Дополнительные (устные) вопросы для обоих семестров

Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
УТВЕРЖДАЮ
Директор института
_______________ В.П. Кривобоков
«____»_____________2011 г.
РАБОЧАЯ ПРОГРАММА МОДУЛЯ (ДИСЦИПЛИНЫ)
Физика защиты
НАПРАВЛЕНИЕ (СПЕЦИАЛЬНОСТЬ) ООП
_________________140800 Ядерные физика и технология______________
ПРОФИЛЬ ПОДГОТОВКИ (СПЕЦИАЛИЗАЦИЯ, ПРОГРАММА)
_Радиационная безопасность человека и окружающей среды_____
КВАЛИФИКАЦИЯ (СТЕПЕНЬ) __________бакалавр________________________
БАЗОВЫЙ УЧЕБНЫЙ ПЛАН ПРИЕМА _______2011 г.________________
КУРС ___5___ СЕМЕСТР ____ 9,10____
КОЛИЧЕСТВО КРЕДИТОВ ______
ПРЕРЕКВИЗИТЫ ___________________________________________
КОРЕКВИЗИТЫ ____________________________________________
ВИДЫ УЧЕБНОЙ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ И ВРЕМЕННОЙ РЕСУРС:
____Лекции_________________
___80__ час.
____Лабораторные занятия__ ___32__ час.
____Семинарские занятия____
___48__ час.
АУДИТОРНЫЕ ЗАНЯТИЯ
__160__ час.
САМОСТОЯТЕЛЬНАЯ РАБОТА __208__ час.
ИТОГО __368__ час.
ФОРМА ОБУЧЕНИЯ _______Очная___________
ВИД ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ экзамен, диф.зачет в 10 сем. (КП)
ОБЕСПЕЧИВАЮЩЕЕ ПОДРАЗДЕЛЕНИЕ
__________________кафедра Прикладная физика ФТИ ТПУ_________________
ЗАВЕДУЮЩИЙ КАФЕДРОЙ_____________ А.П. Потылицын
РУКОВОДИТЕЛЬ ООП
ПРЕПОДАВАТЕЛЬ
_______________ C.Н. Ливенцов
______________ В.И. Беспалов
2011 г.
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
Предисловие
Предисловие
1. Рабочая программа составлена на основе ГОС ВПО по направлению 140300
физика и технологии”,
«Радиационная
1. “Ядерные
Рабочая программа
составлена по
на специальности
основе ГОС 140307
по направлению
безопасность
окружающей
утвержденного
02.03.
140800
«Ядерныечеловека
физика ии технологии
», среды»,
утвержденного
14.01.2010
г. 2000 г.
(код №
и наименование)
приказом МО РФ
866. Номер государственной регистрации 150 техдс от
17.03.
г. по по профилю «Радиационная безопасность человека и
№
23 и2000
ОС ТПУ
окружающей среды».
РАССМОТРЕНА и ОДОБРЕНА на заседании обеспечивающей кафедры
Прикладной
физикии________________
протоколобеспечивающей
№ ____.
РАССМОТРЕНА
ОДОБРЕНА на заседании
кафедры ПФ ФТИ ,
2011 г. , протокол №
.
(наименование кафедры)
(дата)
2. Разработчик
2. Разработчик(и)
доцент каф. Прикладной физики ______________ В.И. Беспалов
ПФ ФТИ
В.И. Беспалов
3. Зав.доцент
обеспечивающей
кафедрой Прикладной физики
(должность)
(кафедра)
(подпись)
(И.О.Фамилия)
______________ А.П. Потылицын
3. Зав. обеспечивающей кафедрой ПФ
А.П. Потылицын
4. Рабочая программа СОГЛАСОВАНА (подпись)
с институтом, (И.О.Фамилия)
выпускающими
кафедрами;
СООТВЕТСТВУЕТ
действующему
плану.
4. Рабочая
программа
СОГЛАСОВАНА
с институтом,
выпускающими
кафедрами; СООТВЕТСТВУЕТ действующему плану.
Зав.
выпускающей
кафедрой Прикладной
физики
Зав.
выпускающей
кафедрой
ПФ
(подпись)
Председатель МК ФТИ, доц.
А.П. Потылицын
(И.О.Фамилия)
______________ А.П. Потылицын
_________________С.Н.
Ливенцов
Рабочая программа рассмотрена и одобрена методической комиссией ФТИ
Председатель МК ФТИ
____________
С.Н. Ливенцов
Документ:
Дата разработки
__________________________________________________________________
2
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
УДК 621.039.58(075.8)
Ключевые слова: радиационная защита, фотон, нейтрон, ионизирующее
излучение, активность, радиационная безопасность, доза, альбедо.
Аннотация
Физика защиты (ФЗ)
140300 - 140307 (с)
Каф. ПФ ФТФ
Доцент, к.ф.-м.н. Беспалов Валерий Иванович
Тел.(3822)-701828; e- mail: bvi@interact.phtd.tpu.ru
Цель: формирование знаний и умений для решения практических задач
защиты от ионизирующих излучений.
