– произвольной геометрии, при которой допускается использовать коллиматоры разного типа и (или) поглощающие фильтры, а источник и детектор дозиметра размещают относительно рассеивающих поверхностей произвольным, но строго воспроизводимым образом.

1.3.2 Измерение методом замещения

Значение МЭД излучения источника определяют, сравнивая результат воздействия (далее - эффект) его излучения с помощью средства измерений ионизирующих излучений, используемого в качестве компаратора, с подобным эффектов от рабочего (образцового) источника, значение указанного ОРП которого известно.

При измерении МЭД излучения источников следует учитывать, что геометрические условия аттестации рабочего (образцового) источника, измерений ОРП контролируемых источников и для значений МЭД их излучения, заданные в НТД должны совпадать.

Если же они не совпадают, то вводится поправочный коэффициент.

1.3.3 Калориметрический метод измерения активности

Измерение активности радионуклида в источнике по калориметрическому методу основано на измерении тепловой энергии, выделяющейся в калориметре в результате поглощения излучений, испускаемых при распаде радионуклида.

Средняя поглощаемая энергия зависит как от схемы распада радионуклида, используемого в источнике, так и от конструктивных особенностей калориметра.

В зависимости от схемы распада радионуклида допускается для определения его активности в источнике гамма- излучения использовать поглотители, обеспечивающие поглощение только отдельного вида ионизирующего излучения, вносящего основную долю в среднюю энергию на акт распада, а именно: альфа- калориметры (например, для источников на основе америция - 241), бета- калориметры и гамма- калориметры (для источников на основе кобальт - 60).

1.3.4 Выбор метода определения активности

Калориметрический метод не применим в условиях предприятия ОАО «ЛТД» из-за недостаточной технической базы. На предприятии нет калориметров способных мерить большие мощности дозы.

Метод замещения требует наличия эталонных источников, что также не позволяет использовать этот метод.

Метод прямых измерений МЭД с помощью дозиметра может осуществляться в различных геометриях:

– колимированный пучок;

– неколимированный пучок в условиях свободной геометрии;

– неколимированный пучок в условиях произвольной геометрии.

Работа с закрытыми РНИ проводится в условиях «горячей» камеры путем дистанционного управления, в таких условиях невозможно воссоздать условия для измерения в свободной геометрии.

Поэтому останавливаемся только на двух методах определения МЭД.

Метод прямых измерений МЭД с помощью дозиметра в условиях колимированного пучка рассматривается в дипломном проекте Кузнецова А.Н.

В данном дипломном проекте рассматривается метод прямых измерений МЭД с помощью дозиметра в условиях неколимированного пучка в произвольной геометрии и разрабатывается конструкция технологического оборудования.

Сравнительная таблица методов измерений приведена в приложении ХХ

1.4 Обоснованный выбор направления работы

По требованию современных нормативных документов необходимо производить входной контроль активности источников поступающих в ОАО «ЛТД» [НП 067-05].

На основе анализа характеристик источников, методов регистрации ИИ и сравнения приборов РК далее (в главе 3 дипломного проекта) будет произведен выбор прибора РК для входного контроля активности источников.

Одной из проблем при измерении активности закрытых РНИ, является отраженное излучение. Полностью исключить влияние на результат измерений от отраженного излучения мы не можем т.к. ограничены размерами «горячей камеры». В идеале подобные измерения необходимо проводить в безвоздушном бесконечном пространстве, а источник подвешивать на нить.

На практике невозможно выполнить все эти условия, поэтому каждая измерительная задача требует конкретного подхода. Для уменьшения погрешности результатов измерения от отраженного излучения предлагается следующее решение: активность источника с учетом прямого и отраженного излучения, а потом отсечь прямое излучение, поставив защитный барьер между источником и детектором. Разница этих измерений и даст нам активность источника.

Таким образом, задача сводится к изготовлению коллиматора, практически полностью отсекающего гамма- излучение и решению вопроса по установке источника в заданной геометрии.

Как уже отмечалось выше, источник излучает во всех направлениях, поэтому, чтобы исключить влияние таких факторов как отражённое и вторичное излучение, активность должна измеряться в бесконечном пространстве, а сам источник должен быть подвешен в воздухе на нити. К сожалению, мы не можем обеспечить таких условий.

Отсюда видно, что перед нами ставится задача учесть все факторы влияющие на результаты измерений, путём ввода поправок, и постараться снизить их влияние за счёт технических решений.



2 Объект исследования

2.1 Центральное хранилище изотопов

2.1.1 Работы проводимые в ЦХИ

Объект предназначен для обеспечения производственной деятельности участка радиационной дефектоскопии НИТИЦ.

В ЦХИ проводят следующие работы:

– работы с закрытыми РНИ (входной контроль, перегрузка, перезарядка);

– проведение технического обслуживания, текущего ремонта и разборки (после списания) гамма-дефектоскопов;

– хранение радиационных источников;

– возможность проведения работ, эквивалентных 2 классу работ с открытыми радиационными источниками (например, ремонт гамма-дефектоскопов с контактом с деталями из обедненного урана, выведенных из эксплуатации);

– переработку серебросодержащих растворов (фиксажа и первой промывной воды) с целью извлечения из них электролизного серебра;

– первичную переработку (методом сжигания) твердых серебросодержащих кино-, фото-, рентгеновских материалов с целью последующей отправки на специализированные предприятия для извлечения серебра;

– хранение радиографических снимков и серебросодержащих материалов;

– стоянку спецавтомашины НИТИЦ, занятой перевозкой радионуклидных источников;

– стоянку передвижной лаборатории НМК.



2.1.2 ЦХИ как радиационно опасный объект

По назначению ЦХИ относится к стационарным дефектоскопическим комплексам, в которых содержится радиоактивные вещества.

Согласно классификации радиационных объектов по потенциальной опасности, приведенной в ОСПОРБ-99/2010, ЦХИ относится к объектам lV категории т.е. при аварии на этом объекте радиационное воздействие ограничивается помещением проведения работ.

По виду радионуклидных источников, применяющихся на объекте, ЦХИ относится к объектам, в составе которых используются закрытые радионуклидные источники.

