
- •Оглавление
- •Предисловие
- •Раздел 1
- •Дозиметрия ионизирующего излучения введение
- •1. Виды и свойства ионизирующего излучения Взаимодействие альфа-излучения с веществом
- •Взаимодействие бета-излучения с веществом
- •Средние линейные пробеги альфа- и бета-частиц в воздухе, воде (мягкой биологической ткани), алюминии
- •Взаимодействие нейтронов с веществом
- •Преобразование энергии гамма-излучения в веществе
- •Фотоэлектрическое поглощение – фотоэффект
- •Эффект Комптона
- •Эффект образования электронно-позитронных пар
- •2. Единицы измерения ионизирующего излучения
- •Величины, характеризующие источники излучений
- •Величины, характеризующие поле излучений
- •Величины, характеризующие взаимодействие излучения со средой
- •Связь между величинами
- •Эффективная доза
- •Физические величины и соотношения между единицами измерения в дозиметрии
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод регистрации ионизирующих излучений
- •Сцинтилляционный метод дозиметрии
- •Радиотермо- и радиофотолюминесцентный методы регистрации
- •Сравнительные характеристики детекторов ионизирующего излучения
- •4. Средства измерительной техники для измерения ионизирующего излучения
- •Применяемые на аэс средства измерения ионизирующих излучений
- •Основные стационарные приборы, установки радиационного контроля аэс
- •Основные переносные и носимые приборы радиационного контроля на аэс
- •Основные приборы для измерения дозы облучения персонала на аэс
- •Метрологические характеристики дозиметров комплекта кдт-02м
- •Стационарные установки и комплексы рк
- •Сравнительные технические характеристики крк-1 и fht 770s
- •Раздел 2
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Биологические эффекты малых доз
- •. Требования норм и правил к обеспечению работ с источниками ионизирующих излучений Законодательная база
- •Дозовые пределы облучения, регламентируемые документами
- •Основные регламентированные величины нрбу-97
- •Пределы доз облучения различных категорий облучаемых (мЗвгод-1)
- •Облучение персонала категории а
- •Облучение персонала категории б
- •Медицинское облучение населения
- •Вмешательства в условиях радиационной аварии
- •Население в условиях радиационной аварии
- •Регламенты при техногенно-усиленных источниках
- •7. Организация работ с источниками ионизирующего излучения
- •Проектная мощность дозы в помещениях для разных категорий работающих
- •Классы работ с открытыми источниками ионизирующих излучений
- •Допустимые уровни загрязнения различных поверхностей, част·мин-1·см-1
- •Квоты предела дозы, используемые для установления допустимых сбросов и допустимых выбросов
- •Допустимые среднесуточные выбросы газов и аэрозолей
- •Среднемесячный допустимый выброс (дв) радионуклидов
- •Классы работ при действии ионизирующих излучений
- •Классификация рао по мощности дозы на расстоянии 0,1 м от поверхности источника
- •Классификация рао в зависимости от удельной активности
- •8. Основные источники радиационной опасности и факторы радиационного воздействия на аэс
- •Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений ядерного реактора
- •9. Организация обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации аэс
- •Требования по организации санитарно-пропускного режима при работах с источниками ионизирующего излучения на аэс
- •Правила поведения и личной гигиены. Меры индивидуальной защиты
- •Требования к санитарным пропускникам
- •Радиационная безопасность при обслуживании оборудования в контролируемой зоне
- •Организация ремонтной зоны
- •Локализация, сбор и удаление твердых радиоактивных отходов
- •. Система дозиметрического и радиационно-технологического контроля на аэс
- •Дозиметрический контроль внешнего и внутреннего облучения персонала аэс
- •Автоматизированная система контроля радиационной обстановки аэс
- •. Особенности обеспечения радиационной безопасности при производстве особо радиационно-опасных работ
- •Дозиметрический наряд №____ на работы в условиях радиационной опасности
- •12. Обеспечение радиационной безопасности при снятии с эксплуатации блока аэс. Дезактивация
- •13. Расчет защиты от ионизирующего излучения
- •Защита от гамма-излучения.
- •Значения энергетического Вэ и дозового Вd факторов
- •Защита от нейтронов.
- •Сечение выведения для некоторых атомов, молекул
- •Защита от альфа-, бета- и тормозного излучений.
- •Защитные материалы.
- •Сравнительная стоимость защитных экранов из различных материалов
- •14. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «дозиметрия и защита от ионизирующего излучения»
- •Раздел 1. Дозиметрия ионизирующего излучения
- •1. Виды ионизирующего излучения и их взаимодействие
- •Взаимосвязь между дозиметрическими величинами.
- •2. Методы дозиметрии
- •2.1. Ионизационный метод.
- •2.2. Использование ионизационной камеры для измерения мощности дозы - излучения.
