Критерием при расчете параметров защиты от внешнего облу­чения является предел эффективной дозы, который для работаю­щих с радиоактивными веществами (персонал-категория А) состав­ляет 20 мЗв в год (табл.

67). Хотя в настоящее время предел доз на неделю не регламентируется, при расчетах удобнее пользоваться недельной дозой, которая при равномерном распределении годово­го облучения составляет 0,4 мЗв.

Подставив значение недельной дозы, приведя в соответствие единицы измерений и выразив расстояние в метрах, можно полу­чить упрощенную формулу для расчета основных параметров за­щиты:

где т - у-активность источника облучения, в Бк; t - время облучения за рабочую неделю, в ч; R - расстояние от источника облучения, в м; 1,8 х 10 8 - коэффициент пересчета.

Так как данная формула отражает соотношение между актив­ностью источника, расстоянием и временем облучения при безопас­ных условиях работы, её можно использовать для расчета основ­ных параметров защиты.

Защита количеством заключается в определении пре­дельно допустимой активности источника, с которой можно рабо­тать без экрана в течение данного времени на данном расстоянии.

Пример. Оператор постоянно работает на расстоянии 1 м от источника излучения в течение 36 ч в неделю. С какой максималь­ной активностью источника излучения он может работать? По формуле вычисляем:

Защита временем заключается в определении срока работы с радиоактивным веществом в течение недели, при котором созда­ются безопасные условия (без превышения ПД) при постоянной работе.

Пример. В лаборатории работают с источником облучения ак­тивностью 5,8х10 7 Бк на расстоянии 1 м от него. Необходимо опре­делить допустимое время работы (за неделю). По формуле вычис­ляем:

Защита расстоянием заключается в определении расстоя­ния от работающего до источника излучения, на котором (при дан­ном источнике и времени) можно работать безопасно.

Пример. Сестра радиологического отделения в течение 6 ч ежедневно готовит препараты радия активностью 5,8х10 б Бк. На каком расстоянии от источника она должна работать?

Защита экранами основана на способности материалов по­глощать радиоактивное излучение. Интенсивность поглощения γ- излучения прямо пропорциональна удельному весу материалов и их толщине и обратно пропорциональна энергии излучения.

При наружном облучении а-частицами в экранировании нет необходимости, так как а-частицы имеют небольшой пробег в воз­духе и хорошо задерживаются другими материалами (лист бумаги не пропускает а-частицы).

Для защиты от β-излучения следует применять легкие мате­риалы: алюминий, стекло, пластмассы и др. Слой алюминия тол­щиной 0,5 см полностью задерживает р-частицы.

Для защиты от γ-лучей следует применять экраны из тяжелых металлов: свинца, чугуна и других тяжелых материалов (бетон). Можно использовать также грунт, воду и т.д.

Толщину защитного экрана, который ослабит мощность γ-излучения до предельно допустимых уровней, можно рассчитать двумя способами: 1) по таблицам (с учетом энергии излучения); 2) по слою половинного ослабления (без учета энергии излучения).

Расчет толщины экрана по таблицам. В зависимости от энергии γ-излучения проникающая способность его будет раз­личной. Поэтому для точного расчета толщины защитных экранов составлены специальные таблицы, в которых учитывается крат­ность ослабления и энергии излучения (табл. 68).

Пример. Лаборант, производящий фасовку радиоактивного золота 198 Аu с энергией излучения 0,8 МэВ, получит без защиты через неделю дозу облучения 2,0 мЗв. Какой толщины свинцовый экран необходимо применить для создания безопасных условий работы лаборанта?

Величина коэффициента ослабления (кратность ослабления) определяется по формуле:

где К - кратность ослабления; Р - полученная доза; Р 0 - пре­дельно допустимая доза.

Толщина защитного экрана из свинца (мм) в зависимости от кратности ослабления и энергии γ- излучения (широкий пучок)

Таблица 68

Кратность ослабления, К				Энергия у-излучения,			МэВ
	0,1	0,2	0,3	0,4	0,5	0,6	0,7	0,8	0,9	1,0
1,5	0,5	1,0	1,5	2	2	3	4	6	7	8
2	1	2	3	4	5	7	8	10	11,5	13
5	2	4	6	9	И	15	19	22	25	28
8	2	5	8	11	15	19,5	23,5	28	32	35
10	3	5,5	9	13	16	21	26	30,5	35,5	38
20	3	6	И	15	20	26	32,5	38,5	44	49
30	3,5	7	11,5	17	23	30	36,5	43	49,5	55
40	4	8	13	18	24	31	38	45	52	58
50	4	8,5	14	19,5	26	32,5	39,5	46	53	60
60	4,5	9	14,5	20,5	27	34,5	42	49,5	56	63
80	4,5	10	15,5	21,5	28	37	45	53	60	67
100	5	10	16	23	30	38,5	47	55	63	70

Окончание таблицы 68

Кратность ослабления, К	Энергия Y -излучения, МэВ
	1,25	1,5	1,75	2	2,5	3	4	6	8	10
1,5	9,5	И	12	12	12	13	12	10	9	9
2	15	17	18,5	20	20	21	20	16	15	13,5
5	34	33	41	43	44	46	45	38	33	30
8	42	48	52,5	55	57	59	58	50	43	38
10	45	51	56	59	61	65	64	55	49	42
20	58	66	72	76	78	83	82	71	63	56
30	65	73	80	85	88	93	92	80	72	63
40	68,5	78	86	91	91	100	99	87	78	68
50	72	82	90	96	100	106	105	92	83	73
60	75	85	95	101	104	110	109	97	87	77
80	80	92	101	107	111	117	116	104	94	82
100	84,5	96,5	106	ИЗ	117	122	121	109	99	87

В нашем примере:

68 на пересечении линий, соответствующих кратности ослабления 5 и энергии излучения 0,8 МэВ, находим, что необхо­димая толщина свинцового экрана должна быть 22 мм.

