Краткие указания по технике безопасности

Факультет Теплоэнергетического строительства

Методические указания

к лабораторным работам по дисциплине

«История и технология ядерной энергетики»
студентов iii курса дневного отделения

факультета «Теплоэнергетическое строительство»

специальности 270102
«Промышленное и гражданское строительство»

 

Москва. 2009

Составители:

 

профессор, кандидат техн. наук Н.И. Бушуев,

профессор, кандидат техн. наук А.В. Денисов,

профессор, доктор техн. наук И.А. Енговатов,

доцент, кандидат техн. наук С.И. Степкин

 

 

Рецензент:

 

профессор, доктор техн. наук Гетманов В.Б.

 

Содержание

1.	Предисловие………………………………
2.	Введение ……………………………………………….
3.	Экспериментальная установка. ………………………
4.	Краткие указания по технике безопасности…………
5.	Определение погрешностей при измерении интенсивности ионизирующего излучения ………………..
5.1.	Лабораторная работа № 1. Измерение радиационного фона …………………………………………………
5.2.	Лабораторная работа № 2. Предварительное измерение интенсивности гамма – излучения источника ….
5.3.	Лабораторная работа № 3. Измерение интенсивности гамма – излучения с заданной допустимой погрешностью ……………………………………………
6.	Измерение радиационных характеристик гамма-излучения и радиационной обстановки в помещении и на местности …………………………………………
6.1	Экспериментальная аппаратура ……………………...
6.2	Лабораторная работа № 4. Измерение мощности дозы в помещениях…………………………………….
	Литература ……………………………………………..
	Приложение 1. Основные термины и определения....

 

 

ПРЕДИСЛОВИЕ

Планом развития атомной энергетики на ближайшие годы в России предусматривается строительство новых 26 энергоблоков. Для современного инженера-строителя требуются глубокие знания свойств ионизирующих излучений, возможностей их использования и эффективных методов защиты от излучений обслуживающего персонала и населения.

В учебной лаборатории кафедры «Строительство ядерных установок» студенты приобретают не только экспериментальные навыки, важные для прочного усвоения теоретического материала, излагаемого в лекционном курсе, и могут быть использованы магистрантами, аспирантами и инженерам-исследователям.

Настоящие методические указания к лабораторным занятиям по дисциплине «История и технология ядерной энергетики» посвящены вопросам планирования, проведения и обработки результатов экспериментальных исследований. Цель методических указаний - познакомить студентов с принципами и методами регистрации излучений, определении погрешностей измерений и использовании ионизирующих излучений в ядерно-энергетических комплексах.

Предлагаемый цикл лабораторных работ в сжатой форме помогает студентам изучить методы, специфику и аппаратуру для регистрации ионизирующих излучений, методов математической обработки результатов измерений и сведения о технике безопасности.

Методические указания могут быть полезны студентам при выполнении самостоятельных работ.

ВВЕДЕНИЕ

 

Учебным планом предусмотрено выполнение лабораторных работ по дисциплине «История и технология ядерной энергетики». Лабораторные работы охватывают различные аспекты исследований, посвященных регистрации излучений и защите от них.

Широкое использование ионизирующих излучений и приборов с ра­диоактивными источниками связано, прежде всего, с регистрацией и ко­личественной оценкой эффектов, вызываемых ионизирующим излучением при взаимодействии с веществом.

Воздействие ионизирующих излучений приводит к иони­зации и возбуждению атомов и молекул с образованием свободных элект­ронов и положительных ионов. Эти процессы, в свою очередь, приво­дят к изменению электрических свойств среды, к повышению температу­ры, химическим превращениям, излучению света, изменению объема и т.д.

Существуют различные способы преобразования для регистрации этих изменений в сигналы удобной формы. Устройство, на вход которого поступает частица, а на выходе появляются сигналы, можно рассматривать как детектор излучения.

