НПАОП 9.5.10-1.01-84 Правила роботи з радіоактивними речовинами та іншими джерелами іонізуючого випромінювання в установах, організаціях і на підприємствах АН СРСР

Таблица 4

Толщина защиты электронно-лучевых установок при токе, равном 5А

ПРИЛОЖЕНИЕ 32

(Приложение 4 к СП 1960-79)

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ НЕИСПОЛЬЗУЕМОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

1. Предварительное обследование источников-излучения

1.1. Измерение неиспользуемого рентгеновского излучения следует начинать с предварительного обследования источника излучения в целях определения направления выхода и пространственного распределения излучения вокруг исследуемого объекта, а также мест нахождения дефектов в экранировке (защите) источника излучения.

1.2. Направление выхода и пространственное распределение излучения вокруг исследуемого источника излучения и дефекты в экранировке (защите) можно определить с помощью: дозиметрических приборов для измерения мощности экспозиционной дозы типа ДРГЗ-01, ДРГЗ-02, СГД-1; дозиметров накопительного типа ИФК-2,3; ИФК-2,ЗМ; КИД-2; ТДП-2 или рентгеновской пленки, завернутой в черную бумагу, располагаемых при облучении на разных по высоте уровнях вокруг исследуемого объекта или непосредственно на его защите; высокочувствительных приборов-индикаторов, в качестве которых могут быть использованы радиометры или интенсиметры, например, типа «Сигнал» с выносным зондом, «Луч-А», «Спутник», «Разведчик», СРП-2 и другие, фиксирующие бета- или гамма-излучение. При обследовании источников рентгеновского излучения (энергией до 50 кэВ) следует применять эти приборы с детекторами, фиксирующими бета-излучение.

Примечание. Приборы-индикаторы позволяют только приблизительно оценивать уровень рентгеновского излучения.

1.3. Предварительное обследование источников неиспользуемого рентгеновского излучения проводят в тех режимах работы, при которых обнаруживается максимальная интенсивность излучения.

1.4. При предварительном обследовании источников неиспользуемого рентгеновского излучения необходимо исследовать всю поверхность установки (защитной камеры) либо поверхности защиты электровакуумного прибора (корпуса прибора), установленного вне корпуса установки. Детектор дозиметра или прибора-индикатора следует перемещать со скоростью, позволяющей регистрировать установившиеся показания прибора, фиксируя при этом пучки максимальной интенсивности, положение детектора и показания прибора. Время, необходимое для получения установившегося показания прибора, указано в его техническом описании и инструкции по эксплуатации.

2. Измерение мощности экспозиционной дозы неиспользуемого рентгеновского излучения

2.1. На основании результатов предварительного обследования с учетом режима работы источника излучения (непрерывный, импульсный), энергии и пространственного распределения излучения следует выбирать дозиметрический прибор.

2.2. Измерение мощности экспозиционной дозы непрерывного рентгеновского излучения проводят с помощью дозиметров типа ДРГЗ-02, ДРГЗ-01 или дозиметров накопительного типа ИФК-2,3; ИФК-2, ЗМ; КИД-2; ТДП-2, измеряющих экспозиционную дозу.

Для измерений в широких пучках излучения с площадью пучка свыше 300 и 100 см2 можно применять медицинские рентгенометры типа МРМ-2 и МРМ-3 соответственно.

2.3. Измерение мощности экспозиционной дозы импульсного рентгеновского излучения следует проводить с помощью специально предназначенных для этой цели сцинтилляционных дозиметров типа ДРГЗ-01, ДРГЗ-02, ДРГЗ-04.

Дозиметры типа ДРГЗ-01, ДРГЗ-04 позволяют проводить измерения мощности экспозиционной дозы импульсного рентгеновского излучения без дополнительной погрешности при длительности импульса не менее 0,5 икс, а дозиметр типа ДРГЗ-02 — при длительности импульса не менее 1 мкс.

