3.5 Вычисление эффективной удельной активности природных радионуклидов в производственных отходах

В случае, когда все радионуклиды в рядах урана и тория находятся в радиоактивном равновесии, значение эффективной удельной активности природных радионуклидов (А_эфф) в материалах рассчитывается по формуле

А _эфф = А _Ra + 1,3 А _Th + 0,09А_К, Бк/кг,

где А _Ra и А _Th - удельные активности ²²⁶Ra и ²³²Th в материале, находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов,

А _К - удельная активность К-40 в материале (Бк/кг).

Эффективную удельную активность природных радионуклидов в производственных отходах при отсутствии равновесия в рядах урана и тория следует рассчитывать с учетом возраста отходов по формуле

А _эфф = А _Ra + 1,3 х k х А_(228)Ra + 0,09 А_К , Бк/кг,

в которой А_(228)Ra - удельная активность ²²⁸Ra в отходах (Бк/кг), а численное значение коэффициента k следует принимать по таблице 2.

Таблица 2 - Численное значение коэффициента К для расчета А _эфф

Возраст отходов	Коэффициент k, отн. ед
Менее 100 дней	0,6
От 100 дней до 2 лет	0,7
От 2 до 5 лет	0,9
От 5 до 10 лет	1,0
Более 10 лет	1,3

При неизвестном возрасте производственных отходов значение поправочного коэффициента k должно приниматься равным 1,3.

Если возраст отходов заведомо больше 3 лет, то значение А_эфф следует рассчитывать по формуле:

А _эфф = А _Ra + 1,3 х А_(228)Ra + 0,09 х А_К, Бк/кг,

в которой А_(228)Ra - удельная активность ²²⁸Ra в отходах (Бк/кг).

3.6 Требования к радиационно-гигиенической паспортизации организаций нгк

Для организаций, на которых имеются или образуются в процессе их деятельности производственные отходы III категории, является обязательным ежегодное заполнение (ведение) радиационно-гигиенических паспортов организаций НГК по типовым формам, утвержденным в установленном порядке.

4 Рабочее задание 1. Защита от ионизирующих излучений с помощью защитных экранов

Ионизирующее излучение - это физическое явление, связанное с излучением потока альфа-, бета-, гамма- частиц или электромагнитной энергии, приводящее к ионизации окружающей среды. Методы и средства защиты от ионизирующего излучения основываются на следующем:

1 Установление предельно допустимых доз облучения.

2 Контроль уровня радиации.

3 Изоляция излучающих объектов.

4 Применения вентиляции и вытяжных шкафов.

5 Применения защитных экранов.

Защитными экранами от ионизирующих излучений являются стенки контейнеров для перевозки изотопов, стенки сейфов для хранения изотопов, а также специальные экраны. Для защиты от α-частиц достаточно слоя воздуха толщиной 5-6 см, поэтому используют экраны из органического стекла. Для защиты от β - излучений применяют экраны из материалов малой атомной массы (алюминий, плексиглас, карболит). Для защиты от β - и γ – излучений используется защита из комбинированных двух и многослойных экранов, у которых со стороны источника излучения устанавливают экран из материала с меньшей атомной массой, а за ним – с большей массой (свинец, сталь и др.). Для защиты от γ – излучения, рентгеновского излучения (высокая проникающая способность) используют материал с большой атомной массой и плотностью (свинец, вольфрам и др.), а также сталь, железо, бетон, чугун, кирпич. Для защиты от нейтронного излучения используют: водородсодержащие материалы (вода, парафин, полиэтилен), то есть материалы, имеющие в своем составе атомы водорода; бром, бериллий, кадмий или графит. Нейтронные излучения сопровождаются гамма-излучением, поэтому используют многослойные экраны: свинец – полиэтилен; сталь – вода. Для одновременного поглощения нейтронного и гамма-излучения используют водные растворы гидроксидов тяжелых металлов (например, гидроксид железа - Fе(ОН)₃).

Особое место занимает защита от ионизирующих излучений при эксплуатации ядерных реакторов и при обращении с ядерными отходами. На современных АЭС применяют многобарьерную систему защиты окружающей среды от ионизирующих излучений. Отходы после переработки (отделение ценных продуктов) подвергаются стеклованию, бетонированию и захоронению в могильниках. Жидкие отходы выпаривают, осадки заливают в стекло. Радиоактивные газы выдерживаются в газгольдерах до снижения активности и выбрасываются в атмосферу.

Для расчета защитных экранов от ионизирующих излучений необходимо знать об источнике излучения, расстояние до источника, материал защитного экрана.

Задание. Рассчитать защитный экран для защиты от источника ионизирующих излучений в рабочем помещении по вариантам (таблица 3). Согласно нормативу при 6-часовом рабочем дне предельно допустимая доза облучения составляет W_д=1,4мР/ч.

Таблица 3 - Исходные данные для расчета

Номер варианта	mRa [мг-экв.Ra]	R, cм	Номер варианта	mRa, [мг- экв.Ra]	R, cм
1	665000	200	6	661000	190
2	555000	150	7	962000	250
3	645000	180	8	863000	230
4	535000	130	9	764000	220
5	625000	170

1 Рассчитывают коэффициент ослабления экрана по формуле

(1)

где m_Ra, [мг-экв.Ra] - γ-эквивалент источника - условная масса ²²⁶Ra, создающего на некотором расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник (1 мг-экв.Rа=8,4Р/ч на расстоянии 1см);

R - расстояние от источника, см;

W_д - предельнодопустимая доза облучения, мР/ч.

2 Выбирают материал и его толщину по графику зависимости коэффициента ослабления материала от его толщины (рисунок 1).

Рисунок 1 – Определение коэффициента ослабления материала