2.1.3 Состав помещений ЦХИ

Для проведения вышеперечисленных и сопутствующих им работ в состав ЦХИ входят следующие производственные помещения:

1 этаж:

– механическая мастерская, помещение предназначено для изготовления деталей, необходимых для ремонта оборудования;

– помещение для сжигания кино-, фото-, рентгеноматериалов, помещение предназначено для сжигания кино-, фото-, рентгеновских материалов в печи;

– помещение для проведения сварочных работ, предназначено для изготовления и ремонта технологической оснастки, применяющейся при НМК;

– помещение единого пульта управления объектом, предназначено для управления всеми жизненноважными элементами объекта;

– помещение обращения с РАО; предназначено для временного хранения радиоактивных отходов и разборки списанных гамма-дефектоскопов.

– зал для хранения радиационных источников и проверки технического состояния ампулопроводов, предназначен для хранения радионуклидных источников, ремонта гамма-дефектоскопов, проверки технического состояния соединительных шлангов и ампулопроводов;

– перезарядная камера, предназначена для перегрузки источников и перезарядки гамма-дефектоскопов;

– пультовая, предназначена для дистанционного (с помощью механических манипуляторов) управления работами в перезарядной камере;.

– помещение дозиметрического контроля, предназначено для радиационного контроля "чистоты" спецодежды, спецобуви и кожных покровов персонала, работающего в комплексе помещений II класса работ, а также для контроля радиационной обстановки на объекте с помощью АСКРО;

– кладовая СИЗ, предназначена для хранения и выдачи персоналу средств индивидуальной защиты;

– кладовая "чистой" спецодежды; предназначена для хранения и выдачи
персоналу спецодежды и спецобуви;

– кладовая "грязной" одежды; предназначена для хранения и передачи в стирку "грязной" спецодежды;

– гараж-стоянка спецавтомашины НИТИЦ, предназначен для стоянки спецавтомашины НИТИЦ, занятой перевозкой радионуклидных источников.

– гараж-стоянка и ремонт передвижной лаборатории НМК, предназначен для стоянки передвижной лаборатории.

2 этаж:

– помещение руководителя работ на объекте, предназначено для руководства работами на объекте;

– помещение для хранения документов, предназначено для хранения документов службы НМК НИТИЦ;

– кроссовая, предназначена для размещения аппаратуры систем управления доступом и электропитания технических средств системы физзащиты объекта;

– архив радиографических снимков, предназначен ддя хранения радиографических снимков;

– комната отдыха;

– помещение для хранения серебро содержащих отходов, предназначено для хранения золы и шлама, образующихся в результате первичной переработки с/с материалов;

– помещение для переработки с/с растворов, предназначено для регенерации серебра из серебросодержащих растворов с помощью электролизных установок.

Режим работы и численность работающих.

Объект предназначен для работы в одну смену с 7-ми часовым рабочим днем при 5-ти дневной рабочей неделе весь календарный год. Максимальное количество работающих составляет 9 человек.

Все работающие в «чистой» зоне обеспечиваются существующими санитарно-бытовыми помещениями. Проектом предусмотрены мужской и женский санпропускники.

Работы II класса должны проводиться в помещениях, скомпонованных в отдельной части здания изолированно от других помещений. При проведении в одной организации работ II и III классов, связанных единой технологией, можно выделить общий блок помещений, оборудованных в соответствии с требованиями, предъявляемыми к работам II класса [ОСПОРБ 99/2010].

При планировке выделяются помещения постоянного и временного пребывания персонала.

В составе этих помещений должен быть санпропускник или саншлюз. Помещения для работ II класса оборудованы вытяжными шкафами или боксами.

В помещениях для работ I и II классов управление общими системами отопления, газоснабжения, сжатого воздуха, водопровода и групповые электрические щитки должны быть вынесены из рабочих помещений.

Предусматривается комплекс мероприятий по дезактивации производственных помещений и оборудования.

Полы и стены помещений для работ II класса должны быть покрыты слабо сорбирующими материалами, стойкими к дезактивации, и не иметь дефектов покрытия.

Края покрытий полов должны быть подняты и заделаны заподлицо со стенами. При наличии трапов полы должны иметь уклоны, полотна дверей и переплеты окон должны иметь простейшие профили.

Оборудование и рабочая мебель должны иметь гладкую поверхность, простую конструкцию и слабосорбирующие покрытия, облегчающие удаление радиоактивных загрязнений [ОСПОРБ 99/2010].

Для поддержания установленных санитарными и технологическими нормами метеорологических параметров воздуха в помещениях ЦХИ предусматривается приточно-вытяжная вентиляция с механическим и естественным побуждением.

Предусмотрены резервные вентиляторы к системам, обслуживающим помещения: хранения РИ (местный отсос от укрытия), перезарядной камеры и помещения для обращения с РАО. Вытяжная система этих помещений выполнена с фильтрами для очистки удаляемого воздуха - ФАСТ-3500М и ФАС-3500Д.

В здании запроектированы 3 системы внутренней канализации:

– бытовая;

– внутренние водостоки;

– бытовая с низкоактивными стоками.

Для отвода стоков от санитарного оборудования и производственных раковин предусмотрена бытовая канализация.

Для отвода бытовых стоков из душевых и умывальников санпропускников грязной зоны и общего санузла предусмотрена канализация с низкоактивными стоками на отдельный выпуск через контрольную емкость. После проверки стоки с уровнем активности ниже допустимого перекачиваются насосом в хозяйственно-бытовую канализацию, а загрязненные откачиваются в транспортную цистерну и сливаются в плав цистерну для сбора ЖРО.

Для отвода дождевых вод с кровли предусмотрена система внутренних водостоков с устройством гидрозатвора и открытым выпуском.

2.2 Работа с радионуклидными источниками

2.2.1 РНИ на объекте

В ЦХИ могут находиться в обращении следующие радионуклидные источники:

– закрытые радионуклидные источники гамма-излучения иридий-192, селен-75, цезий-137, кобальт-60 и др., применяющиеся в радионуклидной дефектоскопии;

– закрытые контрольные, эталонные и образцовые источники альфа- и бета-излучения, применяющиеся при эксплуатации измерительных приборов;

– изделия из обедненного урана (радиационные источники закрытого типа).