2.4. Дозиметры накопительного типа (КИД-2; ИФК-2, 3; ИФК-2, ЗМ; ТДП-2) не имеют значительной погрешности при измерении экспозиционной дозы импульсного рентгеновского излучения с любой длительностью импульса. - 2.5 При измерении рентгеновского излучения с энергией меньше 3,2-10-15 Дж (20 кэВ) чувствительность дозиметрического прибора зависит от энергии рентгеновского излучения.

Для различных типов высоковольтных электровакуумных приборов значения эффективной энергии рентгеновского излучения Е эфприближенно можно принять равными:

а) для электровакуумных приборов со стеклянными баллонами

Е эф=0,7Е ,

где Ео — граничная энергия рентгеновского излучения высоковольтного электровакуумного прибора в кэВ, численно равна максимальному напряжению на аноде этого прибора в кВ;

б) для электровакуумных приборов с керамическим или металлическим корпусом, за исключением клистронов в динамическом режиме,

Е эф=Е о',

в) для клистронов в динамическом режиме Еэф находится в диапазоне от 1,1 до 1,3 Е0.

2.6. Необходимо соблюдать следующий порядок и условия измерения:

1) подготовить измерительный прибор к работе в соответствии с инструкцией по его эксплуатации;

2) при отключенном источнике рентгеновского излучения измерить мощность экспозиционной дозы естественного радиационного фона в месте размещения контролируемого электровакуумного прибора или установки. Измерение естественного радиационного фона следует проводить до и после измерения рентгеновского излучения;

3) перед началом измерений убедиться в том, что установка (прибор) работает в заданном рабочем режиме;

4) детектор дозиметра расположить на расстоянии 5 см от корпуса источника излучения или его защиты таким образом, чтобы направление излучения было перпендикулярно к его торцевой поверхности (например, дозиметра типа ДРГЗ-02) или перпендикулярно к сферической поверхности ионизационной камеры дозиметров типа МРМ-2, МРМ-3. В случае применения термолюминесцентных дозиметров, фотодозиметров или рентгеновской пленки направление излучения должно быть перпендикулярно к фиксирующей поверхности кристалла или пленки, а при использовании дозиметров с цилиндрическими ионизационными камерами (например, типа КИД-2) — перпендикулярно к цилиндрической камере. Эти дозиметры следует располагать на минимально возможном расстоянии (но не далее 5 см) от источника излучения или закреплять непосредственно на защите;

5) измерение мощности экспозиционной дозы неисполь-

зуемого рентгеновского излучения следует проводить в точ-

ках наибольшей интенсивности, выбранных по результатам

предварительного обследования. В каждой точке необходимо

провести три измерения. Результатом измерения следует счи-

тать среднеарифметическое значение из результатов трех

измерений;

6) измерения следует проводить при всех типовых режи-

мах, а также в специально оговоренных в технических уело-

виях и инструкциях по эксплуатации режимах работы элек-

тровакуумных приборов и установок, так как интенсивность

неиспользуемого рентгеновского излучения может увеличи-

ваться в режимах, отличных от номинального.

3. Обработка результатов измерений

3.1. Обработку результатов измерений, выполненных с

помощью дозиметрических приборов, производят в соответ-

ствии с инструкцией по их эксплуатации.

3.2. Мощность экспозиционной дозы Р(мкР/с) непрерыв-

ного и импульсного рентгеновского излучения рассчитывают

по формуле

Р=КР о-Р Ф,

где Ро — среднеарифметическое значение из результатов трех

измерений мощности экспозиционной дозы рентгеновского

излучения; К — поправочный коэффициент, учитывающий

Рис. 1. Зависимость поправочного коэффициента от эффективной энергии рентгеновского излучения Дозиметры: 1 — ДРГ-3-02;

2 — ТДП-2;

3 — СГД-1;

4 — МРМ-2;

5 — КИД-2

3.3. Экспозиционную дозу рентгеновского излучения X, мкР, мР, Р, измеренную с помощью дозиметров накопительного типа, рассчитывают по формуле

Х=Х о—Х ф,

где Хо — показания дозиметра на определенное время, мкР, мР, Р; Х ф— показания контрольного дозиметра за тот же промежуток времени, мкР, мР, Р.

