълнение към формулата представяме приблизителна таблична зависимост между кратността на затихване и броя на слоевете на полузатихване:

При известен брой слоеве с половин затихване n, дебелината на защитата x = Δ 1/2 n.

Например, половин затихващ слой Δ 1/2 за олово е 1,3 cm, за оловно стъкло - 2,1 cm.

метод за защита от разстояние.Мощността на дозата на фотонно лъчение от точков източник във вакуум варира обратно пропорционално на квадрата на разстоянието. Следователно, ако мощността на дозата Pi се определя на известно разстояние Ri , тогава мощността на дозата Rx на всяко друго разстояние Rx се изчислява по формулата:

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

метод за защита на времето.Методът за защита на времето (ограничаване на времето, през което служителят е изложен на йонизиращо лъчение) се използва най-широко при производството на радиационно опасни работи в зона с контролиран достъп (CCA). Тези работи се документират с дозиметричен ордер, в който се посочва разрешеното време за извършване на работата.

Глава 7 МЕТОДИ ЗА РЕГИСТРАЦИЯ НА ЙОНИЗИРАЩИ ЛЪЧЕНИЯ

Сред техническите средства за защита е инсталирането на различни екрани, изработени от материали, които отразяват и поглъщат радиоактивните лъчения.

Терминът "екран" означава мобилни (фиг. 8.1) или стационарни екрани, предназначени да абсорбират или отслабват йонизиращото лъчение. За екрани служат стените на контейнерите за транспортиране на радиоактивни изотопи, стените на сейфовете за тяхното съхранение, стените на кутиите (фиг. 8.2) и др.

При изчисляване на защитните екрани се определят техният материал и дебелина, които зависят от вида на излъчването, енергията на частиците и квантите и необходимата кратност на неговото затихване. Характеристиките на защитните материали и опитът в работата с източници на радиация позволяват да се очертаят предпочитаните области за използване на един или друг защитен материал. Металът най-често се използва за изграждане на мобилни устройства, а строителните материали (бетон, тухла и др.) - за изграждане на стационарни защитни устройства.

Прозрачните материали най-често се използват за системи за наблюдение и затова те трябва да имат не само добри защитни, но и високи оптични свойства. Следните материали отговарят добре на тези изисквания: оловно стъкло, варово стъкло, стъкло с течен пълнител (цинков бромид, цинков хлорид).

Оловният каучук се използва като защитен материал срещу гама лъчи.

Изчисляването на защитните екрани се основава на законите на взаимодействието различни видоверадиация с материя. Защитата от алфа радиация не е трудна задача, тъй като алфа частиците с нормална енергия се абсорбират от слой жива тъкан от 60 микрона, докато дебелината на епидермиса (мъртвата кожа) е 70 микрона. Слой въздух от няколко сантиметра или лист хартия е достатъчна защита срещу алфа частици.

Когато бета радиацията преминава през вещество, възниква вторично излъчване, следователно е необходимо да се използват леки материали (алуминий, плексиглас, полистирол) като защитни, тъй като енергията на спирачното лъчение се увеличава с увеличаване на атомния номер на материала.

Оловните екрани се използват за защита срещу високоенергийни бета частици (електрони), но вътрешната облицовка на екраните трябва да бъде направена от материал с нисък атомен номер, за да се намали първоначалната енергия на електроните, а оттам и енергията на излъчване възникващи в олово.

Дебелината на алуминиевия защитен екран (g / cm 2) се определя от израза

където E max е максималната енергия на бета спектъра на даден радиоактивен изотоп, MeV.

При изчисляване на защитните устройства, на първо място, е необходимо да се вземе предвид спектралния състав на радиацията, нейната интензивност, както и разстоянието от източника, на който се намира персоналът по поддръжката, и времето, прекарано в сферата на радиация. излагане.

Понастоящем, въз основа на наличните изчислени и експериментални данни, са известни таблици на коефициента на затихване, както и различни видове номограми, които позволяват да се определи дебелината на защита срещу гама лъчение с различни енергии. Като пример, на фиг. 8.3 е показана номограма за изчисляване на дебелината на оловното екраниране от точков източник за широк лъч от Co 60 гама лъчение, което намалява дозата на облъчване до максимално допустимата. На абсцисната ос е нанесена дебелината на защитата d, на ординатната ос - коефициентът К 1,равен

(8.1)

където М- гама еквивалент на лекарството, mg-eq Ra; T- време на работа в сферата на облъчване, h; Р- разстояние от източника, cm.

Ориз. 8.3. Номограма за изчисление Фиг. 8.4. Номограма за изчисление

дебелината на оловното екраниране спрямо дебелината на гама екранирането

точков източник за широк коефициент на затихване

лъч гама лъчение Co 60

Замествайки стойностите на M, Ри Tв израз (8.1), определяме

Според номограмата (виж фиг. 8.3) получаваме това за К 1= 2,5. 10 -1 дебелина на оловния екран d= 7 см

Друг вид номограма е показан на фиг.

8.4. Тук, на оста y, е нанесена гънката на затихване Да се, равен

където D0 - дозата, създадена от източника на лъчение в дадена точка при липса на защита; де дозата, която трябва да се генерира в дадена точка след защитното устройство.

