Лабораторна робота № 6 визначення необхідних величин засобів захисту від іонізуючого випромінювання
Мета роботи: навчитись вибрати та розрахувати необхідні заходи захисту від шкідливої дії іонізуючого випромінювання на людський організм
Програма роботи
1) Виміряти потужність експозиційної дози радіоактивного джерела іонізуючого випромінювання.
2) Розрахувати необхідну величину захисту від дії іонізуючого випромінювання для різних способів захисту
3) Вибрати доцільний спосіб захисту.
4) Зробити висновок.
Теоретичні відомості
Для захисту від шкідливої дії іонізуючого випромінювання застосовують такі засоби: стаціонарні (цегляні чи бетонні стіни, броньовані двері тощо) та пересувні (контейнери, екрани, ширми, кожухи тощо). Крім того, як захисні заходи використовуються обмеження тривалості перебування в зоні опромінення та перебування на безпечній віддалі.
Радіоактивні джерела, які використовуються в дефектоскопії, можна розглядати як точкові при розрахунку захисту. Для точкових джерел експозиційна (чи поглинута) доза D і потужність експозиційної (чи поглинутої) дози Р змінюються обернено пропорційно квадрату віддалі R між джерелом і точкою вимірювання:
(6.1)
де – потужність експозиційної дози на віддалі 1 м від джерела;
(6.2)
де – час роботи з радіоактивним джерелом.
Якщо відомо грам-еквівалент М радіоактивного джерела, тоді потужність експозиційної дози (чи дозу) визначають за формулою
(6.3)
де 8,4 – потужність експозиційної дози одного мг-еквівалента радію 226Rа (8,4 р/год = 2,3310-3 р/с ) на віддалі 1 м від джерела.
При відомій активності А радіоактивного джерела потужність експозиційної дози визначається наступною формулою:
(6.4)
де
– гамма-постійна радіоактивного нукліду.
Товщину захисних засобів доцільно визначати на номограмах, графіках чи з таблиць, які одержані на основі експериментальних і теоретичних даних для ослаблення широкого пучка -випромінювання джерел, які знайшли застосування в дефектоскопії.
Всі номограми, графіки, таблиці, які розраховані для приміщень з постійним перебуванням осіб категорії А (згідно класифікації в “Нормах радіаційної безпеки НРБУ-97” можна використовувати і при розрахунку захисту в інших випадках, наприклад, для осіб категорії Б. Для цього необхідно ввести фіктивні потужності експозиційних доз на віддалі 1 м, гамма-еквівалент джерел, які перевищують істинні в стільки раз, в скільки відповідні проектні потужності дози менші тих, які були використані при розрахунках.
Прийнято, що при зовнішньому опроміненні іонізуючим випромінюванням всього тіла, як це має місце в радіаційній дефектоскопії, гранично допустимій дозі 2 бер в рік практично відповідає потужність еквівалентної дози 1,11 мбер/год (для 36-годинного робочого тижня осіб категорії А). Проектну потужність експозиційної дози іонізуючого випромінювання прийнято вважати рівною 555 мкбер/год чи 0,04/t мбер/год, якщо заздалегідь відомо час роботи протягом тижня.
Існує кілька методів розрахунку захисних споруд.
Перший метод захисту за кратністю ослаблення. При цьому використовують графічну залежність (рис. 6.1) кратності К послаблення -випромінювання 60Сo від товщини захисту.
Другий метод – розрахунок захисту за універсальними таблицями (табл. 6.1) при відомих гамма-еквівалентах джерела і його енергії випромінювання.
Третій метод – розрахунок захисту від потужності експозиційної дози випромінювання чи еквіваленту радіоактивного джерела, віддалі від нього до робочого місця і часу роботи. Для цього використовують номограми визначення товщини свинцевого захисту від -випромінювання радіоактивних джерел (рис. 6.1, 6.2). Вихідними даними для розрахунку захисту на цій номограмі є -еквівалент джерела випромінювання М, віддаль від джерела до робочого місця R і час t роботи з джерелом за тиждень.
Остаточно визначені із табл. 6.1 та рис. 6.1-6.2 значення слід поділити на 2.5 і отриманий результат буде потрібною товщиною захисту згідно вимог НРБУ-97.