Радиационные характеристики РВ на объекте:

а) Источники гамма-излучения с радиоактивным нуклидом иридий-192.

Максимальная активность источника - 1,4·1013 Бк (тип источника ГИИД-7). Максимальная (номинальная) мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от источника составляет 8,96х 102 мЗв/ч.

б). Источники гамма-излучения с радиоактивным нуклидом селен-75.

Максимальная активность источника - 5,55·1012 Бк (тип источника СР 17.512). Максимальная (номинальная) мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от источника составляет 2,98·102мЗв/ч.

в). Источники гамма-излучения с радиоактивным нуклидом цезий-137.

Максимальная активность источника - 2,6·1011 Бк (тип источника СР 7.021). Максимальная (номинальная) мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от источника составляет 2,2·10-1 мЗв/ч.

г). Источники гамма-излучения с радиоактивным нуклидом кобальт-60.

В настоящее время максимальная активность источника кобальт-60 из находящихся в центральном хранилище изотопов источников составляет 1,4·1013 Бк (580 г-экв радия на июнь 2005г.). Этот источник типа ГИК-6-3. Максимальная мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от источника составляет 4,89·103мЗв/ч.

д). Контрольные, эталонные и образцовые источники альфа- и бета-излучения с нуклидами стронций-90 и иттрий-90, кобальт-60, плутоний-239, никель-63, цинк-65. Максимальная активность источников - до 12·108 Бк.

е) Изделия из обедненного урана.

Удельная активность составляет 1,25·104 кБк/кг. Плотность потока альфа-частиц - до 5,0 частиц/см2·мин. Плотность потока бета- частиц - до 1,0·105 частиц/см2хмин. Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности изделия из обедненного урана не превышает 0,5·10-2 мЗв/ч.

2.2.2 Характер работ с РНИ на объекте

Транспортные контейнеры с источниками спецавтомашиной доставляются к воротам ЦХИ, где консольно-поворотным краном производится их перегрузка на рельсовую тележку.

Тележка закатывается в зал для хранения радиационных источников и проверки технического состояния ампулопроводов, где РИ с помощью кран-балки загружаются в сейфы.

В перезарядной камере при помощи крана подвесного электрического, грузоподъемностью 3,2 т контейнеры перегружаются с тележки рельсовой на стол для перегрузки источников из транспортных контейнеров в защитные контейнеры НИТИЦ и/или далее в гамма-дефектоскопы.

Обращение с источниками также включает в себя перегрузку отработавших источников в контейнеры-сборники, а также сдачу заполненных контейнеров-сборников с радиоактивными отходами на захоронение.

Все операции перезагрузки источников производятся в перезарядной камере с помощью дистанционных манипуляторов, управляющие элементы которых выведены в пультовую. Контроль операций перезагрузки, осуществляется визуально через защитное окно из просвинцованного стекла в стене, отделяющей камеру для перезарядки от пультовой. Контроль регистрационных номеров источников производится с помощью телевизионной установки ПТУ-45, передающая камера которой наведена на перезарядный стол в камере для перезарядки.

В помещении главного зала хранилища объекта проводятся следующие работы с РВ:

– хранение в защитных сейфах переносных и передвижных гамма-дефектоскопов;

– временное хранение вне защитных сейфов передвижных гамма-дефектоскопов;

– временное хранение непосредственно в помещении (вне защитных сейфов) транспортных контейнеров, поступивших от поставщика со «свежими» источниками;

– хранение в защитных колодцах отработавших радионуклидных источников в контейнерах-сборниках;

– хранение деталей и изделий из обедненного урана от списанных и разобранных гамма-дефектоскопов;

– временное хранение РАО в контейнере-сборнике с размещением его в защитном колодце или в перезарядной камере;

– перегрузка с помощью крана транспортных контейнеров и гамма-дефектоскопов с источниками с автомашины в помещение и обратно;

– профилактическое обслуживание, ремонт и разборка радиационных головок гамма-дефектоскопов.

В помещении перезарядной камеры проводятся следующие работы:

– перегрузка на перезарядном столе с помощью манипуляторов радионуклидных источников из одного контейнера в другой;

– зарядка и разрядка радиационных головок гамма-дефектоскопов радионуклидными источниками;

– перегрузка с помощью крана транспортных контейнеров и гамма-дефектоскопов с источниками с тележки на перезарядный стол и обратно; проверка технического состояния и работоспособности гамма- дефектоскопов и их принадлежностей.

В помещении операторской проводится работа с управляющими (задающими) органами механического манипулятора при проведении работ с РНИ в перезарядной камере.

2.2.3 Образование радиоактивных отходов

Радиоактивные отходы на объекте образуются в результате производственной деятельности участка радиационной дефектоскопии НИТИЦ и представляет собой следующие материалы и изделия:

– радионуклидные источники гамма-излучения, применяющиеся при просвечивании материалов, после окончания назначенного срока службы;

– радионуклидные контрольные, эталонные и образцовые источники, альфа-, бета- и гамма-излучения, применяющиеся при эксплуатации дозиметрической аппаратуры, после окончание срока их службы;

– изделия и детали из обедненного урана от списанных и разобранных гамма-дефектоскопов и других приборов.

РНИ переводятся в разряд РАО на основании акта.

Изделия и детали из обедненного урана переводятся в разряд РАО согласно акту о списании оборудования (как материальных - ценностей), в состав которого они входили.

Все радиоактивные отходы, хранящиеся на объекте, относятся к твердым радиоактивным отходам.

2.2.4 Обращение с РАО

Радионуклидные источники по истечении определенного (определяемого НИТИЦ) срока признаются неэффективными для дальнейшей эксплуатации (вследствие снижения их активности), переводятся в разряд «источников излучения, не находящихся в работе» ( п.3.5.18 ОСПОРБ-99/2010) и перегружаются из гамма-дефектоскопов в контейнер сборник.

Перегрузка отработавших радионуклидных источников производится манипулятором в перезарядной камере ЦХИ.

Загрузка каждой партии отработавших источников в контейнер-сборник производится специалистами НИТИЦ в присутствии представителей ОЯРБ.

При загрузке источников производится визуальный контроль их номеров с помощью телевизионной камеры, установленной в перезарядной камере.

