Лабораторные работы / Метода по 4 лабе_Защита от ионизирующего излучения

МИНИСТЕРСТВО ЦИФРОВОГО РАЗВИТИЯ, СВЯЗИ И МАССОВЫХ КОММУНИКАЦИЙ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Ордена Трудового Красного Знамени федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования

«МОСКОВСКИЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ СВЯЗИ И ИНФОРМАТИКИ»

КАФЕДРА «ЭКОЛОГИЯ»

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА№4

«ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ»

МОСКВА

2023

Цель: применить теоретические знания при расчете в представленных задачах.

В задачи лабораторной работы входит:

1. Выполнение задания в форме расчетов в представленных задачах.

Варианты задач:

Задача 1. Во сколько раз пробег в воздухе α-частиц, испускаемых

²³⁹ Ри (5,15 МэВ) Е_a = больше пробега α-частиц от ²³⁸ ₉₂ U (4,18 Е_α = МэВ)?

Задача 2. Определить пробег α-частиц ²³⁹₉₄ Ри в биологической ткани. При расчете принять атомную массу биологической ткани А = 15,7, а ее плотность 3 ρ 1 = г/см

Задача 3. Оценить пробег β-частиц, испускаемых

⁹⁰ ₃₉ Y (2,18 Eβ = МэВ) в воздухе 3 (ρ 0,00129 = г/см) и биологической ткани.

Задача 4. Рассчитать безопасное расстояние, на котором облучение соответствует предельно допустимому (Д = 100 мР), если М = 200 мг-экв. Rа, t = 12 ч/нед.

Задача 5. Мощность экспозиционной дозы без защиты на рабочем месте равна Р 280 мР/ч. Найти толщину защиты из железа, если источником является ¹³⁷ ₅₅ Сs (0,661 МэВ), Eγ = α - время работы 25 ч/нед.

Задача 6. Рассчитать толщину защиты из свинца от точечного источника ⁶⁰ ₂₇ СО активность 100 мКи. Расстояние до рабочего места 2 м, а время работы 36 ч/нед.

Задача 7. Рассчитать толщину водной защиты шахты промежуточного хранения урановых блочков, имеющих гамма-эквивалент 10⁷ г-эквRа, если глубина шахты 8 м, а время работы 36 ч/нед. Слой половинного ослабления воды в геометрии широкого пучка для данной энергии гамма-излучения принять равным 100 см.

Задача 8. Определить толщину бетонной защиты герметичной камеры, предназначенной для обработки в ней отработавших в ядерных реакторах ТВэлов с суммарным гамма-эквивалентом 50 г-эквRа. Расстояние от источника до рабочего места оператора, управляющего манипуляторами, равно 2 м. Время работы 36 ч/нед.

Задача 9. Определить безопасное расстояние R при 36-часовой рабочей неделе, на котором можно работать с полониево-бериллиевым источником, испускающим 10⁶нейт/с с энергией 5 МэВ; Еп ≈ гамма-излучением пренебречь.

Задача 10. Рассчитать толщину защиты из парафина для снижения плотности потока нейтронов 5; 10 нейт/(см) с энергией En = 1 МэВ до предельно допустимого значения при 36-часовой рабочей неделе. Δ_1/2 принять равным 7 см.

Задача 11. Мощность экспозиционной дозы, измеренная дозиметром от точечного изотропного источника гамма-излучения ⁶⁰ СО (1,25 МэВ) Е_γ = на рабочем месте равна Р 77,2 мкР/с. Определить толщину свинцовой защиты XРв, если продолжительность работы с источником для лиц категории облучения А составляет t = 6 ч.

Задача 12. Точечный изотропный источник ⁶⁰ СО транспортируется в течение двух суток. Активность источника А = 5,4 Ки. Определить толщину свинцового контейнера, учитывая, что расстояние от экспедитора до источника R = 2 м.

Задача 13. Свинцовая защита (толщина Х = 1,5 см) рассчитана для работы с точечным изотропным источником ¹³⁷ Сs (0,7 МэВ) E_γ = в течение t₁ = 0,5 ч с соблюдением предельно допустимой дозы. Какую толщину свинцовой защиты следует добавить, чтобы обеспечить работу в течение t₂ = 10 ч?