При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результат находят методом ин­терполирования либо используют последующие числа, обеспечи­вающие более надежную защиту.

Санитарные правила устройства и эксплуатации радиационных контуров при ядерных реакторах*

УТВЕРЖДЕНЫ Заместителем Главного государственного санитарного врача СССР А.И.Заиченко 27 декабря 1973 г. N 1137-73
_______________
* Настоящие Правила разработаны сотрудниками филиала научно-исследовательского физико-химического института им. Л.Я.Карпова и Всесоюзного центрального научно-исследовательского института охраны труда ВЦСПС.

Введение

Введение

Настоящие правила составлены в развитие "Норм радиационной безопасности"* (НРБ-69) и "Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений"* (ОСП-72).
_______________
СП 2.6.1.2612-10 (ОСПОРБ-99/2010) ;
** На территории Российской Федерации документ не действует. Действуют СанПиН 2.6.1.2523-09 (НРБ-99/2009) . - Примечание изготовителя базы данных.

Правила являются обязательными для всех учреждений и предприятий, проектирующих, строящих и эксплуатирующих радиационные контуры (РК) при ядерных реакторах.

Правила распространяются на РК исследовательского, полупромышленного и промышленного типов, предназначенные для проведения радиохимических процессов, лучевой стерилизации, биологических экспериментов и т.д.

Ответственность за выполнение настоящих Правил возлагается на администрацию учреждений (предприятий).

1. Основные понятия, определения и терминология

1.1. Радиационный контур (РК) - устройство для гамма-облучения, использующее циркуляцию рабочих веществ, в которых под действием нейтронов реактора образуются гамма-активные изотопы.

1.2. Гамма-носитель - рабочее вещество, являющееся источником гамма-излучения в РК.

1.3. Делящийся гамма-носитель - вещество, в котором под действием нейтронов происходит расщепление атомных ядер.

1.4. Генератор активности - устройство, в котором рабочее вещество РК становится гамма-активным.

1.5. Облучатель - часть РК, предназначенная для облучения различных объектов излучения гамма-носителя.

1.6. Радиационный аппарат - устройство, предназначенное для осуществления определенного радиационного процесса.

1.7. Запаздывающие нейтроны - нейтроны, испускаемые ядрами спустя некоторый промежуток времени после деления.

1.8. Фотонейтроны - нейтроны, вылетающие из ядер атомов в результате их взаимодействия с гамма-квантами.

1.9. РК с водным способом защиты - такие РК, в которых облучатель находится постоянно под защитным слоем воды.

1.10. РК с сухим способом защиты - такие РК, в которых для защиты от излучения используется бетон, свинец и другие твердые материалы.

1.11. Рабочая камера - помещение, окруженное защитой, в котором производится облучение.

1.12. Рабочий бассейн - бассейн, служащий для хранения облучателя и для помещения облучаемого объекта.

1.13. Лабиринт (изогнутый коридор) - типичное защитное устройство, предохраняющее от излучения источника за пределами рабочей камеры.

1.14. Хранилище гамма-носителя - специальная емкость, соединенная с системой РК, в которой хранится гамма-носитель при прекращении циркуляции.

1.15. Аварийное хранилище - специальная емкость (резервуар), предназначенная для слива гамма-носителя в аварийных случаях.

1.16. Операторская - помещение, в котором расположены системы управления РК.

1.17. Смежное помещение - помещение, непосредственно прилегающее к рабочей камере и отделенное от нее постоянной перегородкой (стеной, полом, потолком).

1.18. Запретный период - время работы вентиляции после окончания облучения, необходимое для снижения концентрации токсических веществ в рабочей камере до предельно допустимых величин.

2. Общие положения

2.1. По назначению РК при ядерных реакторах разделяются на две группы:

I группа - РК научно-исследовательского, полупромышленного и промышленного типов, предназначенные для проведения взрывоопасных процессов;

II группа - РК научно-исследовательского, полупромышленного и промышленного типов, предназначенные для проведения невзрывоопасных процессов.

2.2. При разработке РК и их эксплуатации должны учитываться конкретные особенности используемого типа реактора и свойства применяемого гамма-носителя.

2.3. Степень возможной радиационной опасности при эксплуатации РК определяется следующими основными факторами:

а) интенсивностью внешних потоков гамма-излучения в рабочих помещениях;

б) радиоактивной загрязненностью помещений, оборудования и облучаемых объектов, возникающей в результате разгерметизации системы РК и при ремонтных работах;

в) загрязненностью воздуха производственных помещений радиоактивными аэрозолями и газами;

г) интенсивностью потоков запаздывающих нейтронов при использовании гамма-носителя на делящихся материалах;

д) интенсивностью потоков фотонейтронов, образующихся по реакции (, );

е) активацией облучаемых объектов, радиационных аппаратов, окружающей среды запаздывающими нейтронами и фотонейтронами.

2.4. Нерадиационными источниками опасности являются:

а) озон и окислы азота, образующиеся в результате радиолиза воздуха;

б) продукты радиолиза воды при наличии ее в технологических системах РК;

в) токсические вещества, поступающие в воздух помещений из облучаемых объектов и пр.

2.5. Потенциальными источниками опасности являются:

а) взрыво- и огнеопасные вещества, облучаемые на РК, или продукты, образующиеся в процессе облучения;

б) "гремучая смесь", образование которой возможно при радиолизе воды в случае размещения отдельных узлов РК под водой;

в) агрессивные среды, возникающие при эксплуатации РК.

