1.4.2 Классификация защит.
Защитой называется любая среда (материал), располагаемый между источником и зоной размещения персонала или оборудования для ослабления потоков ионизирующих излучений.
Защиту принято классифицировать по следующим признакам: по назначению, типу, компоновке, форме и геометрии.
Назначение защиты: уменьшение дозы облучения персонала до предельно допустимых уровней (биологическая зашита), уменьшение степени радиационных повреждений различных объектов, подвергающихся облучению, до допустимых уровней (радиационная зашита) и снижение радиационного энерговыделения в защитных композициях до допустимых уровней (тепловая защита).
Тип защиты:
сплошная — полностью окружает источники излучения;
раздельная — состоит из первичной, окружающей источник излучения (например, активную зону ядерного реактора), и вторичной, предназначенной для защиты от источников излучения, находящихся между ней и первичной защитой (например, система теплоносителя ядерного реактора);
теневая — размещается между источником излучения и защищаемой областью, размеры которой определяются "тенью", отрабатываемой "защитой";
частичная — ослабленная зашита в направлениях с повышенными допустимыми уровнями облучения (например, для областей ограниченного доступа персонала).
Компоновка защиты: гомогенная — защита состоит из одного материала, гетерогенная — из набора различных материалов.
Форма внешней поверхности защиты наиболее часто бывает плоской, цилиндрической и сферической.
Геометрия защиты подразделяется на: бесконечную, полубесконечную, барьерную и ограниченную.
На практике бесконечной защитой (рис.1.5,а) считается такая зашита, при которой добавление любого количества материала в любом месте к ограниченной среде, внутри которой находятся источник и детектор, не изменит показания детектора. Полубесконечная защита образуется, если отсечь плоскостью AA или BB. нормальной к прямой источник-детектор, часть среды со стороны источника (рис.1.5.6) или детектора (рис.1.5.в). Барьерная геометрия (рис.1.5.г) получится, если отсечь части среды со стороны источника и детектора. Под ограниченной (рис.1.5.д) понимается геометрия, у которой ни один из поперечных размеров (размер в плоскости, перпендикулярной прямой источник-детектор, или параллельной ей) не может быть принят за бесконечный.
Изменения в геометрии защиты при фиксированных других параметрах влияют лишь на рассеянное излучение, так как вклад в показания детектора нерассеянных частиц зависит только от количества вещества, находящегося на прямой источник-детектор. Наибольшее значение регистрируемой величины G. обусловленной рассеянными частицами, будет иметь место в бесконечной геометрии G, несколько меньшим — в полубесконечной среде G1/2, еще меньшим — в барьерной геометрии G6ар и минимальным — в ограниченной среде
G> G1/2> Gбар >Gогр (1.18)
Это хорошо видно из рис. 1.5, на котором в приближении однократного рассеяния сплошными линиями условно показаны траектории частиц, испускаемых источником S и регистрируемых детектором D. Штриховыми линиями обозначены траектории частиц, которые из-за ограниченности зашиты не испытывают рассеяний и, естественно, не могут быть зарегистрированы детектором.
Рис. 1.5. Геометрия защит и типичные траектории нерассеянных и рассеянных частиц.
Необходимо отметить, что именно учет рассеянного в веществе излучения представляет наибольшие трудности в задачах переноса излучений через среды.
По ядерному составу и, следовательно, по общности процессов взаимодействия излучений с материалом, а также по его основному назначению, материалы защиты подразделяют на три группы: легкие; состоящие в основном из элементов со средним значением атомного номера и тяжелые. В первых двух группах выделяют две подгруппы материалов: содержащие и не содержащие водород. Основное назначение материалов первой группы — ослабление плотности потока нейтронов, главным образом, промежуточных энергий. Нейтроны замедляются в таких материалах в результате упругих рассеяний на ядрах водорода (первая подгруппа) и на ядрах других легких элементов (вторая подгруппа).