ПРИЛОЖЕНИЕ 33

(Приложение 5 к СП 1960—79)

ФОРМА ЖУРНАЛА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Примечание. Журнал должен быть пронумерован, прошнурован и скреплен печатью; форма журнала может быть изменена применительно к местным условиям.

ПРИЛОЖЕНИЕ 34

(Приложение 6 к СП 1960—76)

ФОРМА ПРОТОКОЛА

ИЗМЕРЕНИЯ МОЩНОСТИ ЭКСПОЗИЦИОННОЙ ДОЗЫ РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Протокол №___

измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения

«____» _______ 19 г.

1. Предприятие ________________________________.

2. Подразделение (цех, отдел, участок) _________________

3. Цель измерений _______________________________

4. Объект измерений (установка, ее номер, операция) _________

5. Источник излучения___________ 6. Решим работы_____

7. Состояние экранировки источника излучения ___________

8. Место измерения_______ 9. Результаты измерений _____

10. Перечень измерительных приборов___________________

11. Предельно допустимые гигиенические нормы ____________

12. Рекомендуемые мероприятия по уменьшению мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения _______________

13. Заключение ______________________________

Измерения производили _____________________

(подпись) (фамилия, инциалы)

При измерениях присутствовали______________________

(подпись) (фамилия, инициалы)

Протокол проверил ____________________ (подпись) (фамилия, инициалы)

ПРИЛОЖЕНИЕ 35

МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ МОЩНОСТИ

НЕЙТРОННОГО (Ро + Ве)-ИСТОЧНИКА

В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ВРЕМЕНИ

Чтобы определить значение мощности любого нейтронного (Ро+Ве)-источника, необходимо полученную по графику (рис. 1) величину активности умножить на паспортную (начальную) мощность этого источника, выраженную в Ки или а числе нейтронов в секунду.

Рис. 1. График изменения мощности нейтронного источника во времени, построенный для однокюрийного (Ро+Ве)-источника (2-10е нейтрон/с)

Чтобы определить значение мощности любого источника, необходимо полученную по графину величину умножить на паспортную (начальную) мощность этого источника, выраженную в Ки или в числе нейтронов; в секунду

ПРИЛОЖЕНИЕ 36

ЗАЩИТА ОТ НЕЙТРОНОВ

Источники нейтронов, обычно применяемые при проведении научно-исследовательских работ как в лабораторных, так и в экспедиционных условиях, испускают нейтроны в широком диапазоне энергии. Однако в большинстве случаев основную радиационную опасность представляют быстрые нейтроны с энергией до 10 МэВ. Эти нейтроны обладают большой проникающей способностью и высокой относительной биологической эффективностью.

Учитывая трудность организации физической защиты (особенно в экспедиционных условиях) при организации работ с источниками нейтронов, следует руководствоваться следующими основными правилами:

1) необходимо сокращать время работы с источником нейтронов;

2) выбирать максимально возможное расстояние от источника нейтронов.

Для многих видов источников нейтронов можно считать, что нейтроны распространяются изотропно и интенсивность нейтронного потока на расстоянии Rможет быть определена по формуле

IR= Iо / 4п R2,

где IR— интенсивность нейтронного потока на расстоянии К от источника нейтронов; I0 — абсолютный выход нейтронов в 1 с.

Зависимость допустимого времени работы от расстояния до источника нейтронов можно выразить графически (рис. 1, а, б).

В случае проведения нескольких различных операций с источниками нейтронов следует на основе этих графиков оценить допустимое суммарное время работы.

Указанные графики можно применять только для приближенной оценки предельно допустимого времени работы

Рис. 1. Зависимость допустимого времени работы с источником от расстояния до источника (для источников различной интенсивности)

а — t=0-:-400 мин; б — t*=0-1ОО мин

с источниками нейтронов, так как в этих графиках не учтены геометрические особенности конкретных экспериментальных условий.