После загрузки каждой партии отработавших источников контейнер- сборник опечатывается печатями НИТИЦ и ОЯРБ.

Вскрытие контейнера-сборника для загрузки следующей партии отработавших источников производится в присутствии представителей НИТИЦ и ОЯРБ.

После первой загрузки контейнер-сборник помещается в отдельную ячейку (колодец) помещения хранилища ЦХИ. Ячейка (контейнер) с контейнером-сборником после этого опечатывается печатью НИТИЦ.

Ввиду того, что отработавшие РнИ после вывода их из эксплуатации постоянно хранятся в одном контейнере-сборнике на объекте не представляется целесообразной организация раздельной системы обращения с РАО. Выведенные из эксплуатации и вначале соответствующие критериям среднеактивных отходов отработавшие источники в последующем переходят в разряд низкоактивных отходов.

Временное хранение изделий и деталей из обедненного урана осуществляется в помещении хранилища. После разборки гамма-дефектоскопа его блоки из обедненного урана упаковываются в металлизированную фольгу и закладываются непосредственно в один из защитных сейфов.

Для обеспечения радиационной безопасности на объекте предусмотрен следующий комплекс мероприятий:

– временное хранение РАО ведется в защитных ячейках;

– система общеобменной приточно-вытяжной вентиляции выполнена в соответствии с требованиями строительных правил для подобных объектов. В помещении хранилища принят трехкратный воздухообмен [ОСПОРБ 99/2010]. Вытяжная вентиляционная система, обслуживающая помещение для обращения с РАО и перезарядную камеру, снабжена очисткой удаляемого воздуха от радиоактивных аэрозолей;

– отделка рабочих поверхностей пола и стен помещений выполнена в соответствии со строительными правилами и нормами для подобных объектов;

– на объекте ведется постоянный радиационный контроль за уровнями гамма-излучений в помещениях; за уровнями загрязнений радиоактивными веществами поверхностей оборудования и помещений; за величинами индивидуальных доз облучения персонала; за загрязненностью спецодежды и рук персонала.

Радиационный контроль ведется специалистами отдела ядерной и радиационной безопасности (ОЯРБ).

По окончании срока хранения РАО на объекте они передаются на долговременное хранение или на захоронение в специализированную организацию или на долговременное хранение в трехотсечный блок одного из утилизируемых заказов (разрешается загружать отработавшие ИИ с периодом полураспада не более 5,27 года Co60).

2.3 Потенциальные радиационные аварии

Работа при непосредственном контакте с радионуклидными источниками в ЦХИ производится только на поверхности перезарядного стола, установленного в перезарядной камере. Поэтому при работе на объекте возможен только один тип радиационной аварии - падение радионуклидного источника с поверхности перезарядного стола на пол, то есть уход источника за пределы зоны действия манипулятора.

Исходными событиями для возможного возникновения радиационной аварии на объекте являются:

– отказ в работе управляющих или рабочих органов механического манипулятора во время проведения операции перегрузки радионуклидного источника в перезарядной камере;

– человеческий фактор (ошибка оператора).

Последствия вышеописанной радиационной аварии ограничивается только помещением перезарядной камеры. При этом наличие закрытой защитной двери перезарядной камеры позволяет законсервировать на неопределенное время возникшую ситуацию с тем, чтобы подготовиться к ее ликвидации.

2.4 Радиационный контроль на объекте

Радиационный контроль при работе с РНИ излучения является составной частью производственного контроля за радиационной безопасностью и осуществляется за всеми основными показателями, определяющими уровни облучения персонала.

Радиационный контроль на объекте осуществляется работниками специализированного подразделения - службы радиационной безопасности ОЯРБ.

Служба радиационной безопасности должна быть аккредитована на техническую компетентность и иметь область аккредитации, позволяющую выполнять необходимый и достаточный объем радиационного контроля

Порядок организации и осуществления радиационного контроля (виды измерений, объем и периодичность) согласовывается с органами Роспотребнадзора.

РК включает индивидуальный дозиметрический контроль персонала и контроль радиационной обстановки.

Индивидуальный дозиметрический контроль проводится с целью определения годовых доз персонала и является обязательным для персонала группы А [ОСПОРБ 99/2010].

Индивидуальный дозиметрический контроль за облучением персонала группы А в зависимости от характера проводимых работ включает:

– контроль за эффективной дозой внешнего облучения персонала;

– контроль за характером, динамикой и уровнями поступления радионуклидов в организм с использованием методов прямой и/или косвенной радиометрии;

– контроль за эквивалентными дозами облучения хрусталиков глаз, кожи, кистей и стоп персонала с использованием индивидуальных дозиметров или расчетным способом.

По результатам индивидуального дозиметрического контроля получаем значения эффективных доз персонала и определяем, при необходимости, значения эквивалентных доз облучения в коже, хрусталике глаза, кистях и стопах.

Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:

– измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории радиационного объекта в санитарно-защитной зоне (СЗЗ);

– измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;

– определение объемной активности аэрозолей в воздухе рабочих помещений, их нуклидного состава, дисперсности и типа при ингаляции;

– измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;

– определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения [ОСПОРБ 99/2010].

Система контроля радиационной обстановки оснащена техническими средствами для:

– непрерывного контроля на основе стационарных автоматизированных технических средств;

– оперативного контроля на основе носимых и передвижных технических средств;

– лабораторного анализа на основе стационарной лабораторной аппаратуры, средств отбора и подготовки проб для анализа.

АСКРО обеспечивает контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, хранение и выдачу информации.

Индивидуальная доза облучения должна регистрируется в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку, а также в машинный носитель для создания базы данных на радиационных объектах в ЕСКИД. Копия индивидуальной карточки работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками излучения передается на новое место работы; оригинал должен храниться на прежнем месте работы.

Устанавливаются контрольные уровни, перечень и числовые значения контрольных уровней определяются в соответствии с условиями работы и согласовываются с органом, осуществляющим государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

При установлении контрольных уровней следует исходить из принципа оптимизации с учетом:

– неравномерности радиационного воздействия во времени;

– целесообразности сохранения уже достигнутого уровня радиационного воздействия на данном объекте ниже допустимого;

– эффективности мероприятий по улучшению радиационной обстановки.

