Was bei der Berechnung von Schutzgittern berücksichtigt wird. Engineering-Methodik zur Berechnung des optimalen Schutzes

Berechnung des Schutzes vor Alpha- und Betastrahlung

Zeitschutzmethode.

Distanzschutzmethode;

Barriere (Material) Schutzmethode;

Die externe Expositionsdosis durch Gammastrahlungsquellen ist proportional zur Expositionszeit. Darüber hinaus ist die Dosis bei Quellen, deren Größe als Punktquellen betrachtet werden kann, umgekehrt proportional zum Quadrat der Entfernung von ihr. Daher kann eine Reduzierung der Personendosis durch diese Quellen nicht nur durch die Methode des Schutzes durch eine Barriere (Material) erreicht werden, sondern auch durch eine Begrenzung der Betriebszeit (Zeitschutz) oder eine Vergrößerung des Abstands von der Strahlenquelle zur Arbeitnehmer (Schutz durch Abstand). Diese drei Methoden werden bei der Organisation des Strahlenschutzes in Kernkraftwerken angewendet.

Zur Berechnung des Schutzes vor Alpha- und Betastrahlung reicht es in der Regel aus, die maximale Weglänge zu bestimmen, die von ihrer Anfangsenergie sowie von Ordnungszahl, Atommasse und Dichte des absorbierenden Stoffes abhängt.

Der Schutz vor Alphastrahlung in Kernkraftwerken (z. B. bei der Annahme „frischen“ Brennstoffs) ist aufgrund der kurzen Weglängen in der Substanz nicht schwierig. Die Hauptgefahr alphaaktiver Nuklide besteht nur bei innerer Bestrahlung des Körpers.

Die maximale Weglänge von Beta-Teilchen kann durch die folgenden Näherungsformeln bestimmt werden, siehe:

für Luft – R β = 450 E β , wobei E β die Grenzenergie von Betateilchen, MeV, ist;

für leichte Materialien (Aluminium) - R β = 0,1E β (bei E β< 0,5 МэВ)

Rβ =0,2Eβ (bei Eβ > 0,5 MeV)

In der Praxis der Arbeit in Kernkraftwerken gibt es Quellen von Gammastrahlung in verschiedenen Konfigurationen und Größen. Die Dosisleistung von ihnen kann mit geeigneten Instrumenten gemessen oder mathematisch berechnet werden. Im Allgemeinen wird die Dosisleistung einer Quelle durch die Gesamt- oder spezifische Aktivität, das emittierte Spektrum und die geometrischen Bedingungen - die Größe der Quelle und die Entfernung zu ihr - bestimmt.

Die einfachste Art von Gammastrahlern ist die Punktquelle. . Es ist ein solcher Gammastrahler, für den man ohne nennenswerten Verlust an Rechengenauigkeit seine Größe und Eigenabsorption von Strahlung vernachlässigen kann. In der Praxis kann jedes Gerät, das ein Gammastrahler in Entfernungen ist, die mehr als zehnmal größer sind als seine Größe, als Punktquelle betrachtet werden.

Zur Berechnung des Schutzes gegen Photonenstrahlung ist es zweckmäßig, universelle Tabellen zur Berechnung der Schutzdicke in Abhängigkeit vom Strahlungsschwächungsverhältnis K und der Energie der Gammastrahlen zu verwenden. Solche Tabellen sind in Fachbüchern zum Strahlenschutz angegeben und werden auf der Grundlage der Formel für die Abschwächung eines breiten Photonenstrahls von einer Punktquelle in Materie unter Berücksichtigung des Akkumulationsfaktors berechnet.

Barrierenschutzverfahren (eng- und breitstrahlende Geometrie). In der Dosimetrie gibt es Konzepte von "breiten" und "schmalen" (kollimierten) Strahlen von Photonenstrahlung. Der Kollimator begrenzt wie eine Blende die in den Detektor eintretende Streustrahlung (Abb. 6.1). Ein schmaler Strahl wird beispielsweise in einigen Installationen zum Kalibrieren dosimetrischer Instrumente verwendet.

Reis. 6.1. Schema eines schmalen Photonenstrahls

1 - Container; 2 - Strahlungsquelle; 3 - Membran; vier - schmaler Photonenstrahl

Reis. 6.2. Dämpfung eines schmalen Photonenstrahls

Die Schwächung eines schmalen Photonenstrahls im Schutz infolge seiner Wechselwirkung mit der Substanz erfolgt nach dem Exponentialgesetz:

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

wobei Iо eine willkürliche Eigenschaft (Flussdichte, Dosis, Dosisrate usw.) des anfänglich schmalen Photonenstrahls ist; I - willkürliche Charakteristik eines schmalen Balkens nach dem Durchlaufen des Schutzes der Dicke x , cm;

m - linearer Dämpfungskoeffizient, der den Anteil monoenergetischer (mit gleicher Energie) Photonen bestimmt, die eine Wechselwirkung im Schutzmaterial erfahren haben, pro Wegeinheit, cm –1 .

Ausdruck (7.1) ist auch gültig, wenn der Massendämpfungskoeffizient m m statt linear verwendet wird. In diesem Fall muss die Dicke des Schutzes in Gramm pro Quadratzentimeter (g / cm 2) ausgedrückt werden, dann bleibt das Produkt m m x dimensionslos.

In den meisten Fällen wird bei der Berechnung der Schwächung von Photonenstrahlung ein breiter Strahl verwendet, d. h. ein Strahl von Photonen, bei dem Streustrahlung vorhanden ist, die nicht vernachlässigt werden kann.

Der Unterschied zwischen den Messergebnissen von schmalen und breiten Strahlen wird durch den Akkumulationsfaktor B charakterisiert:

B \u003d Iwide / Inarrow, (6.2)

die von der Geometrie der Quelle, der Energie der primären Photonenstrahlung, dem Material, mit dem die Photonenstrahlung wechselwirkt, und seiner Dicke abhängt, ausgedrückt in dimensionslosen Einheiten mx .

Das Schwächungsgesetz für einen breiten Strahl von Photonenstrahlung wird durch die Formel ausgedrückt:

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

wobei m, m shir die linearen Dämpfungskoeffizienten für schmale bzw. breite Photonenstrahlen sind. m und BEI für verschiedene Energien und Materialien sind in Strahlenschutzhandbüchern angegeben. Wenn die Handbücher m für einen breiten Strahl von Photonen angeben, sollte der Akkumulationsfaktor nicht berücksichtigt werden.

Die folgenden Materialien werden am häufigsten zum Schutz vor Photonenstrahlung verwendet: Blei, Stahl, Beton, Bleiglas, Wasser usw.

Barriereschutzmethode (Berechnung des Schutzes durch Schichten mit halber Dämpfung). Das Strahlungsschwächungsverhältnis K ist das Verhältnis der gemessenen oder berechneten effektiven (äquivalenten) Dosisleistung P meas ohne Schutz zum zulässigen Wert der mittleren jährlichen effektiven (äquivalenten) Dosisleistung P cf an derselben Stelle hinter einer dicken Schutzwand x:

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

wobei P cf der zulässige Wert der durchschnittlichen jährlichen effektiven (äquivalenten) Dosisleistung ist;

PD A – effektive (äquivalente) Dosisgrenze für Personal der Gruppe A.

1700 Stunden - der Arbeitszeitfonds des Personals der Gruppe A für das Jahr.

K \u003d P meas / P cf;

wobei Pmess die gemessene effektive (äquivalente) Dosisleistung ohne Schutz ist.

Zur Ermittlung der erforderlichen Schutzschichtdicke eines gegebenen Materials x (cm) aus Universaltabellen sollte man die Photonenenergie e (MeV) und den Strahlungsschwächungsfaktor K kennen .