Кроме этой оценки необходимо производить дозиметрию типичных циклов работы с источником и на основе этих данных вносить корректировку в технологическую схему проведения работ.

При необходимости длительного пребывания около нейтронного источника следует осуществлять защиту водой иди парафином как веществами, наиболее богатыми водородом.

Средняя длина замедления быстрого нейтрона в воде около У см, а в парафине — около 6 см (на этом расстоянии плотность быстрых нейтронов уменьшается в е раз, где е — основание натурального логарифма).

Контейнеры для хранения и транспортировки источников необходимо изготовлять из смеси парафина с каким-либо веществом, сильно поглощающим медленные нейтроны. К та-

 

СОДЕРЖАНИЕ

Введение

1 Общие положения

2 Требования к размещению мощных бета-установок

3 Конструкция установок

4 Требования к защите

5 Требования к системам блокировки и сигнализации

6 Требования к вентиляции

7 Меры по предупреждению радиоактивных загрязнений и их ликвидация

8 Загрузка, догрузка и смена радиоактивных препаратов

9 Радиационный и профилактический контроль

10 Мероприятия по предупреждению аварий Приложение 

1. Основные определения и понятия

Приложения 2. Радиационно-физические характеристики некоторых

бета-изотопов, применяемых в бета-установках

Приложение 3. Расчет биологической защиты мощных бета-установок

Приложение 4 Контроль содержания бета-активных аэрозолей в воздухе рабочих помещений

Рис. 2. Зависимости веса облегченного контейнера (1) потока быстрых нейтронов (2) па поверхности контейнера и веса воды (3) в цилиндрическом замедлителе, указанной геометрии, от мощности источника

ним веществам относятся, например, различные соединения бора — бураNа2В407 • 10Н20 или борная кислота Н2В03.

При изготовлении контейнера на четыре части парафина берется одна весовая часть буры или 0,3 весовой части борной кислоты. Вес контейнера необходимо рассчитывать по замедлению нейтронов, с тем чтобы на поверхности его не было более предельно допустимого потока в расчете на быстрые нейтроны. Контейнеры при достижении этих условий для источников большой мощности получаются неподъемными (до сотен килограммов), что затрудняет обращение с ними в тех случаях, если экспедиция не располагает специальным передвижным автоприцепом для транспортировки.

В экспедиционных условиях допустимо использование контейнеров облегченного типа, на поверхности которых поток быстрых нейтронов в несколько раз превышает предельно допустимую величину, но на расстоянии 40 см от поверхности контейнера не превосходит допустимого значения.

В реальных условиях при соблюдении необходимых мер предосторожности всегда можно организовать работу таким образом, чтобы минимальное расстояние от контейнера до человека было не менее 0,5—1 м.

На рис. 2 расчетная кривая 1 выражает зависимость допустимого веса облегченного контейнера от мощности источника; при этом поток быстрых нейтронов на расстоянии 40 см от поверхности не более предельно допустимого; по кривой 2 — находится поток быстрых нейтронов непосредственно на поверхности контейнера.

Расчет производился с учетом цилиндрической формы контейнера; высота его 7/4 радиуса. Источник должен находиться на расстоянии 3/4R от дна контейнера.

При работе с использованием потоков тепловых нейтронов, когда нельзя вводить поглотитель в замедлитель, масса замедлителя (воды) должна быть такой, чтобы обеспечить безопасную работу с ним в течение длительного времени.

На рис. 2 кривая 3 выражает зависимость минимально допустимого веса воды в цилиндрическом замедлителе (с теми же геометрическими соотношениями, что и для облегченного контейнера) от мощности источника. Для ослабления потока медленных нейтронов замедлитель необходимо окружать поглотителем, например, листовым кадмием толщиной до 1 мм либо соединением бора из расчета, чтобы плотность элемента на 1 см 2замедлителя была не меньше 200 мг.

