Крамер агеев. Е. А. КрамерАгеев, ик. Леденев, ни. Морозова, А. А. Званцев, Н. Н. Могиленец, си. Хайретдинов под общей ред. Е. А. КрамерАгеева. М нияу мифи, 2011. 172 с. Подготовлено в полном соответствии с фгос по направлению 1
 Скачать 1.38 Mb.
|
|
, спустя время t 1 = 5 мин после момента окончания прокачки, провести первое измерение активности (период измерения должен быть от t 1 до t 1 + τ, где τ= 100 с. Затем повторить измерения активности в моменты t 2 , t 3 … Заполнить табл. 2.5.1, признаком корректности измерений может быть условие N a1 > N a2 > Предъявить результатыизмерений руководителюзанятия. МЕТОДИКА ОБРАБОТКИ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ Если бы отбор аэрозолей из всего заданного объема V воздуха и измерения активности, полученной при этой пробе, можно было бы произвести одновременно и настолько быстро, что распадом 148 радионуклидов в аэрозольной пробе можно пренебречь, то вычисление активности пробы было бы тривиальным – по формуле (2.5.3), а искомая концентрация радиоактивных продуктов – по формуле (2.5.1). Однако в связи с сопоставимостью измерительных временных интервалов и периодов полураспада радиоактивных продуктов методика обработки становится существенно сложней. Поясним ее суть. Пусть объемная активность аэрозолей воздуха составляет A V , а усредненная по составу радионуклидов постоянная распада равна λ ср (такое усреднение возможно, если постоянные распада нуклидов, входящих в состав смеси, близки по значению. В период прокачки воздуха через фильтр активность аэрозольной пробы будет изменяться согласно выражению ср V dA A Vdt Adt = η − λ . (2.5.4) Что соответствует условию элементарное увеличение активности dA за элементарный промежуток времени dt равно приросту активности за счет удержанных на фильтре аэрозолей за время dt (A V ηVdt) за вычитанием убыли активности А уже накопившихся аэрозолей за счет их распада ( λ ср Adt). Решением уравнения (2.5.4) с учетом начального условия A (t = 0) = 0 является выражение ( ) ср ср ( ) 1 t V VA A t e −λ η = − λ ; (2.5.5) таким образом, к концу прокачки t = воздуха через фильтр на нем будет накоплены радионуклиды общей активностью ( ) ср ср ( ) 1 V VA A e −λ θ η θ = − λ . (2.5.6) Начиная с этого момента, активность будет убывать во времени по закону радиоактивного распада ( ) ср ср ср ( ) 1 t V VA A t e e −λ θ −λ η θ + = − λ . (2.5.7) Здесь t отсчитывается от момента завершения прокачки. 149 Число распавшихся ядер в пробе в промежутке времени от t i до t i + τ равно ( ) ср ср я ср 1 i i t t V i t VA N e e dt +τ −λ или ср ср ср я 2 ср 1 (1 ) (1 ) i t i V N VA e e e −λ θ −λ −λ τ = η − − ⋅ λ . (2.5.8) Фактически число зарегистрированных импульсов с учетом эффективности счета K составит ср ср ср a 2 ср 1 (1 ) (1 ) i t i V N VA K e e e −λ θ −λ −λ τ = η − − λ . (2.5.9) Таким образом, последнее выражение позволяет вычислить объемную концентрацию (активность) радионуклидных аэрозолей в воздухе A V по результатам го измерения ср ср ср 2 ср a (1 )(1 ) i t i V N e A VK e e λ −λ θ −λ τ λ = η − − . (2.5.10) В формуле (2.5.10) единственный неизвестный параметр λ ср . Для расчета λ ср используются данные таблицы (зависимость числа отсчетов от времени t) и метод наименьших квадратов (МНК). В качестве аппроксимирующей зависимости используется функция ( ) ср a a 0 t N t N e −λ = . (2.5.11) Сравнить полученное значение A V с допустимым значением концентрации (объемной активности) дочерних продуктов эманации радона в воздухе для персонала категории Аи категории Б. В отчете по работе привести 1) схему лабораторной установки, отразив на ней процедуру и этапы выполнения эксперимента 2) результаты измерений 3) методику обработки результатов – расчетные соотношения и комментарии к ним 4) результаты обработки экспериментальных данных 5) выводы по работе. 150 КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ 1. Назвать и пояснить единицы концентрации радиоактивных продуктов (объемной активности. 2. Оценить усредненную атомную концентрацию радиоактивных продуктов в воздухе по результатам измерений. 3. Пояснить смысл всех сомножителей, входящих в формулу (2.5.9). 