Да предположим, че е необходимо да се изчисли дебелината на стените на помещението, в което се намира гама-терапевтичният блок, зареден с Cs 137 при 400 g-eq Ra (М= 400 000 meq Ra). Най-близкото разстояние до съседните помещения, в които се намират обслужващите, L = 600 cm. Според санитарните стандарти в съседни помещения, където има хора, които не са свързани с работа с радиоактивни вещества, дозата на облъчване не трябва да надвишава 0,03 rem / седмица, или за гама лъчение около 0,005 rad на работен ден, т.е. D = 0,005 рад на T= 6 часа За да оценим коефициента на затихване, използваме формулата (8.2)

Съгласно фиг. 8.4 определяме, че за К = 1.1. 10 4 дебелината на бетонната защита е приблизително 70 cm.

При избора на защитен материал е необходимо да се ръководи от неговите структурни свойства, както и от изискванията за размера и теглото на защитата. За защитни корпуси от различни видове (гама терапевтични, гама дефектоскопия), когато масата играе важна роля, най-предпочитаните защитни материали са материали, които най-добре отслабват гама лъчението. Колкото по-голяма е плътността и серийният номер на веществото, толкова по-голяма е степента на затихване на гама-лъчението.

Следователно за горните цели най-често се използва олово, а понякога дори и уран. В този случай дебелината на защитата е по-малка, отколкото при използване на друг материал, и следователно теглото на защитната обвивка е по-малко.

При създаването на стационарна защита (т.е. защита на помещения, в които се работи с гама източници), осигурявайки престоя на хората в съседни помещения, е най-икономично и удобно да се използва бетон. Ако имаме работа с меко излъчване, при което фотоелектричният ефект играе важна роля, към бетона се добавят вещества с голям сериен номер, по-специално барит, което позволява да се намали дебелината на защитата.

Водата често се използва като защитен материал за съхранение, т.е. лекарствата се спускат във воден басейн, чиято дебелина осигурява необходимото намаляване на радиационната доза до безопасни нива. С защита от вода е по-удобно да зареждате и презареждате устройството, както и да извършвате ремонтни дейности.

В някои случаи условията на работа с източници на гама лъчение могат да бъдат такива, че да е невъзможно да се създаде стационарна защита (при презареждане на инсталации, изваждане на радиоактивен препарат от контейнер, калибриране на инструмент и др.). Тук имаме предвид, че активността на източниците е ниска. За да се предпази оперативният персонал от облъчване, е необходимо да се използва, както се казва, "времева защита" или "дистанционна защита". Това означава, че всички манипулации с отворени източници на гама-лъчение трябва да се извършват с дълги ръкохватки или държачи. Освен това една или друга операция трябва да се извършва само за периода от време, през който дозата, получена от работника, не надвишава установената санитарни разпоредбинорми. Такава работа трябва да се извършва под контрола на дозиметрист. В същото време в помещението не трябва да има неоторизирани лица и зоната, в която дозата надвишава максимално допустимата по време на работа, трябва да бъде защитена.

Необходимо е периодично да се наблюдава защитата с помощта на дозиметрични устройства, тъй като с течение на времето тя може частично да загуби защитните си свойства поради появата на някои незабележими нарушения на нейната цялост, например пукнатини в бетонни и баритобетонни огради, вдлъбнатини и разкъсвания от оловни листове и др.

Изчисляването на защитата срещу неутрони се извършва съгласно съответните формули или номограми. За защита от неутронно лъчение се използват материали, съдържащи водород (вода, парафин), както и берилий, графит и др.. За защита срещу неутрони с ниска енергия в бетона се въвеждат борни съединения: боракс, колеманит и др. защита срещу неутрони и гама-лъчи, смеси от тежки материали с вода или водородсъдържащи материали, както и слоести екрани от тежки и леки материали (олово - полиетилен, желязо - вода и др.).

Чисти неутронни потоци практически няма. Във всички източници, в допълнение към неутроните, има мощни потоци гама-лъчи, които се образуват по време на делене, както и по време на разпадането на продуктите на делене. Следователно, когато се проектира защита срещу неутрони, винаги е необходимо едновременно да се предвиди защита срещу гама лъчение.

Сред техническите средства за защита е инсталирането на различни екрани, изработени от материали, които отразяват и поглъщат радиоактивните лъчения. Екраните са разположени както стационарни, така и мобилни (фиг. 58).

Металът най-често се използва за изграждане на мобилни устройства, а строителните материали (бетон, тухла и др.) - за изграждане на стационарни защитни устройства.

Прозрачните материали най-често се използват за системи за наблюдение и затова те трябва да имат не само добри защитни, но и високи оптични свойства. Следните материали отговарят добре на тези изисквания: оловно стъкло, варово стъкло, напълнено с течност стъкло (цинков бромид, цинков хлорид);

Оловният каучук се използва като защитен материал срещу гама лъчи.

Ориз. 58. Мобилен екран

Изчисляването на защитните екрани се основава на законите за взаимодействие на различни видове радиация с материята. Защитата от алфа радиация не е трудна задача, тъй като алфа частиците с нормална енергия се абсорбират от слой жива тъкан от 60 микрона, докато дебелината на епидермиса (мъртвата кожа) е 70 микрона. Слой въздух от няколко сантиметра или лист хартия е достатъчна защита срещу алфа частици.

Дебелината на алуминиевия защитен екран (g/cm2) се определя от израза

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

където Emax е максималната енергия на бета спектъра на даден радиоактивен изотоп, MeV.