In Ermangelung allgemeingültiger Tabellen kann die betriebliche Bestimmung der ungefähren Abschirmdicke mit den ungefähren Werten der Photonendämpfung auf halbem Weg in der Breitstrahlgeometrie durchgeführt werden. Die Schicht mit halber Dämpfung Δ 1/2 ist eine solche Schutzschicht, die die Strahlungsdosis um das 2-fache dämpft. Bei bekanntem Dämpfungsfaktor K kann die erforderliche Anzahl von Halbdämpfungsschichten n und damit die Dicke des Schutzes bestimmt werden. Per Definition K = 2 n Zusätzlich zur Formel stellen wir eine ungefähre tabellarische Beziehung zwischen der Dämpfungsmultiplizität und der Anzahl der Halbdämpfungsschichten dar:

Bei bekannter Lagenzahl halber Dämpfung n ist die Dicke des Schutzes x = Δ 1/2 n.

Beispielsweise beträgt die Halbdämpfungsschicht Δ 1/2 für Blei 1,3 cm, für Bleiglas 2,1 cm.

Distanzschutzmethode. Die Dosisleistung der Photonenstrahlung von einer Punktquelle im Vakuum ändert sich umgekehrt mit dem Quadrat der Entfernung. Wenn daher die Dosisleistung Pi in einem bekannten Abstand Ri bestimmt wird , dann wird die Dosisleistung Rx bei jeder anderen Entfernung Rx nach folgender Formel berechnet:

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

Zeitschutzmethode. Die Zeitschutzmethode (Begrenzung der Zeit, in der ein Mitarbeiter ionisierender Strahlung ausgesetzt ist) wird am häufigsten bei der Produktion von strahlengefährdenden Arbeiten in einer kontrollierten Zugangszone (CCA) verwendet. Diesen Arbeiten wird eine dosimetrische Anordnung erteilt, aus der die erlaubte Zeit für die auszuführenden Arbeiten hervorgeht.

Kapitel 7 REGISTRIERUNGSMETHODEN IONISIERENDER STRAHLUNG

Zu den technischen Schutzmitteln gehört die Installation verschiedener Abschirmungen aus Materialien, die radioaktive Strahlung reflektieren und absorbieren.

Der Begriff "Abschirmung" bedeutet mobile (Abb. 8.1) oder stationäre Abschirmungen, die dazu bestimmt sind, ionisierende Strahlung zu absorbieren oder zu dämpfen. Die Wände von Behältern für den Transport radioaktiver Isotope, die Wände von Tresoren für deren Lagerung, die Wände von Kisten (Abb. 8.2) usw. dienen als Abschirmung.

Bei der Berechnung von Schutzschirmen werden deren Material und Dicke bestimmt, die von der Art der Strahlung, der Energie von Teilchen und Quanten und der erforderlichen Vielfachheit ihrer Dämpfung abhängen. Die Eigenschaften von Schutzmaterialien und Erfahrungen im Umgang mit Strahlenquellen ermöglichen es, die bevorzugten Bereiche für den Einsatz des einen oder anderen Schutzmaterials zu skizzieren. Metall wird am häufigsten für den Bau von mobilen Geräten und Baumaterialien (Beton, Ziegel usw.) für den Bau von stationären Schutzvorrichtungen verwendet.

Transparente Materialien werden am häufigsten für Sichtsysteme verwendet und müssen daher nicht nur gute Schutzeigenschaften, sondern auch hohe optische Eigenschaften aufweisen. Folgende Materialien erfüllen solche Anforderungen gut: Bleiglas, Kalkglas, Glas mit flüssigem Füllstoff (Zinkbromid, Zinkchlorid).

Bleigummi wird als Schutzmaterial gegen Gammastrahlen verwendet.

Die Berechnung von Schutzgittern basiert auf Wechselwirkungsgesetzen verschiedene Sorten Strahlung mit Materie. Der Schutz vor Alphastrahlung ist keine schwierige Aufgabe, da Alphateilchen mit normaler Energie von einer Schicht lebenden Gewebes von 60 Mikron absorbiert werden, während die Dicke der Epidermis (abgestorbene Haut) 70 Mikron beträgt. Eine Luftschicht von wenigen Zentimetern oder ein Blatt Papier sind ausreichender Schutz gegen Alphateilchen.

Wenn Betastrahlung einen Stoff durchdringt, tritt Sekundärstrahlung auf, daher müssen leichte Materialien (Aluminium, Plexiglas, Polystyrol) als Schutz verwendet werden, da die Energie der Bremsstrahlung mit zunehmender Ordnungszahl des Materials zunimmt.

Bleischirme werden zum Schutz vor hochenergetischen Betateilchen (Elektronen) verwendet, aber die Innenauskleidung der Schirme muss aus einem Material mit niedriger Ordnungszahl bestehen, um die Anfangsenergie der Elektronen und damit die Strahlungsenergie zu reduzieren in Blei entstehen.

Die Dicke des Aluminium-Schutzschirms (g/cm 2 ) wird aus dem Ausdruck bestimmt

wobei E max die maximale Energie des Beta-Spektrums eines gegebenen radioaktiven Isotops MeV ist.

Bei der Berechnung von Schutzeinrichtungen müssen zunächst die spektrale Zusammensetzung der Strahlung, ihre Intensität sowie die Entfernung von der Quelle, an der sich das Wartungspersonal befindet, und die im Strahlungsbereich verbrachte Zeit berücksichtigt werden Exposition.

Gegenwärtig sind auf der Grundlage der verfügbaren berechneten und experimentellen Daten Tabellen des Schwächungsverhältnisses sowie verschiedene Arten von Nomogrammen bekannt, mit denen die Dicke des Schutzes gegen Gammastrahlung verschiedener Energien bestimmt werden kann. Als Beispiel in Abb. 8.3 zeigt ein Nomogramm zur Berechnung der Dicke der Bleiabschirmung von einer Punktquelle für einen breiten Strahl von Co 60 -Gammastrahlung, wodurch die Strahlungsdosis auf das maximal zulässige reduziert wird. Auf der Abszissenachse ist die Dicke des Schutzes d aufgetragen, auf der Ordinatenachse der Koeffizient K1, gleich

(8.1)

wo M- Gamma-Äquivalent des Medikaments, mg-Äq Ra; t- Arbeitszeit im Bereich der Strahlenexposition, h; R- Entfernung von der Quelle, cm.

Reis. 8.3. Nomogramm zur Berechnung Abb. 8.4. Nomogramm zur Berechnung

Blei-Abschirmungsdicke gegen Gamma-Abschirmungsdicke

Punktquelle für breites Dämpfungsverhältnis

Strahl der Gammastrahlung Co 60

Ersetzen der Werte von M, R und t in Ausdruck (8.1) bestimmen wir

Nach dem Nomogramm (siehe Abb. 8.3) erhalten wir das für K1= 2,5. 10 -1 Bleischirmdicke d= 7cm

Eine andere Art von Nomogramm ist in Abb. 1 dargestellt.

8.4. Dabei ist auf der y-Achse die Dämpfungsfalte aufgetragen Zu, gleich

wo D0 - die von der Strahlungsquelle an einem bestimmten Punkt ohne Schutz erzeugte Dosis; D ist die an einem bestimmten Punkt nach dem Schutzgerät zu erzeugende Dosis.

Angenommen, es ist notwendig, die Dicke der Wände des Raums zu berechnen, in dem sich die therapeutische Gamma-Einheit befindet, die mit Cs 137 mit 400 g-Äq Ra beladen ist (M= 400.000 meq Ra). Der nächste Abstand zu den angrenzenden Räumlichkeiten, in denen sich das Personal befindet, L = 600 cm. Gemäß den Hygienestandards sollte in angrenzenden Räumen, in denen sich Personen befinden, die nicht mit radioaktiven Stoffen arbeiten, die Strahlendosis 0,03 rem / Woche oder für Gammastrahlung etwa 0,005 rad pro Arbeitstag nicht überschreiten, d.h. D= 0,005 rad pro t= 6 Stunden Um den Dämpfungsfaktor abzuschätzen, verwenden wir die Formel (8.2)

Gemäss Abb. 8.4 wir bestimmen das z K = 1.1. 10 4 beträgt die Dicke des Betonschutzes ca. 70 cm.