По принципу работы детекторы излучения можно разделить на сле­дующие основные группы: ионизационные, сцинтилляционные, химичес­кие и др. Все они могут быть твердыми, жидкими и газообразными.

Наиболее широко для практических целей используются детекторы, принцип действия которых основан на ионизационных и сцинтилляционных эффектах.

Ионизационный метод детектирования ионизирующих излучений осно­ван на измерении электрических зарядов, освобожденных в веществе при воздействии излучения. Если иониза­ция происходит в объеме между двумя электродами с различными потен­циалами, то в результате направленного движения электронов и ионов в цепи детек­тора возникает электрический ток.

Все ионизационные детекторы представляют собой конден­саторы, в которых пространство между электродами заполнено каким-либо газом. В зависимости от величины напряженности электрического поля в газовом промежутке формы электродов, характера распределения электрического поля между электродами, давления газа ионизационные детекторы имеют различные свойства и подразделяются на ионизационные камеры, пропорциональные и газоразрядные счетчики.

Газоразрядные счетчики получили наиболее широкое распространение для ре­гистрации фотонного (гамма-), альфа-, бета- излучений и используются во многих промышленных и лабораторных приборах и установках.

Наиболее типичным газоразрядным счетчиком является счетчик Гейгера - Мюллера. Он имеет цилиндрическую форму: катодом служит металлический или стеклянный (с металлическим покрытием) цилиндр, анодом - тонкая металлическая нить, натянутая вдоль оси катода. Счетчик обычно заполнен смесью, состоящей из 90 % инертного газа (аргон, неон, и др.) и 10 % добавок в виде сложных газообразных органических соединении.

Сцинтилляционный метод основан на регистрации вспышек света - сцинтилляций, возникающих при прохождении ионизирующих частиц в некоторых веществах, называемых лю­минофорами или фосфорами. Для регистрации возникающих под действием ионизирующего из­лучения сцинтилляций обычно используются фотоэлектронные умножители (ФЭУ). Фотоны сцинтилляционной вспышки попадают на фотокатод ФЭУ, выбивают из него фотоэлектроны, которые движутся под действием внешнего электрического поля и попадают на дополнительные электроды (диноды) ФЭУ. В динодах в результате вторичной электронной эмиссии число электронов увеличивается в 10⁶ – 10⁹ раз. Таким образом, на вы­ходе ФЭУ образуется электрический сигнал, который затем регистри­руется специальными электронными схемами.

В качестве сцинтилляционных детекторов для регистрации различных видов излучений используются разнообраз­ные люминофоры, основными из которых являются: неорганические – NaI (Тl), Сs (Тl), ZnS (Ag); органические - антрацен (С₁₄Н₁₀), нафта­лин (С₁₀Н₈), стильбен (С₁₄Н₁₂), пластмассовые (терфинил в полисти­роле) и др.

 

Экспериментальная установка

 

При выполнении лабораторных работ используется разнообразная радиационно-физическая аппаратура, приборы и установки, а также вспомогательные материалы, приспособления и устройства.

Лабораторные работы выполняются на экспериментальной установке, блок схема которой приведена на рис. 3.1. Установка включает в себя детектирующее устройство, блок питания, пересчетное устройство, штатив для фиксации и перемещения детекторов, дополнительную защиту экспериментатора из свинцовых блоков.

 

 

Рис.3.1. Принципиальная функциональная блок – схема

экспериментальной установки

 

В качестве детектора излучения используется газоразрядные счётчики типа СБТ – 10, работающие в гейгеровском режиме.

 

Питание счетчика и формирование электрического импульса с заданными параметрами обеспечивает блок включения газоразрядных счетчиков БДПС - 2. Пересчетное устройство УС-6 предназначено для измерения количества электрических импульсов, с параметрами, соответствующими установленным для входных сигналов УС - 6, поступивших на входы пересчетного устройства за установленные интервалы времени.

