Изчисляване на дебелината на защитата от йонизиращи лъчения. Санитарни правила за проектиране и експлоатация на радиационни вериги в ядрени реактори

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).

При изчисляване на защитните екрани се определя 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, 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 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.

Дебелина защитен екранот алуминий (g/cm2) се определя от израза

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

където Emax 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. 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.

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.

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

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 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:

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 намаляват йонизиращо 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 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 / cm 2) се определя от израза

където E max 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. 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.

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.

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 за 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 проверява 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 извършват 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 работни места и прилежащи 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 се изисква коефициент на отслабване над 10, тогава екстраполирането на дебелините чрез сравнителния ефект на последните таблични коефициенти на затихване е приемливо. 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.

Изберете напречното сечение на напречната греда и въжето за повдигане на шпиндела на валцовата мелница.

Първоначални данни:

Тегло на шпиндела Q=160 kN;

дължина на траверса l=6m;

напречната греда работи при огъване.

Начертайте електрическа схема.

Изберете напречното сечение на напречната греда, вида и напречното сечение на въжето.

Решение:

Схема на сапани с траверса в две точки.

Ориз. 21 - Схема за прашка. 1 - центърът на тежестта на товара;

2 - траверса; 3 - ролка; 4 - прашка

Определяне на силата на опън в единия клон на прашката

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

където S е проектната сила, приложена към прашката, без да се отчита претоварването, kN;

Q е теглото на повдигнатия товар, kN;

 е ъгълът между посоката на действие на изчислената сила на сапана;

k - коефициент в зависимост от ъгъла на наклона на клона на сапана спрямо вертикалата (при =45 около k=1,42);

м- общ бройпрашка клонове.

Определяме силата на скъсване в клона на прашката:

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

където k z е коефициентът на безопасност за прашката.

Избираме въже тип ТК 6х37 с диаметър 38мм. С изчислена крайна якост на жицата от 1700 MPa, имаща сила на скъсване от 704 000 N, т.е. най-близката до силата на скъсване, изисквана от изчислението от 681 600 N.

Избор на напречно сечение на напречната греда

Фиг.22 - Изчислителна схема на траверса

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

където k p е коефициентът на претоварване, k d е коефициентът на динамично натоварване.

Максимален момент на огъване при движение:

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

където a е рамото на траверса (300 cm).

Необходим модул на напречното сечение на напречната греда:

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

където n = 0,85 е коефициентът на условия на труд;

 – коефициент на устойчивост при огъване;

R out - проектно съпротивление по време на огъване в траверса, Pa.

Избираме дизайна на напречната греда на напречното сечение, състояща се от две I-лъчи, свързани със стоманени плочи № 45, и определяме момента на съпротивление на напречното сечение като цяло:

W d x \u003d 1231 cm 3

W x \u003d 2 W d x \u003d 2 1231 \u003d 2462 cm 3\u003e W tr = 1971,99 cm 3,

който удовлетворява условието за якост на проектното сечение на траверсата.

9. Конструктивни и якостни изчисления

9.1. Изчисляване на защитното покритие на въртящ се многошпинделен вертикален полуавтомат Пример 37

Първоначални данни:

Защитният корпус на многошпинделен вертикален полуавтоматичен струг е правоъгълна стоманена конструкция с дължина l = 750 mm, ширина b = 500 mm и дебелина S. Той е захванат в държачи в краищата, така че системата да може се разглежда като греда, лежаща върху две опори.

Стружката е с тегло G = 0,2 g и лети към корпуса със скорост V = 10 m/s и се удря в корпуса перпендикулярно на средата му.

Разстояние от точката на отделяне на стружките в зоната на рязане до корпуса:

Определете дебелината на листа, от който може да се направи защитната обвивка.

РЕШЕНИЕ:

В резултат на удара на чипа корпусът получава деформация. Най-голямото отклонение ще бъде причинено от чипове, които са попаднали в средата му. Налягането, което съответства на тази деформация е:

където E е модулът на еластичност на материала на обшивката. За стоманен лист:

E \u003d 2 10 6 kg / cm 2;

I е инерционният момент на корпуса на гредата. За правоъгълно сечение:

f - отклонение на корпуса до мястото на удара:

l е дължината на корпуса.

Акумулираната в този случай енергия в корпуса е равна на:

В момента на максимално отклонение на корпуса действието на силата ще се превърне изцяло в потенциалната енергия на деформация на корпуса, т.е.