5. Дать определения периода полураспада и постоянной распада. РАБОТА 6. ИЗМЕРЕНИЕ ЗАГРЯЗНЕННОСТИ ПОВЕРХНОСТИ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ Цель измерение и определение уровня радиоактивной загрязненности поверхностей, знакомство с приборами, приобретение навыков работы сними. ВВЕДЕНИЕ На предприятиях, где ведется работа с открытыми радиоактивными веществами, возможно загрязнение ими различных поверхностей (пола, стен, рабочих помещений, оборудования, мебели, а также одежды, обуви, руки других открытых участков тела. Радиоактивные вещества могут оказаться ив воздухе, оседая из него на поверхности различных предметов и загрязняя их. Загрязненные таким образом поверхности могут быть источниками внешнего и внутреннего облучения человека. При внешнем облучении радиоактивное излучение от загрязненных поверхностей воздействует на человека подобно действию радиоактивного излучения от закрытых источников. Внутреннее – обусловлено радиоактивными веществами, попавшими с загрязненных поверхностей через нос, рот, поры тела внутрь организма. Таким образом, загрязненность различных поверхностей радиоактивными веществами представляет опасность для здоровья человека при превышении уровней загрязненности поверхностей сверхдопустимого уровня. Поэтому необходимо контролировать уровень загрязненности различных поверхностей, на которые возможно осаждение 151 радиоактивных веществ. Наибольшую опасность от загрязненных поверхностей представляет внутреннее облучение, с учетом которого установлены допустимые уровни радиоактивной загрязненности поверхностей. При этом основную опасность представляют α- и излучатели. Для определения загрязненности излучающими нуклидами используется значение мощности эквивалентной дозы на исследуемой поверхности. Альфа-частицы – ядра гелия. Для наиболее распространенных нуклидов энергия испускаемых частиц лежит в диапазоне 3 – 7 МэВ. Пробег таких частиц в воздухе не превышает 6 см, а в твердом теле – 70 мкм. Бета-частицы – электроны (позитроны, возникающие при превращении нейтрона в протон (распад) или протона в нейтрон распад. Так как при распаде из ядра вылетает еще одна частица нейтрино, то энергия перераспределяется между ними, поэтому энергия вылетающих электронов лежит в интервале от нуля до энергии, равной разности энергетических уровней дочернего и материнского ядер. Для наиболее распространенных нуклидов максимальная энергия испускаемых частиц лежит в диапазоне от десятков килоэлектрон-вольт до 3 МэВ. Пробег таких частиц в воздухе достигает 10 м, а в твердом теле – 1 см. Гамма-кванты – кванты электромагнитного излучения с энергиями больше 30 кэВ – характеризуются большой проникающей способностью. В связи с этим практически невозможно определить, где расположен загрязнитель на поверхности или внутри исследуемого объекта. Кроме того, практически любой изотопный источник гам- ма-квантов является источником бета-частиц и, обычно, если загрязненность по бета-частицам находится в пределах допустимой, то и по гамма-квантам она также укладывается в норму. В приложении приведены допустимые уровни загрязнения различных поверхностей. При проведении радиационного контроля рассматривается два вида загрязненности поверхностей снимаемое, при котором часть радиоактивного вещества может перейти на другую поверхность, и неснимаемое, которое при контакте не переходит с одной поверхности на другую. Снимаемая загрязненность является источником загрязнения воздуха, рук, одежды. Измерение радиоактивной загрязненности проводится с помощью приборов, которые относятся к классу радиометров. Обычно радиометр выполняется в виде двух блоков выносного, в котором находится детектор, чувствительный кили- частицами основного, в котором размещены электронные узлы для усиления, формирования и регистрации импульсов, поступающих с выносного блока, а также различные органы управления работой радиометра (рис. 2.6.1). Рис. 2.6.1. Блок-схема радиометра В радиометре используются газоразрядные или сцинтилляционные детекторы, обладающие высоким уровнем чувствительности, достаточным для регистрации малых потоков α- и частиц, которые надо измерять в диапазоне ниже 0,1 допустимого уровня загрязненности. Кроме того, детекторы должны обладать свойством избирательности детектор частиц не должен регистрировать β- частицы