2.6. Проекты вновь строящихся при* реконструируемых РК подлежат обязательному согласованию с учреждениями санэпидслужбы. В проектах РК должны быть учтены все факторы опасности и разработаны эффективные мероприятия по снижению вредных воздействий на персонал.
_______________
* Текст документа соответствует оригиналу. - Примечание изготовителя базы данных.

2.7. РК до их пуска в эксплуатацию должны быть приняты комиссией в составе представителей администрации учреждения (предприятия), санэпидслужбы, Госатомнадзора и др. заинтересованных организаций.

2.8. К работе на РК допускаются лица, не имеющие медицинских противопоказаний, перечисленных в приложении к "Основным санитарным правилам". Медицинский осмотр должен проводиться 1 раз в год, а контроль содержания радиоактивных веществ в организме работающих при безаварийной эксплуатации РК - 1 раз в 5 лет.

2.9. На основании настоящих Правил администрация учреждения (предприятия) разрабатывает детальные инструкции по технике безопасности при обслуживании и работе на РК с учетом особенностей устройства РК и проводимых работ.

2.10. Ответственность за безопасность работ на РК несут администрация учреждений (предприятий) и руководители работ.

2.11. Все работающие на РК должны быть обучены безопасным методам работы, знать правила пользования санитарно-техническими устройствами, защитными приспособлениями и правилами личной гигиены, а также сдать соответствующий техминимум. Повторная проверка знаний должна проводиться не реже одного раза в год. Лица, привлекаемые к работе на РК, должны быть проинструктированы перед началом работы. В случае изменения ряда параметров РК (технологии процесса облучения, системы управления РК и т.п.) необходимо провести дополнительный инструктаж.

3. Требования к конструкции и защите радиационных контуров

3.1. РК с гамма-носителями любого типа должны иметь надежную систему герметизации.

3.2. Материалы, применяемые для изготовления узлов и коммуникаций РК, должны обладать:

а) достаточной механической прочностью;

б) высокой коррозионной устойчивостью в условиях эксплуатации;

в) малой сорбционной емкостью по отношению к гамма-носителю;

г) низким сечением активации в нейтронных потоках;

д) малым периодом полураспада наведенной активности.

3.3. Наиболее уязвимые узлы и системы РК (электромагнитные насосы, датчики уровня, температуры и т.д.) необходимо располагать таким образом, чтобы их замена, в случае выхода из строя, осуществлялась с минимальной опасностью и без нарушения герметичности циркуляционной системы.

3.4. При проектировании РК целесообразно выбирать при прочих условиях наименьшую скорость циркуляции гамма-носителя для снижения коррозии и эрозии конструкционных материалов РК.

В случае использования в качестве гамма-носителя делящегося материала скорость циркуляции должна обеспечивать, кроме того, минимальную активность, наведенную запаздывающими нейтронами в облучаемой системе и конструкционных материалах РК.

3.5. Конструкция РК должна предусматривать предотвращение закупорки в системах коммуникаций при любых режимах работы ядерного реактора.

При проектировании РК на основе расчета теплового режима всех узлов и коммуникаций РК должна быть исключена возможность такой закупорки. Конструкция РК должна предусматривать возможность ликвидации закупорки коммуникаций гамма-носителем.

В процессе эксплуатации РК необходимо осуществлять постоянный контроль температуры гамма-носителя и в случае необходимости принимать меры к поддержанию рабочего режима.

3.6. Конструкция РК должна позволять полностью удалять в случае необходимости гамма-носитель в специальное хранилище (сливное устройство и пр.). Необходимо обеспечивать такое расположение узлов и коммуникаций РК и такую конструкцию облучателя, которые максимально облегчают естественное удаление гамма-носителя в хранилище. При этом необходимо учитывать изменение мощности реактора в связи с аварийным сливом гамма-носителя.

3.7. На РК должно быть предусмотрено устройство для принудительного удаления в специальное хранилище остатков гамма-носителя (например, с помощью продувки системы РК инертными газами и т.д.), а также удаление гамма-носителя из тех узлов РК, откуда невозможен его слив под действием силы тяжести.

3.8. При приемке РК в эксплуатацию после устранения обнаруженных дефектов монтажа производится загрузка контура гамма-носителем и проверяется надежность и стабильность его циркуляции как в пусковых, так и в стационарных циркулирующих режимах (первая стадия приемки). Во второй стадии приемки во время циркуляции гамма-носителя при малой мощности ядерного реактора (близкой к нулевой) проверяется надежность и стабильность всех систем РК, включая приборы дозиметрического и технологического контроля. В заключительной стадии приемки комиссия проверяет величину гамма-фона у наружных поверхностей защиты в процессе постепенного вывода реактора на максимальную мощность.

На заключительной стадии комиссия составляет акт о приемке РК в эксплуатацию.

3.9. Расчет защиты РК следует проводить с учетом всех видов излучений (нейтронов, гамма-излучения и пр.).

3.10. При применении в РК неделящихся гамма-носителей расчет защиты проводится по универсальным таблицам, приведенным в приложении 1.

4. Требования к системам блокировки и сигнализации

4.1. РК должны иметь надежные системы блокировки и сигнализации, обеспечивающие непрерывную информацию об уровнях излучения и срабатывающие независимо друг от друга как при возрастании мощности дозы, так и при неисправностях технологических систем. На РК с защитой сухого типа должно быть оборудовано не менее двух полностью независимых систем блокировки входной двери камеры облучения (или лабиринта).

