Романцов В.П., Романцова И.В., Ткаченко В.В. Сборник задач по Дозиметрии и защите от ионизирующего излучения
.pdfния без защиты; i – макроскопическое сечение для материала i-го слоя; di – толщина i-го слоя. Кратность ослабления потока нейтро-
|
|
|
|
|
|
|
|
|
H2O |
Al |
Pb |
нов всеми слоями защиты k = |
|
|
D0 |
= e выв |
d H2O выв d Al выв d Pb |
||||||
|
|
||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
Dсмеси |
|
|
|
|
1,17 104. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
6.19. |
|
0,08см 1 |
; |
L |
|
1 |
|
12,6 см (используются форму- |
|||
выв |
|
|
|
||||||||
|
|
|
|||||||||
|
|
|
|
выв |
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
лы (6.13), (2.8) и табл. П.34).
6.20. Для нейтронов деления длина релаксации при n > 3 МэВ в чистой среде, не содержащей водорода, практически совпадает с длиной релаксации, рассчитанной на основании сечения выведения,
т.е. |
L |
|
1 |
|
. Используя формулу (6.12), кратность ослабления |
|||||||||||
|
|
|
|
|||||||||||||
|
|
|
|
|||||||||||||
|
|
|
выв |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
t |
|
|
tH O |
|
t |
|
510 |
|
г |
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
k |
0 |
e LFe |
LH2O |
Lпо л иэт . Для толщины железа dFe = |
см2 |
|
|
65 см, |
||||||||
|
|
|
|
Fe |
|
2 |
|
|
по л иэт |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
7,87 |
г |
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
см3 |
|
|
|||
приведенной в табл. П.30, длина релаксации для барьерной геомет-
рии LFe( n > 3 МэВ) = 50,7 г/см2 = 6,44 см.
Для воды: LH2O ( 3 МэВ, бар.) = 8,1 см при dH2O = 0 30 cм; LH2O ( 3 МэВ, бар.) = 9,3 см при dH2O = 30 60 cм;
LH2O ( 3 МэВ, бар.) = 10,6 см при dH2O = 60 100 cм.
Аналогично выбирается (табл. П.30) длина релаксации для полиэтилена. Тогда k = 1,76 109.
6.21. 1,24 (L из табл. П.30 для барьерной геометрии, из табл.
П.34).
6.22. Плотность потока нейтронов за защитой определяется по фор-
муле (6.5), откуда толщина защиты d = L ln |
q f |
= 50,3 см. |
4 R2 ДПП |
||
|
перс |
|
Решение с использованием номограммы рис. 6.4: плотность потока
без защиты на расстоянии 1 м |
q |
= 159 нейтр./(см2 с), тогда |
|
|
|||
4 R2 |
|||
|
|
кратность ослабления равна k = 22,3. По рис. 6.4 d 44 см.
151
6.23. Значения эффективной дозы, рассчитанные на единичный флюенс D, приведены в табл. П.17. Мощность эффективной дозы, создаваемая тепловыми нейтронами, рассчитывается по формуле (6.15). Мощность эффективной дозы, создаваемая быстрыми и
|
|
|
5 |
|
|
|
промежуточными нейтронами, |
|
|
|
|
, где |
|
Eб пром б пром |
ni i |
|||||
|
|
i 1 |
|
|
|
|
i – число участков, на которые разбит спектр 252Cf; |
пром |
– плот- |
||||
|
|
|
б |
|
|
|
ность потока быстрых и промежуточных нейтронов, нейтр./(см2 с); ni – долевой вклад нейтронов i-группы в спектр нейтронов деления 252Cf, отн. ед.; i – коэффициент перевода плотности потока нейтронов со средней энергией i в эффективную дозу, Зв см2. Для
расчета мощности эффективной дозы, создаваемой быстрыми и промежуточными нейтронами, воспользуемся данными табл. П.33
для долевых вкладов нейтронов различных энергетических групп в |
|||
общий спектр. Тогда Eб пром = |
|||
|
|
|
|
= 80 |
1 |
|
0,014 38,5 . . . . 0,133 474 10 12 Зв см2 . Суммарная |
|
|
||
см2 |
|
||
|
с |
||
эффективная доза за шесть часов работы Е 609 мкЗв. |
|||
6.24. |
Из рисунка 6.4 находится кратность ослабления для |
||
Pu- -Be-источника слоем воды толщиной 50 см: k 45. Мощность эффективной дозы без защиты на расстоянии R от источника находится по формулам (6.15) и (1.17), дозовый коэффициент – в табл. П.17. Тогда E 61 мЗв/ч.