При изменении характера работ перечень и числовые значения контрольных уровней подлежат уточнению.

Результаты радиационного контроля сопоставляются со значениями пределов доз и контрольными уровнями. О случаях превышения годовых пределов эффективных доз для персонала, установленных НРБ-99/2009, годовых пределов эквивалентных доз облучения персонала или квот облучения населения, администрация информирует органы исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.



3 Проектная часть

3.1 Обоснование направления проектирования

Чтобы произвести измерение активности закрытых радионуклидных источников поступающих на предприятие ОАО «ЛТД» необходимо найти решение следующих задач:

1 Осуществить выбор измерительного прибора

2 Выбрать метод определения активности

3 Обеспечить условия измерения

3.1.1 Выбор прибора

На предприятие поступают три вида источников:

– Ir192, с max активностью 2,9·1013 Бк;

– Co60, с max активностью 2,57·1012 Бк;

– Se75, с max активностью 7,4·1012 Бк;

Таким образом, осуществлять выбор прибора необходимо по трем основным критериям:

– необходимый диапазон измерения;

– минимальная погрешность прибора;

– возможность проведения дистанционного измерения;

Проведя анализ имеющихся на предприятии ОАО «ЛТД» приборов и их характеристик, останавливаем свой выбор на клиническом дозиметре 27012.

Клинический дозиметр 27012 является радиометрическим прибором, который предпочтительно пригоден для измерения дозовых полей в лучевой терапии и диагностике. Благодаря своему большому диапазону измерения, он пригоден, при применении соответствующих камер, также для измерительно-технического контроля при радиобиологических экспериментах, для дозиметрических измерений и измерений в различных областях применения радиометрической техники.

Прибор позволяет мерить как дозу, так и мощность дозы рентгеновского и ?-излучения в широкой степени независимо от энергии и направления.

Т.к. в клиническом дозиметре 27012 применены исключительно полупроводники и частично интегральные схемы в кремниевой технике, то прибор обладает высокой надежностью и продолжительностью работы.

В качестве детекторов излучения применяются ионизационные камеры. Имеются два детектора излучения для клинического дозиметра, применяемых в ОАО «ЛТД»:

– ионизационная камера типа 70110 (VAK 253) для высоких энергий мощности дозы;

– ионизационная камера типа 70111 (VAK 254), для низких энергий мощности дозы;

Эталонирование прибора предусматривается 1 раз в год.

Технические данные

Основная относительная погрешность ±(3,5-4)%.

Таблица 3.1 - Конечные значения диапазона измерения

Тип камеры	Диапазоны дозы, Р	Диапазоны мощности экспозиционной дозы, Р/мин	Диапазоны регистрируемых энергий фотонов, МэВ	Энергетическая зависимость чувствительности
VAK- 253 Тип 70110	1-300	0,33-100	30·10-3- 1,5	±3%.
VAK- 254 Тип 70111	1,5·10-3 - 500·10-3	30·10-3-10	30·10-3-1,5	±4%.

Конструкция

Электронная часть клинического дозиметра 27012 состоит из основного прибора и соответствующего зонда. Оба соединены между собой кабелем длиной 15 м. В зонде находится входной модуль и динамический конденсатор с предусилителем.

Плотная конструкция зонда позволяет его применение так же во влажной атмосфере. Штепсельный элемент на входе зонда позволяет подключать камеру напрямую или через удлинительный кабель.

Принцип работы

Благодаря ионизации в активном объеме находящихся под атмосферным давлением ионизационных камер возникают носители зарядов. Они создают с помощью напряжения камеры входной сигнал для электронной части дозиметра.

Оценка входного сигнала осуществляется измерением зарядов или тока во входном модуле, который имеет измерительный конденсатор и измерительное сопротивление. Сигнал поступает через измерительный конденсатор (измерение дозы) или через измерительное сопротивление (измерение мощности дозы) на вход дозиметра, работающего в качестве усилителя показаний.

Из за чрезвычайно низкого тока ионизационной камеры во входе усилителя осуществляется электронное преобразование и усиление по мощности входного сигнала с помощью динамического конденсатора.

Электронный преобразователь в соединении с соответствующим усилителем проявляет по сравнению с другими измерительными схемами ряд преимуществ, которые определяют его применение для клинического дозиметра 27012. Отличительными признаками усилителя динамического конденсатора является высокая чувствительность к измерению, большой диапазон измерения и малый дрейф нулевой точки. Высокое усиление по мощности усилителя динамического конденсатора основано на том, что благодаря модуляции входного сигнала энергия от приводной системы преобразователя подводится к усилителю. Сильная обратная отрицательная связь постоянным током стабилизирует усиление и проявляется благоприятно на времени установки значения показания.



3.1.2 Метод определения активности источника

Для определения активности радионуклидных источников рассмотрим два наиболее подходящих метода: дозиметрический и спектрометрический.

Спектрометрический метод является очень удобным и надежным. Этот метод позволяет напрямую определить активность источника и позволяет определить его радионуклидный состав, т.к. в источнике могут присутствовать примеси других радионуклидов. Но спектрометры не могут работать при больших мощностях дозы. Применение различных коллиматоров и защиты невозможно в нашем случае, т.к. нарушается геометрия измерения.

Приняв для определения активности дозиметрический метод, мы можем определить мощность экспозиционной дозы, а по ней рассчитать активность радионуклидного источника.

3.1.3 Условия измерения

В идеале проводить измерения активности источников необходимо в открытом пространстве, в подвешенном состоянии, чтобы не было никаких внешних факторов влияющих на измерение. Но создать такие условия невозможно.

На практике измерение эквивалентной активности источников проводят в специальных помещениях, оборудованных защитной («горячей») камерой, где необходимо учесть вклад рассеянного излучения.

Для этого необходимо разработать методику измерения и спроектировать техническое оснащение проведения измерения.

3.2 Расчетная часть

3.2.1 Оценка достаточности защиты строительных конструкций перезарядной камеры

Оценка достаточности биологической защиты строительных конструкций перезарядной камеры производится на основании расчета минимальной толщины строительных конструкций.

Расчет толщины основан на требованиях ОСПОРБ 99/2010 и НРБ 99/2009.