Bei der Auswahl eines Schutzmaterials müssen seine strukturellen Eigenschaften sowie die Anforderungen an Größe und Gewicht des Schutzes berücksichtigt werden. Für Schutzgehäuse verschiedener Art (Gammatherapie, Gammafehlererkennung), wenn die Masse eine bedeutende Rolle spielt, sind die vorteilhaftesten Schutzmaterialien Materialien, die die Gammastrahlung am besten dämpfen. Je größer die Dichte und Seriennummer des Stoffes, desto größer der Schwächungsgrad der Gammastrahlung.

Daher wird für die oben genannten Zwecke am häufigsten Blei und manchmal sogar Uran verwendet. In diesem Fall ist die Dicke des Schutzes geringer als bei Verwendung eines anderen Materials und folglich ist das Gewicht des Schutzgehäuses geringer.

Bei der Schaffung eines stationären Schutzes (d. H. Schutz von Räumen, in denen mit Gammaquellen gearbeitet wird) und dem Aufenthalt von Personen in benachbarten Räumen ist es am wirtschaftlichsten und bequemsten, Beton zu verwenden. Wenn es sich um weiche Strahlung handelt, bei der der photoelektrische Effekt eine bedeutende Rolle spielt, werden dem Beton Substanzen mit einer großen Seriennummer, insbesondere Schwerspat, zugesetzt, wodurch die Dicke des Schutzes verringert werden kann.

Wasser wird oft als Schutzmaterial für die Lagerung verwendet, d.h. Medikamente werden in ein Wasserbecken abgesenkt, dessen Dicke die erforderliche Reduzierung der Strahlendosis auf ein sicheres Niveau ermöglicht. Mit Wasserschutz ist es bequemer, das Gerät zu laden und wieder aufzuladen sowie Reparaturarbeiten durchzuführen.

In einigen Fällen können die Arbeitsbedingungen mit Gammastrahlungsquellen so sein, dass es unmöglich ist, einen stationären Schutz zu schaffen (beim Wiederaufladen von Anlagen, beim Entfernen eines radioaktiven Präparats aus einem Behälter, beim Kalibrieren eines Instruments usw.). Hier meinen wir, dass die Aktivität der Quellen gering ist. Um das Bedienpersonal vor Exposition zu schützen, ist es notwendig, wie man sagt, "Zeitschutz" oder "Distanzschutz" zu verwenden. Das bedeutet, dass alle Manipulationen mit offenen Quellen von Gammastrahlung mit langen Griffen oder Haltern durchgeführt werden sollten. Darüber hinaus darf diese oder jene Operation nur für den Zeitraum durchgeführt werden, in dem die vom Arbeitnehmer aufgenommene Dosis die festgelegte nicht überschreitet Hygienevorschriften Normen. Solche Arbeiten müssen unter der Kontrolle eines Dosimetrikers durchgeführt werden. Gleichzeitig sollten sich keine unbefugten Personen im Raum aufhalten und der Bereich, in dem die Dosis während des Betriebs die maximal zulässige Dosis überschreitet, muss geschützt werden.

Der Schutz muss regelmäßig mit Hilfe dosimetrischer Geräte überwacht werden, da er im Laufe der Zeit seine Schutzeigenschaften teilweise verlieren kann, wenn bestimmte unmerkliche Verletzungen seiner Integrität auftreten, z. B. Risse in Beton- und Barytbetonzäunen, Dellen und Brüche von Bleiblechen etc.

Die Berechnung des Schutzes gegen Neutronen erfolgt nach den entsprechenden Formeln oder Nomogrammen. Zum Schutz vor Neutronenstrahlung werden wasserstoffhaltige Materialien (Wasser, Paraffin) sowie Beryllium, Graphit usw. verwendet Zum Schutz vor Neutronen mit niedriger Energie werden Borverbindungen in Beton eingebracht: Borax, Colemanit usw. Für kombiniert Schutz vor Neutronen und Gammastrahlen, Mischungen schwerer Materialien mit Wasser oder wasserstoffhaltigen Materialien sowie Schichtschirme aus schweren und leichten Materialien (Blei - Polyethylen, Eisen - Wasser usw.).

Es gibt praktisch keine reinen Neutronenflüsse. In allen Quellen gibt es neben Neutronen starke Gammastrahlenflüsse, die während der Spaltung sowie beim Zerfall von Spaltprodukten entstehen. Daher muss bei der Auslegung des Schutzes gegen Neutronen immer gleichzeitig ein Schutz gegen Gammastrahlung vorgesehen werden.

Zu den technischen Schutzmitteln gehört die Installation verschiedener Abschirmungen aus Materialien, die radioaktive Strahlung reflektieren und absorbieren. Siebe sind sowohl stationär als auch mobil angeordnet (Abb. 58).

Metall wird am häufigsten für den Bau von mobilen Geräten und Baumaterialien (Beton, Ziegel usw.) für den Bau von stationären Schutzvorrichtungen verwendet.

Transparente Materialien werden am häufigsten für Sichtsysteme verwendet und müssen daher nicht nur gute Schutzeigenschaften, sondern auch hohe optische Eigenschaften aufweisen. Folgende Materialien erfüllen solche Anforderungen gut: Bleiglas, Kalkglas, flüssigkeitsgefülltes Glas (Zinkbromid, Zinkchlorid);

Bleigummi wird als Schutzmaterial gegen Gammastrahlen verwendet.

Reis. 58. Mobiler Bildschirm

Die Berechnung von Schutzschirmen basiert auf den Wechselwirkungsgesetzen verschiedener Strahlungsarten mit Materie. Der Schutz vor Alphastrahlung ist keine schwierige Aufgabe, da Alphateilchen mit normaler Energie von einer Schicht lebenden Gewebes von 60 Mikron absorbiert werden, während die Dicke der Epidermis (abgestorbene Haut) 70 Mikron beträgt. Eine Luftschicht von wenigen Zentimetern oder ein Blatt Papier sind ausreichender Schutz gegen Alphateilchen.

Die Dicke des Aluminium-Schutzschirms (g/cm2) wird aus dem Ausdruck bestimmt

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

wobei Emax die maximale Energie des Beta-Spektrums eines gegebenen radioaktiven Isotops ist, MeV.

Gegenwärtig sind auf der Grundlage der verfügbaren berechneten und experimentellen Daten Tabellen des Schwächungsverhältnisses sowie verschiedene Arten von Nomogrammen bekannt, mit denen die Dicke des Schutzes gegen Gammastrahlung verschiedener Energien bestimmt werden kann. Als Beispiel in Abb. Abbildung 59 zeigt ein Nomogramm zur Berechnung der Dicke der Bleiabschirmung von einer Punktquelle für einen breiten Strahl von Co60-Gammastrahlung, die eine Reduzierung der Strahlungsdosis auf das maximal zulässige gewährleistet. Auf der Abszissenachse ist die Dicke des Schutzes d aufgetragen, auf der Ordinatenachse ist der Koeffizient K1 gleich

(24)

wobei M das Gamma-Äquivalent des Medikaments ist, mg*eq. Ra;

t ist die Betriebszeit im Strahlenexpositionsbereich, h; R ist der Abstand von der Quelle, cm Zum Beispiel muss der Schutz vor der Co60-Quelle mit M = 5000 mEq Ra berechnet werden, wenn sich die Begleiter während des Arbeitstages in einem Abstand von 200 cm befinden, d.h. t = 6 Std.

Wir setzen die Werte von M, R und t in den Ausdruck (24) ein und bestimmen

Nach dem Nomogramm (siehe Abb. 59) ergibt sich für K1 = 2,5-10-1 eine Bleischirmdicke von d = 7 cm.

Eine andere Art von Nomogramm ist in Abb. 1 dargestellt. Dabei ist auf der y-Achse die Multiplizität der Dämpfung K aufgetragen, gleich

K=D0/D

Unter Verwendung des Ausdrucks (23) erhalten wir

wobei D0 die von der Strahlungsquelle an einem gegebenen Punkt ohne Abschirmung erzeugte Dosis ist; D ist die Dosis, die an einem bestimmten Punkt nach dem Schutzgerät erzeugt werden soll.