6.25.4,52 м.
6.26.8,2 106 нейтр./с.
6.27.d 58 см (использовать номограмму рис. 6.4).
6.28.Мощность эффективной дозы нейтронов источника 252Cf без защиты на расстоянии 1 м определяется как сумма мощностей эффективных доз, рассчитанных для нескольких энергетических интервалов (табл. П.33) с соответствующими дозовыми коэффици-
ентами i (табл. П.17):
|
|
|
|
6 |
|
|
q |
6 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
E |
i i |
= |
i i |
= |
|
i i = |
|||
4 R2 |
|||||||||
|
|
|
|
||||||
|
i |
|
|
i 1 |
|
|
|
i 1 |
|
|
|
|
|
|
|
|
152 |
|
|
|
8 1 |
|
|
||
|
10 |
|
|
1 7,6 10 12 0,014 38,5 10 12 . . . Зв см2 . |
|
= |
c |
||||
4π 104 см2 |
|||||
|
|
||||
Мощность эффективной дозы Eдоп , обеспечивающей безопасные условия работы персонала, Eдоп (36 ч/нед., персонал гр.А)=
= 20 10-3 Зв = 3,27 10-9 Зв/с, тогда k = 847. Из номограммы рис.
1700 3600с
6.4d 55 см.
6.29.а). Мощность эффективной дозы нейтронов без защиты
Eнейтр. = 2,83 10-7 Зв/с (см. решение задачи № 6.28). Защита из воды толщиной 50 см ослабляет мощность дозы нейтронов примерно в 400 раз (рис. 6.4), откуда мощность эффективной дозы на поверхности бака, обусловленная нейтронами, составляет
Eнейтр.= 7,07 10-10 Зв/с.
б). Вторичное -излучение в защите можно оценить из рис. 6.5: отношение эффективной дозы вторичного -излучения к эффектив-
|
|
|
|
E |
|
|
|
|
|
|
|
γ |
(dH 2 O 50 см) 3,5, откуда |
ной дозе |
нейтронов составляет |
|
||||
|
|
|||||
|
|
|
|
En |
|
|
|
|
-9 |
Зв/с. |
|
|
|
E ,вторичное 2,47 10 |
|
|
|
|||
в). Мгновенные и запаздывающие -кванты: примем, что на распад испускается 4,5 -квантов с энергией по 0,9 МэВ каждый. Плотность потока на расстоянии 1 м от источника без защиты будет равна 3,58 103 1/(см2 с), а мощность эффективной дозы для= 0,9 МэВ и геометрии облучения ПЗ – 1,47 10-8 Зв/с. По универсальной табл. П.26 можно определить, во сколько раз ослабляет дозу -излучения слой воды толщиной 50 см: для = 0,9 МэВ k 5. Отсюда определяется мощность эффективной дозы на по-
|
|
|
-10 |
Зв/с. Суммарная мощность |
||||||
верхности бака: Eмгнов запазд. = 29,4 10 |
|
|||||||||
эффективной |
дозы на |
поверхности бака |
|
составляет |
E |
= |
Eнейтр. + |
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
29,4) 10 |
-10 |
Зв/с |
|
6,1 10 |
-9 |
+ Eγ,вторичное+ |
Eмгнов запазд. = (7,1 + 24,7 + |
|
|
|||||||
Зв/с.