Расчет выполнен по гамма- излучению РнИ Ir192, т.к. это основной тип источников применяющихся в радионуклидной дефектоскопии в ОАО «ЛТД».

Для РнИ Se75 толщины строительных конструкций всегда буду достаточны, если они удовлетворяют защите от излучения источников Ir192 при прочих равных условиях.

Максимальная активность источников:

- ;

- .

Для РнИ Co60 расчет не выполнялся, т.к. суммарная (за год) продолжительность работ с этим источником в перезарядной камере не превышает 10 % годового фонда рабочего времени персонала. Согласно концепции, принятой в п. 3.3.4 ОСПОРБ 99/2010 при проектирировании защиты при не стандартных условиях облучения, за основу в этом случае следует брать предел дозы, установленный НРБ 99/2009 для персонала и населения.

Исходные данные.

1) Расчет выполнен на активность группы РнИ Ir192 типа ГИИД одной разовой (ежемесячной) поставки.

В расчете принято, что ежемесячно предприятие получает 20 следующих РнИ:

- 10 источников ГИИД - 3 активностью 1,6·1012 Бк (суммарно 1,6·1013 Бк);

- 10 источников ГИИД - 6 активностью 2,9·1013 Бк (суммарно 2,9·1014 Бк).

Суммарная активность всех источников составляет:

.

Мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от группы таких источников:

,

где:

- - мощность дозы на расстоянии 1м;

- - гамма постоянная 4,605 Р·см2/ч·мKu (таблица 1.7 справочник Козлова)

- A - активность, Бк;

- R - расстояние, м (R=1 м = 100 см).

,

,

Тогда, мощность дозы:

,

,

.

Отсюда, мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от группы таких источников составит:

.

Энергия излучения 0,4 МэВ (с учетом некоторого превышения значения ).



,

где:

- E - энергия фотонов, МэВ (табл. 1.7 справочник Козлова);

- n - квантовый выход на распад, % (табл. 1.7 справочник Козлова).

Ir192		n, %
	0,61	5,2
	0,60	8,0
	0,58	4,5
	0,46	49,0
	0,31	83,5
	0,30	29,6
	0,29	27,6
	0,064	4,5

.

Расчет на эту группу источников принят исходя из того, что при поступлении всех источников в одном транспортном контейнере извлечение их из этого контейнера на перезарядный стол возможно одновременно всей партии.

2) Проектная мощность дозы (ПМД) гамма- излучения для всех строительных конструкций перезарядной камеры выбрана согласно п. 3.3.4 ОСПОРБ 99/2010 и равна:

- 1,2 мкЗв/ч для восточной (наружной) стены перезарядной камеры (группа Б табл. 3.3.1 ОСПОРБ 99/2010);

- 6,0 мкЗв/ч для южной (смежной с пультовой) и западной (смежной с коридором) стен перезарядной камеры (группа А, табл. 3.3.1 ОСПОРБ 99/2010);

- 50,0 мкЗв/ч для северной (смежной с камерой РАО) стены перезарядной камеры;

- 303 мкЗв/ч для перекрытия перезарядной камеры.

Нестандартная ПМД на поверхности защиты определяется по формуле (п. 3.3.4 ОСПОРБ 99/2010):

,мкЗв/ч,

где:

- D - предел дозы для персонала и населения, мЗв/год;

- T - продолжительность облучения, ч/год;

- k - коэффициент запаса, k=2.

Основные пределы доз (табл. 3.1 НРБ 99/2009) составляет:

- D = 20 мЗв/год - для персонала группы А;

- D = 5 мЗв/год - для персонала группы Б.

мкЗв/ч,

мкЗв/ч.

Нестандартный ПМД излучения выбран с учетом возможного (в течении 1 года) облучения одного и того же лица из состава персонала в течение:

- 200 ч суммарно для северной (смежной с камерой РАО) стены;

- 33 ч суммарно для перекрытия.

С учетом того, что на практике нахождение одного и того же лица (из персонала) во время перезарядки на перекрытии перезарядной камеры в течение года суммарно 33 ч нереально, переоблучение персонала не ожидается.

3) В расчете приняты следующие расстояния:

- для внутренних (южной, западной и северной) стен камеры расстояние от ИИ до расчетной точки принято равным R=2,3 м (по минимуму, т.е по южной стене, отделяющей пультовую от перезарядного стола);

- для наружной (восточной) стены камеры расстояние от ИИ до расчетной точки принято равным R=2,6 м;

- для щели между откатными воротами и западной стеной расстояние от ИИ до расчетной точки принято равным R=5,0 м;

- для перекрытия камеры расстояние от ИИ до расчетной точки принято равным R=6,0 м.

4) Требуемая кратность ослабления излучения рассчитывается по формуле:

,

где:

- K - требуемая кратность ослабления излучения;

- - мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от ИИ, мкЗв/ч;

- ПМД - проектная мощность дозы излучения в расчетной точке, мкЗв/ч;

- R - расстояние от ИИ до расчетной точки, м.

5) Толщина стены из бетона определяется по толщине стены из кирпича по формуле:

,

где:

- - толщина стены из бетона;

- - толщина стены из кирпича;

- - плотность кирпичной кладки ;

- - плотность бетона .

Расчет требуемой кратности ослабления излучения.

1) Требуемая кратность ослабления излучения для южной и западной стен камеры KA1 составляет:

,

2) Требуемая кратность ослабления излучения для северной стены камеры KA2 составляет:

.

3) Требуемая кратность ослабления излучения для щели между откатными воротами и западной стены KA3 составляет:

.

4) Требуемая кратность ослабления излучения для восточной (наружной) стены камеры KБ составляет:

.

5) Требуемая кратность ослабления излучения для перекрытия камеры KA4 составляет:

.

Расчет толщин.

1) Минимальная толщина бетона для южной и западной стен камеры определяется с помощью табл. 6.8 справочник Козлова.

Для энергии излучения 0,4 МэВ и кратности ослабления КА1=1,03·106 (с применением линейной интерполяции числовых значений) находим, что толщина защиты H из бетона должна быть:

,

где:

- 898 мм - толщина защиты из бетона при К=106;

- 933 мм - толщина защиты из бетона при К=2·106.