Reis. Abb. 59. Nomogramm zur Berechnung der Dicke der Bleiabschirmung von einer Punktquelle für einen breiten Strahl von Co60-Gammastrahlung

Angenommen, es ist notwendig, die Dicke der Wände des Raums zu berechnen, in dem sich die therapeutische Gamma-Einheit befindet, die mit dem Cs137-Präparat in 400 g-Äq Ra (M = = 400.000 meq Ra) gefüllt ist. Der nächste Abstand, in dem sich das Personal im Nebenraum aufhält, beträgt R = 600 cm, die Gammastrahlung beträgt etwa 0,005 rad pro Arbeitstag, d.h. D = 0,005 rad für t = 6 Stunden Dämpfung, wir verwenden Formel (23). Um die Vielfalt zu bewerten

Gemäss Abb. 60 bestimmen wir das für K = 1,1. 104 beträgt die Dicke des Betonschutzes ca. 70 cm.

Reis. 60. Nomogramm zur Berechnung der Dicke des Schutzes gegen Gammastrahlung durch den Schwächungsfaktor

In einigen Fällen können die Arbeitsbedingungen mit Gammastrahlungsquellen so sein, dass es unmöglich ist, einen stationären Schutz zu schaffen (beim Wiederaufladen von Anlagen, beim Entfernen eines radioaktiven Präparats aus einem Behälter, beim Kalibrieren eines Instruments usw.). Hier meinen wir, dass die Aktivität der Quellen gering ist. Um das Bedienpersonal vor Exposition zu schützen, ist es notwendig, wie man sagt, "Zeitschutz" oder "Distanzschutz" zu verwenden. Das bedeutet, dass alle Manipulationen mit offenen Quellen von Gammastrahlung mit langen Griffen oder Haltern durchgeführt werden sollten. Darüber hinaus darf diese oder jene Operation nur für den Zeitraum durchgeführt werden, in dem die vom Arbeitnehmer aufgenommene Dosis die durch die Hygienevorschriften festgelegte Norm nicht überschreitet. Solche Arbeiten müssen unter der Kontrolle eines Dosimetrikers durchgeführt werden. Gleichzeitig sollten sich keine unbefugten Personen im Raum aufhalten und der Bereich, in dem die Dosis während des Betriebs die maximal zulässige Dosis überschreitet, muss geschützt werden.

Der Schutz muss regelmäßig mit Hilfe dosimetrischer Geräte überwacht werden, da er im Laufe der Zeit seine Schutzeigenschaften aufgrund des Auftretens verschiedener nicht wahrnehmbarer Verletzungen seiner Integrität, z. B. Risse in Beton- und Barytbetonzäunen, Dellen und Brüchen, teilweise verlieren kann von Bleiblechen etc.

Die Berechnung des Schutzes gegen Neutronen erfolgt nach den entsprechenden Formeln oder Nomogrammen. In diesem Fall sollten Stoffe mit niedriger Ordnungszahl als Schutzmaterialien genommen werden, da das Neutron bei jeder Kollision mit dem Kern seine verliert die meisten seiner Energie, desto näher liegt die Masse des Kerns an der Masse des Neutrons. Zum Schutz vor Neutronen werden üblicherweise Wasser und Polyethylen verwendet. Es gibt praktisch keine reinen Neutronenflüsse. In allen Quellen gibt es neben Neutronen starke Gammastrahlenflüsse, die während der Spaltung sowie beim Zerfall von Spaltprodukten entstehen. Daher muss bei der Auslegung des Schutzes gegen Neutronen immer gleichzeitig ein Schutz gegen Gammastrahlung vorgesehen werden.

Eine nützliche Information:

)l ich- die Relaxationslänge der Neutronenstrahlungsdosis, deren Energie größer als 2,5 MeV ist;

wo L 0 - Abstand von einer punktförmigen Strahlungsquelle zur Spitze einer Kegelfläche mit einem Winkel von 2 q 0 oben, m;

P- Anzahl der Schutzschichten.

wo ich = 1, ..., 26;

E ich -1 ( n ) - Obergrenze der Energiegruppe, für Neutronenstrahlung, MeV;

E ich ( n ) - untere Grenze der Energiegruppe für Neutronenstrahlung, MeV;

E 0 = 10,5 MeV.

Ej-1(g) - Obergrenze der Energiegruppe für Gammastrahlung, MeV;

Ej(g) - untere Grenze der Energiegruppe für Gammastrahlung, MeV;

wo D n - Dosisleistung der Neutronenstrahlung;

D g - Dosisleistung von Gammastrahlung.

wo q ich- anmeldungsgemäß ein Spaltenvektor, dessen konstituierende Elementeich-te Spalte der MatrixQ.

wo Z ( k ) - dem Antrag entsprechend berechnetes Suchkriterium;

T ich ( k ) - quadratisches Funktional berechnet gemäß der Anwendung.

Wenn für alle ich = 1, 2, ..., n+ 1 G ich ( k ¢ ) größer als Null, dann die Optimierung der Funktion T abgeschlossen ist und mit dem Wert des Zählers der vollständig abgeschlossenen Optimierungsstufen zu Berechnungen pro Position übergehenk. Wenn mindestens ein WertG ich ( k ¢ ) kleiner als Null ist, dann fahren Sie mit den Berechnungen gemäß p fort.

ersetzen X ( k ¢ ) H auf der X ( k ¢ ) n+ 5 und wiederholen Sie den Algorithmus, beginnend bei S. mit einem neuen Wert des Zählersk¢ = k¢ + 1.

k¢ = k¢ + 1.

ersetzen X ( k ) H auf der X ( k ) n+ 5 und wiederholen Sie die Ausführung des Algorithmus, beginnend bei n. mit einem neuen Wert des Zählersk = k+ 1.

und gehen Sie zu den Berechnungen mit n. für überk = k+ 1.

ANHANG 1

Konstanten, die zur Berechnung technischer Dosen benötigt werden




b 1cm-1

b2cm-1

a g
ein
ein g
ln, cm -1
m 1 ich, cm-1
m* ich => k, cm-1





r, g/cm3

* Notiz. Index ich wobei der Koeffizient m das Material der Schicht bezeichnet, in der die sekundäre Gammastrahlung gebildet wird, der Index j gibt das Schichtmaterial an, für das die Berechnung durchgeführt wird.

ANLAGE 2

E ich, MeV

Mikrorem/s

1/cm2 × s

Energiegruppennummer ich

E ich, MeV

Mikrorem/s

1/cm2 × s

E ich, MeV

Zu g ich,

Mikrorem/s

1/cm2 × s

S g ich,

Energiegruppennummer ich

E ich, MeV

Zu g ich,

Mikrorem/s

1/cm2 × s

S g ich,

wo k = 0 , ..., Zu.

GruppenstromdichteJk in ich-Gruppe an jedem Punktrkauch als Summe zweier Komponenten dargestellt

wo k = 0 , ..., Zu.

Gruppenquerschnitt der Strahlung-Material-Wechselwirkungj-te Schicht;

Das zweite Expansionsmoment innerhalb des Gruppenstreuungsquerschnitts für das Materialj-te Schicht;

rk, ( j ) - Koordinate der Innenflächej te Schicht.

wo ein k ich,b k ich,g k ich- Koeffizienten von Gleichungen;

d k ich- die rechte Seite der Gleichungen.

wo EIN 1=1-D r 1 /3r 1 ; B1 = 1 - D r 1 /3r 0 ;

Hygienevorschriften für die Konstruktion und den Betrieb von Strahlungskreisläufen in Kernreaktoren*

GENEHMIGT vom stellvertretenden obersten staatlichen Sanitätsarzt der UdSSR A. I. Zaichenko 27. Dezember 1973 N 1137-73
_______________
* Diese Regeln wurden von Mitarbeitern der nach A.I. benannten Außenstelle des Forschungsinstituts für Physik und Chemie entwickelt. L.Ya.Karpov und das All-Union Central Research Institute of Labour Protection des All-Union Central Council of Trade Unions.