4.2. В случае неисправности хотя бы одной из систем блокировки и сигнализации входной двери камеры облучения эксплуатация РК запрещается до ликвидации неисправности.

4.3. Системы блокировки должны быть основаны на одновременном использовании:

а) приборов, информирующих о величине мощности дозы гамма- и нейтронного излучения;

б) устройства (насос и пр.), обеспечивающего циркуляцию гамма-носителя в системе РК.

4.4. При незапертой входной двери гамма-носитель должен находиться в хранилище, а возможность его циркуляции должна быть исключена.

Должна быть также исключена возможность попадания человека в рабочую камеру и лабиринт в случае конвейерной системы подачи объектов на облучение во время работы РК.

4.5. При включении энергопитания входная дверь должна оставаться заблокированной.

4.6. Рабочая камера РК должна быть оборудована звуковой и световой сигнализацией, которая предупреждает о необходимости немедленно покинуть рабочую камеру (или лабиринт).

4.7. Вход в рабочую камеру РК допускается только по разрешению ответственного дежурного лица.

4.8. В рабочей камере (или лабиринте) должны находиться устройства, позволяющие немедленно прекратить циркуляцию гамма-носителя и перевести его в хранилище.

4.9. На пульте управления РК должны быть приборы и световое табло, информирующее о величинах мощности дозы гамма- и нейтронного излучений (для контура с делящимся материалом) в рабочей камере, в лабиринте, о работе устройств для осуществления циркуляции гамма-носителя, вакуумных систем и пр. Необходимо оснащать РК датчиками, сигнализирующими об утечке гамма-носителя из контура.

4.10. В случае установления запретного периода времени блокировка входной двери должна включать в себя устройство, обеспечивающее соблюдение этого срока после удаления гамма-носителя.

4.11. На РК, оборудованных конвейером, монтажными люками, должна быть исключена возможность попадания людей в рабочую камеру через отверстия входа и выхода конвейера и открытия люка при работе РК.

4.12. РК с водяной защитой должны быть оборудованы звуковой и световой сигнализациями:

а) об изменении уровня воды;

б) о повышении порогового значения мощности дозы над зеркалом воды бассейна.

4.13. При снижении уровня воды в бассейне, приводящем к повышению уровня излучения, превышающего предусмотренный для данной установки, автономная система блокировки должна обеспечить прекращение циркуляции гамма-носителя и перевод его в хранилище.

4.14. Бассейн должен иметь ограждения или крышку для предотвращения несчастных случаев при проведении ремонтных и других работ на РК.

5. Требования к вентиляции

5.1. Вентиляция помещений РК проектируется с учетом требований СН-245-71* и должна обеспечивать удаление наряду с радиоактивными аэрозолями и газами также продуктов радиолиза воздуха и других токсических веществ, выделяющихся или образующихся из облучаемых материалов и из оборудования.
_______________
* На территории Российской Федерации документ не действует. Действуют СП 2.2.1.1312-03 , здесь и далее по тексту. - Примечание изготовителя базы данных.

5.2. Во всех помещениях, где проходят коммуникации РК, необходимо создать разрежение порядка 5 мм вод.ст., обеспечивающее подсос воздуха из чистых помещений. Вентиляционные коробы систем вытяжной вентиляции необходимо изготовлять из материалов, устойчивых к коррозии и несорбирующих радиоактивных веществ.

5.3. Рабочая камера должна быть оборудована приточно-вытяжной вентиляцией с превышением вытяжки над притоком на 10-15%. В зимнее время необходимо предусмотреть подогрев подаваемого воздуха. Рабочая камера и пультовая РК должны обслуживаться независимыми вентиляционными системами с отдельными воздуховодами и вентиляторами, работающими постоянно. Допускается отключение вентиляторов во время нахождения гамма-носителя в хранилище.

5.4. Кратность воздухообмена, необходимая для снижения загрязнения воздуха радиоактивными и токсическими веществами до величин, не превышающих среднегодовой допустимой концентрации (СДК), рассчитывается в зависимости от гамма-мощности РК и объема рабочей камеры. В тех случаях, когда по тем или иным причинам необходимая кратность воздухообмена не может быть обеспечена, вводится запретный период времени.

5.5. На пульте управления РК должна быть предусмотрена звуко-световая сигнализация, оповещающая о неполадках в работе или об остановке вентиляторов.

5.6. Система вентиляции должна обеспечивать очистку воздушной среды от радиоактивных аэрозолей и газов в случае аварийного их выброса.

6. Требования к помещениям РК и средствам ликвидации радиоактивных загрязнений

6.1. В зависимости от особенностей устройства РК и условий его эксплуатации при планировке помещений необходимо предусматривать четкое разграничение помещений, где возможно загрязнение вследствие разгерметизации коммуникаций РК и от других помещений с оборудованием на их границах приспособлений для средств индивидуальной защиты.

6.2. Стены, потолок рабочей камеры, помещения временного хранения радиоактивных отходов, а также все рабочие поверхности и оборудование покрываются малосорбирующими легко дезактивируемыми материалами, устойчивыми по отношению к гамма-носителю.

6.3. При проектировании РК в комплексе ядерного реактора должны быть предусмотрены:

устройства для проверки герметичности системы РК;

помещение для временного хранения радиоактивных отходов.

6.4. В рабочей камере или в смежном помещении должны быть предусмотрены устройства для устранения радиоактивных загрязнений в случае разгерметизации системы РК, оборудованы системы дезактивации и спецканализация.

В случае появления радиоактивного загрязнения, обусловленного гамма-носителем, эксплуатация РК запрещается до выяснения причин и ликвидации аварии.