Товщина захисту визначення із номограми, забезпечує зниження розрахункової потужності дози до проектного значення Р0 = 555 мкбер/год.
Якщо
споруджувати закисні споруди недоцільно,
то розраховують безпечну віддаль
і безпечний час
роботи з радіоактивними джерелами за
формулами:
або
(6.5)
або
(6.6)
де
= 20 мбер – проектна тижнева еквівалентна
доза;
t – час роботи за тиждень;
– потужність еквівалентної дози.
Рисунок 6.1 – Номограма для розрахунку захисту від γ-випромінювання 192 Ir за кратністю послаблення свинцем (ρ=11,34 г/см3) і залізом (ρ=7,89 г/см3)
Рисунок 6.2 – Номограма для розрахунку захисту від γ-випромінювання 60Co за кратністю послаблення свинцем (ρ=11,34 г/см3) і залізом (ρ=7,89 г/см3)
Таблиця 6.1 – Товщина захисту із свинцю від γ-випроміню-вання (широкий пучок) для різної кратності послаблення К
К |
Товщина захисту (см) при енергії γ-випромінюванні, МеВ |
|||||||||
0,1 |
0,2 |
0,3 |
0,4 |
0,5 |
0,6 |
0,7 |
0,8 |
0,9 |
1,0 |
|
1,5 |
0,05 |
0,1 |
0,15 |
0,2 |
0,2 |
0,3 |
0,4 |
0,6 |
0,7 |
0,8 |
2 |
0,1 |
0,2 |
0,3 |
0,4 |
0,5 |
0,7 |
0,8 |
1,0 |
1,15 |
1,3 |
5 |
0,2 |
0,4 |
0,6 |
0,9 |
1,1 |
1,5 |
1,9 |
2,2 |
2,5 |
2,8 |
8 |
0,2 |
0,5 |
0,8 |
1,1 |
1,5 |
1,95 |
2,35 |
2,8 |
3,2 |
3,5 |
10 |
0,3 |
0,55 |
0,9 |
1,3 |
1,6 |
2,1 |
2,6 |
3,05 |
3,5 |
3,8 |
20 |
0,3 |
0,6 |
1,1 |
1,5 |
2,0 |
2,6 |
3,25 |
3,85 |
4,4 |
4,9 |
30 |
0,35 |
0,7 |
1,15 |
1,7 |
2,3 |
3,0 |
3,65 |
4,3 |
4,95 |
5,5 |
40 |
0,4 |
0,8 |
1,3 |
1,8 |
2,4 |
3,1 |
3,8 |
4,5 |
5,2 |
5,8 |
50 |
0,4 |
0,85 |
1,4 |
1,95 |
2,6 |
3,25 |
3,95 |
4,6 |
5,3 |
6,0 |
60 |
0,45 |
0,9 |
1,45 |
2,05 |
2,7 |
3,45 |
4,2 |
4,95 |
5,6 |
6,3 |
80 |
0,45 |
1,0 |
1,55 |
2,15 |
2,8 |
3,7 |
4,5 |
5,3 |
6,0 |
6,7 |
100 |
0,5 |
1,0 |
1,6 |
2,3 |
3,0 |
3,85 |
4,7 |
5,5 |
6,3 |
7,0 |
2∙102 |
0,6 |
1,25 |
1,9 |
2,6 |
3,4 |
4,4 |
5,3 |
6,3 |
7,2 |
8,0 |
5∙102 |
0,65 |
1,4 |
2,2 |
3,1 |
4,0 |
5,1 |
6,1 |
7,2 |
8,2 |
9,2 |
103 |
0,7 |
1,5 |
2,4 |
3,3 |
4,4 |
5,7 |
6,95 |
8,1 |
9,2 |
10,2 |
2∙103 |
0,85 |
1,7 |
2,7 |
3,8 |
5,0 |
6,3 |
7,6 |
8,8 |
10,0 |
11,1 |
5∙103 |
0,9 |
1,9 |
3,0 |
4,2 |
5,5 |
7,0 |
8,5 |
9,9 |
11,2 |
12,4 |
104 |
1,05 |
2,1 |
3,3 |
4,55 |
5,9 |
7,5 |
9,1 |
10,6 |
12,0 |
13,3 |
2∙104 |
1,1 |
2,2 |
3,5 |
4,85 |
6,3 |
8,0 |
9,7 |
11,3 |
12,8 |
14,2 |
5∙104 |
1,15 |
2,35 |
3,7 |
5,2 |
6,9 |
8,7 |
10,5 |
12,3 |
14,0 |
15,6 |
105 |
1,15 |
2,4 |
3,8 |
5,4 |
7,2 |
9,2 |
11,1 |
13,0 |
14,8 |
16,5 |
2∙105 |
1,3 |
2,6 |
4,1 |
5,7 |
7,6 |
9,6 |
11,6 |
13,6 |
15,5 |
17,5 |
5∙105 |
1,4 |
2,8 |
4,4 |
6,1 |
