Радиационная безопасность обслуживающего персонала

• процессы аннигиляции пар частица‐античастица

• процессы прохождения заряженных частиц через вещество (отклонение энергичных заряженных частиц в магнитных и электрических полях, напр. синхротронное излучение).

• космические лучи и т.д.

Для описания защиты от излучений должны быть указаны следующие ее характеристики [2]:

1. Назначение: биологическая (обеспечивающая допустимый уровень облучения обслуживающего установку персонала), радиационная (обеспечивающая допустимый уровень радиационных повреждений конструкционных и защитных материалов), тепловая (обеспечивающая допустимый уровень радиационного энерговыделения и температурного распределения в конструкционных и защитных материалах).

2. Тип: сплошная (целиком окружающая источник излучения), раздельная (наиболее мощные источники окружает первичная защита, а между первичной и вторичной защитами также имеются источники излучения), теневая (защита устанавливается между источником излучения и защищаемой областью, размеры которой ограничиваются «тенью», «отбрасываемой» защитой), частичная (ослабленная для областей ограниченного доступа персонала).

3. Компоновка: гомогенная, гетерогенная.

4. Форма внешней поверхности: плоская, цилиндрическая, сферическая. биологический защита излучение детектор

5. Геометрия: бесконечная (рис. 1.1, а), полубесконечная с детектором D на границе среды и источником 5 в среде (рис. 1.1, б), полубесконечная с источником 5 на границе среды и детектором D в среде (рис. 1.1, в), барьерная (рис. 1.1, г), ограниченная (рис. 1.1, д).

Защиту можно физически считать бесконечной, если любое окружение выделенной защитной среды любым дополнительным материалом не влияет на показания детектора, т. е. вероятность любой частицы, рассеянной за пределами выделенной среды, быть зарегистрированной детектором практически равна нулю.

Выделение в защите барьерной геометрии лишь части среды, например цилиндра, на оси которого с противоположных сторон находятся источник и детектор, приводит к ограниченной защите. Под ограниченной понимается среда, у которой хотя бы один из поперечных размеров (размер в плоскости, перпендикулярной прямой источник — детектор) не может быть принят за бесконечный.

Рис. 1.1. Геометрия защит и типичные траектории рассеянных в среде частиц

Исходная схема расположения источника, детектора и защитной стены

Рис. 2.1. Схема расположения источника, детектора и защитной стены

На рис. 2.1. представлена схема расположения источника, детектора и защитной стены, где h=250 см - высота цилиндра, R=125 см - радиус цилиндра, x=1,5 см - толщина стенки цилиндра, b=625 см - расстояние от оси цилиндра до точки детектирования, d- толщина боковой защитной стены из бетона.

Предварительный расчет требуемой мощности поглощенной дозы в точке детектирования

Согласно НРБ-2000 [4] предельная эффективная доза облучения для персонала составляет 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год. Примем среднегодовую эффективную дозу .

,

где - коэффициент, учитывающий радиочувствительность органа или ткани (причем для всего организма равна 1); Н - эквивалентная доза, мЗв. Получаем

,

где - коэффициент излучения (причем для фотонного излучения ); -поглощенная доза, Гр. Получаем

Изменение поглощенной дозы в единицу времени называется мощностью поглощенной дозы, т.е.

,

где dD – приращение поглощенной дозы за интервал времени dt.

Мощность поглощенной дозы , где - количество рабочих часов в год, при условии 36-часовой рабочей недели и отпуске 2 месяца.

,

причем мощность эквивалентной дозы

Предварительная оценка энергии γ-излучения источника и соответствующих ей коэффициентов ослабления излучения в материалах защиты, стенок цилиндра и самого источника

В активной зоне ядерного реактора происходит активация ядер, входящих в состав теплоносителя, обусловленная реакциями поглощения нейтронов (n, γ), (n, α), (n, р). В результате таких реакций из стабильных элементов образуются радионуклиды, излучение которых необходимо учитывать при проектировании защиты технологического контура ЯЭУ. С точки зрения обеспечения защиты персонала от излучений технологического контура, как правило, следует рассматривать только γ-излучение активированных ядер теплоносителя.

По заданию активность теплоносителя обусловлена активацией нейтронами изотопа 16O и ослабляющие свойства материала источника аналогичны свойствам воды().

Для водного теплоносителя реакция 16O(n,p)16N характеризуется наибольшим сечением активации по сравнению с другими реакциями взаимодействия нейтронов с изотопами кислорода. В результате этой реакции образуется радионуклид 16N, распад которого сопровождается излучением высокоэнергетических γ -квантов (Еγ= 6,13 МэВ). Именно этот радионуклид в значительной степени определяет радиационную обстановку в районе размещения трубопроводов и оборудования технологического контура при работе реактора. Поскольку период полураспада радионуклида 16N составляет несколько секунд, через несколько минут после останова реактора собственная активность водного теплоносителя практически исчезает [5].

Энергия γ-излучения источника Еγ= 6,13 МэВ, линейный коэффициент ослабления в материале источника(вода) , линейный коэффициент ослабления в материале защиты(бетон) , линейный коэффициент ослабления в стенках цилиндра (железо) [6]

Краткое изложение теории ослабления излучения цилиндрического источника за плоской защитой в радиальном направлении