Содержание: основные понятия в области радиационной защиты, защита от
гамма-излучения радионуклидов, защита от рентгеновского и тормозного
излучения, защита от электронов, защита от протонов и альфа-частиц, основы
защиты ускорителей заряженных частиц, основы защиты в космосе, защита от
нейтронов, основы радиационной безопасности.
Курс 5 (9 сем  экзамен; 10 сем  дифф. зачет (КП), экзамен)
Всего 368 ч, в т. ч. Ауд. 160, Лк. 80 ч, Пр. 48 ч, Лб. 32, См. 208 ч.
Radiation Shielding
Course Description
The following problems are considered: gamma photon shielding, X-rays
shielding, bremsstrahlung shielding, electrons and protons shielding, shielding for
accelerator installations, protection in Space, protection against neutron radiation, the
base of radiation safety.
The program is developed by V.I. Bespalov, The Applied Physics Chair of
Physical Technical Department.
E- mail: bvi@interact.phtd.tpu.ru
3
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
I. Цели и задачи учебной дисциплины
Ионизирующее излучение возникло вместе с рождением нашей
Вселенной в результате Большого взрыва примерно 14 млд. лет назад и с этого
времени радиация наполняет космическое пространство, а в состав Земли с
самого ее рождения вошли радиоактивные материалы. Поэтому человек и все
живые организмы на Земле постоянно подвергаются воздействию
ионизирующего излучения естественного фона космического и земного
происхождения.
Развитие ядерной энергетики и широкое внедрение источников
ионизирующего излучения практически во все сферы человеческой
деятельности создают дополнительную потенциальную угрозу радиационной
безопасности. При этом следует отметить, что никакой другой вид энергии
(тепловой, электрической, механической), поглощенной биологическим
объектом в том же количестве, не приводит к таким большим изменениям в
нем, какие вызывает ионизирующее излучение.
Очевидный вывод из этого – человек и вся биосфера, среда его обитания,
должны быть надежно защищены от действия ионизирующего излучения.
Единственный путь для этого на Земле – надежная защита от излучения
естественных и искусственных источников радиации с помощью специальных
защитных сооружений вокруг них. Этот путь не является легким и требует
больших затрат, т.к. мощности многих ядернотехнических установок,
созданных человеком, очень велики.
Проблема защиты от ионизирующих излучений и в более общем плане –
проблема радиационной безопасности – превратилась в одну из социальных
проблем современности, которой занимаются многие международные,
национальные и региональные организации. При этом наука о защите от
ионизирующих излучений стала самостоятельной областью прикладной
ядерной физики.
Цель преподавания дисциплины «Физика защиты» – узнать особенности
и проблемы, возникающие при защите от ионизирующих излучений различного
типа, изучить основные положения государственных документов,
регламентирующих уровни облучения персонала и населения в Российской
Федерации, уметь применять инженерные методы расчета защиты от
заряженных частиц фотонов и нейтронов.
Дисциплина «Физика защиты» является специальной специальности
140307 «Радиационная безопасность человека и окружающей среды». Изучение
данной дисциплины опирается на знания, полученные при изучении
дисциплин: «Высшая математика», «Атомная физика», «Теоретическая
физика», «Ядерная физика» и «Взаимодействие ионизирующих излучений с
веществом».
4
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
Цели преподавания дисциплины, характеризующие знания и умения,
которыми должен владеть специалист:
специалист должен иметь представление:
 о радиационной защите как разделе ядерной физики, ее задачах и
методах их решения,
 о физических величинах и единицах их измерения в области
радиационной безопасности,
 об основных процессах взаимодействия заряженных частиц, фотонов и
нейтронов с веществом,
 об основных особенностях и проблемах, возникающих при защите от
фотонов, заряженных частиц и нейтронов,
 об особенностях защиты ускорителей заряженных частиц на
различные энергии,
 о радиационной обстановке и особенностях радиационной защиты в
ближнем космосе,
 о классификации лучевых поражений организма человека,
 о применении метода Монте-Карло для расчета защиты от
ионизирующих излучений;
специалист должен знать и уметь использовать:
 свойства и характеристики источников ионизирующих излучений
различного вида,
 основные характеристики защит,
 инженерные методы расчета защиты от заряженных частиц, фотонов и
нейтронов,
 методы расчета лабиринтной защиты,
 основные
положения
норм
радиационной
безопасности
(НРБ99/2009),
 основные положения по организации безопасной работы с
источниками ионизирующих излучений открытого и закрытого типа и
основные задачи службы радиационной безопасности (ОСПОРБ99/2010),
 основы безопасной перевозки радиоактивных веществ,
 методы радиационной защиты в радиационной дефектоскопии и при
использовании ионизирующих излучений в медицине.
специалист должен уметь:
 рассчитывать характеристики радиационного поля для излучения
любого вида по заданным параметрам источника,
 рассчитывать защиту промышленных и медицинских помещений от
заряженных частиц, нейтронного и фотонного излучения,
 рассчитывать лабиринтную защиту от фотонного излучения,
 применять пакеты прикладных программ для расчета защиты.