8,2 |
10,2 |
12,3 |
14,4 |
165 |
18,5 |
106 |
1,45 |
3,0 |
4,7 |
6,5 |
8,7 |
10,9 |
13,1 |
15,3 |
17,5 |
19,5 |
2∙106 |
1,55 |
3,2 |
5,0 |
7,0 |
9,1 |
11,5 |
14,0 |
16,3 |
18,5 |
20,4 |
5∙106 |
1,65 |
3,3 |
5,3 |
7,3 |
9,6 |
12,1 |
14,7 |
17,2 |
19,5 |
21,6 |
107 |
1,7 |
3,4 |
5,4 |
7,6 |
10,1 |
12,6 |
15,2 |
17,8 |
20,3 |
22,5 |
1,5∙107 |
0,05 |
0,1 |
0,15 |
0,2 |
0,2 |
0,3 |
0,4 |
0,6 |
0,7 |
0,8 |
Обладнання: два різні джерела іонізуючого випромінювання в контейнерах, комбінований прилад для вимірювання потужності польової еквівалентної дози гамма-випромінювання типу РКСБ-104, вимірювач потужності дози ДП-5В, лінійка.
Хід роботи
1. Відкрити контейнер з джерелом іонізуючого випромінювання, відміряти віддаль 1 м від джерела і заміряти на цій віддалі по осі пучка випромінювання потужність дози випромінювання приладом ДП-5В.
2. Закрити контейнер і розрахувати необхідну товщину захисту із свинцю, сталі і бетону при 36-годинному робочому тижні, при 2-годинному робочому тижні та при тривалості роботи 14 годин в рік на віддалі 1 м від джерела.
3. Розрахувати безпечну тривалість роботи з джерелом іонізуючого випромінювання на віддалях від джерела рівних 1 м, 2 м, 3 м, 4 м, 5 м.
4. Розрахувати безпечну віддаль при роботі з досліджуваним джерелом протягом 36 годин в тиждень, 2 години в тиждень, 14 годин в рік.
5. На основі одержаних результатів визначити найдоцільніший спосіб захисту від шкідливої дії іонізуючого випромінювання досліджуваного джерела.
6. При проведенні вимірювань провести контрольні вимірювання потужності еквівалентної дози випромінювання приладом РКСБ-104 в точках поза тілесним кутом пучка випромінювання.
Контрольні питання
1. Які встановлено категорії опромінення осіб згідно НРБУ-97?
2. Що таке експозиційна і еквівалентна дози? В яких одиницях вони вимірюються?
3. Які дозові межі зовнішнього опромінення?
4. Які є методи розрахунку захисту від прямого опромінення? від розсіяного?
5. Як розрахувати захист від немоноенергетичного випромінювання?
Рекомендована література
1. Румянцев С.В. Радиационная дефектоскопия /
С.В. Румянцев. – М.: Атомиздат, 1974.– 512 с.
2. Радиоизотопная дефектоскопия. Методы и аппаратура / А.Н. Майоров, О.В. Маминокян, Л.И. Косарев и др. – М.: Атомиздат, 1976. – 208 с.
3. Румянцев С.В. Типовые методики радиационной дефектоскопии и защиты / С.В.Румянцев, В.А.Добромыслов, О.И. Борисов.– М.: Атомиздат, 1979.– 200 с..
3. Павлов С.П. Oxpана труда в приборостроении /
С.П. Павлов, З.И. Губонина.– М.:Высшая школа, 1985.– 360 с.