6.5. Все коммуникации желательно изготовлять из цельнотянутых труб и с минимальным количеством сварных и других соединений. Места прохода коммуникаций РК через бассейн реактора и сооружения (защите, перегородка и др.), отделяющие активную зону реактора от рабочей камеры РК, должны быть герметизированы с обязательным сохранением принципа "труба в трубе".

7. Радиационный и профилактический контроль

7.1. Дозиметрический контроль на РК, а также контроль за соблюдением всеми работающими требований настоящих Правил осуществляется службой радиационной безопасности данного учреждения (предприятия).

7.2. Служба радиационной безопасности осуществляет:

а) контроль индивидуальных доз внешнего облучения;

б) контроль уровней внешнего облучения на рабочих местах и в смежных помещениях;

в) контроль за загрязненностью рабочих поверхностей оборудования и облучаемых объектов, одежды, обуви и кожных покровов обслуживающего персонала;

г) контроль радиоактивной загрязненности воды в бассейне;

д) контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей.

7.3. Контроль за эффективностью работы вентиляторов, содержанием токсичных веществ в воздушной среде осуществляется специальной службой предприятия (организации).

7.4. В тех случаях, когда возможна активация нейтронами облучаемых объектов, необходимо также контролировать их наведенную активность.

7.5. На всех лиц, работающих на РК, заводятся индивидуальные карточки, в которые заносятся месячные и годовые дозы внешнего облучения.

7.6. Частота проведения радиометрических и дозиметрических замеров и характер необходимых измерений устанавливаются администрацией учреждений (предприятий) по согласованию с местными органами санэпидслужбы.

7.7. Все ремонтно-профилактические и аварийные работы должны проводиться под дозиметрическим контролем с использованием средств индивидуальной защиты. Комплект средств индивидуальной защиты и допустимое время проведения работ определяются службой радиационной безопасности.

7.8. В технических проектах должны быть предусмотрены системы стационарного контроля РК и оснащение службы радиационной безопасности современной аппаратурой, необходимой для проведения соответствующих замеров и анализов, с учетом особенностей гамма-носителей и облучаемых объектов.

8. Мероприятия по предупреждению аварий

8.1. Все манипуляции с облучателем и системами коммуникаций РК должны проводиться таким образом, чтобы исключить их механические повреждения.

8.2. При нарушении нормальной работы РК (например, отклонение температуры от заданных рабочих интервалов и пр.) гамма-носитель должен удаляться в хранилище.

8.3. При разработке устройства, предназначенного для циркуляции гамма-носителя, необходимо предусмотреть способы, предотвращающие гидравлические удары жидкого гамма-носителя в системе коммуникаций РК.

8.4. В проектах РК с водным способом охлаждения систем РК должны быть предусмотрены мероприятия по предотвращению образования взрывоопасной концентрации гремучей смеси.

8.5. На РК II группы разрешается проведение облучения взрывоопасных веществ в специальных баллонах, заведомо способных выдержать взрыв облучаемого вещества

8.6. При осуществлении процесса загрузки токсических гамма-носителей в РК, а также при проведении ремонтно-профилактических и аварийных работ необходимо использовать индивидуальные средства защиты, предупреждающие попадание этих веществ и соединений на кожные покровы и в организм работающих (с учетом токсичности гамма-носителя).

8.7. На РК I группы необходимо предусмотреть следующее:

а) автоматические, дублирующие друг друга системы, которые при возникновении угрозы взрыва (например, повышение температуры или давления в облучаемом объекте выше допустимого уровня) позволяют немедленно перевести гамма-носитель в положение хранения;

б) конструкцию радиационного аппарата, в котором происходит облучение взрывоопасного вещества, обеспечивающую целостность облучателя и систем коммуникаций в случае взрыва;

в) конструкцию защиты рабочей камеры, которая должна быть такой, чтобы не разрушиться в случае возникновения взрыва; вход в рабочую камеру должен защищаться противовзрывной дверью.

8.8. Для осуществления взрывоопасных радиационных процессов использование РК с делящимся гамма-носителем, а также с гамма-носителем с периодом полураспада более 100 часов нежелательно.

8.9. В случае взрыва на РК, вызвавшего повреждение облучателя и систем коммуникаций и приведшего к загрязнению гамма-носителем рабочей камеры, вход в нее допускается только после определенного времени выдержки гамма-носителя с разрешения службы радиационной безопасности.

8.10. Служба радиационной безопасности организации должна разработать детальную инструкцию на случай возникновения аварийных ситуаций, учитывающую специфику конструкции РК и проводимых радиационных процессов, с указанием необходимых мероприятий по ликвидации аварий.

Настоящие Правила распространяются на все проектируемые, строящиеся и действующие РК при ядерных реакторах и вводятся в действие с момента их опубликования. Ранее действовавшие Правила для РК N 654-66 отменяются.

В тех случаях, когда для переоборудования действующих РК в соответствии с требованиями настоящих Правил необходимы крупные капитальные затраты, вопрос о таком переоборудовании решается в каждом случае отдельно по согласованию с местными органами санэпидслужбы.

Приложение 1. Расчет защиты от гамма-излучения радиоактивных изотопов K_(42), In_(116m), Mn_(56) и Na_(24)

Приложение 1

Расчет защиты от гамма-излучения радиоактивных изотопов K, In, Mn и Na

Для определения по таблицам необходимой толщины защиты имеется два входных аргумента: в верхней горизонтальной строке приведены радиоактивные изотопы K, In, Mn и Na для четырех защитных материалов (вода, бетон, железо и свинец), в левой вертикальной колонке - кратность ослабления , остальные колонки содержат в себе необходимую толщину защиты (см) для соответствующего материала и гамма-носителя. Приняты следующие плотности материалов: для воды - 1,0 г/см, для бетона - 2,3 г/см, для железа - 7,89 г/см, для свинца - 11,34 г/см.