Понастоящем, въз основа на наличните изчислени и експериментални данни, са известни таблици на коефициента на затихване, както и различни видове номограми, които позволяват да се определи дебелината на защита срещу гама лъчение с различни енергии. Като пример, на фиг. Фигура 59 показва номограма за изчисляване на дебелината на оловното екраниране от точков източник за широк лъч от Co60 гама лъчение, което осигурява намаляване на дозата на облъчване до максимално допустимата. По абсцисната ос е нанесена дебелината на защитата d, по ординатната ос коефициентът K1 е равен на

(24)

където М е гама еквивалентът на лекарството, mg*eq. Ra;

t е времето на работа в сферата на облъчване, h; R е разстоянието от източника, см. Например, необходимо е да се изчисли защитата от източника на Co60, при M = 5000 mEq Ra, ако служителите са на разстояние 200 cm през работния ден, т.е. = 6 часа.

Замествайки стойностите на M, R и t в израз (24), ние определяме

Според номограмата (виж фиг. 59) установяваме, че за K1 = 2,5-10-1 дебелината на оловния щит е d = 7 cm.

Друг вид номограма е показан на фиг. 60. Тук на оста y е нанесена кратността на затихването K, равна на

K=D0/D

Използвайки израз (23), получаваме

където D0 е дозата, генерирана от източника на радиация в дадена точка при липса на екраниране; D е дозата, която трябва да се създаде в дадена точка след защитното устройство.

Ориз. Фиг. 59. Номограма за изчисляване на дебелината на оловното екраниране от точков източник за широк лъч от Co60 гама лъчение

Да предположим, че е необходимо да се изчисли дебелината на стените на помещението, в което се намира гама-терапевтичният блок, зареден с препарата Cs137 в 400 g-eq Ra (M = = 400 000 meq Ra). Най-близкото разстояние, на което се намират служителите в съседното помещение е R = 600 см. Гама радиацията е приблизително 0,005 rad на работен ден, т.е. D = 0,005 rad за t = 6 часа затихване, използваме формула (23). За оценка на множествеността

Съгласно фиг. 60 определяме, че за K = 1.1. 104, дебелината на бетоновата защита е приблизително 70 cm.

Ориз. 60. Номограма за изчисляване на дебелината на защита срещу гама лъчение чрез фактор на затихване

В някои случаи условията на работа с източници на гама лъчение могат да бъдат такива, че да е невъзможно да се създаде стационарна защита (при презареждане на инсталации, изваждане на радиоактивен препарат от контейнер, калибриране на инструмент и др.). Тук имаме предвид, че активността на източниците е ниска. За да се предпази оперативният персонал от облъчване, е необходимо да се използва, както се казва, "времева защита" или "дистанционна защита". Това означава, че всички манипулации с отворени източници на гама-лъчение трябва да се извършват с дълги ръкохватки или държачи. Освен това тази или онази операция трябва да се извършва само за периода от време, през който дозата, получена от работника, не надвишава нормата, установена от санитарните правила. Такава работа трябва да се извършва под контрола на дозиметрист. В същото време в помещението не трябва да има неоторизирани лица и зоната, в която дозата надвишава максимално допустимата по време на работа, трябва да бъде защитена.

Необходимо е периодично да се следи защитата с помощта на дозиметрични устройства, тъй като с течение на времето тя може частично да загуби своите защитни свойства поради появата на различни незабележими нарушения на нейната цялост, например пукнатини в бетонни и баритобетонни огради, вдлъбнатини и разкъсвания от оловни листове и др.

Изчисляването на защитата срещу неутрони се извършва съгласно съответните формули или номограми. В този случай веществата с нисък атомен номер трябва да се приемат като защитни материали, тъй като при всеки сблъсък с ядрото неутронът губи своята повечетоот неговата енергия, толкова по-близо е масата на ядрото до масата на неутрона. За защита срещу неутрони обикновено се използват вода и полиетилен. Чисти неутронни потоци практически няма. Във всички източници, в допълнение към неутроните, има мощни потоци гама-лъчи, които се образуват по време на делене, както и по време на разпадането на продуктите на делене. Следователно, когато се проектира защита срещу неутрони, винаги е необходимо едновременно да се предвиди защита срещу гама лъчение.

Полезна информация:

)л аз- дължината на релаксация на дозата неутронно лъчение, чиято енергия е по-голяма от 2,5 MeV;

където Л 0 - разстояние от точков източник на радиация до върха на конична повърхност с ъгъл 2 q 0 в горната част, m;

П- брой защитни слоеве.

където аз = 1, ..., 26;

E i -1 ( н ) - горна граница на енергийната група, за неутронно лъчение, MeV;

E i ( н ) - долна граница на енергийната група за неутронно лъчение, MeV;

д 0 = 10,5 MeV.

Ej-1(g) - горна граница на енергийната група за гама лъчение, MeV;

Ej(ж) - долна граница на енергийната група за гама-лъчение, MeV;

където дн - мощност на дозата на неутронното лъчение;

дж - мощност на дозата на гама лъчение.

където ци- в съответствие с приложението, колонен вектор, чиито съставни елементиаз-та колона на матрицатаQ.

където З ( к ) - критерий за търсене, изчислен в съответствие с приложението;

T i ( к ) - квадратичен функционал, изчислен в съответствие с приложението.

Ако за всички аз = 1, 2, ..., н+ 1 G i ( к ¢ ) по-голямо от нула, тогава оптимизацията на функцията Tприключи и преминете към изчисления по позиции със стойността на брояча на напълно завършени етапи на оптимизацияк. Ако поне една стойностG i ( к ¢ ) е по-малко от нула, след това преминете към изчисленията съгласно т.