Einführung

Diese Regeln wurden in der Entwicklung der „Radiation Safety Standards“* (NRB-69) und der „Basic Sanitary Rules for Working with Radioactive Substances and Other Sources of Ionizing Radiation“* (OSP-72) entwickelt.
_______________
SP 2.6.1.2612-10 (OSPORB-99/2010);
** Auf dem Territorium Russische Föderation das Dokument ist nicht gültig. SanPiN 2.6.1.2523-09 (NRB-99/2009) sind in Kraft. - Hinweis des Datenbankherstellers.

Die Regeln sind verbindlich für alle Institutionen und Unternehmen, die Strahlungskreise (RC) an Kernreaktoren planen, bauen und betreiben.

Die Regeln gelten für Forschungs-, halbindustrielle und industrielle Arten von RCs, die für radiochemische Prozesse, Strahlungssterilisation, biologische Experimente usw. bestimmt sind.

Die Verantwortung für die Umsetzung dieser Regeln liegt bei der Verwaltung der Institutionen (Unternehmen).

1. Grundlegende Konzepte, Definitionen und Terminologie

1.1. Strahlungskreislauf (RC) - ein Gerät zur Gammabestrahlung unter Verwendung der Zirkulation von Arbeitsstoffen, in denen unter Einwirkung von Reaktorneutronen gammaaktive Isotope gebildet werden.

1.2. Gamma-Träger - ein Arbeitsstoff, der in der Republik Kasachstan eine Quelle von Gammastrahlung ist.

1.3. Ein spaltbarer Gammaträger ist ein Stoff, in dem unter Einwirkung von Neutronen Atomkerne gespalten werden.

1.4. Aktivitätsgenerator - ein Gerät, in dem der Arbeitsstoff der Republik Kasachstan gamma-aktiv wird.

1.5. Bestrahler - ein Teil des RC, der dazu bestimmt ist, verschiedene Strahlungsobjekte von einem Gammaträger zu bestrahlen.

1.6. Bestrahlungsgerät - ein Gerät zur Durchführung eines bestimmten Bestrahlungsprozesses.

1.7. Verzögerte Neutronen sind Neutronen, die einige Zeit nach der Spaltung von Kernen emittiert werden.

1.8. Photoneutronen sind Neutronen, die von Atomkernen als Ergebnis ihrer Wechselwirkung mit Gammaquanten emittiert werden.

1.9. RK mit einer Wasserschutzmethode - eine solche RK, bei der sich der Strahler ständig unter einer Schutzschicht aus Wasser befindet.

1.10. Trocken abgeschirmte RCs sind RCs, die Beton, Blei und andere harte Materialien zur Strahlungsabschirmung verwenden.

1.11. Arbeitskammer - ein von einem Schutz umgebener Raum, in dem die Bestrahlung durchgeführt wird.

1.12. Arbeitsbecken - ein Becken, das zur Aufbewahrung des Strahlers und zur Platzierung des bestrahlten Objekts dient.

1.13. Labyrinth (gebogener Korridor) - typisch Schutzvorrichtung, die vor Strahlung von einer Quelle außerhalb der Arbeitskammer schützt.

1.14. Lagerung von Gamma-Trägern - ein spezieller Behälter, der mit dem RK-System verbunden ist, in dem der Gamma-Träger gelagert wird, wenn die Zirkulation gestoppt wird.

1.15. Notfalllagerung - ein spezieller Behälter (Reservoir), der dazu bestimmt ist, den Gammaträger in Notfällen abzulassen.

1.16. Bedienerraum - ein Raum, in dem sich die Steuerungssysteme der Republik Kasachstan befinden.

1.17. Nebenraum - ein Raum, der direkt an die Arbeitskammer angrenzt und von dieser durch eine feste Trennwand (Wand, Boden, Decke) getrennt ist.

1.18. Verbotene Zeit - die Betriebszeit der Belüftung nach dem Ende der Bestrahlung, die erforderlich ist, um die Konzentration giftiger Substanzen in der Arbeitskammer auf die maximal zulässigen Werte zu reduzieren.

2. Allgemeine Bestimmungen

2.1. Entsprechend dem Zweck der RK in Kernreaktoren werden sie in zwei Gruppen eingeteilt:

Gruppe I - RK-Forschung, halbindustrielle und industrielle Typen, die zur Durchführung explosiver Prozesse bestimmt sind;

Gruppe II - RK-Forschung, halbindustrielle und industrielle Typen, ausgelegt für nicht-explosive Prozesse.

2.2. Bei der Entwicklung von RCs und deren Betrieb sollten die Besonderheiten des verwendeten Reaktortyps und die Eigenschaften des verwendeten Gammaträgers berücksichtigt werden.

2.3. Der Grad der möglichen Strahlengefährdung beim Betrieb des RC wird durch folgende Hauptfaktoren bestimmt:

a) die Intensität der externen Gammastrahlungsflüsse in den Arbeitsräumen;

b) radioaktive Kontamination von Räumen, Geräten und bestrahlten Gegenständen infolge der Druckentlastung des RK-Systems und während Reparaturarbeiten;

c) Luftverschmutzung von Industrieanlagen mit radioaktiven Aerosolen und Gasen;

d) die Intensität verzögerter Neutronenflüsse bei Verwendung eines Gammaträgers auf spaltbaren Materialien;

e) die Intensität der durch die Reaktion erzeugten Photoneutronenflüsse (, );

f) Aktivierung von bestrahlten Objekten, Strahlungsgeräten, Umgebung durch verzögerte Neutronen und Photoneutronen.

2.4. Nichtstrahlende Gefahrenquellen sind:

a) Ozon und Stickoxide aus Luftradiolyse;

b) Produkte der Wasserradiolyse in Gegenwart davon in den technologischen Systemen der Republik Kasachstan;

c) Giftstoffe, die von bestrahlten Gegenständen usw. in die Raumluft gelangen.

2.5. Mögliche Gefahrenquellen sind:

a) am RC bestrahlte explosive und brennbare Stoffe oder bei der Bestrahlung entstehende Produkte;

b) „explosives Gemisch“, dessen Bildung bei der Radiolyse von Wasser möglich ist, wenn einzelne Einheiten des RC unter Wasser gebracht werden;

c) aggressive Umgebungen, die während des Betriebs des RC entstehen.

2.6. Projekte von neu errichteten * rekonstruierten RK unterliegen der obligatorischen Abstimmung mit den Einrichtungen des sanitären und epidemiologischen Dienstes. RC-Projekte sollten alle Gefährdungsfaktoren berücksichtigen und wirksame Maßnahmen entwickeln, um schädliche Auswirkungen auf das Personal zu reduzieren.
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* Der Text des Dokuments entspricht dem Original. - Hinweis des Datenbankherstellers.

2.7. RK muss vor ihrer Inbetriebnahme von einer Kommission akzeptiert werden, die aus Vertretern der Verwaltung der Einrichtung (Unternehmen), des sanitären und epidemiologischen Dienstes, Gosatomnadzor und anderer interessierter Organisationen besteht.

2.8. Personen, die keine medizinischen Kontraindikationen haben, die im Anhang zu den „Grundlegenden Hygienevorschriften“ aufgeführt sind, dürfen in der Republik Kasachstan arbeiten. Einmal im Jahr sollte eine ärztliche Untersuchung und die Kontrolle des Gehalts an radioaktiven Stoffen im Körper der im unfallfreien Betrieb der Republik Kasachstan Beschäftigten alle 5 Jahre durchgeführt werden.

2.9. Auf der Grundlage dieser Regeln entwickelt die Verwaltung der Einrichtung (des Unternehmens) detaillierte Sicherheitsanweisungen für die Wartung und Arbeiten am RC unter Berücksichtigung der Besonderheiten des RC-Geräts und der auszuführenden Arbeiten.

2.10. Die Verantwortung für die Arbeitssicherheit in der Republik Kasachstan tragen die Verwaltung der Institutionen (Unternehmen) und die Arbeitsleiter.