Материалы второй группы предназначены для защиты как от γ-излучения, так и нейтронов. Основным показателем защитных свойств материала по отношению к γ-излучению служит линейный коэффициент ослабления плотности (мощности дозы) γ-излучения. Чем выше плотность материала тем больше μ (коэффициент ослабления), тем более высокими защитными свойствами обладает материал. Нейтроны замедляются как в результате упругих (особенно, если материал содержит водород), так и неупругих рассеяний. Защитные свойства этих материалов улучшаются в результате введения в них тяжелого компонента (железа, бария и др.).
Материалы третьей группы предназначены для защиты от γ-излучения и быстрых нейтронов, γ-излучение ослабляется за счет увеличения плотности материала, а нейтроны замедляются в результате неупругих рассеяний.
- Раздел 1 радиационная опасность при добыче и переработке урановых руд
- 1.2 Радон и продукты его распада
- 1.2.1 Физические и радиационные свойства радона
- 1.2.2 Потенциальная энергия альфа-излучения.
- 1.2.3 Скрытая энергия.
- 1.2.4 Выделение радона в рудничную атмосферу.
- 1.3 Аэрозоли долгоживущих радионуклидов
- 1.4 Гамма- и бета-излучение руд
- 1.4.1 Характеристика гамма-излучения урановых руд
- 1.4.2 Классификация защит.
- 1.4.3 Процедура оценки эквивалентной дозы от b-излучения в случае загрязнения кожи
- 1.4.4 Определение допустимой мощности дозы гамма-излучения в воздухе для персонала уранодобывающих и перерабатывающих предприятий и населения.
- 1.5Радиоактивное загрязнение поверхностей
- 1.5.1 Особенности радиоактивного загрязнения поверхностей
- 1.4.5 Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей
- 1.4.6 Радиационный контроль загрязнения поверхностей
- 1.4.7 Назначение, краткое описание сит для контроля поверхностного загрязнения.
- 1.4.8 Измерение поверхностного загрязнения
- 1. Радиационный контроль при отгрузке смолы насыщенной, хвостов кучного выщелачивания и кека уошв
- 2. Радиационный контроль качества дезактивации
- 1.5 Риск, связанный с облучением естественными радионуклидами
- 1.6 Радиационный контроль на уранодобывающих и перерабатывающих
- 1.6.1 Задачи радиационного контроля
- 1.6.2.1Сцинтилляционные камеры.
- 1.6.2.2 Ионизационные камеры.
- 1.6.2.3 Камеры с полупроводниковым детектором.
- 1.6.2.4 Камеры с двумя фильтрами.
- 1.6.2.5 Адсорбционный метод.
- 1.6.3 Эталонирование и поверка приборов для измерения объемной активности радона
- 1.6.4 Измерение объемной активности торона.
- 1.6.5 Методы измерения объемной активности дочерних продуктов
- 1.6.6 Методы измерения интегральной величины скрытой энергии.
- 1.6.7 Методы измерения объемной активности долгоживущих радионуклидов.
- 1.7 Организация индивидуального дозиметрического контроля на объектах
- Раздел 2
- 1. Общие положения
- 2. Порядок рассмотрения заявления о намерении осуществлять практическую деятельность с источниками ионизирующего излучения
- 3. Порядок выдачи Санитарного паспорта
- 4. Соблюдение условий Санитарного паспорта
- 5. Санитарный надзор, радиационный контроль, радиационный мониторинг
- 6. Общие требования к контролю за реализацией основных принципов радиационной безопасности
- 7. Отчет о соответствии требованиям санитарного законодательства
- 8. Общие требования к мероприятиям по обеспечению противорадиационной защиты в условиях практической деятельности
- 9. Общие требования к проектированию, размещению и организации работы предприятий с радиационно-ядерными технологиями
- 9.1. Проектирование
- 9.2. Категории предприятий и объектов
- 9.3. Требования к размещению объектов с радиационно-ядерными технологиями
- 9.4.Санитарно-защитная зона и зона наблюдения
- 9.5.Требования к организации работ с источниками ионизирующих излучений на рабочем месте
- Порядок допуска к работам с источниками ионизирующих излучений