Чтобы были обеспечены безопасные условия работы, мощность эффективной дозы на рабочем месте при 36-часовой рабочей неде-
153
ле должна быть не более 3,3 10-9 Зв/с. Таким образом, толщина воды в данном случае не обеспечивает безопасных условий работы.
6.30. Первый способ: вычисление кратности ослабления через длину релаксации. Длина релаксации для нейтронов c энергией
n > 2 МэВ |
и барьерной геометрии составляет L0-30 = |
7,6 см; |
|
L30-60 = 9,1 см; |
L60-100 = 10,6 см. Тогда кратность ослабления по сло- |
||
ям k1 = e30 7,6 |
= 51,8; k2 = e30 9,1 = 27,0; k3 = e40 10,6 = 42,0. Таким об- |
||
разом, кратности |
ослабления по толщине воды k30 |
= 51,8; |
|
k60 = 51,8 27,0 = 1,4 10 3; k100 = k1 k2 k3 = 6,09 10 4. |
|
||
Второй способ: |
вычисление кратности ослабления через сече- |
||
ние выведения для гомогенной среды. Кратность ослабления для гомогенной среды (смесь водорода Н с тяжелым материалом Х)
может быть записана в виде k = kH kХ = e H nH X nX , где kH, kХ кратность ослабления за счет водорода и тяжелого вещества соответственно; nH, nX количество атомов водорода и тяжелого вещества в 1 см3 смеси соответственно; Н, вывХ микроскопические сечения выведения для водорода и тяжелого компонента. Если гомогенная смесь – вода, то в качестве тяжелого вещества рассматривается кислород. Парциальная плотность водорода в воде составляет 2/18, или 0,111 г/см3, т.е. слой воды толщиной 1 см соответствует толщине водорода в этом слое 0,111 г/см². Отсюда толщина водорода для 30 см воды составит 3,33 г/см²; для 60 см воды – 6,66 г/см²; для 100 см воды – 11,1 г/см². Интерполируя в логарифмическом масштабе данные табл. П.35, получаем коэффициенты
ослабления плотности потока нейтронов |
в |
чистом водороде: |
||
k H |
= 5,93 10-2; k H = 4,47 10-3; |
k H = 1,99 10-4. |
|
|
30 |
60 |
100 |
|
|
|
Для кислорода сечение |
выведения |
для |
гомогенных сред |
= |
0,87 10-24 см² (табл. П.36), |
концентрация атомов кислорода в |
||
воде n = N18A = 3,34 1022 см-3. Тогда макроскопическое сечение вы-
ведения кислорода в воде О = n = 0,029 см-1 (парциальная плотность кислорода в воде составляет 16/18 г/см3). Коэффициент
ослабления нейтронов кислородом толщиной d составит kdO = e x . Отсюда: k30O = 0,461; k60O = 0,213; k100O = 0,0759. Тогда общая
154
кратность ослабления |
гомогенной |
средой (вода) k30 = |
|||||
|
|
1 |
36,6 |
; |
k60 |
= 1,05 103; k100 |
= 6,62 104. |
|
|
|
|||||
|
k H |
k O |
|||||
|
|
|
|
|
|
||
30 |
30 |
|
|
|
|
|
|
Третий способ: по номограмме рис. 6.4 имеем кратность ослабления эффективной дозы k30 40, k60 1,2 10 3 , k100 7,5 10 4.
Таблица О.2 Кратность ослабления k, определенная тремя способами:
1 – с использованием длин релаксации; 2 – с использованием сечения выведения для гомогенной среды;
3 – по номограмме рис. 6.4
Толщина воды, |
|
Способ получения |
|
|
см |
1 |
|
2 |
3 |
30 |
52 |
|
37 |
40 |
60 |
1,4 10 3 |
|
1,1 10 3 |
1,2 10 3 |
100 |
6,1 10 4 |
|
6,6 10 4 |
7,5 10 4 |
Видно, что кратность ослабления на больших толщинах, рассчитанная по сечению выведения гомогенной среды (способ 2) больше, чем кратность ослабления при расчёте через длину релаксации (способ 1). Расчёты по номограмме дают ещё большую кратность ослабления.