По кратностям ослабления таблицы составлены достаточно подробно, так что для промежуточных значений толщина защиты может быть найдена путем простой линейной интерполяции. Если потребуется в расчетах кратность ослабления более 10, то допустима экстраполяция толщин по сравнительному действию последних табличных кратностей ослабления. Таблицы могут быть применены не только к точечным, но и к протяженным источникам.

Примеры расчета защиты по кратностям ослабления мощности дозы

Принятые обозначения: - полная активность, выраженная в миллиграмм-эквивалентах радия, - расстояние от источника в метрах, - толщина защиты в сантиметрах, - мощность дозы в мкр/с на рабочем месте без защиты, - предельно-допустимый уровень мощности дозы на рабочем месте, мкр/с.

Если известны значения и , то требуемая кратность ослабления находится по формуле:

В случае задания активности источника в мг-экв радия и расстояния от источника до рабочего места в сантиметрах, мощность дозы (мкр/с) может быть вычислена по формуле:

Аналогично предыдущему случаю .

По найденному значению (левая вертикальная колонка) находится толщина защиты для соответствующего материала и гамма-носителя.

Пример 1.

Дана измеренная или расчетная мощность дозы на рабочем месте 1,55 р/с. Источником -излучения является In. Найти толщину экрана из бетона, необходимую для ослабления этого излучения до предельно допустимого значения 1,4 мр/ч.

Решение:

Кратность ослабления . По таблицам находим, что для изотопа In и 4·10 толщина защиты 159 см.

Пример 2.

Источник радиоактивного натрия (Na) имеет активность 200 г-экв радия и находится в облучателе радиационно-химической установки. Найти толщину свинцовой стены, отделяющей пульт управления от источника, если 10 м и мощность дозы должна быть снижена до уровня 0,4 мкр/с.

Решение:

Мощность дозы от незащищенного источника для 10 м равна: мкР/с.

Кратность ослабления .

Искомая толщина для Na17,5 см.

Расчет защиты от -лучей циркулирующей смеси неразделенных осколков деления (радиационные контуры с делящимся материалом) должен проводиться индивидуально для каждого конкретного случая, так как в настоящее время нельзя дать компактных таблиц для таких расчетов.

) l i - длина релаксации дозы нейтронного излучения, энергия которого больше 2,5 МэВ;

где L 0 - расстояние от точечного источника излучения до вершины конической поверхности с углом 2 q 0 при вершине, м;

п - число слоев защиты.

где i = 1, ..., 26;

E i -1 ( n ) - верхняя граница энергетической группы, для нейтронного излучения, МэВ;

E i ( n ) - нижняя граница энергетической группы для нейтронного излучения, МэВ;

Е 0 = 10,5 МэВ.

E j -1 ( g ) - верхняя граница энергетической группы для гамма-излучения, МэВ;

E j ( g ) - нижняя граница энергетической группы для гамма-излучения, МэВ;

где D н - мощность дозы нейтронного излучения;

D g - мощность дозы гамма-излучения.

где q i - в соответствии с приложением вектор-столбец, составляющие которого элементы i -го столбца матрицы Q .

где Z ( k ) - критерий поиска, вычисляемый в соответствии с приложением ;

Т i ( k ) - квадратичный функционал, вычисляемый в соответствии с приложением .

Если для всех i = 1, 2, ..., n + 1 G i ( k ¢ ) больше нуля, то оптимизация функции Т закончена и переходят к вычислениям по п. со значением счетчика полностью законченных этапов оптимизации k . Если хотя бы одно значение G i ( k ¢ ) меньше нуля, то переходят к вычислениям по п. .

заменяют X ( k ¢ ) H на X ( k ¢ ) n + 5 и повторяют алгоритм, начиная с п. при новом значении счетчика k ¢ = k ¢ + 1.

k ¢ = k ¢ + 1.

заменяют X ( k ) H на X ( k ) n + 5 и повторяют выполнение алгоритма, начиная с п. при новом значении счетчика k = k + 1.

и переходят к вычислениям по п. при k = k + 1.

ПРИЛОЖЕНИЕ 1

Константы, необходимые для расчета доз по инженерной методике

b 1 , см -1
b 2 , см -1
a g
a н
a g
l н, см -1
m 1 i , см -1
m * i=>k , см -1
r , г/см 3

* Примечание. Индекс i при коэффициенте m обозначает материал слоя, в котором образуется вторичное гамма-излучение, индекс j обозначает материал слоя, для которого выполняется расчет.

ПРИЛОЖЕНИЕ 2

E i , МэВ

мкбэр/с

1/см 2 × с

Номер энергетической группы i

E i , МэВ

мкбэр/с

1/см 2 × с

E i , МэВ

К g i ,

мкбэр/с

1/см 2 × с

S g i ,

Номер энергетической группы i

E i , МэВ

К g i ,

мкбэр/с

1/см 2 × с

S g i ,

где k = 0 , ..., К .

Групповую плотность тока J k в i- й группе в каждой точке r k также представляют в виде суммы двух компонент

где k = 0 , ..., К .

Групповое сечение взаимодействия излучения с материалом j -го слоя;

Второй момент разложения внутри группового сечения рассеяния для материала j -го слоя;

r k , ( j ) - координата внутренней поверхности j -го слоя.

где a k i , b k i , g k i - коэффициенты уравнений;

d k i - правая часть уравнений.

