Основные нормы радиационного контроля
Основными нормативными документами в области радиационной безопасности являются «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99 (взамен НРБ-76/87) и «Основные санитарные правило обеспечения радиационной безопасности» ОСПОРБ-99 (взамен «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП-72/87).
Основу системы радиационной безопасности (НРБ-99) составляют современные международные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, а также отечественный опыт.
Как и в прежних законодательных документах нормирование по НРБ-99 осуществляется дифференцированно для отдельных категорий облучаемых лиц, поскольку они существенно различаются по степени и продолжительности контакта с источниками ИИ. Установлены следующие категории облучаемых лиц:
· персонал (группы А и Б);
· все население, включая лиц из персонала, все сферы и условий их производственной деятельности.
К категории А относятся лица, которые непосредственно работают с РВ и источниками ИИ. К категории Б отнесены лица, которые не работают непосредственно с РВ и источниками ИИ, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться радиационному воздействию. Таким образом, к категории Б относятся работники вспомогательных или административно-хозяйственных подразделений, дислоцирующихся в санитарно-защитной зоне данного предприятия или учреждения или в помещениях, смежных с теми, где ведутся работы с РВ и эксплуатируются источники ИИ. К категории Б также относится часть населения, проживающая в зоне наблюдения, т.е. на территории, где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов предприятия и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы.
|
|
|
Для указанных категорий облучаемых лиц устанавливаются 3 класса нормативов:
1. основные пределы доз (ПД), приведенные в табл. 3;
2. допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющихся производными от основных пределов доз.
· пределы годового поступления;
· допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА);
· среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.
3. Контрольные уровни (дозы, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
| Нормируемые величины* | Пределы доз | |||
| Персонал, (группа А)** | Население | |||
| Эффективная доза | 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год | 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год | ||
| Эквивалентная доза за год
| ||||
| В хрусталике глаза | 150 мЗв | 15 мЗв | ||
| В коже | 500 мЗв | 50 мЗв | ||
| В кистях и стопах | 500 мЗв | 50 мЗв | ||
* допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.
** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б равны ¼ значения для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории – персонал приводятся только для группы А.
*** Отдельные дополнения к указанным нормативам для краткости в настоящей инструкции не приводятся.
Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв.
При одновременно воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать указанных (табл. 3) пределов доз.
Радиобиологические исследования показывают, что при хроническом облучении в малых дозах биологический эффект обусловлен только суммарной дозой облучения, получаемой за много лет. Поэтому в НРБ – 99 регламентируется только годовая предельно допустимая доза (ПДД) без ограничений уровня облучения за рабочий день, неделю, квартал. Это означает, что нормами допускается и одноразовое облучение в дозе, равной ПДД. Но при этом дополнительно к ранее существовавшим нормам накладывается ограничение на облучение женщин в возрасте до 40 лет в течение календарного года с целью уменьшения вероятности генетических последствий.
|
|
|
По нормативным значениям эквивалентной дозы определяют мощность экспозиционной дозы, т.е. допустимую мощность источника ИИ.
Допустимая мощность эффективной эквивалентной дозы (ДМД) внешнего облучения всего тела для лиц категории А при работе в течение года с ионизирующими излучениями в течение 1700 ч/год не должна превышать 0,05 Зв/год = 30 мкЗв/ч = 0,03 мбэр/ч. Допустимая мощность экспозиционной дозы для лиц категории А составит:
(1)
Для лиц категории Б, находящихся на территории учреждения и в пределах санитарно-защитной зоны в течение стандартного времени (2000 час/год), ДМД не должна превышать 0,005 Зв/год = 2,4 мкЗв/час.
(2)
|
|
|
При нахождении в жилых помещениях вне санитарно-защитной зоны (категория В) в течение стандартного времени (8000 час/год) ДМД не должна превышать 0,0005 Зв/год = 0,6 мкЗв/час.