Пересчетное устройство УС - 6 имеет следующие технические характеристики:

Максимальная скорость счета, имп/с
Время непрерывной работы, ч
Питание, В (Гц)	150 - 250 (50)
Потребляемая мощность, Вт, не более
Масса, кг, не более
Диапазон установок времени пересчетного устройства, с	1 - 9999
Погрешность измерения интервалов времени, с	не более 0,0001
Длительность фронта входного сигнала, нс	не менее 100
Амплитуда входного сигнала, В	2,5 - 5

На передней панели пересчетного устройства расположены переключатели режима ЭКСПОЗИЦИЯ (сек), позволяющие задавать экспозицию в диапазоне от 0 до 9999 секунд.

Слева находятся сенсорные индикаторы:

ВХОД 1 – указывает набранное число импульсов за время экспозиции;

СЧЕТ – загорается красная индикация при наборе импульсов;

ВХОД 2, ВРЕМЯ (не используется при выполнении данных лабораторных работ).

Справа находятся сенсорные индикаторы:

ПУСК – включает прибор для набора импульсов;

ВХОД 1, ВРЕМЯ – загорается красная индикация при наборе импульсов;

ВХОД 1, ВХОД 2 - загорается красная индикация при наборе импульсов;

Время дублируется индикатором ВХОД 2, ВРЕМЯ.

СТОП – прерывает набор импульсов и останавливает звуковой сигнал.

Сбоку справа находится кнопка включения 1 и кнопка выключения 0.

Пересчетное устройство имеет два независимых счетных канала и таймер. Переключение может осуществляться во время счета.

Начало счета производится нажатием кнопки "Пуск". При этом предыду­щее значение на индикаторах обнуляется. В зависимости от выбранного ре­жима на индикаторах может отображаться значение различных каналов или времени.

Счет останавливается автоматически после истечения интервала времени, заданного на четырехразрядном переключателе. При этом включается звуковой сигнал и гаснет индикатор с надписью "счет".

После включения пересчетное устройство находится в тестовом режиме, при этом на нижнем индикаторе идет счет времени, а на верхнем отображается значение установленного на переключателях временного интервала. В режим счета устройство переходит после нажатия кнопки "Пуск".

В качестве источника ионизирующего излучения (ИИИ) в работах используется закрытые источники гамма – излучения с радионуклидом ¹³⁷Cs типа ИГ – 8, представляющие собой капсулу в виде цилиндра из нержавеющей стали диаметром 6 мм и высотой 10 мм. Источники впаяны в специальный переносной цилиндрический свинцовый контейнер со свинцовой крышкой - заглушкой, которая снимается при проведении измерений с использованием источников. Энергия излучения источника равна 0,662 МэВ.

Свинцовые контейнеры и дополнительная защита из свинцовых блоков обеспечивают ослабление мощности дозы гамма - излучения до уровней, безопасных для экспериментаторов и обслуживающего персонала.

 

Лабораторная работа № 2

 

Предварительное измерение интенсивности

гамма – излучения источника

При выполнении лабораторной работы 5.2 в тех же условиях и на одной и той же установке, что и лабораторной работы 5.1 значение фоновой скорости счета принимается по табл. 5.1.1.

В случае несоблюдения этих условий, значение фоновой скорости счеты должно быть определены по методике, описанной в лабораторной работе 5.1.

Порядок работы:

1. Установите контейнер с источником излучения на площадку под счетчиком СБТ – 10.

2. Снимите крышку контейнера.

3. Установить экспозицию 10 секунд – индикатор ЭКСПОЗИЦИЯ.

4. Нажать индикатор ПУСК.

5. После остановки счета запишите показания количества импульсов в столбец 1 табл. 5.2.1.

6. Повторите указанные измерения ещё 2 раза и занести значения в столбец 1 табл. 5.2.1. При этом взаимное расположение источника излучения и датчика должно быть неизменным.

7. Закройте крышку контейнера с источником и выключите прибор.