- •2.9. Люминесцентные методы дозиметрии.
- •2.10. Фотографические и химические методы дозиметрии.
- •3. Задачи для проверки уровня
- •15. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «Обеспечение радиационной безопасности на аэс »
- •Раздел 2. Обеспечение радиационной безопасности на аэс
- •2.1. Требования норм и правил к обеспечению работ с рв и ии.
- •2.2. Обеспечение рб на аэс.
- •Задачи для проверки уровня практических навыков по разделу «обеспечение радиационной безопасности на аэс»
- •Предметный указатель
- •Знак радиационной опасности
Значения энергетического Вэ и дозового Вd факторов
для свинца (числитель) и железа (знаменатель)
Энергетический фактор Вэ |
Дозовый фактор Вd |
||||||
Е0, МэВ |
0,5 |
1,0 |
2,0 |
Е0, МэВ |
0,5 |
1,0 |
2,0 |
А1 |
2,20 11,00 |
2.65 9,00 |
2.68 6,00 |
А1 |
1.65 10,0 |
2,45 8,00 |
2,6 5,5 |
α1 |
0,013 0.0884 |
0.038 0.082 |
0.0567 0.073 |
α1 |
0.032 0.0948 |
0.045 0.0895 |
0.071 0.0788 |
α2 |
0.14 0.180 |
0.141 0.025 |
0.138 0.065 |
α2 |
0.296 0.012 |
0.173 0.04 |
0.103 0.07 |
Знание факторов накопления точечных изотропных источников позволяет рассчитать факторы других, а именно, протяженных источников. Следует иметь в виду, что при увеличении протяженности источника фактор накопления возрастает.
Все предлагаемые формулы (и не все еще названные) требуют сложных расчетов, трудно применимых в инженерной практике. Поэтому рассмотрим некоторые достаточно простые и применимые в определенных условиях методы расчета защиты от излучения.
Основная задача проектирования защиты от гамма-излучения сводится к снижению уровней излучения на рабочем месте до установленных допустимых значений.
С учетом предела дозы, который определяется равным 20 млЗв за год, при постоянной работе в течение 1700 часов в год при равномерном распределении дозы можно определить мощность дозы на рабочем месте как
20(мЗв/год)/1700 час = 11,7647 мкЗв/час ~ 12 мкЗв/час.
То есть, при 36 часовой рабочей неделе мощность дозы на рабочем месте составит Рγ = 12 мкЗв/час (1,2 мбэр/час).
Для точечных изотропных источников (для которых известен радионуклидный состав) без защиты (d = 0) и применяемых для дефектоскопии, для поверки средств измерения и проверки работоспособности (контрольных источников) в непоглощающей и нерассеивающей среде (в воздухе) мощность экспозиционной дозы и экспозиционную дозу можно определить соответственно по формулам:
A · Kγ A · Kγ
Рэкс. = ──────── . Dэкс. = ──────── · t,
R2 R2
где A - активность источника, мКи;
Kγ - ионизационная гамма-постоянная, (мкЗв·м2)/(час·Бк). Или во внесистемных единицах (Р·см2)/(час·мКи), и равна мощности экспозиционной дозы от источника 1 мКи на расстоянии R = 1см.
Используя приведенные соотношения можно выбрать такие значения R и t, которые удовлетворяют допустимым значениям мощности экспозиционной дозы Pдоп. и Dдоп.
A·Kγ A·Kγ
Pдоп = ─────, откуда R = ─────.
R2 Pдоп
A*Kγ Dдоп·R2
Dдоп = ────── · t, откуда t = ───────.
R2 A·Kγ
Соотношение между мощностью экспозиционной дозы в точке детектирования за защитой Pэкс(d), толщиной защиты d и характеристиками точечного изотропного источника определяется формулой
A · Kγ
Pэкс(d) = ────── · exp (-μх) · Bд (Eo, μd, Z) =
R2
= Pэкс.(d = 0) · exp (-μx) · Bд (Eo, μd, Z),
где Pэкс.(d = 0) - мощность экспозиционной дозы в точке детектирования в отсутствие защиты;
μ - линейный коэффициент ослабления фотонов;
Bд (Eo, μd, Z) - дозовый фактор накопления.
Данное уравнение невозможно решить относительно d при фиксированном значении Pэкс. В свою очередь Bд·(Eo, μd, Z) зависит от искомой величины d.
Поэтому, широкое распространение получили универсальные таблицы расчета толщины защиты в зависимости от кратности ослабления и энергии фотонов (широкий пучок) для расчета защиты от гамма-излучения.
Как видно из примера такой таблицы (см. табл. 13.2) входными параметрами этих таблиц являются энергия гамма-излучения Eo и кратность ослабления K(Eo, d), характеризующая во сколько раз защита из данного материала толщиной d ослабляет излучение фотонов данной энергии Eo.