замени х ( к ¢ ) зна х ( к ¢ ) n+ 5 и повторете алгоритъма, като започнете от стр. с нова стойност на броячак¢ = к¢ + 1.

к¢ = к¢ + 1.

замени х ( к ) зна х ( к ) n+ 5 и повторете изпълнението на алгоритъма, започвайки от n.с нова стойност на броячак = к+ 1.

и преминете към изчисления по nк = к+ 1.

ПРИЛОЖЕНИЕ 1

Константи, необходими за изчисляване на инженерните дози




b 1 cm -1

b 2 cm -1

аж
a n
a g
l n, cm -1
m 1 аз, cm -1
м* i=>k, cm -1





r, g/cm3

* Забележка. Индекс азс коефициент m означава материала на слоя, в който се образува вторичното гама лъчение, индекс йпоказва материала на слоя, за който се извършва изчислението.

ПРИЛОЖЕНИЕ 2

E i, MeV

microrem/s

1/cm 2 × s

Номер на енергийна група аз

E i, MeV

microrem/s

1/cm 2 × s

E i, MeV

Да сеж аз,

microrem/s

1/cm 2 × s

Сж аз,

Номер на енергийна група аз

E i, MeV

Да сеж аз,

microrem/s

1/cm 2 × s

Сж аз,

където к = 0 , ..., Да се.

Групова плътност на токаЖкв аз-та група във всяка точкарксъщо представен като сбор от два компонента

където к = 0 , ..., Да се.

Групово напречно сечение на взаимодействие радиация-материалй-ти слой;

Вторият момент на разширение вътре в напречното сечение на груповото разсейване за материалай-ти слой;

r k, ( й ) - координата на вътрешната повърхностйти слой.

къде k i,б k i,g k i- коефициенти на уравнения;

д k i- дясната страна на уравненията.

където А 1=1-D r 1 /3r 1 ; B1 = 1 - д r 1 /3r 0 ;

Санитарни правила за проектиране и експлоатация на радиационни вериги в ядрени реактори *

ОДОБРЕНО от заместник-главния държавен санитарен лекар на СССР A.I. Zaichenko 27 декември 1973 г. N 1137-73
_______________
* Настоящите правила са разработени от служители на клона на Изследователския институт по физика и химия на името на A.I. Л. Я. Карпов и Всесъюзния централен изследователски институт по защита на труда на Всесъюзния централен съвет на профсъюзите.

Въведение

Тези правила са разработени в развитие на "Нормите за радиационна безопасност"* (НРБ-69) и "Основните санитарни правила за работа с радиоактивни вещества и други източници на йонизиращи лъчения"* (ОСП-72).
_______________
SP 2.6.1.2612-10 (OSPORB-99/2010) ;
** На територията на Руска федерациядокументът не е валиден. SanPiN 2.6.1.2523-09 (NRB-99/2009) са в сила. - Бележка на производителя на базата данни.

Правилата са задължителни за всички институции и предприятия, които проектират, изграждат и експлоатират радиационни вериги (РВ) в ядрени реактори.

Правилата се прилагат за изследователски, полупромишлени и промишлени видове РК, предназначени за радиохимични процеси, радиационна стерилизация, биологични експерименти и др.

Отговорността за прилагането на този правилник се носи от администрацията на институциите (предприятията).

1. Основни понятия, определения и терминология

1.1. Радиационна верига (RC) - устройство за гама облъчване, използващо циркулация на работни вещества, в които се образуват гама-активни изотопи под действието на реакторни неутрони.

1.2. Гама носител - работно вещество, което е източник на гама лъчение в Република Казахстан.

1.3. Делящият се гама носител е вещество, в което под действието на неутрони атомните ядра се разделят.

1.4. Генератор на активност - устройство, в което работното вещество на Република Казахстан става гама-активно.

1.5. Облъчвател - част от RC, предназначена за облъчване на различни обекти на радиация от гама носител.

1.6. Лъчева апаратура - устройство, предназначено за осъществяване на определен радиационен процес.

1.7. Закъснелите неутрони са неутрони, излъчени от ядра известно време след делене.

1.8. Фотонеутроните са неутрони, излъчвани от ядрата на атомите в резултат на тяхното взаимодействие с гама-квантите.

1.9. RK с воден метод на защита - такъв RK, при който облъчвателят е постоянно под защитен слой вода.

1.10. RC със сухо екраниране са RC, които използват бетон, олово и други твърди материали за радиационно екраниране.

1.11. Работна камера - помещение, оградено със защита, в което се извършва облъчване.

1.12. Работен басейн - басейн, който служи за съхранение на облъчвателя и за поставяне на облъчвания обект.

1.13. Лабиринт (крив коридор) - типичен защитно устройство, който предпазва от радиация от източник извън работната камера.

1.14. Съхранение на гама носител - специален контейнер, свързан към системата RK, в който се съхранява гама носителят, когато циркулацията е спряна.

1.15. Аварийно съхранение - специален контейнер (резервоар), предназначен за източване на гама носителя в спешни случаи.

1.16. Операторска стая - стая, в която се намират системите за управление на Република Казахстан.

1.17. Съседно помещение - помещение, непосредствено съседно на работната камера и отделено от нея с постоянна преграда (стена, под, таван).

1.18. Забранен период - времето на работа на вентилацията след края на облъчването, необходимо за намаляване на концентрацията на токсични вещества в работната камера до максимално допустимите стойности.