Объяснение следующее. Длина релаксации задана для нейтронов с энергией n > 2 МэВ, сечения выведения для нейтронов с энергией n > 1 МэВ. Поэтому при расчёте c использованием сечений выведения более сильно «выедается» доля нейтронов от 1 до 2 МэВ, что приводит к увеличению общей кратности ослабления по сравнению с расчётами с использованием длин релаксации. Номограмма (рис. 6.4.) построена для эффективной дозы. Поскольку тканевые взвешивающие коэффициенты для энергетических интервалов 0,1 – 2 МэВ и 2 – 20 МэВ равны 20 и 10 соответственно, сильное убывание плотности потока в первом интервале, имеющем значительно больший взвешивающий коэффициент, приводит к еще большему увеличению кратности ослабления эффективной дозы на больших расстояниях.
155
ЛИТЕРАТУРА
1.Иванов В.И., Машкович В.П. Сборник задач по дозиметрии и защите от ионизирующих излучений. – М.: Атомиздат, 1980. – 248 с.
2.Иванов В.И. Курс дозиметрии. – М.: Энергоатомиздат, 1988. – 400 с.
3.Иродов И.Е. Атомная и ядерная физика. Сборник задач: Учебное пособие. 8-е изд., испр. – Сиб: Издательство «Лань», 2002. – 288 с.
4.Машкович В.П., Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 176 с.
5.Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1995.– 494 с.
6.Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. Т.1. Физические основы защиты от излучений. – М.: Атомиз-
дат, 1980. – 462 с.
7.Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций. – Москва – Обнинск, 2003. – 344 с.
8.Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Обеспечение радиационной безопасности персонала при эксплуатации АЭС. – Обнинск, 2007. – 253 с.
9.Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная защита персонала организаций атомной отрасли. – М.: Изд-во МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2011. – 400 с.
10.Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009): Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09. – М.: Роспотребнадзор; Федеральный центр гигиены и эпидемиологии, 2009. – 100 с.
11.Новый справочник химика и технолога. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества. /Под ред. А.В. Москвина, В.В. Семеновой, В.Ф. Теплых. – СПб.: Профессионал, 2005. – 1142 с.
12.Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. – М.: Энергоатомиздат, 1999. – 514 с.
156
СОДЕРЖАНИЕ |
|
ПРЕДИСЛОВИЕ............................................................................................... |
3 |
ДОЗИМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ ..................................... |
5 |
1. РАДИОМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ ................................................. |
6 |
1.1. Характеристики источников ионизирующего излучения ............ |
6 |
1.2. Характеристики поля излучения .................................................. |
10 |
ЗАДАЧИ ................................................................................................ |
12 |
2. БАЗОВЫЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ............................... |
15 |
2.1. Характеристики взаимодействия ионизирующего излучения с |
|
веществом. Передача энергии и поглощение энергии ионизи- |
|
рующего излучения веществом ........................................................... |
16 |
2.2. Дозовые характеристики излучения............................................ |
19 |
2.3. Фотонное излучение источников со сложным спектральным |
|
составом и источников с материнскими и дочерними |
|
радионуклидами .................................................................................... |
24 |
2.4. Бета-излучение изотропных источников ..................................... |
28 |
ЗАДАЧИ ................................................................................................ |
29 |
3. ЭКВИДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ. НОРМИРОВАНИЕ |
|
ОБЛУЧЕНИЯ ............................................................................................. |
34 |
3.1.Величины для оценки рисков развития эффектов излучения…..35
3.2.Величины для определения требований к состоянию