8. По результатам измерений, занесенных в столбец 1 табл. 5.2.1, вычислите значения величин для столбцов 2 – 9 табл. 5.2.1

9. По результатам F_оп и F_табл в столбцах 10 и 11 из формул (5.18), (5.20) или (5.22) выберите формулу для определения величины , определите ее величину и запишите ее в столбец 12.

Близкие значения и свидетельствуют о стабильности условий измерения и об отсутствии существенных ошибок, не связанных со статистическим характером радиоактивного излучения.

10. Вычислите общую погрешность определения величины по формуле (5.25) и запишите в столбец 13 табл. 5.2.1.

11. Запишите результат измерения в виде в столбец 14 табл. 5.2.1.

12. Проанализируйте результаты измерений.

Контрольные вопросы

1. Активность источников излучения.

2. Период полураспада.

3. Необходимость учета радиационного фона.

4. Изменение ошибок измерений при малой скорости счета.

 

 

Таблица 5.2.1

 

по форм. (5.18), (5.20) или (5.22)

 

 

 

Лабораторная работа № 3

 

Измерение интенсивности гамма – излучения

с заданной допустимой погрешностью

 

При выполнении лабораторной работы 5.3 в тех же условиях и на одной и той же установке, что и в лабораторной работе 5.1 значение фоновой скорости счета принимаются по табл. 5.1.1.

В случае несоблюдения этих условий, лабораторную работу 5.1 следует повторить.

Порядок работы:

1. На основании полученных в лабораторной работе 5.2 значений , , , , заданной преподавателем требуемой относительной погрешности δ _тр и доверительной вероятности требуемое число наблюдений m_тр с учетом фона определяется по формулам (5.30) и (5.31).

2. Примите необходимое число наблюдений при времени измерения t = 10 с m_оп величину ³ m_{тр .} В случае, если m_оп получилась слишком большой, то примите m_оп = m_опт (где m_опт – оптимальное с точки зрения объема проведения эксперимента количество наблюдений) и увеличьте время облучения до величины , с.

3. Установите контейнер с источником на площадку штатива под счетчиком СБТ – 10.

4. Снимите крышку контейнера.

5. Установить экспозицию t = 10 с или с – индикатор ЭКСПОЗИЦИЯ.

6. Нажать индикатор ПУСК.

7. После остановки счета запишите показания количества импульсов в столбец 1 табл. 5.3.1.

8. Проведите измерение числа импульсов N_i от источника еще (m_опт -1) раз и запишите результаты в столбец 1 табл. 5.3.1.

9. Закройте крышку контейнера с источником и выключите прибор.

10. По результатам измерений, занесенных в столбец 1 табл. 5.3.1, вычислите значения величин для столбцов 2 – 9 табл. 5.3.1

11. По результатам F_оп и F_табл в столбцах 10 и 11 из формул (5.18), (5.20) или (5.22) выберите формулу для определения величины , определите ее величину и запишите в столбец 12.

Близкие значения и свидетельствуют о стабильности условий измерения и об отсутствии существенных ошибок, не связанных со статистическим характером радиоактивного излучения.

12. Вычислите общую погрешность определения величины по формуле (5.30) и запишите в столбец 13 табл. 5.3.1.

13. Запишите результат измерения в виде в столбец 14 табл. 5.3.1.

14. Определите относительную погрешность результата измерения

и сравните её с требуемой погрешностью на условие:

 

15. Проанализируйте результаты измерений.

 

Таблица 5.3.1

 

по форм. (5.18), (5.20) или (5.22)

 

Лабораторная работа № 4

Измерение мощности дозы в помещениях

 

Измерения мощности эквивалентной дозы (МЭД) производят в два этапа.

Первый этап служит для предварительной оценки радиационной обстановки в помещениях с целью выявления возможных локальных источников гамма-излучения производят предварительное обследование. С поисковым радиометром (дозиметром) производят обход помещений по периметру каждой комнаты и производят замеры на высоте 1 м от пола на расстоянии 5 – 10 см от стен и по оси каждой комнаты, производя замеры на высоте 5 – 10 см над полом. При обнаружении локальных повышений показаний производят поиск максимума и фиксируют в журнале положение и показание прибора в точке максимума.