2. Общи положения

2.1. Според предназначението на РК в ядрените реактори се разделят на две групи:

Група I - изследователски RK, полупромишлени и индустриални типове, предназначени за извършване на експлозивни процеси;

Група II - RK изследвания, полупромишлени и индустриални типове, предназначени за невзривоопасни процеси.

2.2. При разработването на РК и тяхната работа трябва да се имат предвид спецификите на използвания тип реактор и свойствата на използвания гама носител.

2.3. Степента на възможна радиационна опасност по време на работа на RC се определя от следните основни фактори:

а) интензивността на външните потоци гама-лъчение в работните помещения;

б) радиоактивно замърсяване на помещения, оборудване и облъчени предмети в резултат на разхерметизиране на системата RK и по време на ремонтни работи;

в) замърсяване на въздуха на промишлени помещения с радиоактивни аерозоли и газове;

г) интензитетът на забавените неутронни потоци при използване на гама носител върху делящи се материали;

д) интензитетът на фотонеутронните потоци, генерирани от реакцията (, );

е) активиране на облъчени обекти, радиационни устройства, среда чрез закъснели неутрони и фотонеутрони.

2.4. Нерадиационни източници на опасност са:

а) озон и азотни оксиди в резултат на радиолиза на въздуха;

б) продукти от радиолиза на вода при наличието й в технологичните системи на Република Казахстан;

в) токсични вещества, попадащи във въздуха на помещенията от облъчени предмети и др.

2.5. Потенциални източници на опасност са:

а) експлозивни и запалими вещества, облъчени в RC, или продукти, образувани в процеса на облъчване;

б) "експлозивна смес", образуването на която е възможно при радиолиза на вода при поставяне на отделни блокове на RC под вода;

в) агресивни среди, възникващи по време на работа на RC.

2.6. Проектите на новопостроени в * реконструиран РК подлежат на задължително съгласуване с институциите на санитарната и епидемиологичната служба. RC проектите трябва да вземат предвид всички рискови фактори и да разработят ефективни мерки за намаляване на вредните въздействия върху персонала.
_______________
* Текстът на документа отговаря на оригинала. - Бележка на производителя на базата данни.

2.7. RK преди пускането им в експлоатация трябва да бъдат приети от комисия, състояща се от представители на администрацията на институцията (предприятието), санитарно-епидемиологичната служба, Gosatomnadzor и други заинтересовани организации.

2.8. Лица, които нямат медицински противопоказания, изброени в приложението към "Основните санитарни правила", се допускат до работа в Република Казахстан. Медицинският преглед трябва да се извършва веднъж годишно, а контролът на съдържанието на радиоактивни вещества в тялото на работещите в безаварийната експлоатация на Република Казахстан - веднъж на всеки 5 години.

2.9. Въз основа на тези правила администрацията на институцията (предприятието) разработва подробни инструкции за безопасност за поддръжка и работа на RC, като взема предвид спецификата на устройството RC и извършваната работа.

2.10. Отговорността за безопасността на труда в Република Казахстан се носи от администрацията на институциите (предприятията) и ръководителите на работата.

2.11. Всички работници в Република Казахстан трябва да бъдат обучени на безопасни методи на работа, да познават правилата за използване на санитарни и технически устройства, защитни средства и правила за лична хигиена, както и да преминат съответния технически минимум. Повторната проверка на знанията трябва да се извършва поне веднъж годишно. Лицата, участващи в работа на RC, трябва да бъдат инструктирани преди започване на работа. В случай на промяна на редица параметри на RC (технологии на процеса на облъчване, системи за управление на RC и др.), е необходимо да се проведе допълнителен инструктаж.

3. Изисквания за проектиране и защита на радиационни вериги

3.1. RK с гама носители от всякакъв тип трябва да имат надеждна система за уплътняване.

3.2. Материалите, използвани за производството на компоненти и комуникации на Република Казахстан, трябва да имат:

а) достатъчна механична якост;

б) висока устойчивост на корозия при експлоатационни условия;

в) нисък сорбционен капацитет по отношение на гама-носителя;

г) ниско сечение на активиране в неутронни потоци;

д) кратък полуживот на индуцираната активност.

3.3. Най-уязвимите компоненти и системи на RC (електромагнитни помпи, сензори за ниво, температурни сензори и др.) трябва да бъдат разположени така, че тяхната подмяна в случай на повреда да се извършва с минимална опасност и без да се нарушава херметичността на циркулационната система.

3.4. При проектирането на клапана на реактора е препоръчително да се избере, при други условия, най-ниската скорост на циркулация на гама-носителя, за да се намали корозията и ерозията на структурните материали на клапана на реактора.

В случай на използване на делящ се материал като гама носител, скоростта на циркулация трябва освен това да осигури минималната активност, предизвикана от забавени неутрони в облъчената система и структурните материали на RC.

3.5. Конструкцията на RC трябва да осигурява предотвратяване на блокиране на комуникационните системи при всякакви условия на работа на ядрения реактор.

При проектирането на RC въз основа на изчисляването на топлинния режим на всички възли и комуникации на RC трябва да се изключи възможността за такова блокиране. Дизайнът на RC трябва да предвижда възможност за елиминиране на блокирането на комуникациите от гама носител.

По време на работа на RC е необходимо постоянно да се следи температурата на гама-носителя и, ако е необходимо, да се вземат мерки за поддържане на работния режим.