Выбранная проектом, для южной и западной (внутренних) стен композиция 950 мм бетона и 250 мм кирпича, эквивалентна 1150 мм бетона, что достаточно для обеспечения требуемой кратности ослабления излучения.

2) Минимальная толщина бетона для северной стены камеры определяется с помощью табл. 6.8 справочник Козлова.

Для энергии излучения 0,4 МэВ и кратности ослабления КА2=1,24·105 (с применением линейной интерполяции числовых значений) находим, что толщина защиты H из бетона должна быть:

,

где:

- 715 мм - толщина защиты из бетона при К=105;

- 794 мм - толщина защиты из бетона при К=2·105.

Выбранная проектом, для северной стены композиция 400 мм бетона (от стены камеры РАО) и 510 мм кирпича (от стены камеры РАО) плюс 250 мм бетона (дополнительное усиление стены), эквивалентна 1050 мм бетона, что достаточно для обеспечения требуемой кратности ослабления излучения.

3) Минимальная толщина бетона для восточной (наружной) стены камеры определяется с помощью табл. 6.8 справочник Козлова.

Для энергии излучения 0,4 МэВ и кратности ослабления КБ=4,05·106 (с применением линейной интерполяции числовых значений) находим, что толщина защиты H из бетона должна быть:

,

где:

- 933мм - толщина защиты из бетона при К=2·106;

- 1006 мм - толщина защиты из бетона при К=5·106.

Выбранная проектом, для восточной (наружной) стены композиция 650 мм бетона и 640 мм кирпича, эквивалентна 1150 мм бетона, что достаточно для обеспечения требуемой кратности ослабления излучения.

4) Минимальная толщина стальных откатных ворот (по западной стене камеры) определяется с помощью табл. 6.9 справочник Козлова.

Для энергии излучения 0,4 МэВ и кратности ослабления КА1=1,03·106 (с применением линейной интерполяции числовых значений) находим, что толщина защиты H из стали должна быть:

,

где:

- 236 мм - толщина защиты из стали при К=106;

- 246 мм - толщина защиты из стали при К=2·106.

Выбранная проектом, толщина полотна ворот 300 мм достаточна для обеспечения требуемой кратности ослабления излучения.

5) Минимальная толщина смотрового окна в южной стене (между перезарядной камерой и пультовой), выполненная из свинцового стекла марки ТФ-5 определяется с помощью табл. 4.27 справочник Кимеля, Машковича.

Для энергии излучения 0,4 МэВ и кратности ослабления КА1=1,03·106 (с применением линейной интерполяции числовых значений) находим, что толщина защиты H из свинцового стекла должна быть:

,

где:

- 196 мм - толщина защиты из свинцового стекла при К=106;

- 206 мм - толщина защиты из свинцового стекла при К=2·106.

Выбранная проектом, толщина окна 400 мм достаточно для обеспечения требуемой кратности ослабления излучения.

6) Минимальная толщина бетона для перекрытия камеры определяется с помощью табл. 6.8 справочник Козлова.

Для энергии излучения 0,4 МэВ и кратности ослабления КА4=3,01·103 (с применением линейной интерполяции числовых значений) находим, что толщина защиты H из бетона должна быть:

,

где:

- 515 мм - толщина защиты из бетона при К=;

- 564 мм - толщина защиты из бетона при К=.

Выбранная проектом, толщина перекрытия из бетона 560 мм бетона и достаточна для обеспечения требуемой кратности ослабления излучения.

7) Расчет защиты по щели между откатными воротами и западной стеной выполнен исходя из следующих положений:

- полотно ворот перекрывает проем ворот в западной стене слева (см. снаружи на камеру) на величину 300 мм;

- требуемая кратность ослабления излучения составляет КА3=2,19·105;

- угол падения пучка излучения на стену в районе щели 450

Величина хода луча по защите из стали (металлическое обрамление ворот толщиной 120 мм):

мм.

Лист стали толщиной 170 мм обеспечивает кратность ослабления излучения 1,0·104 (табл. 6.9 справочник Козлова), следовательно, бетонная составляющая защита в этом районе должна обеспечивать кратность ослабления излучения, равную:

K=2,19·105/1,0·104 = 22.

Такую кратность ослабления излучения может обеспечить толщина защиты из бетона 250 мм (табл. 6.8 справочника Козлова).

Отсюда, величина запроектной по стене бетонной составляющей

мм,

что достаточно для обеспечения требуемой суммарной кратности ослабления излучения.

Дополнительная защита щели запроектирована для создания лабиринта в проеме ворот по направлению возможного прямого «прострела» щели излучения.



Рисунок 3.1 Угол падения пучка излучения на стену в районе щели

Таблица 3.2 - Сводные данные по толщинам зашиты строительных конструкций перезарядной камеры.

Наименование конструкции (материал)	Толщина фактическая, мм	Толщина расчетная, мм
Южная и западная стены (бетон)	1150	900
Северная стена (бетон)	1050	734
Восточная (наружная) стена (бетон)	1150	982
Откатные защитные ворота (сталь)	300	237
Смотровое окно (просвинцованное стекло)	400	197
Перекрытие (бетон)	560	531

3.2.2 Оценка возможности применения клинического дозиметра

Переход от активности источников к мощности дозы позволяет оценить возможность применения клинического дозиметра.



Таблица 3.3 - Максимальная активность источников, поступающих на предприятие

РнИ

где:

- - мощность дозы;

- - гамма постоянная;

- - расстояние (R=1 м=100 см).

1) Co60:

2) Ir192:

3) Se75:

Диапазон мощности экспозиционной дозы клинического дозиметра с камерой типа 70110 (VAK - 253) составляет 0,33?10 Р/мин. Это удовлетворяет нашим параметрам.



3.2.3 Метод измерений

Эквивалентную активность радионуклидов рассчитывают на основании результатов измерений мощности экспозиционной дозы (МЭД) в точке поля фотонного излучения радионуклидного источника, расположенной на расстоянии 1 м. от него, и ?-постоянной для радионуклида, на основе которого источник изготовлен.

Измерение МЭД выполняют методом непосредственной оценки в условиях произвольной геометрии (условия защитной камеры) с использованием дозиметрических приборов, оснащенных ионизационными камерами. Значения МЭД получают, выполняя прямые многократные измерения [ГОСТ 26307-90].