2.11. Alle Arbeitnehmer in der Republik Kasachstan müssen in sicheren Arbeitsmethoden geschult werden, die Regeln für die Verwendung von sanitären und technischen Geräten, Schutzvorrichtungen und persönlichen Hygienevorschriften kennen sowie das entsprechende technische Minimum bestehen. Mindestens einmal jährlich sollte eine Wiederholungsprüfung der Kenntnisse durchgeführt werden. Mit Arbeiten am RC befasste Personen sind vor Beginn der Arbeiten zu unterweisen. Im Falle der Änderung einer Reihe von RC-Parametern (Technologien des Bestrahlungsprozesses, RC-Steuerungssysteme usw.) ist eine zusätzliche Einweisung erforderlich.

3. Anforderungen an die Konstruktion und den Schutz von Strahlungskreisen

3.1. RK mit Gammaträgern jeglicher Art muss über ein zuverlässiges Dichtungssystem verfügen.

3.2. Die Materialien, die für die Herstellung von Komponenten und Kommunikationsmitteln der Republik Kasachstan verwendet werden, müssen Folgendes aufweisen:

a) ausreichende mechanische Festigkeit;

b) hohe Korrosionsbeständigkeit unter Betriebsbedingungen;

c) geringe Sorptionskapazität in Bezug auf den Gammaträger;

d) niedriger Aktivierungsquerschnitt in Neutronenflüssen;

e) eine kurze Halbwertszeit der induzierten Aktivität.

3.3. Die am stärksten gefährdeten Komponenten und Systeme des RC (elektromagnetische Pumpen, Füllstandssensoren, Temperatursensoren usw.) müssen so angeordnet sein, dass ihr Austausch im Falle eines Ausfalls mit minimaler Gefahr und ohne Verletzung der Dichtheit erfolgt das Kreislaufsystem.

3.4. Bei der Konstruktion des Reaktorventils ist es ratsam, unter anderen Bedingungen die niedrigste Zirkulationsrate des Gammaträgers zu wählen, um Korrosion und Erosion der Konstruktionsmaterialien des Reaktorventils zu verringern.

Im Falle der Verwendung eines spaltbaren Materials als Gammaträger sollte die Zirkulationsrate zusätzlich die durch verzögerte Neutronen induzierte Mindestaktivität im bestrahlten System und den Strukturmaterialien des RC sicherstellen.

3.5. Das Design des RC sollte die Verhinderung von Blockierungen in den Kommunikationssystemen unter allen Betriebsbedingungen des Kernreaktors vorsehen.

Bei der Auslegung des RC auf der Grundlage der Berechnung des thermischen Regimes aller Knoten und der Kommunikation des RC sollte die Möglichkeit einer solchen Blockierung ausgeschlossen werden. Das Design des RC sollte die Möglichkeit bieten, die Blockierung der Kommunikation durch einen Gammaträger zu beseitigen.

Während des Betriebs des RC ist es notwendig, die Temperatur des Gammaträgers ständig zu überwachen und gegebenenfalls Maßnahmen zur Aufrechterhaltung des Betriebsmodus zu ergreifen.

3.6. Das Design des RC sollte es ermöglichen, den Gammaträger bei Bedarf vollständig in eine spezielle Lagereinrichtung (Entwässerungsvorrichtung usw.) zu entfernen. Es ist notwendig, eine solche Anordnung der Knoten und Kommunikationen des RC und eine solche Konstruktion des Bestrahlungsgeräts sicherzustellen, die die natürliche Entfernung des Gammaträgers im Speicher maximal erleichtern. In diesem Fall muss die Änderung der Reaktorleistung aufgrund der Notentladung des Gammaträgers berücksichtigt werden.

3.7. Auf dem RC sollte eine Vorrichtung zum zwangsweisen Entfernen von Gammaträgerrückständen zu einer speziellen Lagereinrichtung (z. B. durch Spülen des RC-Systems mit Inertgasen usw.) sowie zum Entfernen des Gammaträgers von diesen RC-Knoten aus bereitgestellt werden die es nicht unter der Wirkung der Schwerkraft entladen werden kann.

3.8. Wenn der RC in Betrieb genommen wird, nachdem die festgestellten Installationsfehler beseitigt wurden, wird der Stromkreis mit einem Gammaträger geladen und die Zuverlässigkeit und Stabilität seiner Zirkulation sowohl im Start- als auch im stationären Zirkulationsmodus (erste Abnahmephase) überprüft. In der zweiten Phase der Abnahme werden während der Zirkulation des Gammaträgers bei niedriger Leistung des Kernreaktors (nahe Null) die Zuverlässigkeit und Stabilität aller Systeme der Republik Kasachstan, einschließlich dosimetrischer und technologischer Kontrollgeräte, überprüft . In der Endphase der Abnahme überprüft die Kommission die Größe des Gamma-Hintergrunds an den Außenflächen des Schutzes, während der Reaktor schrittweise auf maximale Leistung gebracht wird.

In der Endphase erstellt die Kommission ein Gesetz über die Annahme des RoK für den Betrieb.

3.9. Die Berechnung des Schutzes der Republik Kasachstan sollte unter Berücksichtigung aller Arten von Strahlung (Neutronen, Gammastrahlung usw.) durchgeführt werden.

3.10. Bei Verwendung von nicht spaltbaren Gammaträgern im RoK erfolgt die Schutzberechnung nach den Universaltabellen in Anlage 1.

4. Anforderungen an Sperr- und Signalanlagen

4.1. RK sollte über zuverlässige Verriegelungs- und Signalisierungssysteme verfügen, die kontinuierlich Informationen über die Strahlungswerte liefern und sowohl bei einer Erhöhung der Dosisleistung als auch bei Störungen technischer Systeme unabhängig voneinander funktionieren. Beim RC mit Trockenschutz sollten mindestens zwei völlig unabhängige Verriegelungssysteme für die Eingangstür der Bestrahlungskammer (oder Labyrinth) ausgestattet sein.

4.2. Bei einer Störung mindestens einer der Sperr- und Signalanlagen für die Eingangstür des Bestrahlungsraumes ist der Betrieb des RC bis zur Behebung der Störung untersagt.

4.3. Sperrsysteme sollten auf der gleichzeitigen Verwendung von Folgendem basieren:

a) Geräte, die über die Dosisleistung von Gamma- und Neutronenstrahlung informieren;

b) ein Gerät (Pumpe usw.), das die Zirkulation des Gammaträgers im RC-System sicherstellt.

4.4. Bei unverschlossener Haustür muss der Gammaträger gelagert und die Möglichkeit des Umlaufs ausgeschlossen werden.

Auch das Eindringen einer Person in den Arbeitsraum und das Labyrinth bei einer Förderanlage zum Zuführen von Objekten zur Bestrahlung während des Betriebs des RC soll ausgeschlossen werden.

4.5. Wenn der Strom eingeschaltet ist Eingangstür müssen gesperrt bleiben.

4.6. Die Arbeitskammer des RC muss mit Ton- und Lichtalarmen ausgestattet sein, die vor der Notwendigkeit warnen, die Arbeitskammer (oder das Labyrinth) sofort zu verlassen.

4.7. Der Zutritt zur Arbeitskammer der Republik Kasachstan ist nur mit Genehmigung der verantwortlichen diensthabenden Person gestattet.

4.8. In der Arbeitskammer (oder im Labyrinth) müssen Geräte vorhanden sein, mit denen Sie die Zirkulation des Gammaträgers sofort stoppen und zur Lagerung überführen können.

4.9. Das Bedienfeld des RC sollte über Instrumente und eine Lichttafel verfügen, die über die Dosisraten von Gamma- und Neutronenstrahlung (für einen Kreislauf mit spaltbarem Material) in der Arbeitskammer, im Labyrinth, über den Betrieb von Geräten für die Zirkulation der informieren Gammaträger, Vakuumsysteme usw. Es ist notwendig, den RC mit Sensoren auszustatten, die das Austreten des Gammaträgers aus dem Stromkreis signalisieren.