3.6. Конструкцията на RC трябва да позволява пълното отстраняване на гама-носителя, ако е необходимо, в специално хранилище (дренажно устройство и др.). Необходимо е да се осигури такова разположение на възлите и комуникациите на RC и такава конструкция на облъчвателя, които максимално улесняват естественото отстраняване на гама-носителя в хранилището. В този случай е необходимо да се вземе предвид промяната в мощността на реактора поради аварийното изхвърляне на гама-носителя.

3.7. На RC трябва да се осигури устройство за принудително отстраняване на остатъците от гама носители в специално хранилище (например чрез продухване на RC системата с инертни газове и др.), както и отстраняване на гама носителя от тези RC възли от които не могат да бъдат изхвърлени под действието на гравитацията.

3.8. При приемане на RC в експлоатация, след отстраняване на откритите монтажни дефекти, веригата се зарежда с гама-носител и се проверява надеждността и стабилността на нейната циркулация както в стартов, така и в стационарен циркулационен режим (първият етап на приемане). Във втория етап на приемане, по време на циркулацията на гама-носителя при ниска мощност на ядрения реактор (близо до нула), се проверяват надеждността и стабилността на всички системи на Република Казахстан, включително дозиметрични и технологични устройства за контрол. . На последния етап от приемането комисията проверява величината на гама-фона на външните повърхности на защитата в процеса на постепенно извеждане на реактора на максимална мощност.

На последния етап комисията съставя акт за приемане на РК за експлоатация.

3.9. Изчисляването на защитата на Република Казахстан трябва да се извърши, като се вземат предвид всички видове радиация (неутрони, гама лъчение и др.).

3.10. Когато в РК се използват неделящи се гама носители, изчислението на защитата се извършва съгласно универсалните таблици, дадени в Приложение 1.

4. Изисквания към системите за блокиране и сигнализация

4.1. RK трябва да има надеждни системи за блокиране и сигнализиране, които осигуряват непрекъсната информация за нивата на радиация и работят независимо една от друга както при увеличаване на мощността на дозата, така и в случай на неизправност на технологичните системи. В RC със защита от сух тип трябва да бъдат оборудвани най-малко две напълно независими заключващи системи за входната врата на камерата (или лабиринта) за облъчване.

4.2. В случай на неизправност на поне една от системите за блокиране и сигнализация на входната врата на камерата за облъчване, работата на RC се забранява до отстраняване на неизправността.

4.3. Системите за блокиране трябва да се основават на едновременното използване на:

а) устройства, информиращи за мощността на дозата на гама и неутронно лъчение;

б) устройство (помпа и др.), което осигурява циркулацията на гама-носителя в RC системата.

4.4. При отключена входна врата гама-носителят трябва да се съхранява на склад и да се изключи възможността за неговото разпространение.

Възможността за попадане на човек в работната камера и лабиринта при конвейерна система за подаване на обекти за облъчване по време на работа на RC също трябва да бъде изключена.

4.5. Когато захранването е включено Входна врататрябва да остане заключено.

4.6. Работната камера на RC трябва да бъде оборудвана със звукови и светлинни аларми, които предупреждават за необходимостта от незабавно напускане на работната камера (или лабиринта).

4.7. Влизането в работната зала на Република Казахстан е разрешено само с разрешение на дежурния отговорник.

4.8. В работната камера (или лабиринта) трябва да има устройства, които ви позволяват незабавно да спрете циркулацията на гама-носителя и да го прехвърлите в хранилището.

4.9. Пултът за управление на РУ трябва да има прибори и светлинен панел, информиращ за мощностите на дозите на гама и неутронно лъчение (за верига с делящ се материал) в работната камера, в лабиринта, за работата на устройствата за циркулация на гама носител, вакуумни системи и др. Необходимо е RC да се оборудва със сензори, които сигнализират за изтичане на гама носител от веригата.

4.10. В случай на забранен период от време, блокировката на входната врата трябва да включва устройство, което да гарантира спазването на този период след отстраняване на гама носителя.

4.11. На RC, оборудван с конвейер, монтажни люкове, трябва да се изключи възможността хората да влязат в работната камера през отворите на входа и изхода на конвейера и отваряне на люка по време на работа на RC.

4.12. RK с защита от вода трябва да бъде оборудван със звукови и светлинни аларми:

а) промени в нивото на водата;

б) за увеличаване на праговата стойност на мощността на дозата над водната повърхност на басейна.

4.13. Когато нивото на водата в басейна спадне, което води до повишаване на радиационното ниво над предвиденото за дадена инсталация, автономна блокираща система трябва да осигури спиране на циркулацията на гама носителя и прехвърляне в хранилище.

4.14. Басейнът трябва да има ограда или покритие за предотвратяване на инциденти по време на ремонтни и други работи в Република Казахстан.

5. Изисквания за вентилация

5.1. Вентилацията на помещенията на Република Казахстан е проектирана, като се вземат предвид изискванията на SN-245-71 * и трябва да осигури отстраняването, заедно с радиоактивни аерозоли и газове, на продукти от радиолиза на въздуха и други токсични вещества, отделени или образувани от облъчени материали и оборудване.
_______________
* Документът не е валиден на територията на Руската федерация. SP 2.2.1.1312-03 са в сила, по-нататък в текста. - Бележка на производителя на базата данни.