радиационной безопасности ................................................................ |
37 |
3.3. Величины для демонстрации соответствия требованиям |
|
обеспечения радиационной безопасности .......................................... |
38 |
ЗАДАЧИ ................................................................................................ |
41 |
ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ ....................................... |
47 |
4. ПОЛЕ ИЗЛУЧЕНИЯ ТОЧЕЧНЫХ И ПРОТЯЖЕННЫХ |
|
ИСТОЧНИКОВ БЕЗ ЗАЩИТЫ |
|
(без учета самопоглощения и многократного рассеяния) ...................... |
47 |
ЗАДАЧИ……………..………………….……………………..………………………54 |
|
5. ЗАЩИТА ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ................................................. |
57 |
ЗАДАЧИ……………………………………………………………………………..…63 |
|
6. ЗАЩИТА ОТ НЕЙТРОНОВ ................................................................. |
68 |
ЗАДАЧИ………………………………………………………………………………..80 |
|
ПРИЛОЖЕНИЕ .............................................................................................. |
85 |
Таблица П.1. Множители и приставки для образования |
|
десятичных кратных и дольных единиц и их наименования ............ |
85 |
Таблица П.2. Плотность чистых элементов........................................ |
86 |
Таблица П.3. Плотность некоторых веществ и газов ........................ |
87 |
Таблица П.4. Свойства некоторых радионуклидов............................ |
87 |
Таблица П.5. Состав естественного урана .......................................... |
88 |
157 |
|
Таблица П.6. Соотношения между единицами СИ и внесистем- |
|
ными единицами в области радиационной безопасности ................. |
89 |
Таблица П.7. Характеристики некоторых радионуклидов как |
|
-излучателей......................................................................................... |
89 |
Таблица П.8. Линейный коэффициент ослабления -квантов |
|
для различных материалов в зависимости от энергии фотонного |
|
излучения (приводятся без учета когерентного рассеяния) .............. |
93 |
Таблица П.9. Массовый en,m и линейный en коэффициенты |
|
поглощения энергии для воздуха и биологической ткани (воды) |
|
в зависимости от энергии фотонного излучения ............................... |
93 |
Таблица П.10. Основные пределы доз ................................................ |
94 |
Таблица П.11. Взвешивающие коэффициенты излучения wR........... |
95 |
Таблица П.12. Взвешивающие коэффициенты для тканей и |
|
органов wТ .............................................................................................. |
95 |
Таблица П.13. Значения эффективной дозы Е и среднегодовые |
|
допустимые плотности потока ДППперс моноэнергетических фо- |
|
тонов для лиц из персонала при внешнем облучении всего тела ..... |
96 |
Таблица П.14. Значения эквивалентной дозы Н и среднегодо- |
|
вые допустимые плотности потока ДППперс моноэнергетических |
|
фотонов для лиц из персонала при облучении кожи ......................... |
97 |
Таблица П.15. Значения эквивалентной дозы Н и среднегодо- |
|
вые допустимые плотности потока ДППперс моноэнергетических |
|
фотонов для лиц из персонала при облучении хрусталиков глаз..... |
98 |
Таблица П.16. Значения эквивалентной дозы Н и среднегодо- |
|
вые допустимые плотности потока ДППперс бета-частиц для |
|
лиц из персонала при контактном облучении кожи .......................... |
99 |
Таблица П.17. Значения эффективной дозы Е и среднегодовые |
|
допустимые плотности потока ДППперс моноэнергетических |
|
нейтронов для лиц из персонала при внешнем облучении |
|
всего тела ............................................................................................... |
99 |
Таблица П.18. Распределение соединений элементов по типам |
|
при ингаляции ..................................................................................... |
100 |
Таблица П.19. Значения дозовых коэффициентов eперс( ) , преде- |
лов |
inh |
|
годового поступления с воздухом ПГПвоздперс и допустимой средне-годовой
объемной активности в воздухе ДОАперс отдельных радионуклидов для |
|
персонала............................................................................................... |