где A 1 = 1 - D r 1 /3r 1 ; B 1 = 1 - D r 1 /3r 0 ;

Расчет защиты от альфа и бета-излучения

Метод защиты временем.

Метод защиты расстоянием;

Метод защиты барьером (материалом);

Доза внешнего облучения от источников гамма-излучения пропорциональна времени облучения. Вместе с тем, для тех источников, которые по своим размерам можно считать точечными, доза обратно пропорциональна квадрату расстояния от него. Следовательно, уменьшение дозы облучения персонала от этих источников может быть достигнуто не только использованием метода защиты барьером (материалом), но и ограничением времени работы (защита временем) или увеличением расстояния от источника излучения до работающего (защита расстоянием). Эти три метода используются при организации радиационной защиты на АЭС.

Для расчета защиты от альфа и бета-излучения обычно достаточно определить максимальную длину пробега, которая зависит от их начальной энергии, а также от атомного номера, атомной массы и плотности поглощающего вещества.

Защита от альфа-излучения на АЭС (к примеру, при приемке «свежего» топлива) из-за малых длин пробегов в веществе не представляет сложностей. Главную опасность альфа-активные нуклиды представляют только при внутреннем облучении организма.

Максимальную длину пробега бета-частиц можно определить по следующим приближенным формулам, см:

для воздуха- R β =450 E β , где E β -граничная энергия бета-частиц, МэВ;

для легких материалов (алюминий) - R β = 0,1E β (при Е β < 0,5 МэВ)

R β =0,2E β (при Е β > 0,5 МэВ)

В практике работы на АЭС встречаются источники гамма-излучения различной конфигурации и размеров. Мощность дозы от них может быть измерена соответствующими приборами или рассчитана математически. В общем случае мощность дозы от источника определяется полной или удельной активностью, испускаемым спектром и геометрическими условиями - размерами источника и расстоянием до него.

Простейшим типом гамма-излучателя является точечный источник. Он представляет собой такой гамма-излучатель, для которого без существенной потери точности расчета можно пренебречь его размерами и самопоглощением излучения в нем. Практически можно считать точечным источником любое оборудование, являющееся гамма-излучателœем на расстояниях, более чем в 10 раз превышающих его размеры.

Для расчета защиты от фотонного излучения удобно пользоваться универсальными таблицами расчета толщины защиты в зависимости от кратности ослабления излучения К и энергии гамма-квантов. Такие таблицы приведены в справочниках по радиационной безопасности и вычислены на основании формулы ослабления в веществе широкого пучка фотонов от точечного источника с учетом фактора накопления.

Метод защиты барьером (геометрия узкого и широкого пучка) . В дозиметрии существуют понятия "широкие" и "узкие" (коллимированные) пучки фотонного излучения. Коллиматор подобно диафрагме ограничивает попадание рассеянного излучения в детектор (рис. 6.1). Узкий пучок используют, к примеру, в некоторых установках для градуировки дозиметрических приборов.

Рис. 6.1. Схема узкого пучка фотонов

1 - контейнер; 2 - источник излучения; 3 - диафрагма; 4 - узкий пучок фотонов

Рис. 6.2. Ослабление узкого пучка фотонов

Ослабление узкого пучка фотонного излучения в защите в результате взаимодействия его с веществом происходит по экспоненциальному закону:

I = I 0 e - m x (6.1)

где Iо - произвольная характеристика (плотность потока, доза, мощность дозы и др.) первоначального узкого пучка фотонов; I - произвольная характеристика узкого пучка после прохождения защиты толщиной х, см;

m - линœейный коэффициент ослабления, определяющий долю моноэнергетических (имеющих одинаковую энергию) фотонов, испытавших взаимодействие в веществе защиты на единицу пути, см -1 .

Выражение (7.1) справедливо также при использовании массового коэффициента ослабления m m вместо линœейного. При этом толщина защиты должна быть выражена в граммах на квадратный сантиметр (г/см 2), тогда произведение m m x будет оставаться безразмерным.

В большинстве случаев при расчетах ослабления фотонного излучения используют широкий пучок, т. е. пучок фотонов, где присутствует рассеянное излучение, которым пренебречь нельзя.

Различие между результатами измерений узкого и широкого пучков характеризуется фактором накопления В:

В = Iшир/Iузк, (6.2)

который зависит от геометрии источника, энергии первичного фотонного излучения, материала, с которым взаимодействует фотонное излучение, и его толщины, выраженной в безразмерных единицах mx.

Закон ослабления для широкого пучка фотонного излучения выражается формулой:

I шир = I 0 B e - m x = I 0 e - m шир х; (6.3),

где m, m шир - линœейный коэффициент ослабления для узкого и широкого пучков фотонов соответственно. Значения m и В для различных энергий и материалов приведены в справочниках по радиационной безопасности. В случае если в справочниках указан m для широкого пучка фотонов, то фактор накопления учитывать не следует.

Для защиты от фотонного излучения наиболее часто применяют следующие материалы: свинœец, сталь, бетон, свинцовое стекло, воду и т. п.

Метод защиты барьером (расчет защиты по слоям половинного ослабления). Кратность ослабления излучения К представляет собой отношение измеренной или рассчитанной мощности эффективной (эквивалентной) дозы Р изм без защиты, к допустимому уровню среднегодовой мощности эффективной (эквивалентной) дозы Р ср в той же точке за защитным экраном толщиной х:

Р ср = ПД А /1700 час = 20мЗв / 1700час = 12 мкЗв/час.;

где Р ср – допустимый уровень среднегодовой мощности эффективной (эквивалентной) дозы;

ПД А - предел эффективной (эквивалентной) дозы для персонала группы А.