Второй этап - измерение мощности дозы в обследуемом помещении выполняют в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола, а также в выявленных участках с максимальным значением мощности дозы гамма-излучения.

Значения мощности дозы внешнего гамма-излучения в новых зданиях и сооружениях не должно превышать среднее значение на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

Предварительная оценка радиационной обстановки

Порядок работы

1. Получите у сотрудника лаборатории переносной дозиметр СРП-68-01 и план помещения с указанием точек детектирования.

2. Подготовьте дозиметр к работе согласно краткой инструкции.

3. Проведите обход по периметру помещений с поисковым дозиметром и проведите соответствующие измерения.

4. Зафиксируйте на плане показания поискового прибора.

5. Выделите на плане наиболее опасные участки.

6. Проведите измерение МЭД внешнего гамма-излучения в обследуемых помещениях согласно описанной выше процедуре в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола, а также в выявленных участках с максимальным значением мощности дозы.

7. Занесите результаты измерений в табл. 6.2.1.

8. Проанализируйте радиационную обстановку в помещении по результатам измерений.

 

Окончательное измерение радиационной обстановки

в помещении

 

9. Проведите измерения мощности дозы Р_i в точках детектирования (не менее 3-х раз в одной точке) согласно полученной схеме.

10. Определите среднее значение мощности дозы в каждой точке детектирования.

Занесите результаты измерений в табл. 6.2.2.

11. Проанализируйте радиационную обстановку в помещении лаборатории по результатам измерений.

12. Выделите на плане наиболее радиационно-опасные участки.

Таблица 6.2.1

№ п.п	Место измерения	Заводской номер дозиметра	Дата измерения	Показания поискового прибора	Результаты измерения H, мкЗв/ч	Погрешность

 

Таблица 6.2.2

№ точки Детектирования
Pi, мкЗв/ч
мкЗв/ч

 

Контрольные вопросы

 

1. Порядок проведения измерений мощности дозы.

2. Выбор мест измерений.

3. Порядок проведения измерений.

 

Литература

 

1. ГОСТ 15484-81, Ионизирующие излучения и их измерения. Терми­ны и определения». М., Атомиздат, 1981.

2. Государственная система обеспечения единства измерений. ГОСТ 8.417-81. Единицы физических величин. Методические указания. М., Атомиздат, 1981.

3. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), Минздрав, 1999

4. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ), Минздрав, 2000.

5. Иванов В.Н., Машкович В.П., Центер Э.М. Международная сис­тема единиц (СИ) в атомной науке и технике: Справочное ру­ководство. М., Энергоиздат, 1981.

6. Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. М., Энергоиздат, 1982.

7. Большаков В.Д. Теория ошибок наблюдений. М., Недра, 1963.

8. ГОСТ 8.011-72. Показатели точности измерений и формы пред­ставления результатов измерений. М., Стандарты, 1972.

9. ГОСТ 8.207-76. Прямые изменения с многократными наблюдения­ми. Методы обработки результатов наблюдений. М., Стандарты, 1976.

 

8. Приложение 1

Основные термины и определения

 

Ионизирующее излучение - излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков.

Радиоактивность - самопроизвольное превращение неустойчивого нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения. Радионуклид - нуклид, обладающий радиоактивностью.

Источник ионизирующего излучения - объект, содержащий радиоак­тивный материал или техническое устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.

Естественный фон излучения - ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и излучения естественно распределенных при­родных радиоактивных веществ (на поверхности Земли, в природной ат­мосфере, в продуктах питания, в воде, в организме человека и др.).

Активность радионуклида - отношение числа спонтанных ядерных переходов из определенного состояния радионуклида dN₀ за ин­тервал времени dt. Единицей активности ра­дионуклида в источнике является в системе СИ распад в секунду - беккерель (Бк).