и, соответственно, детектор частиц не должен регистрировать частицы. В настоящей работе используется сцинтилляционный детектор частиц с тонким (около 100 мкм) сцинтиллятором ZnS. При попадании в такой детектор частицы возникает световая вспышка, амплитуда которой пропорциональна поглощенной энергии, далее энергия вспышки преобразуется с помощью ФЭУ в электрический импульс и регистрируется пересчетным прибором. Такой сцинтиллятор практически не регистрирует частицы. Для регистрации частиц используется газоразрядный счетчик, толщина стенки которого около 200 мкм. Через такую стенку α- частицы пройти не могут, те. детектор их не регистрирует. Для измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения используется дозиметр-радиометр ДРБП-03 с набором газоразрядных детекторов. Детектор гамма-излучения не регистрирует альфа- и бета-частицы. 153 МЕТОДИКА ИЗМЕРЕНИЯ Величина загрязненности поверхности радиоактивными веществами определяется по формуле ф S − = ⋅ [част./см 2 ⋅с], (2.6.1) где K – эффективность регистрации ядерных частиц, определяемая при градуировке прибора n Σ – суммарная скорость счета импульсов от загрязненной поверхности и фона, имп./с; ф – скорость счета импульсов от фона, имп./с; S – площадь загрязненной поверхности. Если площадь загрязненной поверхности больше площади окна детектора, то она принимается равной площади окна детектора, при условии, что детектор расположен непосредственно на измеряемой поверхности. Градуировка радиометра проводится с помощью набора радиоактивных источников с известным выходом ядерных частиц – так называемых образцовых источников, излучающих- или частицы. При градуировке детектора эффективность регистрации находится по формуле ф (2.6.2) где А – выходили частиц контрольного источника в угол 2 π, част./с; 0 n Σ – суммарная скорость счета импульсов от контрольного источника и фона, имп./с. Такой способ определения эффективности регистрации называется относительным. Основное его достоинство – простота достаточно иметь один контрольный источник, чтобы проводить измерения. К недостаткам следует отнести требования близости (в идеале идентичности) характеристик контрольного источника и исследуемого образца (площадь поверхности, распределение активности по толщине слоя, нуклидный состав и т.д.). ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ПРИБОРЫ И ОБОРУДОВАНИЕ 1. Блок детектирования П (для регистрации частиц. 2. Блок детектирования БДБ2-01 (для регистрации частиц. 154 3. Двухканальный измеритель скорости счета (ИСС) УИМ2-2Д. 4. Образцовые источники излучения 239 Pu и излучения 90 Sr + 90 Y. 5. Дозиметр-радиометр ДРБП-03 РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 1. Ознакомиться с методикой измерения радиоактивной загрязненности поверхностей. 2. Определить эффективность регистрации частиц блоком детектирования Пи провести измерение загрязненности пластины радионуклидом 239 Pu. 3. Определить эффективность регистрации частиц блоком детектирования БДБД-01 и провести измерение радиоактивной загрязненности алюминиевой пластины 90 Sr + 90 Y. 4. Определить мощность дозы гамма-излучения на исследуемой поверхности с помощью прибора ДРБП-03. ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ 1. Подготовить приборы для выполнения рабочего задания. Для этого нужно выполнить ряд действий. 1.1. На приборе БЛБНВЗ-05, подающим высокое напряжение на блок детектирования П, перевести тумблер Сеть в верхнее положение. ЗАПРЕЩАЕТСЯ вращать ручки регулировок напряжений во избежание выхода из строя детекторов 1.2. Включить прибор УИМ2-2Д. ИСС начинает автоматически измерять скорость счета по двум каналам канал А – излучение канал B – излучение. 2. Измерить скорость счета фона по каждому из каналов. Для этого нажать кнопку Пуск. Прибор начнет измерения информация о скорости счета и ее погрешности по каналам отображается на мониторе. Чем больше время измерения, тем меньше погрешность. Когда значение погрешности по каналу «B» уменьшится до 20 % зафиксировать значение скоростей счета по обоим каналами занести их в табл. 2.6.1 и 2.6.2. 