4.10. Im Falle einer verbotenen Zeit muss die Sperrung der Haustür eine Vorrichtung beinhalten, die sicherstellt, dass diese Zeit nach dem Entfernen des Gammaträgers eingehalten wird.

4.11. Bei der RC, die mit einem Förderband ausgestattet ist, sollte die Möglichkeit ausgeschlossen werden, dass Personen durch die Öffnungen des Förderbandein- und -ausgangs in die Arbeitskammer gelangen und die Luke während des Betriebs der RC öffnen.

4.12. RK mit Wasserschutz muss mit Ton- und Lichtalarm ausgestattet sein:

a) Änderungen des Wasserstandes;

b) über die Erhöhung des Grenzwertes der Dosisleistung über der Beckenwasseroberfläche.

4.13. Wenn der Wasserstand im Becken sinkt, was zu einem Anstieg des Strahlungspegels führt, der über das für eine bestimmte Anlage vorgesehene Maß hinausgeht, sollte ein autonomes Sperrsystem sicherstellen, dass die Zirkulation des Gammaträgers gestoppt und zur Lagerung überführt wird.

4.14. Der Pool muss eingezäunt oder abgedeckt sein, um Unfälle bei Reparaturen und anderen Arbeiten in der Republik Kasachstan zu vermeiden.

5. Anforderungen an die Belüftung

5.1. Die Belüftung der Räumlichkeiten der Republik Kasachstan ist unter Berücksichtigung der Anforderungen von SN-245-71 * ausgelegt und muss zusammen mit radioaktiven Aerosolen und Gasen die Entfernung von Luftradiolyseprodukten und anderen toxischen Substanzen gewährleisten, die durch Bestrahlung freigesetzt oder gebildet werden Materialien und Ausrüstung.
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* Das Dokument ist auf dem Territorium der Russischen Föderation nicht gültig. SP 2.2.1.1312-03 sind in Kraft, nachstehend im Text. - Hinweis des Datenbankherstellers.

5.2. In allen Räumlichkeiten, in denen RC-Kommunikationen durchgeführt werden, muss ein Vakuum in der Größenordnung von 5 mm Wassersäule erzeugt werden, das ein Austreten von Luft aus Reinräumen gewährleistet. Lüftungskanäle von Abluftanlagen müssen aus korrosionsbeständigen Materialien bestehen, die keine radioaktiven Stoffe absorbieren.

5.3. Die Arbeitskammer muss mit Zu- und Abluft mit einem Überschuss der Abluft über der Zuluft von 10-15% ausgestattet sein. Im Winter muss die zugeführte Luft erwärmt werden. Die Arbeitskammer und der Kontrollraum müssen von unabhängigen Lüftungssystemen mit separaten Luftkanälen und ständig laufenden Ventilatoren versorgt werden. Es ist erlaubt, die Lüfter auszuschalten, während sich der Gammaträger im Lager befindet.

5.4. Die Luftwechselrate, die erforderlich ist, um die Luftverschmutzung mit radioaktiven und toxischen Stoffen auf Werte zu reduzieren, die die durchschnittliche jährliche zulässige Konzentration (AAC) nicht überschreiten, wird in Abhängigkeit von der Gammaleistung des RC und dem Volumen der Arbeitskammer berechnet. In Fällen, in denen aus irgendeinem Grund die erforderliche Luftwechselrate nicht bereitgestellt werden kann, wird eine Sperrfrist eingeführt.

5.5. Das RC-Bedienfeld muss mit einem akustischen und optischen Alarm ausgestattet sein, der Fehlfunktionen oder Stillstand der Ventilatoren anzeigt.

5.6. Das Lüftungssystem muss die Reinigung der Luft von radioaktiven Aerosolen und Gasen im Falle ihrer unfallbedingten Freisetzung gewährleisten.

6. Anforderungen an die Räumlichkeiten der Republik Kasachstan und Mittel zur Beseitigung radioaktiver Kontamination

6.1. Abhängig von den Eigenschaften des RC-Geräts und den Betriebsbedingungen ist es bei der Planung der Räumlichkeiten erforderlich, eine klare Abgrenzung der Räumlichkeiten vorzusehen, in denen eine Kontamination durch Druckentlastung der RC-Kommunikation möglich ist, und von anderen Räumlichkeiten mit Geräten Grenzen von Geräten für persönliche Schutzausrüstungen.

6.2. Wände, Decke der Arbeitskammer, Räume zur Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle sowie alle Arbeitsflächen und Geräte sind mit gammaträgerbeständigen, absorbierenden, leicht dekontaminierbaren Materialien verkleidet.

6.3. Bei der Auslegung des RC im Komplex eines Kernreaktors sollte Folgendes bereitgestellt werden:

Geräte zur Überprüfung der Dichtheit des RK-Systems;

Raum für die Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle.

6.4. In der Arbeitskammer oder in einem Nebenraum sind Einrichtungen zur Beseitigung einer radioaktiven Kontamination bei Druckentlastung des RK-Systems vorzusehen, Dekontaminationssysteme und Sonderabwassersysteme einzurichten.

Beim Auftreten einer radioaktiven Kontamination durch einen Gammaträger ist der Betrieb des RC bis zur Klärung der Ursachen und Beseitigung des Unfalls untersagt.

6.5. Es ist wünschenswert, alle Verbindungen aus nahtlosen Rohren und mit einer minimalen Anzahl von Schweiß- und anderen Verbindungen herzustellen. Die Stellen, an denen die RC-Verbindungen durch das Reaktorbecken verlaufen, und Strukturen (Schutz, Prallbleche usw.), die den Reaktorkern vom RC-Arbeitsraum trennen, müssen unter der obligatorischen Wahrung des „Rohr-in-Rohr“-Prinzips abgedichtet werden.

7. Strahlung und vorbeugende Kontrolle

7.1. Die dosimetrische Kontrolle in der Republik Kasachstan sowie die Kontrolle über die Einhaltung aller Betriebsanforderungen dieser Vorschriften werden vom Strahlenschutzdienst durchgeführt diese Einrichtung(Unternehmen).

7.2. Der Strahlenschutzdienst führt durch:

a) Kontrolle der individuellen Dosen externer Exposition;

b) Kontrolle der externen Expositionsniveaus an Arbeitsplätzen und angrenzenden Räumlichkeiten;

c) Kontrolle über die Kontamination von Arbeitsflächen von Geräten und bestrahlten Gegenständen, Kleidung, Schuhen und Haut des Servicepersonals;

d) Kontrolle der radioaktiven Kontamination des Wassers im Becken;

e) Kontrolle über den Gehalt an radioaktiven Gasen und Aerosolen.

7.3. Die Kontrolle über die Effizienz von Ventilatoren, der Gehalt an giftigen Stoffen in der Luft wird von einem speziellen Dienst des Unternehmens (Organisation) durchgeführt.

7.4. In Fällen, in denen eine Neutronenaktivierung von bestrahlten Objekten möglich ist, ist es auch notwendig, ihre induzierte Aktivität zu kontrollieren.

7.5. Für alle in der Republik Kasachstan tätigen Personen werden individuelle Karten ausgestellt, in denen monatliche und jährliche Dosen externer Strahlung eingetragen sind.

7.6. Die Häufigkeit radiometrischer und dosimetrischer Messungen und die Art der erforderlichen Messungen werden von der Verwaltung der Institutionen (Unternehmen) im Einvernehmen mit festgelegt lokale Behörden sanitäre und epidemiologische Dienstleistungen.

7.7. Alle Reparatur-, Präventiv- und Notfallarbeiten sollten unter dosimetrischer Kontrolle mit persönlicher Schutzausrüstung durchgeführt werden. Das Set der persönlichen Schutzausrüstung und die zulässige Arbeitszeit werden vom Strahlenschutzdienst festgelegt.

7.8. Die technischen Projekte sollten stationäre Überwachungssysteme der Republik Kasachstan und die Ausstattung des Strahlenschutzdienstes mit moderner Ausrüstung vorsehen, die für die Durchführung geeigneter Messungen und Analysen unter Berücksichtigung der Eigenschaften von Gammaträgern und bestrahlten Objekten erforderlich ist.

