Юдин Е.Я. и др. - Охрана труда в машиностроении (1045760), страница 43
Текст из файла (страница 43)
Устройство и расчет защитных экранов л43 Под термином «экран» понимают передвижные (рнс. 67) или стационарные щиты, нредназначениые для ), Р поглощения либо ослабления ионизирующего излучения. Экранами служат стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, стенки сейфов для их хранения, стенки боксов и др. Выбор материала для изготовления защитного экрана прежде всего зависит от преобладающего вида излтчййщ4 Кроме того, следуег учитывать энергию излу.' чейия, активность источника, наличие и стоимость '"'и»--" териалов,' их.адсорбцйойную способность и др.
Для защиты от альфа-излучения достаточен слой воздуха в несколько сантиметров, т. е. небольшое удаление от источника. Применяют также экраны из плексигласа и стекла толщиной в несколько миллиметров. Практически при работе с альфа-активными препаратами приходится защищаться не только от альфа-нзлученняг но и от бета- или гамма-излучения.
Экраны для защиты от бета-излучения изготовляют из материалов с малой атомной массой (например, алюминия) либо из плексигласа и карболита, которые дают наименьшее торлюзное излучение. При использовании для защиты от бета-частиц экранов из таких материалов возникает высоконнтенсивное излучение малоэнергетнческих квантов, а прн применении экранов из тяжелых материалов возникают кванты больших энергий, но меньшей интенсивности. Поэтому для, защиты от бета-частиц используют комбинированные экраны, у которых со стороны источника располагают материал с малой атомной : массой, а за ннм с большой.
Возникающие в материале ииугреннего экрана (толщину которого принимают равной длине пробега бета- гастнц) кванты с малой энергией поглощаются в дополнительном экране из материала с большой атомной массой. Для защиты от гамма-излучении применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью: свинец,.вольфрам и т.
п. Часто используют более легкие мзтерналы, но менее дефицитные и более дешевые: сталь, чугун, сплавы меди. Стационарные экраны, являющиеся частью строительных конструкций, целесообразнее изготовлять из бетона и баритобетона. Смотровые системы изготовляют из прозрачных материалов: свинцового стекла, стекла с жидким наполнителем (бромистым и хлористым цинком) и др. Находит применение в качестве защитного материала от гамма- лучей свинцовая резина. Для защиты от нейтронного излучения применяют материалы, содержащие водород (вода, парафин), а также бериллий, графит и др. Для зашиты от нейтронов с малой энергией в бетон вводят соединепнп бора: буру, колеманит и др. Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-лучей применяют смеси тяжелых материалов с водой или водородсодержащими материалами, а также слоеные экраны из тяжелых и легких материалов (свинец — полиэтилен, железо — вода н т.
и.). При расчете защитных устройств в первую очередь необходимо учитывать спектральный состав излучении, его интенсивность, расстояние персонала от источника н время пребывания в сфере воздействия излучения. В настоящее время на основании имеющихся расчетных и экспериментальных данных существуют таблицы кратности, ослабления и различные номограммы, позволяющие опредедить толщину защиты от гамма-излучений различных энергий. В качестве примера на рис. 68 приведена Рос.
Зя. Номогромпо доо Рооосто оожотм от гом о-яттоя оо оротоосто осооязооояг г — стропом: 3 - жсоотом номограмма для расчета толщины защиты из свинца и железа для источника гамма-излучения ЯоСо, которая обеспечивает снижение дозы излучения до предельно допустимой. На 'оси абсцисс отложена толщина защиты Ь, иа оси ординат в кратность ослабления К: К = Х/Х, или К = Ж/тр'с, где Х и йу — соответственно экспоаиционная доза и мощность эксцозициониой дозы в данной точке, при отсутствии защиты; Х„и йрд — то же, после устройства защиты толщиной Ь. Прммер. Рассчптать ззщнту от псточпняз 'оСо прп гзя,= =665000 мг.зяп Цз, если обслуживающий персонал находится пз рзсптоямпп 200 см от нсточппяз и течение рабочего дпя.
Согласна НРВ-76 и ОСП-72/60 з помящзнпяя постоянного пребывания перса; нале допустямзя могппосто зяспозпппояпоя дожг (р = 1,4 мР/ч (поп щостмчзсозом рабочем дае). Испазозуя выражения (23» и (25), получим К=6,4.665 000Д40 000 1.4) гм 100. По номограмме рпс. 66 паходпм, что для К 100 толщина ззщпты нз сппппз Л 9 см, з пз железа 6=15,5 см. Толщину защиты иэ различных материалов можно рпределить по таблицам, зная энергию излучения и необходимую кратность ослабления (табл.
16). Предположим, что необходимо рассчитать толщину стен помещения, в котором расположена гамма-установка с препаратом 'зтСз в 654 280 мг-экв Ка. Энергия излу-, чения К=1,5 МэВ. Ближайшее расстояние от установки до лиц, работающих в соседнем помещении, К=600 см. Согласно НРБ-76 и ОСП-72/80 в соседних помещениях, в которых находятся люди, не связанные с работой, с радиоактивными веществами, мощность экспозиционной дозы ие должна превышать 0,12 мР(ч. Чтобы оценить Таблица 16 Толщина защиты ва бетона, ем Энергии гамма-налрчениа Ш рога Крааноега аелааленна и ко га е,о ол о.г по кчо 1,5 5 1О 1О' 1О' 5 10' 10е 10а 2,6 5,6 8,2 11,5 11,4 89,9 54,0 105,1 155,0 186,7 1,3 295, В 8,2 21„! 25,8 55,2 65,7 97,4 8,5 70,4 124,4 8,7 25,8 84,0 58,8 61,7 97,4 104,5 149,8 8,8 28.2 , 37,7 65.7 92,7 110,9 118,6 171 4 кратность ослабления, воспользуемся формулами (23) и (25) ц' К =- 8,4'654280/360000.0,12 = 100.