155 3. Измерить скорость счета от контрольных источников и образцов. Разместить источник излучения в блоке детектирования П для этого следует нижнюю часть стойки выдвинуть на себя. При этом открывается углубление в форме диска, на который располагается образцовый источник вверх плоскостью с нанесенным слоем радиоактивного вещества. Нижняя часть стойки возвращается в прежнее положение, при котором источник находится перед входным окном детектора излучения. 3.2. Разместить источник излучения на блоке детектирования БДБ2-01 в пределах окружности нанесенной на поверхности блока радиоактивным слоем вниз. Необходимость размещения источника в пределах окружности объясняется неравномерностью чувствительности детектора по поверхности, что может привести к дополнительной погрешности. Нажать кнопку Пуск. Зафиксировать значения скоростей счета и погрешности по каналам, когда значение погрешности по каждому из них уменьшится до 5 %. Провести измерения со всеми предложенными образцами. Результаты занести в табл. 2.6.1 и 2.6.2. 4. Провести пять измерений фоновой мощности эквивалентной дозы ф прибором ДРБП-03, а затем пять измерений мощности эквивалентной дозы на исследуемой поверхности Таблица 2.6.1 При измерении контрольных источников желательно сгруппировать их парами 1 и 1130; 2 и 1131; 3 и 1132; 5 и 1133, что приведет к меньшим временным затратам. ф, имп./с № источника 1130 1131 1132 1133 Образец -част. , с A α (в 2 π) 95 266 670 1817 n Σ , имп./с n Σ – ф, имп./с Эффективность счета K Средняя величина K 156 Таблица 2.6.2 ф, имп./с № источника 1 2 3 5 Образец 4 -част. , с A β (в 2 π) 26,7 91 350 500 n Σ , имп./с n Σ – ф, имп./с Эффективность счета K Средняя величина K По окончании измерений показать результаты преподавателю. Рассчитать эффективность регистрации- и частиц от всех образцовых источников по формуле (2.6.2) и найти среднюю величину эффективности. Определить уровень загрязненности поверхности част./(см 2 ⋅мин). При расчетах принять площадь поверхности загрязненных пластин равной 10 см 2 Рассчитать мощность эквивалентной дозы гамма-излучения на поверхности п по разности средних значений H Σ и H ф Сравнить полученные значения уровней загрязненности с предельно допустимыми, приведенными в приложении. 157 Приложение В табл. П приведены допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты в част./(см 2 × мин. Таблица П Объект загрязнения Альфа-активные нуклиды Бета- активные нуклиды отдельные прочие Неповрежденная кожа, специальное белье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты 2 2 200*** Основная специальная одежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность специальной обуви 5 20 2000 Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования 5 20 2000 Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования 50 200 10000 Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемой в саншлюзах 50 200 10000 * Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа- активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение для остальных поверхностей – суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение. К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м 3 *** Установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи, специального белья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для отдельных радионуклидов, например, для 90 Sr + 90 Y – 40 част./(см 2 ×мин). 158 Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств в част./(см 2 ×мин) даны в табл. П. Таблица П Объект загрязнения Вид загрязнения Снимаемое (нефиксированное) Неснимаемое фиксированное) альфа- активные радионуклиды бета- активные радионуклиды альфа- активные радионуклиды бета- активные радионуклиды Наружная поверхность охранной тары контейнера Не допускается Не допускается Не регламентируется Наружная поверхность вагона-контейнера Не допускается Не допускается Не регламентируется Внутренняя поверхность охранной тары контейнера Не регламентируется Наружная поверхность транспортного контейнера 100 Не регламентируется РАБОТА 7. СПОСОБЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЭЛЕКТРОБЕЗОПАСНОСТИ Цель 1) оценивание опасности поражения человека электрическим током в аварийной ситуации – замыкании фазного провода на корпус й установки, при отсутствии и наличии защитного заземления, а также в зависимости от сопротивления заземляющего устройства ( |