
- •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
Защита от нейтронов.
Строгое решение задачи расчета защиты от нейтронов возможно лишь с помощью последовательного решения уравнений переноса нейтронов.
Тепловые и медленные нейтроны в основном захватываются ядрами вещества. Нейтроны с энергией до 0,5 МэВ теряют энергию в результате упругих соударений с ядрами. При этом максимальная потеря энергии будет при столкновении нейтронов с ядрами атомов водорода, так как массы нейтрона и ядра водорода (протона) примерно равны.
Нейтроны с энергией более 0,5 МэВ, кроме упругих соударений, могут испытывать и неупругие, при которых ядро возбуждается и затем энергия возбуждения выделяется в виде гамма-излучения или другого вида излучений.
В результате процессов захвата и рассеяния нейтронов в веществе происходит ослабление интенсивности нейтронного излучения, которое можно считать подобным ослаблению гамма-излучения. Поэтому во многих случаях для расчета защиты от нейтронов можно воспользоваться экспоненциальным законом ослабления, метод "длин релаксации" для оценки плотности потока нейтронов конкретной энергетической группы за защитой, чаще всего однородной.
Для оценки пространственного распределения плотности потока (мощности дозы) нейтронов некоторой энергетической группы можно использовать схему как на рис. 13.3.
Рис. 13.3. Коллимированный пучок нейтронного
излучения при прохождении через тонкий
поглотитель: 1, 2 - рассеянное излучение;
3 - прямое излучение; 4 - поглотитель
В первом приближении ослабление потока нейтронов можно представить следующим соотношением
Fi = Fio · exp (Σ·d),
где Fi - плотность потока нейтронов в точке детектирования за защитой толщиной d;
Fio - плотность потока нейтронов в этой же точке без защиты;
d - толщина поглотителя, см;
Σ - полное макроскопическое сечение поглотителя, см-1.
Макроскопическое сечение определяется как сечение всех ядер, находящихся в 1 см3 материала поглотителя, т.е.
Σ = σ·n,
где n - количество атомов в 1см3 материала поглотителя;
σ - полное макроскопическое сечение взаимодействия нейтрона с ядром, которое состоит из микроскопического сечения рассеяния σs и микроскопического сечения поглощения σа.
Количество атомов в 1см3 определяется как
где ρ - плотность вещества, г/см3;
A - атомный вес;
6,023 · 1023 - число Авогадро.
Тогда полное макроскопическое сечение можно определить по формуле
.
Процессы ослабления быстрых нейтронов в толстых слоях защиты чрезвычайно сложны. Угловое и спектральное распределение быстрых нейтронов в защите зависит от толщины, а также от замедляющих и поглощающих свойств среды.
Для расчета защиты, которая состоит из воды и других сред, разработана теория выведения быстрых нейтронов.
Эта теория основана на следующих физических явлениях: - быстрые нейтроны, претерпев неупругое рассеяние на тяжелых ядрах, эффективно замедляются при последующих столкновениях с ядрами водорода, т.к.
с уменьшением энергии нейтрона растет сечение рассеяния водорода;
в результате упругих и неупругих столкновений нейтронов с ядрами изменяется направление движения нейтронов. Проходимый путь нейтрона увеличивается и, следовательно, растет вероятность его поглощения.
Таким образом, физический смысл сечения выведения состоит в том, что процессы взаимодействия нейтронов с ядрами тяжелых элементов, помещенных в водородосодержащую среду (неупругое рассеяние и упругое рассеяние, кроме рассеяния нейтронов на малые углы), рассматривается как поглощение нейтронов. Такое представление прохождения нейтронов через защиту вполне справедливо, если вспомнить, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами водорода увеличивается с уменьшением энергии нейтронов, а также имеет место большой сброс энергии нейтронов при рассеянии на водороде. В результате, при рассеянии резко уменьшается вероятность того, что нейтрон достигнет точки детектирования.
Практически упругое рассеяние на средних и тяжелых ядрах для En = 5…10 МэВ с увеличением энергии становится преимущественно рассеянием нейтронов в направлении вперед.
В этом случае истинное макроскопическое сечение выведения Σвыв. можно рассматривать как полное макроскопическое сечение за вычетом сечения рассеяния, соответствующего угловому распределению вперед.
Σвыв. = Σполн. - Σрасс.·cosτср,
где Σполн и Σрасс. - полное рассеяние и сечение упругого рассеяния нейтронов;
cosτср - средний косинус угла рассеяния.
Установлено, что cosτср не зависит от энергии нейтронов и равен 0,45 для водорода и 0,6 для всех других элементов. Экспериментально найдено, что для нейтронов с энергией En = 8 МэВ Σвыв. = (0,6 - 0,7)Σполн. Сечения выведения определены экспериментально (табл. 13.3).
Для расчета защиты, которая состоит из воды (содержание водорода по числу атомов не менее 20 %) и других материалов, например, железа и свинца, можно применять теорию выведения.
При этом эффекты ослабления потока нейтронов водой и другими компонентами защиты должны быть разделены (рис. 13.4).
Таблица 13.3