Задача 14. Оператору при работе со смесью радиоактивных продуктов деления с эффективной энергией E_эф = 1,5 МэВ пришлось изменить расстояние с R₁ = 5 м до R₂ = 1 м. Какой толщины должен быть свинцовый экран, если при работе на расстоянии 5 м соблюдалась предельно допустимая экспозиционная доза? Предусмотреть двукратный запас. Источник считать точечным изотропным.

Задача 15. Для градуировки дозиметра применяется точечный изотропный радионуклид ⁶⁰ СО активностью А = 50 мКи. Определить время работы при шестидневной рабочей неделе без защиты, чтобы обеспечить предельно допустимую эквивалентную дозу для персонала категории А. Расстояние от источника до оператора R = 2 м. Ослаблением и рассеиванием гамма излучения в воздухе пренебречь.

Задача 16. Спроектировать защиту из свинца от гамма-излучения точечного изотропного источника ⁶⁰ СО с активностью А = 10 мКи. Расстояние до рабочего места R = 1 м. Время работы t = 6 ч в день.

Задача 17. Определить толщину защиты экрана при работе с точечным изотропным источником ¹³⁹ Сs (0,7 МэВ) E_γ = гамма-эквивалент которого равен 50 мг-экв. Rа, в течение 6 ч на расстоянии 0,5 м.

Задача 18. Рассчитать толщину свинцового экрана, если необходимо снизить интенсивность гамма-излучения =1,25*10⁸ раз. Слой половинного ослабления для свинца Δ 1,3 1/2 = см.

Задача 19. Определить необходимую толщину защиты свинцового стекла, чтобы уменьшить мощность поглощенной дозы Д = 6,6 рад/ч до допустимого значения для персонала категории А при 30-часовой рабочей неделе. Слой половинного ослабления свинцового стекла Δ 2,1 1/2 = см.

Задача 20. Рассчитать толщину защиты водного экрана в бесконечной геометрии, ослабляющую гамма-излучение с энергией 3 МэВ точечного изотропного источника в 1000 раз.

Ход работы:

Теория:

Общие сведения

Воздействие на человека ИИ может быть внешним, внутренним или смешанным (внешним и внутренним), поэтому меры защиты в зависимости от интенсивности и вида могут быть различны. Во всех случаях комплекс защитных мероприятий должен обеспечить снижение суммарной дозы от всех источников до уровня, не превышающего предельно допустимой дозы или предела дозы для соответствующей категории людей.

Технический персонал службы дозиметрии и радиационной безопасности предприятий (учреждений), как правило, не должен заниматься расчетом и конструированием основных технических средств защиты, но иногда все же приходится оперативно решать вопросы обеспечения безопасных условий работы с радиоактивными веществами и другими источниками ИИ.

В данном разделе будут рассмотрены упрощенные методы расчета защиты от ИИ, нашедшие применение в деятельности служб дозиметрии и радиационной безопасности.

Защита от α-излучения. Защита от внешнего α-излучения не является проблемой, так как пробег даже самых высокоэнергетических α-частиц незначителен (в воздухе не превышает 10 см).

Установлен ряд эмпирических соотношений между пробегом α-частиц (см) в воздухе и их энергией (МэВ). Так, для расчетов в воздухе применяют формулу Гейгера (при t = 15 °С и давлении 760 мм рт. ст.):

(1.1)

А для любого вещества с атомной массой А формулу Брэгга:

(1.2)

где:

Rα – максимальный пробег, см;

ρ – плотность вещества, г/см3;

Еα – энергия α-частиц, МэВ.

Реальную опасность α-частицы представляют при попадании их внутрь организма, где происходит непосредственный контакт излучения с тканью. Чтобы не допустить этого, необходимо выполнять комплекс санитарно-гигиенических и технических мероприятий, о которых сообщено в лекционных материалах.

Защита от β-излучения.Для защиты персонала от внешнего β-излучения все операции с β-радионуклидами ведутся за экраном или в защитных шкафах. Расчет толщины защитного экрана не представляет сложной задачи, но необходимо иметь в виду, что при прохождении β-частиц через вещество возникает тормозное излучение, которое может существенно увеличить дозу излучения.

Для выбора экрана необходимо брать вещество с малым атомным номером Z.