Pэкс (d = 0) exp (-μ·d)
K (Eo, d) = ─────── = ───────────.
Pэкс (d) BД (Eo, μd, Z)
Универсальные таблицы рассчитаны для точечных изотропных моноэнергетических источников и бесконечной защиты.
Название "универсальные" таблицы получили потому, что с их помощью можно решать большой круг разных задач, в том числе определять искомую толщину защиты (или ее избыток) к уже существующей толщине, толщину защиты по заданной активности для любых заданных условий проектирования, кратности ослабления по заданной толщине зашиты, слой половинного ослабления и т.п.
Универсальные таблицы можно применять и для оценки защиты от протяженных источников. Часто на практике для определения толщины защиты применяют расчеты по толщине слоя половинного ослабления.
Слоем половинного ослабления d1/2 называют толщину защиты, снижающую уровень излучения в 2 раза.
Для точечного или плоского моноэнергетического источника в геометрии широкого пучка кратность ослабления можно записать в виде
K(d) = exp(0,693d/d1/2) = 2-(d/d1/2) = 2n,
где n - число слоев половинного ослабления, необходимое для обеспечения K(d). Отсюда, искомая толщина защиты d = n · d1/2.
Пример. Интенсивность гамма-излучения необходимо ослабить в 1000 раз. Для свинца d1/2 = 1,3 см.
Тогда K(d) = 1000 = 2n. Откуда n = 10.
Таким образом, толщина защиты для свинца d = 10 · 1,3см = 13 см.
Таблица 13.2
Толщина защиты из свинца, (ρ = 11,34 г/см3)
Кратность ослабления, k |
Энергия фотонов, МэВ |
|||||||||||
0,1 |
0,145 |
0,2 |
0,279 |
0,3 |
0,4 |
0,412 |
0,5 |
0,6 |
0,662 |
0,7 |
0,8 |
|
1,5 |
0,05 |
0,07 |
0,1 |
0,14 |
0,15 |
0,2 |
0,2 |
0,2 |
0,6 |
0,4 |
0,4 |
0,6 |
2 |
0,1 |
0,2 |
0,2 |
0,3 |
0,3 |
0,4 |
0,4 |
0,5 |
0,7 |
0,8 |
0,8 |
1,0 |
5 |
0,2 |
0,3 |
0,4 |
0,6 |
0,6 |
0,9 |
0,9 |
1,1 |
1,5 |
1,7 |
1,9 |
2,2 |
10 |
0,3 |
0,4 |
0,55 |
0,8 |
0,9 |
1,3 |
1,3 |
1,6 |
2,1 |
2,4 |
2,6 |
3,05 |
50 |
0,4 |
0,6 |
0,85 |
1,3 |
1,4 |
1,95 |
2,0 |
2,6 |
3,25 |
3,7 |
3,95 |
4,6 |
100 |
0,5 |
0,7 |
1,0 |
1,5 |
1,6 |
2,3 |
2,4 |
3,0 |
3,85 |
4,4 |
4,7 |
5,5 |
1000 |
0,7 |
1,0 |
1,5 |
2,2 |
2,4 |
3,3 |
3,4 |
4,4 |
5,7 |
6,5 |
6,95 |
8,1 |
Кратность ослабления, k |
Энергия фотонов, МэВ |
|||||||||||
0,9 |
1,0 |
1,25 |
1,5 |
1,75 |
2,0 |
2,2 |
2,75 |
3,0 |
4,0 |
6,0 |
8,0 |
|
1,5 |
0,7 |
0,8 |
0,95 |
1,1 |
1,2 |
1,2 |
1,2 |
1,3 |
1,3 |
1,2 |
1,0 |
0,9 |
2 |
1,15 |
1,3 |
1,5 |
1,7 |
1,85 |
2,0 |
2,0 |
2,1 |
2,1 |
2,0 |
1,6 |
1,5 |
5 |
2,5 |
2,8 |
3,4 |
3,8 |
4,1 |
4,3 |
4,4 |
4,5 |
4,6 |
4,5 |
3,8 |
3,3 |
10 |
3,5 |
3,8 |
4,5 |
5,1 |
5,6 |
5,9 |
6,1 |
6,4 |
6,5 |
6,4 |
5,5 |
4,9 |
50 |
5,3 |
6,0 |
7,2 |
8,2 |
9,0 |
9,6 |
10,0 |
10,4 |
10,6 |
10,5 |
9,2 |
8,3 |
100 |
6,3 |
7,0 |
8,45 |
9,65 |
10,6 |
11,3 |
11,7 |
12,0 |
12,2 |
12,1 |
10,9 |
9,9 |
1000 |
9,2 |
10,2 |
12,3 |
14,1 |
15,5 |
16,5 |
17,0 |
17,7 |
18,0 |
17,8 |
16,5 |
15,1 |