5.2. Във всички помещения, където преминават RC комуникации, е необходимо да се създаде вакуум от порядъка на 5 mm воден стълб, което осигурява изтичане на въздух от чисти помещения. Вентилационните канали на смукателните вентилационни системи трябва да бъдат направени от материали, които са устойчиви на корозия и не абсорбират радиоактивни вещества.

5.3. Работната камера трябва да бъде оборудвана с захранваща и смукателна вентилация с излишък на изгорелите газове над притока с 10-15%. През зимата е необходимо да се осигури отопление на подавания въздух. Работната камера и контролната трябва да се обслужват от независими вентилационни системи с отделни въздуховоди и постоянно работещи вентилатори. Допуска се изключване на вентилаторите, докато гама носителят е в склада.

5.4. Скоростта на обмен на въздух, необходима за намаляване на замърсяването на въздуха с радиоактивни и токсични вещества до стойности, които не надвишават средногодишната допустима концентрация (AAC), се изчислява в зависимост от гама мощността на RC и обема на работната камера. В случаите, когато по една или друга причина не може да се осигури необходимата скорост на въздухообмен, се въвежда забранен период от време.

5.5. Пултът за управление трябва да бъде оборудван със звукова и светлинна аларма, сигнализираща за неизправности или спиране на вентилаторите.

5.6. Вентилационната система трябва да осигурява пречистване на въздуха от радиоактивни аерозоли и газове в случай на случайно изпускане.

6. Изисквания за помещенията на Република Казахстан и средства за премахване на радиоактивно замърсяване

6.1. В зависимост от характеристиките на RC устройството и условията на неговата работа, при планирането на помещенията е необходимо да се предвиди ясно разграничаване на помещенията, където е възможно замърсяване поради разхерметизиране на RC комуникациите и от други помещения с оборудване на техните граници на устройства за лични предпазни средства.

6.2. Стените, таванът на работната камера, помещенията за временно съхраняване на радиоактивни отпадъци, както и всички работни повърхности и оборудване са покрити с ниско абсорбиращи, лесно дезактивирани материали, устойчиви на гама носители.

6.3. При проектирането на RC в комплекса на ядрен реактор трябва да се предвиди следното:

устройства за проверка на херметичността на системата RK;

помещение за временно съхраняване на радиоактивни отпадъци.

6.4. В работната камера или в съседно помещение трябва да се осигурят устройства за елиминиране на радиоактивно замърсяване в случай на понижаване на налягането на системата RK, да се оборудват системи за дезактивация и специални канализационни системи.

При поява на радиоактивно замърсяване от гама носител се забранява експлоатацията на РУ до изясняване на причините и отстраняване на аварията.

6.5. Желателно е всички комуникации да се извършват от безшевни тръби и с минимален брой заварени и други съединения. Местата на преминаване на RC комуникациите през реакторния басейн и конструкциите (защита, преграда и др.), разделящи активната зона на реактора от работната камера на RC, трябва да бъдат уплътнени със задължителното запазване на принципа "тръба в тръба".

7. Радиационен и профилактичен контрол

7.1. Дозиметричният контрол в Република Казахстан, както и контролът върху спазването на всички оперативни изисквания на тези правила, се извършва от службата за радиационна безопасност тази институция(предприятия).

7.2. Службата за радиационна безопасност извършва:

а) контрол на индивидуалните дози външно облъчване;

б) контрол на нивата на външно облъчване на работните места и прилежащите им помещения;

в) контрол върху замърсяването на работните повърхности на оборудването и облъчените предмети, облеклото, обувките и кожата на обслужващия персонал;

г) контрол на радиоактивното замърсяване на водата в басейна;

д) контрол върху съдържанието на радиоактивни газове и аерозоли.

7.3. Контролът върху ефективността на вентилаторите, съдържанието на токсични вещества във въздуха се извършва от специална служба на предприятието (организацията).

7.4. В случаите, когато е възможно неутронно активиране на облъчени обекти, е необходимо също така да се контролира тяхната индуцирана активност.

7.5. За всички лица, работещи в Република Казахстан, се издават индивидуални карти, в които се вписват месечните и годишните дози външно облъчване.

7.6. Честотата на радиометричните и дозиметричните измервания и естеството на необходимите измервания се определят от администрацията на институциите (предприятията) в съгласие с местни властисанитарно-епидемиологични служби.

7.7. Всички ремонтни, превантивни и аварийни работи трябва да се извършват под дозиметричен контрол с използване на лични предпазни средства. Комплектът от лични предпазни средства и допустимото време за работа се определят от службата за радиационна безопасност.

7.8. Техническите проекти трябва да предвиждат стационарни системи за мониторинг на Република Казахстан и оборудване на службата за радиационна безопасност с модерно оборудване, необходимо за извършване на подходящи измервания и анализи, като се вземат предвид характеристиките на гама-носителите и облъчените обекти.

8. Мерки за предотвратяване на злополуки

8.1. Всички манипулации с облъчвателя и комуникационните системи на RC трябва да се извършват по такъв начин, че да се изключи тяхното механично увреждане.

8.2. В случай на нарушение на нормалната работа на RC (например отклонение на температурата от зададените интервали на работа и др.), гама-носителят трябва да бъде изваден на склад.

8.3. При разработването на устройство, предназначено за циркулация на гама носител, е необходимо да се осигурят методи, които предотвратяват хидравлични удари на течен гама носител в комуникационната система RK.

8.4. При RC проекти с водно охлаждане на RC системи трябва да се вземат мерки за предотвратяване на образуването на експлозивна концентрация на експлозивна смес.