Наиболее подходящими для этой цели являются оргстекло, различные пластические массы, алюминий, а при малой энергии β-частиц применяют железо и медь. На практике чаще всего толщина защитного экрана берется равной максимальному пробегу β-частиц R_макс.

Пробег β-частиц в воздухе зависит от энергии частиц и составляет от десятков до нескольких сот сантиметров. Для определения максимального пробега β-частиц в веществе в зависимости от их энергии предложены различные эмпирические формулы.

Защита от гамма-излучения. Защита от воздействия гамма-излучения может быть осуществлена временем, расстоянием и поглощающими экранами.

При расчете защиты будем пользоваться формулами для точечных источников гамма-излучения, т. е. источников, размеры которых малы по сравнению с расстоянием от них до облучаемого объекта.

Рассмотрим основные методы расчета физической защиты. Приближенный расчет защиты по слоям половинного ослабления. В практических расчетах для приближенного быстрого определения толщины защиты от гамма-излучающих источников конкретных радионуклидов можно использовать значения слоя половинного ослабления гамма-квантов в геометрии широкого пучка. Например, для 27 Сo и 88 Rа значения Δ1/ 2 можно принять равными:

для свинца – 1,3 см

для железа – 2,4

для бетона – 6,9 см (экспериментальные данные).

Расчет защиты от сложного гамма-спектра (метод конкурирующих линий) В случае немоноэнергетического источника гамма-излучения расчет толщины защитного экрана усложняется и проводится в следующей последовательности:

1. Из сложного гамма-спектра выделяют несколько энергетических интервалов с определенным значением энергии гамма-квантов и соответствующим процентным содержанием по гамма-излучению. Линии гамма-квантов с малой энергией и небольшим процентным вкладом в общее гамма-излучение в расчете защиты не учитывают.

2. Для определенных значений энергии гамма-квантов E1, E2, …, En зная их процентное содержание, находят соответствующие кратности ослабления К1, К2, К3, …, Кn.

3. По универсальным таблицам для каждой энергии в зависимости от расчетной кратности ослабления находят толщины защиты d1, d2, d3, …, dm.

4. Наибольшая толщина защиты соответствует главной линии спектра. Обозначим эту толщину через dr. Линия спектра, соответствующая следующей толщине защиты, называется конкурирующей линией спектра. Обозначим эту толщину защиты через dk. Тогда выбор толщины защиты d определяют, исходя из следующих условий:

если Δ, 1/ 2 1/ 2 то Δ, rk k d ddd − =+ ≺

если Δ, 1/ 2 то, rk r d ddd − = ≺

если 0, 1/ 2 то Δ. d dddrk r −= =+ (1.3)

Защита от нейтронов

Все источники нейтронного излучения испускают быстрые нейтроны, которые, взаимодействуя с ядрами поглощающей среды, испытывают упругое и неупругое рассеяние. Вероятность того или иного процессов различна и зависит от энергии нейтронов и вещества, через которое проходят нейтроны.

Наиболее значимый вид взаимодействия быстрых нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ – упругое столкновение с ядрами, при этом на более легких ядрах нейтроны теряют большую энергию. К таким материалам относятся водородосодержащие вещества (вода, тяжелая вода, парафин, полиэтилен, пластмассы и др.).

Наряду с упругим рассеянием нейтроны с энергией свыше 0,5 МэВ испытывают и неупругое рассеяние, причем для быстрых нейтронов с энергией выше 10 МэВ неупругое рассеяние становится столь же вероятным, как и упругое.

При неупругих столкновениях ядра поглотителя переходят в возбужденное состояние и, возвращаясь в основное состояние, испускают гамма-кванты или β-частицы.

В результате упругого и неупругого рассеяния быстрые нейтроны замедляются до тепловых. Тепловые нейтроны диффундируют через поглотитель, пока не выйдут за его пределы или не будут захвачены ядрами поглотителя по реакции (n, γ). Поэтому защита от нейтронов одновременно должна обеспечить и защиту от гамма-излучения. Значит, защита от нейтронов должна быть многокомпонентной.

Под действием нейтронного излучения многие материалы активизируются и становятся радиоактивными. Поэтому при выборе защитных материалов предпочтение следует отдавать материалам с малым сечением активации.