ОГЛАВЛЕНИЕ

Предисловие

Основные понятия, определения и терминология . . .

Глава 1. Общие положения

Глава 2 Размещение учреждений, лабораторий и участков, предназначенных для работы с источниками ионизирующих излучений. Основные требования к проектированию, отделке и оборудованию помещений

Глава 3. Организация работ с применением источников ионизирующих излучений

Глава 4. Получение, учет, хранение и транспортировка источников ионизирующих излучений

Глава 5. Работа с открытыми радиоактивными веществами Введение

Общие требования

Планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, пылеочистка. Отопление, водоснабжение, канализация

Работа с открытыми радиоактивными веществами в радиохимических лабораториях и при биологических исследованиях

Работа с ураном, торием, их сплавами и соединениями

Сбор, хранение, удаление и обезвреживание жидких и твердых радиоактивных отходов

Содержание и дезактивация рабочих помещений и оборудования, предназначенных для работ с радиоактивными веществами

Предупреждение аварий и аварийных ситуаций и ликвидация их последствий .

Глава 6. Работа с закрытыми источниками ионизирующих излученийОбщие требования

Планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, водоснабжение и канализация ........

Работа на мощных радиоизотопных гамма-установках Предупреждение аварий и ликвидация их последствий Глава 7. Работа на исследовательских ядерных реакторах Введение ...................

Общие требования ................

Размещение исследовательских ядерных реакторов.

Требования к организации технологического процесса и оборудованию ..................

Планировка и отделка помещений. Общеобменная и технологическая вентиляция. Водоснабжение и канализация

Мероприятия по защите. Блокировка и сигнализация . .

Выполнение экспериментальных, эксплуатационных и ремонтных работ . . . . ............

Работа на критических сборках ..........

Организация радиационного контроля ........

Предупреждение аварий и ликвидация их последствий

Глава 8. Работа на ускорителях заряженных частиц . . Введение ...................

Общие требования . . . . ...........

Требования к размещению ускорителей .......

Планировка и отделка помещений. Радиационная защита и оборудование ускорителей

Радиационная защита ..............

Общие требования к организации работ .......

Правила проведения пусконаладочных работ .....

Правила эксплуатации ускорителей и проведения экспериментально-физических работ ...........

Правила проведения ремонтно-технологических работ . . Правила проведения вспомогательных работ .....

Глава 9. Работа на рентгеновских аппаратах ..... Общие требования . . . . ...........

Планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, отопление, водоснабжение, освещение .....

Содержание рабочих помещений и основные правила эксплуатации рентгеновских аппаратов .........

Пусконаладочные и ремонтные работы ........

Работа о рентгеновскими аппаратами на открытых экспериментальных площадках .............

Работа на рентгеновских аппаратах для радиационно-хи-мических исследований ..............

Защита от рентгеновского излучения ........

Глава 10. Работа на термоядерных установках .....

Введение ...................

Размещение, планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, отопление . . .

Общие правила эксплуатации и проведения пусконаладоч-ных и ремонтных работ .............

Радиационная защита. Блокировка и сигнализация . Предупреждение аварий и ликвидация их последствий

Глава 11. Работа на лазерных установках — источниках ионизирующих излучений . . .

Введение ...................

Общие требования ................

Планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, отопление, водоснабжение и освещение ....

Правила эксплуатации и проведения пусконаладочных и ремонтных работ ................

Требования к защите. Системы блокировки и сигнализации Предупреждение аварий и ликвидация их последствий

Глава 12. Работа на электронных микроскопах, высоковольтных электровакуумных приборах и других установках — источниках неиспользуемого рентгеновского излучения

Введение ...................

Требования к размещению и вводу в эксплуатацию установок и оборудования, являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения .......

Организация работ с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения. Основные правила эксплуатации, пусконаладочные и ремонтные работы . . .....

Требования к защите от неиспользуемого рентгеновского излучения. Контроль за эффективностью защиты . . .

Глава 13. Работа с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений при геологических исследованиях .................