1700 час – фонд рабочего времени персонала группы А за год.

K = Р изм / Р ср;

где Р изм - измеренная мощность эффективной (эквивалентной) дозы без защиты.

При определœении по универсальным таблицам крайне важной толщины защитного слоя данного материала х (см), следует знать энергию фотонов e (Мэв) и кратность ослабления излучения К.

При отсутствии универсальных таблиц оперативное определœение примерной толщины защиты можно выполнять, пользуясь приближенными значениями споя половинного ослабления фотонов в геометрии широкого пучка. Слой половинного ослабления Δ 1/2 представляет собой такую толщину защиты, которая ослабляет дозу излучения в 2 раза. При известной кратности ослабления К можно определить требующееся число слоев половинного ослабления n и, следовательно, толщину защиты. По определœению K = 2 n Кроме формулы, приведем приближенную табличную зависимость между кратностью ослабления и числом слоев половинного ослабления:

При известном количестве слоев половинного ослабления n толщина защиты х = Δ 1/2 n.

К примеру слой половинного ослабления Δ 1/2 для свинца равен 1,3 см, для свинцового стекла - 2,1 см.

Метод защиты расстоянием. Мощность дозы фотонного излучения от точечного источника в пустоте изменяется обратно пропорционально квадрату расстояния. По этой причине если мощность дозы Pi определœена на каком-то известном расстоянии Ri, то мощность дозы Рх на любом другом расстоянии Rx рассчитывается по формуле:

Р х = Р 1 R 1 2 / R 2 x (6.4)

Метод защиты временем. Метод защиты временем (ограничение времени пребывания работника под воздействием ионизирующего излучения) наиболее широко применяется при производстве радиационно-опасных работ в зоне контролируемого доступа (ЗКД). Эти работы оформляются дозиметрическим нарядом, где указывается разрешенное время производства работ.

Глава 7 МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Вариант "а".

Воздействие излучения на организм человека характеризуется поглощенной дозой излучения

где I γ –полная гамма–постоянная данного радиоактивного изотопа, р·см 2 /мКи·ч.

C – активность источника, мКи, t – время действия облучения, ч;

R – расстояние от источника до объекта облучения, см. Переход от активности (микрокюри) к гамма–эквиваленту (в миллиграмм–эквивалентах радия Г) и наоборот производится, по соотношению с I γ = Г·8,25, где 8,25 – ионизационная постоянная радия.

t = 41 – число часов работы в неделя.

При определении толщины экрана исходят из необходимости максимального ослабления интенсивности потока излучения. Для лиц категории А (персонал – профессиональные работники, непосредственно работающие о источниками ионизирующих излу­чений) предельно допустимая доза (ПДД), определяемая "Нор­мами радиационной безопасности НРБ – 76 и основными прави­лами работа с радиоактивными веществами и другими источни­ками ионизирующих излучений ОСП – 72/80 равна 100 мбэр/нед.

1 бэр – единица дозы любого вида, ионизирующего излучении в биологической ткани организма, которая вызывает такой же биологический эффект, как и дозы в 1 рад рентгеновского или гамма– излучения.

1 рад – внесистемная единица поглощенной дозы любого ионизирующего излучения: 1 рад = 0,01 Дж/кг.

Для гамма – излучения бэр численно равен I рентгену.

Следовательно, ПДД = 100 мр/неделю. Рассчитанная интенсив­ность излучения составляет 54 р/неделю, т.е. превышает допустимую в 54 · 0,1 = 540 раз. Значит экран должен обеспечивать ослабление интенсивности излучения в К = 540 раз. Поэтому:

Вариант "Б".

Расчетная доза излучения
р/ ч,

где M – γ эквивалент изотопа в мг – экв Ra; 8,4 – γ – постоянная Ra при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм, р·см 2 /мКи·ч.

R – расстояние от источника до рабочего места, см.

Предельно допустимая модность поглощенной дозы для опера­тора категории "А" - Р 0 = 0,1 р/неделю = 100 / t, мр/ч.

где: t – время работы в недели, при 6–часовок рабочем дне t = 30 часов.

Необходимая кратность ослабления

Необходимая кратность ослабления с учетом коэффициента запаса

где n – коэффициент запаса ≥2.

Толщина экрана для ослабления потока излучения в 3,9 раза определяется по формуле:

где  – линейный коэффициент ослабления излучения материалом экрана.

Для ослабления излучения с высоким атомным номером к высокой плотностью пригодны по своим защитным свойствам: а) нержавеющая сталь; б) чугун; в) бетон; г) вольфрам: д) свинец.

Примем энергию изотопа для р – излучения 3 MзB. По справочным данным для энергии излучения Р = 3 МзВ определяем линейные коэффициенты ослабления (табл.8.с181):

для железа:  ж = 0,259 см –1 ;

для бетона:  б = 0,0853 см –1 ;

для вольфрама:  в = 0,786 см –1 ;

для свинца:  с = 0,48 см –1 .

Толщины экранов, рассчитанные для 3,9 кратного ослабления излучения при коэффициенте запаса 2 , из рассмотренных материалов будут равны:

а) железного:

б) бетонного:

в) вольфрамового:

г) свинцового:

Таким образом, для стационарного экрана наиболее практичными и дешевым будет бетонный экран толщиной не менее 24 см; для передвижных экранов могут быть использованы свинец толщиной не менее 4,3 см, железо толщиной не менее 8,0 см или вольфрам толщиной не менее 2,65 см; для разборного металлического экрана можно использовать металлические стрелообразные блоки (кирпичи из чугуна) с толщиной стенки не менее 8см.