(3)
2.3. Расчет мер защиты от внешнего излучения
Для расчета необходимых мер защиты используются следующие характеристики источников излучений.
Полная ионизационная гамма-постоянная(или просто гамма-постоянная) данного изотопа определяется как мощность экспозиционной дозы в Р/час, которая создается точечным источником гамма-излучения с активностью в 1 мКи на расстоянии 1 см без начальной фильтрации:
(4)
где: Р - мощность экспозиционной дозы, Р/ч; R - расстояние, R = 1 см;
А - активность, мКи.
Гамма-эквивалентисточника определяется относительно эталонного (в качестве эталона принят точечный источник радия активностью 1 мКи с фильтром из платины толщиной 0,5 мм, находящийся в равновесии со своими продуктами распада и создающий на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы, равную 8,4 р/ч) при одинаковых условиях и выражается в миллиграмм-эквивалентах радия (мг-экв. Ra):
(5)
где:mист - гамма-эквивалент исходного источника, мг-экв. Ra;
А- активность радионуклида, мКи;
8,4 - мощность дозы радиевого эталона, Р/(ч-мг-экв. Ra);
R - эталонное расстояние при определении гамма эквивалента, принимается равным 1 см.
Энергия γ-квантов Wф оценивается по формуле (6) с учетом величины флюенса излучения Ф, фотон/см2. Флюенсом называют поток частиц (фотонов) через единицу площади, создающий определенную эквивалентную дозу.
(6)
где: До(аБ)-допустимая доза в Зв/год (см. п. 1.2);
Кк- коэффициент качества излучения (табл. 1);
К - кратность ослабления;
Ф - флюенс, фотон/см2 (см. варианты в табл. 7).
Меры защиты определяются на основе расчета следующих показателей:
Допустимое время непосредственной работы персонала с источником t рассчитывается по формуле:
(7)
где: ДОА - допустимая мощность дозы для персонала, ДОА = 0,1 Р/нед;
rф - фактическое расстояние между работником и источником, м (см.варианты);
mист - гамма-эквивалент заданного источника, мг-экв. Ra.
Максимальная мощность источникаm’ист, с которой может работать персонал полную рабочую неделю:
(8)
где tH - продолжительность рабочей недели, час/нед, tH = 36 час/нед.
Минимально допустимое расстояние rрас, на котором должны находиться лица на территории учреждения в пределах санитарно-защитной зоны, производим по формуле (9):
(9)
где: Доб - допустимая мощность дозы для лиц категории Б, Доб=0,01 Р/нед.
Толщина экрана из заданного материала d3 определяется через толщину экрана из свинца dCB, для чего производится расчет мощности дозы заданного источника Д по формуле:
(10)
Затем осуществляют расчет необходимой кратности ослабления излучения по формуле:
(11)
Необходимая толщина свинцового экрана dсв выбирается из табл. 4 по величине кратности ослабления излучения К и энергии γ-излучения W. Энергия одного γ-кванта за период 1700 часов работы в год рассчитывается по формуле (6).
Если для защиты используют экраны из других материалов, то толщина такого экрана d3, определится по формуле:
(12)
где: рсв - плотность свинца, кг/дм3;
рэ - плотность материала экрана, кг/дм3.