Внесистемная единица активности - кюри (Ки), I Ки = 3,7·10¹⁰ распадов в секунду.

Поглощенная доза излучения (доза излучения) Д - отношение средней энергии dW, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме. Единицей поглощенной дозы в СИ является грэй (Гр), I грэй соответст­вует поглощению I Дж энергии излучения в I кг облученного вещества.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения - произведение погло­щенной дозы излучения в биологической ткани на взвешивающий коэффициент этого излучения в данном элементе биологической ткани. Единицей эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). I Зв = I Гр/кг. Внесистемной единицей экви­валентной дозы является бэр: I бэр = 100 Зв.

Взвешивающий коэффициент - безразмерный коэффициент определяет зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека для разных видов излучения, например, для рентгеновского, фотонного и бета-излучения К = I, для альфа-излучения К = 20.

Гамма-излучение – электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц.

γ - постоянная изотопа - мощность дозы, создаваемая γ - излучением точечного изотропного источника это­го изотопа активностью 1 мКи на расстоянии 1 см.

Закрытый источник - радиоактивный источник, излучение кото­рого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду.

Открытый источник - радиоактивный источник излучения, при использовании
которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

Гамма-эквивалент источника - условная масса точечного источника ²²⁶Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность дозы, как данный источник.

Внешнее облучение - воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников излучения.

Внутреннее облучение - воздействие на организм ионизирующих излучений радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.

Естественный фон излучения - ионизирующее излучение, состоящее из кос­мического излучения и излучения от естественно распределенных природных радио­активных веществ (на поверхности земли, в приземной атмосфере, в продуктах питания, в воде, в организме человека и др.).

Примечание. Естественный фон внешнего излучения на территории РФ создает мощность экспозиционной дозы 4 - 20 мкБэр/ч (40 - 200 мБэр/год).

 

Критический орган - часть тела или все тело, облучение которого в данных условиях причиняет наибольший ущерб здоровью данного лица или его потомства. Критические органы разделяют на группы, различающиеся радиочув­ствительностью.

Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

Население - население области, края, республики, страны.

Критическая группа - лица, которые по принадлежности к возрастной груш»,
по условиям жизни или другим факторам подвергаются наибольшему радиацион­ному воздействию среди данного контингента людей.

Предел дозы ПД - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Радиационная опасность радионуклида - радиационно-гигиеническая характе­ристика радионуклида как потенциальный источник внутрен­него облучения.

Санитарно-защитная зона - территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов, на которой уровень облучения может превысить предел дозы ПД. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.

Зона наблюдения - территория, где возможно влияние радиоактивных сбро­сов и выбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы. На территории зоны наблюдения прово­дится радиационный контроль.

 

 

Методические указания к лабораторным работам

по дисциплине

«История и технология ядерной энергетики»

для студентов дневного отделения факультета

«Теплоэнергетическое строительство»

 

Лицензия

Подписано в печать	Формат 69x90 1/16	Печать офсетная
И-	Объем п.л.	Тираж 500 экз.	Заказ

 

Московский государственный строительный университет

Типография МГСУ, 129337, Москва, Ярославское ш., 26

 

Факультет Теплоэнергетического строительства

Методические указания

к лабораторным работам по дисциплине

«История и технология ядерной энергетики»
студентов iii курса дневного отделения

факультета «Теплоэнергетическое строительство»

специальности 270102
«Промышленное и гражданское строительство»

 

Москва. 2009

Составители:

 

профессор, кандидат техн. наук Н.И. Бушуев,

профессор, кандидат техн. наук А.В. Денисов,

профессор, доктор техн. наук И.А. Енговатов,

доцент, кандидат техн. наук С.И. Степкин

 

 

Рецензент:

 

профессор, доктор техн. наук Гетманов В.Б.

 

Содержание