102 |
Таблица П.20. Значения дозовых коэффициентов einhнас , преде- |
|
лов годового поступления с воздухом ПГПнасвозд и допустимой |
|
среднегодовой объемной активности в воздухе ДОАнас отдель- |
|
ных радионуклидов для населения.................................................... |
104 |
158 |
|
Таблица П.21. Значения дозовых коэффициентов einнасg , |
пределов |
|
годового поступления с пищей ПГПпищ и уровней вмешатель- |
|
|
нас |
|
|
ства при поступлении с водой УВвода отдельных радионуклидов |
|
|
для населения ....................................................................................... |
|
105 |
Таблица П.22. Значения стандартных параметров при опреде- |
|
|
лении допустимых уровней радиационного воздействия ............... |
106 |
|
Таблица П.23. Значения 1/2, 1/10, 1/100, 1/1000, ас1/ 10 |
и поправ- |
|
ки на барьерность D для различных материалов для точечного |
|
|
изотропного источника фотонов при измерении дозы в беско- |
|
|
нечной среде ........................................................................................ |
|
107 |
Таблица П.24. Коэффициенты А1, 1 и 2 для аналитического |
|
|
представления дозовых факторов накопления точечных изо- |
|
|
тропных источников в бесконечных средах ..................................... |
|
108 |
Таблица П.25. Дозовые факторы накопления В( 0, d) для то- |
|
|
чечного изотропного источника в бесконечной среде .................... |
|
109 |
Таблица П.26. Толщина d защиты из воды....................................... |
|
111 |
Таблица П.27. Толщина d защиты из бетона .................................... |
|
112 |
Таблица П.28. Толщина d защиты из железа.................................... |
|
112 |
Таблица П.29. Толщина d защиты из свинца.................................... |
|
113 |
Таблица П.30. Длина релаксации L нейтронов реактора или |
|
|
нейтронов деления для различных материалов в бесконечной |
|
|
геометрии............................................................................................. |
|
114 |
Таблица П.31. Длина релаксации L нейтронов точечных изо- |
|
|
тропных моноэнергетических источников и ( ,n)-источников |
|
|
для различных материалов ................................................................. |
|
115 |
Таблица П.32. Значение коэффициентов f, характеризующих |
|
|
отклонение от экспоненциальной формы кривой ослабления на |
|
|
начальных расстояниях (2 3) L от источника, для потоков |
|
|
нейтронов с энергией εn > 1,5 МэВ.................................................... |
|
116 |
Таблица П.33. Средние энергии ni и долевые вклады ni в
флюенс нейтронов спектра деления 252Cf…………………………………116
Таблица П.34. Микроскопические сечения выведения для |
|
гетерогенных сред............................................................................... |
117 |
Таблица П.35. Коэффициент ослабления нейтронов водородом |
|
для различных толщин поглотителя ................................................. |
117 |
Таблица П.36. Микроскопические сечения выведения для |
|
гомогенных сред ................................................................................. |
118 |
Таблица П.37. Эллиптические интегралы первого рода ................. |
118 |
ОТВЕТЫ И РЕШЕНИЯ ............................................................................... |
119 |
ЛИТЕРАТУРА .............................................................................................. |
156 |
159 |
|
В.П. Романцов, И.В. Романцова, В.В. Ткаченко
СБОРНИК ЗАДАЧ ПО ДОЗИМЕТРИИ И ЗАЩИТЕ ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Учебное пособие
2-е издание, дополненное и переработанное
Темплан 2012, поз. 41 Ответственный за выпуск В.В. Ткаченко
Редактор З.И. Сныкова Компьютерная верстка С.П. Саакян
ЛР № 020713 от 27.04.1998 г. |
|
|
Подписано к печати |
19.10.2012 г. Формат бумаги 60х84/16 |
|
Печать ризограф. |
Бумага KYMLUX |
Печ. л. 10 |
Заказ № |
Тираж 300 экз. |
Цена договорная |
Отдел множительной техники ИАТЭ НИЯУ МИФИ 249040, г. Обнинск, Студгородок,1
ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2012 г.
160