Таблица 4
| Кратность ослабления, К | Толщина защиты из свинца dCB, см | |||||||||
| Энергия γ-излучения W, МэВ | ||||||||||
| 0,1 | 0,2 | 0,3 | 0,4 | 0,5 | 0,6 | 0,7 | 1,0 | 5,0 | 10,0 | |
| 2 | 0,1 | 0,2 | 0,3 | 0,4 | 0,5 | 0,76 | 0,8 | 1,3 | 2,0 | 14,3 |
| 5 | 0,2 | 0,4 | 0,6 | 0,9 | 1,1 | 1,74 | 1,9 | 3,8 | 5,5 | 40,2 |
| 10 | 0,3 | 0,55 | 0,9 | 1,3 | 1,6 | 2,4 | 2,6 | 4,8 | 7,6 | 58,4 |
| 50 | 0,4 | 0,85 | 1,4 | 1,95 | 2,6 | 3,7 | 3,95 | 8,6 | 10,1 | 78,4 |
| 100 | 0,5 | 1,0 | 1,6 | 2,3 | 3,0 | 3,85 | 4,7 | 8,0 | 12,9 | |
| 1000 | 0,7 | 1,5 | 2,4 | 3,3 | 4,4 | 6,5 | 6,95 | 11,1 | 16,5 | |
| 10000 | 1,05 | 2,1 | 3,3 | 4,55 | 5,9 | 8,5 | 9,1 | 14,0 | 20,8 | |
Плотности материалов для экранов приведены в табл. 5,
Таблица 5
| Наименование материалов | Плотность, кг/дм3 | Наименование материалов | Плотность, кг/дм3 |
| Алюминий | 2,7 | Железо | 7,89 |
| Бетон | 2,1-2,7 | Кирпич | 1,4-1,9 |
| Вода | 1,0 | Свинец | 11,34 |
| Воздух | 0,00129 | Чугун | 7,2 |
ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ ЗАДАНИЯ
Задачей занятия является приобретение практических навыков в расчете параметров организационных и технических мероприятий радиационной защиты, а именно:
- расчет времени tH непосредственной работы персонала с источником радиации, час/нед;
- расчет максимальной массы m' источника радиоактивности, с которым может работать персонал при полной рабочей неделе, мг-экв. Ra;
- расчет минимально допустимого расстояния r, на котором должен находиться, лица в пределах санитарной зоны без каких-либо защитных устройств, м;
- расчет толщины dэ защитных экранов, выполненных из различных материалов, м.
Последовательность выполнения задания:
3.1. Вычисление по формуле (1) гамма-постоянной данного изотопа Kj по заданным значениям (приведены в табл.7).
3.2. Вычисление по формуле (2) гамма-эквивалента заданного радионуклида.
3.3. Вычисление по формуле (7) допустимого времени tH непосредственной работы персонала с источником.
3.4. Расчет по формуле (8) максимальной мощности источника m’ист , с которой может работать персонал полную рабочую неделю.
3.5. Расчет минимально допустимого расстояния rрас, на котором должны находиться лица на территории учреждения в пределах санитарной зоны, производим по формуле (9).
3.6. Расчет толщины экрана из заданного материала dэ.
3.6.1. Расчет мощности дозы заданного источника D по формуле (10).
3.6.2. Расчет необходимой кратности ослабления излучения (11).
Энергия одного γ-кванта в период 1700 часов работы в год рассчитывается по формуле (6).
3.6.4. Необходимая толщина экрана d3 определяется по табл. 4 в зависимости от требуемой кратности ослабления излучения (К) и энергии γ-излучения (W) с учетом выражения (12).
ПРИМЕР РАСЧЕТА
Исходные данные:
• радионуклид Уран-238;
• мощность экспозиционной дозы Р-24 Р/ч;
• активность А = 100 мКи;
• расстояние rф = 0,5 м;
• материал экрана - бетон;
• флюенс Ф = 8,5 ∙ 107, фотон/см2.
4.1. Гамма-постоянная радионуклида
4.2 Радиевый эквивалент
4.3. Продолжительность рабочей недели
4.4. Расчетная максимально допустимая масса рабочего источника
4.5. Расчетное минимальное допустимое расстояние для лиц категории Б
4.6 Мощность дозы заданного источника
4.7 Кратность ослабления излучения для лиц категории А
4.8 Энергия g-излучения (фотонов)
4.9. По табл. 4 методом интерполяции находим толщину экрана dсв и dэ.
ТРЕБОВАНИЯ К ОТЧЕТУ
Отчет как письменный, таки устный должен содержать: сведения об основных видах излучений;
• сведения о дозах излучений;
в сведения об основных нормах радиационного контроля; сведения об основных видах защит от облучения;
• сведения о порядке расчетов;
расчеты по формулам с указанием определяющих параметров;
• результаты расчетов, сведенные в табл. 6;
• выводы.