Средства измерений должны иметь действующие свидетельства о метрологической поверке.

Условия измерений

При выполнении измерений должны соблюдаться следующие условия:

– температура окружающей среды (20±5)0С;

– атмосферное давление (101±4) кПа;

– относительная влажность воздуха (60±20)%;

– напряжение сети переменного тока частотой (50±1) Гц (220±4,4) В.

3.2.4 Подготовка к выполнению измерений

1. Необходимо измерить параметры окружающей среды в месте выполнения измерений: температуру, давление и влажность воздуха. Измерения проводятся согласно эксплуатационной документации на соответствующие средства измерений, результаты измерений фиксируются в рабочем журнале.

2. Вводятся корректирующие факторы на отличие температуры воздуха и атмосферного давления от нормальных условий в соответствии со свидетельством о метрологической поверке.

3. Производится подготовка защитной камеры и манипуляторов к работе, согласно соответствующей технической документации.

4. Устанавливается держатель источника в защитной камере на расстоянии 1 м. от ионизационной камеры прибора 27012.

5. Измеряют расстояние между точкой, определяющей место расположения центра активной части источника, и геометрическим центром ионизационной камеры с помощью линейки. Результат измерений записывается в рабочий журнал.

3.2.5 Выполнение измерений

1. Транспортный контейнер с радионуклидными источниками размещают в защитной камере в выгородке, обеспечивающей ослабление излучения от контейнера.

2. С помощью манипулятора вскрывают пенал транспортного контейнера и высыпают все источники, находящиеся в пенале, на поддон.

3. Отбирают один из источников для которого проводят визуальный осмотр на предмет отсутствия механических повреждений и проверки маркировки (номера) источника.

4. Устанавливают отобранный источник в держатель таким образом, чтобы его рабочая часть была направлена к ионизационной камере. Оставшиеся на поддоне источники снова помещают в транспортный контейнер.

5. Необходимо выполнить 5 измерений МЭД. Результаты измерений записываются в рабочий журнал.

6. Извлекают источник из держателя и помещают в рабочий контейнер.

7. Затем измеряют фон в защитной камере, снимая не менее пяти показаний прибора. Результаты записываются в рабочий журнал.

8. Извлекают из транспортного контейнера новый источник, для которого проводят операции согласно п.п.3-7.



3.2.6 Обработка результатов измерений

1. Вычисляем среднее арифметическое значение МЭД от радионуклидного источника , Р/мин., по формуле:

. (1)

При измерении фотонного излучения радионуклидного источника с энергией, при которой проведена градуировка дозиметрического прибора, результаты измерений корректируют на энергетическую зависимость чувствительности ионизационной камеры в соответствии со свидетельством о поверке на прибор.

2. Вычисляем среднее арифметическое значение фонового уровня МЭД в защитной камере Р/мин., по формуле:

. (2)

3. Рассчитаем МЭД на расстоянии R, м, от р/н источника с учетом фона , Р/мин., по формуле:

. (3)

4. В случае, если расстояние между источником и детектором равнялось 1 м.±1%, результат измерений МЭД вычисляют по формуле:

. (4)

где C- поправочный множитель из свидетельства о поверке прибора:

- для радионуклидного источника на основе Co60 используют соответствующий коэффициент указанный в свидетельстве;

- для источника на основе Ir192 - используют коэффициент для Cs137;

- для источника на основе Se75 - коэффициент для рентгеновского излучения с энергией 250 кэВ.

5. Если при измерении было выбрано другое расстояние источник-детектор,

(5)

Где:

- µ - линейный коэффициент ослабления излучения в воздухе, усредненный по спектральному составу излучения измеряемого источника, м-1 (табличное значение, определяется по справочнику);

- R- расстояние источник-детектор, м.

6. Вычисляем эквивалентную активность источника, Бк, по формуле:

, (6)

где:

- - гамма- постоянная радионуклида, Р·м2·мин-1·Бк-1 (табличное значение, определяется по справочнику);

- - поправка на вклад рассеянного излучения в результат измерения МЭД в условиях, отличных от свободной геометрии.

Коэффициент Крас следует определять для каждой из используемых защитных камер. Допускается использование коэффициента Крас, определенного для одного типа радионуклидного источника при вычислении эквивалентной активности других типов радионуклидных источников, основанных на использовании единого радионуклида.

7. Вычисляют расширенную неопределенность (k=2) измерений эквивалентной активности радионуклидного источника.

а) Стандартную неопределенность измерений эквивалентной активности, обусловленную источниками, имеющими случайный характер, UA , %, рассчитывают по формуле:

, (7)

где n- количество измерений МЭД.

б) Стандартную неопределенность измерений эквивалентной активности, обусловленную погрешностью средств измерений и условиями выполнения измерений, UВ , %, рассчитывают по формуле:

, (8)

где:

- ?1 - доверительная граница основной погрешности дозиметрического прибора, % (из свидетельства о поверке прибора);

- ?2 - предел погрешности, обусловленной неточностью установки расстояния источник-детектор, % (?2=1%);

- ?3 - погрешность, возникающая при проведении расчета МЭД по формуле (5) за счет изменения вклада рассеянного излучения для разных расстояний источник-детектор, и неточности значения коэффициента ослабления ? - излучения радионуклидного источника в воздухе, % (?3=2%).

в) Вычисление расширенной неопределенности для коэффициента охвата 2 проводят по формуле:

,

где UK - неопределенность оценивания коэффициента Крас, учитывающего вклад рассеянного излучения, %.

г) Вычисляем абсолютную доверительную погрешность измерений эквивалентной активности, Бк по формуле:

.

Оформление результатов измерений

Результат измерения эквивалентной активности радионуклидного источника записывают в виде:

Аэкв Бк, расширенная погрешность Бк (k=2).

3.3 Определение коэффициента Крас

Определение коэффициента Крас, учитывающего вклад рассеянного излучения при измерении МЭД, проводим с использованием радионуклидного ? - источника, проводя измерения с использованием конуса поглощающего прямой пучок излучения. Коэффициент Крас необходимо определять для каждой из используемых защитных камер. Допускается использование одного значения коэффициента Крас для нескольких типов источников ? - излучения, основанных на использование одного типа радионуклида.