По табл. 15 определяем, что для К=100 и эиергии В=1,5 МОВ толщина защиты из бетона й равна 58,3 см. В качестве защитиого материала для храиилища часто используют воду, т. е. препараты опускают в бассейн с водой, толщина слоя которой обеспечивает иеобходимое снижение дозы излучения до безопасных уровней. При иаличии водяиой защиты удобно производить зарядку и перезарядку установки, а также выполнить ремоитиые работы.
При проектировании защиты согласно НРБ-76 и ОСП-72/80 мощность экспозициоииой дозы излучеиия от виовь разрабатываемых переносных, передвижпых и стационарных дефектоекопических и других аппаратов, ие должна превышать 3 мР/ч иа расстоянии 1 м от поверхности блока аппарата с источником. Мощиаеть экспозиционной дозы излучения от вновь разрабатываемых радиоизотопиых приборов контроля ие должна превышать 0,3 мР/ч иа расстоянии 1 и от поверхности блока прибора с источииком и 10 мР/ч вплотиую к поверхиости блока с источииком.
В иекоторых случаях условия работы с источииками гамма-излучеиия малой активиости могут быть такими, что невозможно создать стационарную защиту (при перезарядке установок, извлечении радиоактивного препарата из коитейиера, градуировке прибора и т, д.). В таких случаях, чтобы защитить обслуживающий персонал от облучения, надо использовать защиту временем или расстоянием. Это значит, что все маиипуляции с открытыми источниками гамма-излучения следует проводить при помощи длинных захватов или держателей.
Кроме того, ту или иную операцию надо осуществить только за тот промежуток времени, в течение которого доза', получеииая работающим, ие превысит устаиовлеииой санитарными правилами нормы. Такие работы нужно вести под контролем дозиметриста. Необходимо периодически проводить контроль защиты при помощи дозиметрических приборов, так как с течеиием времени оиа может частично потерять свои эащитиые свойства вследствие появления тех или ииых иезаметных иарущеиий ее целостности, например, трещии в бетонных и баритобетоииых ограждеииях, вмятин и разрывов свинцовых листов и т.
д. й 59. Храиеияе, учет и перевозка радиоактивных веществ. Ликвидация отходов В лабораторных помещениях радиоактивиые вещества должны находиться в количествах, ие превыгпающих необходимых норм для суточной работы. Радиоактивные вещества, излучающие гамма-лучи и имеющие гамма- активность, ие превышающую 1 мг-экв Ка, а также вещества, излучающие только альфа- и бета-частицы, можио хранить в специальиом железном сейфе, иаходящемся в лаборатории. При этом гамма-активные вещества должны иахо;.„, . диться в свинцовых контейнерах, обеспечивающих йредельно допустимый уропейь" гйммга-излучеиия иа "пбвйрх-"" ности сейфа ие более 0,3 мР/ч. Храпение гамма-излучающих веществ в количествах 1 — 200 мг-экв Ка должно осуществляться в контейнерах, установленных в хранилище, по возможности удаленном от рабочего помещения. При активности гамма-активных веществ в количестве свыше 200 мг-экв Ка контейнеры должны помещаться в хранилище в виде колодцев или ииш.
Извлечение препаратов из колодцев, ииш должно быть механизировано. Радиоактивные вещества, при хранении которых возможно выделение радиоактивиых газообразных продуктов или аэрозолей, следует храиить в щотяжирм,.шкафу в закрытых сосудах. Если их хранят в хранилище, то '" 247 должна быть предусмотрена круглосуточная работа вытяжной вентиляции. Учет радиоактивных вешеств должен показывать фактическое наличие радиоактивных препаратов на предприятии в целом на любое число, а также обеспечить повседневный контроль за их использованием.
Радиоактивные вещества учитываются по величине активности, указанной в сопроводительных документах. Выдачу, радиоактивных веществ нз мест хранения на рабочие места производит ответственное лицо только с разрешения руководителя ' учрйй01ейня;:"тлаборатерни, оформленного-. письменно; -Расход --радиоактивных веществе-а - также, -возврат их в хранилише оформляют вкутренними актами. Два раза в год комиссия, назначенная руководителем учреждения, проверяет наличие радиоактивных веществ по величине активности. В случае установления потерь нли расхода радиоактивных веществ для целей, не связанных с работой, виновных в этом лиц привлекают к ответственности.
Транспортировать радиоактивные вешества надо таким образом, чтобы была исключена всякая возможность их разлива или просыпания. Перевозят вешества в специальных контейнерах, упакованных в особой таре. РазМары 'упаковки истояников, которые мбжиб Считать точечными, иногда увеличивают, используя. закон квадрата расстояния для снижения дозы на ее поверхности. Однако часто необходима дополнительная защита для выполнения предъявляемых требований при перевозке. Контейнеры с бета-активными нзотопами должны иметь защиту от тормозного гамма-излучения, возникающего в материале контейнера. Перевозить радиоактпвпыс всшсстпа можно любым видом транспорта.