Точные методы расчета защиты от нейтронного излучения математически сложны. Нами будут рассмотрены простейшие методы. Ослабление плотности потока моноэнергетических нейтронов узкого пучка (мощности поглощенной дозы) в зависимости от толщины защиты d описывается формулой:

(1.4)

где ϕ – плотность потока нейтронов за защитой, нейт/(см²*с);

ϕ0 – плотность потока нейтронов в отсутствии защиты, нейт/(см²*с);

∑ – полное макроскопическое сечение поглотителя, см;

d – толщина защиты, см.

Плотность потока ϕ0 – величина, измеренная или рассчитанная исходя из мощности нейтронного источника (внешнего выхода нейтронов) q:

(1.4)

где q – мощность источника, нейт/с в угле 4;

R – расстояние от источника, см.

Полное макроскопическое сечение ∑ складывается из макроскопического сечения рассеяния ∑_S и макроскопического сечения поглощения∑_a

(1.5) и равно ∑ = σ * n_a,где n_a – количество атомов поглотителя в единице объема

(1.6)

σ – полное макроскопическое сечение взаимодействия нейтронов с ядрами поглотителя, см^–1, зависящее от энергии нейтронов, состава вещества поглотителя и других факторов. Оно состоит из макроскопического сечениярассеянияσ_S и макроскопического сечения поглощения σ_a:

σ = σ_S + σ_a(1.7)

Под макроскопическим сечением поглощения здесь понимается сумма сечений всех возможных взаимодействий нейтронов со средой защитного экрана (n, ), (n, a), (n, p), (n, f), в результате которых нейтрон поглощается или захватывается. Тогда

При расчете ослабления плотности потока быстрых нейтронов через вещество, состоящее из легких элементов, пользуются макроскопическим сечением рассеяния ∑_S, и, наоборот, при ослаблении потока нейтронов за счет поглощения нейтронов средой пользуются макроскопическим сечением поглощения ∑_a.

Если упругим или неупругим рассеиванием нельзя пренебречь, то при расчетах пользуются полным макроскопическим сечением ∑.

Нетрудно определить слой половинного ослабления нейтронов:

(1.9)

Если принять ϕ за предельно допустимую плотность потока нейтронов ϕ = ϕ_дпп, тогда кратность ослабления К_осл определяется соотношением:

(1.10)

Зная слой половинного ослабления и рассчитав число слоев n по кратности ослабления, можно найти требуемую толщину защиты d:

(1.11)

Длина релаксации нейтронов характеризует ослабление плотности потока нейтронов в e ≈ 2,718 раза в данном веществе поглотителя:

(1.12)

где L_S – среднее рассеяние, проходимое быстрым нейтроном в веществе между двумя столкновениями, см;

L_a – среднее расстояние, при прохождении которого плотность потока нейтронов уменьшается в e ≈ 2,718 раза (условно предполагают отсутствие рассеяния).

В общем случае L зависит от характеристики источника, толщины защиты и энергии детектируемых нейтронов. Имеются номограммы защиты от нейтронного излучения, построенные на основании вышеприведенных формул.

Характеристика защитных материалов:

При выборе материалов защиты определяющими факторами являются защитные и механические свойства материалов, их стоимость, масса и объем. Под защитными свойствами материалов понимают их замедляющую и поглощающую способность к активации под действием ИИ; под механическими – механическую прочность, способность сохранять размеры; под химическими – стойкость к ИИ, к химическим реагентам, огнестойкость, нетоксичность.

Для защиты от гамма-излучения наиболее распространенными материалами являются свинец, железо, бетон, железобетон, вода, свинцовое стекло, реже применяется обедненный уран, висмут, тантал и другие тяжелые вещества.

Для замедления быстрых нейтронов до тепловых применяют вещества с малым атомным номером Z.

Наиболее эффективными материалами являются водородосодержащие вещества: вода, тяжелая вода, бетон, парафин, полиэтилен, различные пластмассы. После того как быстрые нейтроны замедлились, они могут быть поглощены. Для этой цели применяют материалы с большим сечением поглощения σ_a – бор и материалы с добавками бора: борные стали, бораль, борный графит, карбид бора, борированная вода и бетон.