8. Unfallverhütungsmaßnahmen

8.1. Alle Manipulationen an den Strahlern und Kommunikationssystemen des RC sollten so durchgeführt werden, dass deren mechanische Beschädigung ausgeschlossen ist.

8.2. Bei Verletzung des Normalbetriebs des RC (z. B. Temperaturabweichung von den angegebenen Betriebsintervallen usw.) muss der Gammaträger zur Lagerung entfernt werden.

8.3. Bei der Entwicklung eines Geräts, das für die Zirkulation eines Gammaträgers bestimmt ist, müssen Verfahren bereitgestellt werden, die hydraulische Stöße eines flüssigen Gammaträgers im RK-Kommunikationssystem verhindern.

8.4. Bei RC-Projekten mit Wasserkühlung von RC-Anlagen müssen Maßnahmen getroffen werden, um die Bildung einer explosionsfähigen Konzentration eines explosionsfähigen Gemisches zu verhindern.

8.5. Gruppe II RK erlaubt die Bestrahlung explosiver Stoffe in speziellen Zylindern, die offensichtlich in der Lage sind, der Explosion des bestrahlten Stoffes standzuhalten.

8.6. Bei der Beladung von toxischen Gammaträgern in der Republik Kasachstan sowie bei Wartungs- und Notfallarbeiten muss persönliche Schutzausrüstung verwendet werden, um zu verhindern, dass diese Stoffe und Verbindungen in die Haut und in den Körper der Arbeitnehmer gelangen ( unter Berücksichtigung der Toxizität des Gammaträgers).

8.7. Auf dem RC der Gruppe I ist Folgendes vorzusehen:

a) automatische, sich gegenseitig duplizierende Systeme, die im Falle einer Explosionsgefahr (z. B. Anstieg der Temperatur oder des Drucks in einem bestrahlten Objekt über ein akzeptables Niveau) die sofortige Überführung des Gammaträgers in die Lagerposition ermöglichen;

b) die Konstruktion des Bestrahlungsgeräts, in dem die Bestrahlung eines explosiven Stoffes stattfindet, um die Unversehrtheit des Bestrahlungsgeräts und der Kommunikationssysteme im Falle einer Explosion zu gewährleisten;

c) die Gestaltung des Schutzes der Arbeitskammer, der so sein muss, dass er im Falle einer Explosion nicht zusammenbricht; Der Eingang zum Arbeitsraum muss durch eine Brandschutztür geschützt werden.

8.8. Für die Durchführung explosiver Strahlungsprozesse ist die Verwendung eines RC mit einem spaltbaren Gammaträger sowie mit einem Gammaträger mit einer Halbwertszeit von mehr als 100 Stunden unerwünscht.

8.9. Im Falle einer Explosion am RC, die Schäden an Bestrahlungs- und Kommunikationssystemen verursacht und zu einer Kontamination der Arbeitskammer mit einem Gammaträger geführt hat, ist das Betreten dieser erst nach einer bestimmten Einwirkzeit des Gammaträgers mit Genehmigung von gestattet der Strahlenschutzdienst.

8.10. Der Strahlenschutzdienst der Organisation sollte im Fall des Auftretens detaillierte Anweisungen erarbeiten Notfälle, unter Berücksichtigung der Besonderheiten des RC-Designs und laufender Strahlungsprozesse, unter Angabe der erforderlichen Maßnahmen zur Beseitigung von Unfällen.

Diese Regeln gelten für alle entworfenen, gebauten und betriebenen RCs mit Kernreaktoren und treten ab dem Zeitpunkt ihrer Veröffentlichung in Kraft. Die bisher geltenden Regeln für die Republik Kasachstan N 654-66 werden aufgehoben.

In Fällen, in denen große Investitionsausgaben erforderlich sind, um bestehende RCs gemäß den Anforderungen dieser Regeln umzurüsten, wird die Frage einer solchen Umrüstung jeweils gesondert im Einvernehmen mit dem örtlichen Gesundheits- und Seuchendienst entschieden.

Anhang 1. Berechnung des Schutzes gegen Gammastrahlung radioaktiver Isotope K_(42), In_(116m), Mn_(56) und Na_(24)

Anhang 1

Berechnung des Schutzes gegen Gammastrahlung der radioaktiven Isotope K, In, Mn und Na

Zur Bestimmung der erforderlichen Schutzdicke aus den Tabellen gibt es zwei Eingabeargumente: In der oberen horizontalen Zeile sind die radioaktiven Isotope K, In, Mn und Na für vier Schutzmaterialien (Wasser, Beton, Eisen und Blei) angegeben, in der linke vertikale Spalte - der Dämpfungsfaktor, die restlichen Spalten enthalten die erforderliche Schutzdicke (cm) für das jeweilige Material und den Gammaträger. Folgende Materialdichten werden akzeptiert: für Wasser - 1,0 g/cm, für Beton - 2,3 g/cm, für Eisen - 7,89 g/cm, für Blei - 11,34 g/cm.

Die Dämpfungsfalten sind so detailliert tabelliert, dass für Zwischenwerte die Schutzdicke durch einfache lineare Interpolation ermittelt werden kann. Wenn in den Berechnungen mehr als 10 Schwächungsverhältnisse erforderlich sind, ist die Extrapolation der Dicken aus dem Vergleichseffekt der letzten Schwächungsverhältnisse in der Tabelle akzeptabel. Tabellen können nicht nur auf Punktquellen angewendet werden, sondern auch auf ausgedehnte.

Beispiele für die Berechnung des Schutzes durch Dämpfungsfaktoren der Dosisleistung

Konventionelle Bezeichnungen: - Gesamtaktivität, ausgedrückt in Radiumäquivalenten in Milligramm, - Entfernung von der Quelle in Metern, - Dicke der Abschirmung in Zentimetern, - Dosisleistung in mcr / s am Arbeitsplatz ohne Schutz, - maximal zulässige Dosisleistungsstufe am Arbeitsplatz , mcr/s.

Wenn die Werte und bekannt sind, wird das erforderliche Dämpfungsverhältnis durch die Formel gefunden:

Bei Angabe der Quellenaktivität in mEq Radium und der Entfernung von der Quelle zum Arbeitsplatz in Zentimetern lässt sich die Dosisleistung (µR/s) nach folgender Formel berechnen:

Ähnlich wie im vorherigen Fall.

Basierend auf dem gefundenen Wert (linke vertikale Spalte) wird die Schutzdicke für das entsprechende Material und den Gammaträger gefunden.

Beispiel 1

Die gemessene oder berechnete Dosisleistung am Arbeitsplatz beträgt 1,55 U/s. Die Quelle der -Strahlung ist In. Ermitteln Sie die Dicke des Betonschirms, die erforderlich ist, um diese Strahlung auf den maximal zulässigen Wert von 1,4 mR/h zu dämpfen.

Lösung:

Dämpfungsverhältnis. Gemäß den Tabellen finden wir, dass für die Isotope In und 4 10 die Dicke des Schutzes 159 cm beträgt.

Beispiel 2

Die Quelle für radioaktives Natrium (Na) hat eine Aktivität von 200 g-eq Radium und befindet sich im Bestrahlungsgerät der strahlenchemischen Anlage. Ermitteln Sie die Dicke der Bleiwand, die das Bedienfeld von der Quelle trennt, wenn 10 m entfernt sind und die Dosisleistung auf ein Niveau von 0,4 Mikroröntgen/s reduziert werden sollte.

Lösung:

Die Dosisleistung einer ungeschützten Quelle für 10 m beträgt: μR/s.

Dämpfungsverhältnis.

Gewünschte Dicke für Na17,5 cm.

Die Berechnung des Schutzes gegen - Strahlen eines zirkulierenden Gemisches aus ungetrennten Spaltteilen (Strahlungskreisläufe mit spaltbaren Stoffen) muss für jeden konkreten Fall individuell durchgeführt werden, da derzeit keine kompakten Tabellen für solche Berechnungen angegeben werden können.