8.5. Група II RK позволява облъчване на взривни вещества в специални цилиндри, които очевидно са в състояние да издържат експлозията на облъченото вещество.

8.6. При извършване на процеса на зареждане на токсични гама носители в Република Казахстан, както и по време на ремонт и поддръжка и аварийни работи, е необходимо да се използват индивидуални предпазни средства, които предотвратяват навлизането на тези вещества и съединения в кожата и в тялото на работници (като се вземе предвид токсичността на гама носителя).

8.7. На RC от група I е необходимо да се предвиди следното:

а) автоматични, дублиращи се взаимно системи, които в случай на заплаха от експлозия (например повишаване на температурата или налягането в облъчен обект над приемливо ниво) позволяват гама-носителят да бъде незабавно преместен в позиция за съхранение;

б) конструкцията на радиационния апарат, в който се извършва облъчването на взривно вещество, осигуряваща целостта на облъчвателя и комуникационните системи в случай на експлозия;

в) конструкцията на защитата на работната камера, която трябва да бъде такава, че да не се срутва в случай на експлозия; входът на работната камера трябва да бъде защитен с взривна врата.

8.8. За осъществяване на експлозивни радиационни процеси е нежелателно използването на RC с делящ се гама-носител, както и с гама-носител с период на полуразпад над 100 часа.

8.9. В случай на експлозия в RC, която е причинила повреда на облъчвателя и комуникационните системи и е довела до замърсяване на работната камера с гама-носител, влизането в нея е разрешено само след определено време на експозиция на гама-носителя с разрешение на службата за радиационна безопасност.

8.10. Службата за радиационна безопасност на организацията трябва да разработи подробни инструкции в случай на възникване спешни случаи, като се вземат предвид спецификите на конструкцията на RC и протичащите радиационни процеси, като се посочат необходимите мерки за отстраняване на аварии.

Настоящите правила се прилагат за всички проектирани, изградени и действащи РУ с ядрени реактори и влизат в сила от момента на публикуването им. Действащите по-рано правила за Република Казахстан N 654-66 се отменят.

В случаите, когато са необходими големи капиталови разходи за преоборудване на съществуващи RC в съответствие с изискванията на настоящите правила, въпросът за такова преоборудване се решава във всеки случай отделно в съгласие с местната санитарна и епидемиологична служба.

Приложение 1. Изчисляване на защитата срещу гама лъчение на радиоактивни изотопи K_(42), In_(116m), Mn_(56) и Na_(24)

Приложение 1

Изчисляване на защитата от гама лъчение на радиоактивни изотопи K, In, Mn и Na

За да се определи необходимата дебелина на защитата от таблиците, има два входни аргумента: в горния хоризонтален ред са дадени радиоактивните изотопи K, In, Mn и Na за четири защитни материала (вода, бетон, желязо и олово), в лява вертикална колона - коефициентът на затихване, останалите колони съдържат необходимата защитна дебелина (cm) за съответния материал и гама носител. Приемат се следните плътности на материала: за вода - 1,0 g/cm, за бетон - 2,3 g/cm, за желязо - 7,89 g/cm, за олово - 11,34 g/cm.

Гънките на затихване са таблицирани достатъчно подробно, така че за междинни стойности дебелината на защитата да може да се намери чрез проста линейна интерполация. Ако при изчисленията са необходими повече от 10 коефициента на затихване, тогава е приемливо екстраполиране на дебелини от сравнителния ефект на последните коефициенти на затихване в таблицата. Таблиците могат да се прилагат не само към точкови източници, но и към разширени източници.

Примери за изчисляване на защита чрез коефициенти на затихване на мощността на дозата

Конвенционални означения: - обща активност, изразена в милиграм еквиваленти радий, - разстояние от източника в метри, - дебелина на екрана в сантиметри, - мощност на дозата в mcr/s на работното място без защита, - ниво на максимално допустима мощност на дозата на работното място , mcr/s.

Ако стойностите и са известни, тогава необходимото съотношение на затихване се намира по формулата:

В случай на посочване на активността на източника в mEq радий и разстоянието от източника до работното място в сантиметри, мощността на дозата (µR/s) може да се изчисли по формулата:

Подобно на предишния случай.

Въз основа на намерената стойност (лява вертикална колона) се намира защитната дебелина за съответния материал и гама носител.

Пример 1

Измерената или изчислена мощност на дозата на работното място е 1,55 r/s. Източникът на -лъчение е In. Намерете дебелината на бетонния екран, необходима за отслабване на това лъчение до максимално допустимата стойност от 1,4 mR/h.

Решение:

Коефициент на затихване. Според таблиците намираме, че за изотопа In и 4 10 дебелината на защитата е 159 cm.

Пример 2

Източникът на радиоактивен натрий (Na) е с активност 200 g-eq радий и се намира в облъчвателя на радиационно-химическата инсталация. Намерете дебелината на оловната стена, разделяща контролния панел от източника, ако е 10 m и мощността на дозата трябва да се намали до ниво от 0,4 микрорентгена/s.

Решение:

Мощността на дозата от незащитен източник за 10 m е: μR/s.

Коефициент на затихване.

Желана дебелина за Na17,5 см.

Изчисляването на защитата срещу - лъчи на циркулираща смес от неразделени фрагменти на делене (радиационни вериги с делящ се материал) трябва да се извършва индивидуално за всеки конкретен случай, тъй като в момента не могат да бъдат дадени компактни таблици за такива изчисления.