Выводы должны содержать обоснование выбора средств защиты от радиации и сведения об эффективности ихприменения.
Таблица 6
Таблица результатов
| № п/п | Показатели | Величина | Размерность | Определяющее соотношение |
| 1 | Кj | Р-см2/(ч-мКu) | (4) | |
| 2 | mист | мг-экв. Rа | (5) | |
| 3 | t | ч/нед | (7) | |
| 4 | m'иcт | мг-экв.Rа | (8) | |
| 5 | rрас | м | (9) | |
| 6 | Д | Р/нед | (10) | |
| 7 | К | - | (11) | |
| 8 | Wф | МэВ | (6) | |
| 9 | dCB | см | Табл.4 | |
| 10 | dэ | см | (12) |
ВАРИАНТЫ ЗАДАНИЙ
Варианты заданий приведены в табл. 7.
Таблица 7
| № вариантов | Радионуклид | Вид излучения | Мощность экспозиционной дозы,Р/ч | Активность, мКu | Расстояние, м | Материал экрана | Флюенс, фотон / см2 |
| 1 | Стронций-90 | b, g | 30 | 10 | 0,1 | алюминии | 2-107 |
| 2 | Иод-126 | b,g | 50 | 20 | 0,2 | бетон | 1-107 |
| 3 | Скандий-46 | b,g | 20 | 10 | 0,3 | вода | 5-107 |
| 4 | Кобальт-60 | b.g | 50 | 20 | 0,4 | воздух | 4-107 |
| 5 | Кадмий-115 | b,g | 10 | 20 | 0,2 | железо | 5-107 |
| 6 | Сурьма-125 | b,g | 20 | 20 | 0,1 | кирпич | 8-107 |
| 7 | Теллур-129 | b,g | 20 | 20 | 0,4 | чугун | 20107 |
| 8 | Цезий-134 | b,g | 30 | 50 | 0,3 | алюминий | 3-107 |
| 9 | Иридий-192 | b,g | 40 | 100 | 0,1 | бетон | 10-107 |
| 10 | Свинец-210 | a,b,g | 50 | 200 | 0,5 | вода | 10-107 |
| 11 | Полоний-210 | a,g | 50 | 210 | 0,3 | железо | 10-107 |
| 12 | Радий-228 | b,g | 240 | 1000 | 0,2 | бетон | 1-107 |
| 12 | Торий-230 | a,g | 360 | 1500 | 0,4 | чугун | 10-107 |
| 14 | Уран-238 | a,g | 560 | 2300 | 0,5 | железо | 1-107 |
| 15 | Плутоний-242 | a,g | 45600 | 19000 | 0,2 | чугун | 10-107 |
Контрольные вопросы:
1. Дайте краткую характеристику основных видов ионизирующих излучений.
2. Какие последствия внешнего и внутреннего облучения человека возможны?
3. Укажите параметры, влияющие на степень воздействия на человека ионизирующих излучений.
4. Покажите соотношение эквивалентной и поглощенной доз.
5. Какие классы нормативов и категории лиц существуют при нормировании параметров ионизирующих излучений?
6. В чем заключается «защита временем»?
7. Какие меры защиты от ионизирующих излучений Вам известны?
Список литературы:
1. «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99;
2. «Основные санитарные правило обеспечения радиационной безопасности» ОСПОРБ-99;
3. Ушаков К.З., Каледина Н.О., Кирин Б.Ф., Сребный М.А. Безопасность жизнедеятельности: Учеб. для ВУЗов/Под ред. К.З. Ушакова. – М.: Изд. МГГУ, 2000, 219-240 с.
ПРАКТИЧЕСКОЕ ЗАНЯТИЕ №6
Дата добавления: 2018-04-04; просмотров: 504; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!