Поглощение нейтронов может сопровождаться захватным гамма-излучением, поэтому при выборе материала для поглощения тепловых нейтронов надо отдавать предпочтение таким, которые дают наименьшее захватное излучение.

Приведем краткую характеристику отдельных защитных материалов.

Вода – наиболее распространенный и допустимый материал, который используется для замедления быстрых нейтронов и как защитный материал. На атомах водорода нейтроны эффективно замедляются и превращаются в тепловые. При поглощении тепловых нейтронов в воде возникает захватное гамма-излучение с энергией E_γ = 2,23 МэВ. Применение борированной воды резко снижает захватное гамма-излучение. В борированной воде атомы бора легко поглощают тепловые нейтроны, а захватное гамма-излучение обладает меньшей энергией (E_γ = 0,5 МэВ).

Бетон является хорошим замедлителем и поглотителем быстрыхнейтронов, интенсивно поглощает гамма-излучение. В состав бетона входят цемент, песок и гравий. Цемент состоит в основном из окислов различных элементов (Са, Si, Аl, Fе), содержит легкие элементы. Для получения бетона с наибольшей плотностью в него добавляют наполнители: лимонитовые, боритовые руды, железный скрап. Концентрация бетонной защиты может быть монолитной (для больших реакторов) и состоять из отдельных блоков. Как правило, бетон применяют в стационарных защитных устройствах.

Свинец является одним из наиболее распространенных материалов для защиты от гамма-излучения. Его используют в качестве защитного материала при изготовлении контейнеров, блочных защитных экранов, коллиматоров и защитных устройств, когда необходима их компактность и малая масса. К недостаткам свинца как защитного материала следует отнести его малую механическую прочность и низкую температуру плавления (t пл = 327 °С).

Железо, сталь различных сортов являются основными материалами для изготовления корпусов реакторов, различных коммуникаций, арматуры для защиты из других материалов. Как защита от нейтронного излучения сталь более эффективна, чем свинец. К недостаткам железа следует отнести его способность активизироваться под действием тепловых нейтронов с образованием радионуклида 59Fe, излучающего гаммакванты с энергиями 1,1 и 1,29 МэВ. При поглощении тепловых нейтронов образуется захватное гамма-излучение с энергией гамма-квантов 7,5МэВ. Для снижения захватного излучения в сталь вводят добавки бора (борные стали). Для снижения наведенной гамма-активности при проектировании защиты используют сталь с наименьшим содержанием в ней марганца, тантала, кобальта и других примесей, способных легко активизироваться под действием тепловых нейтронов.

Из стали изготавливаются боксы, укрытия, шкафы, контейнеры и другое оборудование для защиты от гамма-излучения.

Кадмий хорошо поглощает нейтроны с энергией меньше 0,5 МэВ, но при этом возникает захватное гамма-излучение с энергией гамма-квантов до 7,5

17 МэВ. Несмотря на то, что листовой кадмий толщиной 0,1 см снижает плотность потока тепловых нейтронов примерно в 109 раз, это делает его малопригодным для защиты от тепловых нейтронов. Кадмий не обладает достаточно хорошими механическими свойствами. Температура плавления кадмия t_плав= 32 °С, что также ограничивает его применение. Чаще применяется сплав кадмия со свинцом, обладающий лучшими механическими свойствами и неплохими защитными свойствами от нейтронного и гаммаизлучений.

Органические соединения – парафин, полиэтилен, пластмасса, фторопласты. Они содержат в своем составе большое количество водорода и поэтому хорошо замедляют быстрые нейтроны. Органические материалы хорошо обрабатываются механически. Защитные устройства из них можно отливать любой формы. В качестве защитных материалов органические материалы можно использовать в условиях сравнительно невысоких температур, так как при высоких температурах они размягчаются и изменяют свои размеры. Для полиэтилена температура размягчения около 115°. Для уменьшения захватного гамма-излучения в органические материалы добавляют различные соединения бора (карбид бора, борную кислоту и т. п.)

Пример решения:

Задача 4. Рассчитать безопасное расстояние, на котором облучение соответствует предельно допустимому (Д = 300 мР), если М = 500 мг-экв. Rа, t = 18 ч/нед.

Выводы по лабораторной работе:

Форма отчетности:

1. Титульный лист;

2. Цель работы;

3. Расчетная часть;

4. Выводы.