- Снабжение, учет, хранение, перевозка радиоактивных веществ и нерадионуклидных источников ионизирующих излучений
- 11. Требования к организации и проведения работ с закрытыми радионуклидными источниками и устройствами, генерирующими ионизирующие излучения
- 12. Требования к организации и проведению работ с открытыми источниками ионизирующих излучений
- 12.2 Вентиляция, пылегазоочистка, отопление и освещение
- 12.3. Водоснабжение и канализация
- 12.4. Содержание и дезактивация рабочих помещений и оборудования
- 12.6. Санитарно-бытовые помещения
- 13. Контрольные уровни
- 14. Обращение с радиоактивными отходами
- 15. Радиационная безопасность в условиях облучения техногенно-усиленными источниками естественного происхождения
- 16. Ограничение облучения персонала источниками естественного происхождения
- 17. Ограничение облучения техногенно-усиленными источниками естественного происхождения работников, не отнесенных к категории "персонал"
- 18.Ограничение облучения населения техногенно-усиленными источниками природного происхождения
- 19. Обеспечение радиационной безопасности при медицинском облучении
- Раздел 3
- 1.Общие положення
- 2.Общие требования к предприятиям, ведущим разработку уранових месторождений
- 2.1 Общие положения
- 2.2 Требования к размещению объекта
- 2.3 Санитарно-захисняя зона и зона наблюдения
- 3. Санитарно-гигиенические требования к производственным процессам при разработке урановы месторждений.
- 3.1 Горные работы
- 3.2 Транспортные, грузово-разгрузочные работы
- 3.3 Вентиляция подземных уранових рудников.
- 3.4 Ремонт и дезактивация оборудования
- 3.5 Разработка отдельных участков месторождения с высоким содержанием урана в руде
- 3.6 Защита от радона и продуктов его распада с помощью вентиляции
- 4. Общие требования противорадиационной защиты персонала.
- 5. Требования к коллективной и индивидуальной защите персонала
- 6. Требования к проведению контроля условий труда на урановых рудниках
- 6.1 Общие положения
- 6.2 Требования к контролю показателей производственной среды
- 6.3 Требования к контролю облучения персонала
- 6.4 Требования к оценке условий труда персонала
- 7. Охрана окружающей среды
- 7.1 Общие положения
- 7.2 Охрана атмосферного воздуха
- 7.3 Требования к охране вод
- 7. 4 Обращение с отвалами и отходами уранового производства
- 7.5 Охрана земель
- 7.6 Требования к проведению мониторинга окружающей среды
- 7.7 Порядок ведения мониторинга
- 8. Защита персонала в аварийных условиях.
- Раздел 4 руководство по расчету индивидуальных доз облучения персонала гп «ВостГок» и населения
- 1 Сфера применения.
- 2 Сокращения.
- 3 Общие положения.
- 4 Основные требования к проведению индивидуального дозиметрического
- 5 Значения допустимых уровней радиационно опасных факторов.
- 6 Оценка индивидуальных доз облучения.
- 6.1 Расчет величины эффективной дозы облучения для подземного персонала категории а
- 6.1.1 Эффективная доза внешнего облучения
- 6.1.2 Эффективная доза облучения радона
- 6.1.3 Эффективная доза облучения от дпр
- 6.1.4 Эффективная доза облучения от дпт
- 6.1.5 Эффективная доза облучения от долгоживущих альфаактивных нуклидов
- 6.2 Расчет величины эффективной дозы облучения для поверхностного персонала категории а
- 6.3.1 Эффективная доза внешнего облучения
- 6.4 Расчет величины эффективной дозы облучения для категории в -населення от влияния производственной деятельности рно
- 1. Общие положения.
- 2.Расположение на местности и устройство хвостохранилищ.
- 3.Санитарно-защитные зоны и режим их использования.
- 4. Транспортировка хвостов
- 5.Санитарно-технические мероприятия при авариях на хвостохранилищах.
- 6. Техника безопасности при обслуживании хвостохранилища.
- 7.Меры индивидуальной защиты и личная гигиены работающих.
- 8. Консервация хвостохранилищ.
- 9. Санитарный контроль.
- 10.Эксплуатация хвостохранилищ