5
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
Задачи изложения и изучения дисциплины реализуются в следующих
формах деятельности:
 лекции - нацелены на получение необходимой информации и ее
использование при решении практических задач;
 практические занятия - направлены на активизацию познавательной
деятельности студентов и приобретение ими навыков решения
практических и проблемных задач;
 лабораторные работы - направлены на получение навыков
экспериментальных исследований на реальном оборудовании.
Выполняются в учебной лаборатории и компьютерном классе кафедры
Прикладной физики и на исследовательском ядерном реакторе ФТИ
ТПУ;
 курсовой проект – направлен на приобретение навыков проектных
расчетов защиты от ионизирующих излучений реальных объектов;
 набор компьютерных демонстраций (программы: “Компьютерная
лаборатория”, “Поток”) - для визуального восприятия и закрепления
лекционного материала;
 компьютерное
моделирование
(программа
“Компьютерная
лаборатория”) - для практических расчетов методом Монте-Карло
характеристик радиационных полей, необходимых для расчета
защиты от ионизирующих излучений;
 консультации – еженедельно для всех желающих студентов;
 самостоятельная
внеаудиторная
работа
направлена
на
приобретение навыков самостоятельного решения задач по
дисциплине и реализуется в виде 20 практических заданий на оба
семестра по всем разделам дисциплины, домашних контрольных работ
и курсового проекта;
 текущий контроль осуществляется на лекционных и практических
занятиях в виде самостоятельных работ (в соответствии с рейтингпланами дисциплины) для оценки степени усвоения материала, а
также в виде индивидуальной защиты 20 заданий и 4 лабораторных
работ;
 рубежный контроль включает контрольные работы в каждом
семестре, которые проводятся в стандартные сроки этого контроля на
Физико-техническом факультете;
 контроль знаний студентов проводится в рамках рейтинговой
системы, принятой в ТПУ. При этом количество баллов, получаемых
студентом по каждому виду контроля, определяется в соответствии с
рейтинг-планами дисциплины; зачет и допуск к экзамену получают
студенты набравшие не менее 50 баллов по всем видам контроля.
6
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
II. Содержание теоретического раздела дисциплины
(лекции 80 часов ауд.)
Часть 1. ОСНОВНЫЕ ВЕЛИЧИНЫ И ЕДИНИЦЫ В ОБЛАСТИ
РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ (8 часов)
1. Введение
- 1 ч.
Области применения ионизирующих излучений, основы действия
излучения на биологическую молекулу, основные задачи и структура
курса.
2. Основные понятия.
-4ч
Основные понятия в области ионизирующих излучений. Активность
радионуклида. Токовые и потоковые характеристики поля излучения.
Дозовые характеристики поля излучения. Классификация источников
излучения. Классификация защит. Законы ослабления пучков
излучения.
3. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).
-3ч
Основные дозовые пределы, стандартные условия, допустимые
уровни, НРБ99. Уровни фонового облучения.
Часть 2. ЗАЩИТА ОТ ФОТОНОВ (30 часов)
1. Точечный изотропный источник.
-2ч
Поле излучения точечного изотропного источника без защиты. Гамма
постоянные. Радиевый гамма-эквивалент. Керма-эквивалент.
2. Факторы накопления.
3. Поле излучения источников различных форм.
4. Практические методы расчета защиты от фотонов.
-2ч
-4ч
-4ч
Защита временем, количеством, расстоянием. Универсальные таблицы
Гусева. Защита с помощью слоев ослабления. Метод конкурирующих
линий.
5. Альбедо.
-4ч
Альбедо излучений: основные понятия. Альбедо фотонов:
энергетическое распределение, зависимость от угла падения,
зависимость от угла отражения, зависимость от энергии фотонов,
зависимость от Z отражателя и его толщины. Скайшайн.
6. Расчет лабиринтов.
7. Расчет защиты от прямого и рассеянного гамма-излучения
радионуклидов
-4ч
-2ч
Метод ослабления широкого пучка, метод слоев ослабления, метод
номограмм.
8. Расчет защиты от прямого и рассеянного рентгеновского
и тормозного излучения. Расчет защиты от тормозного
излучения радионуклидов
9. Радиолиз воздуха под действием рентгеновского и тормозного
излучения
10. Защитные материалы от фотонного излучения.
7
-4ч
-2ч
-2ч
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
Часть 3. ЗАЩИТА ОТ ЗАРЯЖЕННЫХ ЧАСТИЦ (12 часов)
1. Защита от электронов и -частиц.
2. Защита от протонов и -частиц.
3. Основы защиты ускорителей.
-2ч
-2ч
-4ч
Области применения ускорителей. Ускорители, как источники
ионизирующего излучения. Основные факторы вредного воздействия
ускорителей: мгновенное излучение, наведенная активность
материалов и воздуха, радиолиз воздуха от нейтронов.
4. Основы радиационной защиты при космических полетах.
-4ч
Радиационные условия в ближнем космосе, радиационные пояса
Земли, проблемы радиационной безопасности в космосе, стандарты
радиационной безопасности космических полетов.
Часть 4. ЗАЩИТА ОТ НЕЙТРОНОВ (22 часа)
1. Взаимодействие нейтронов с веществом.
-6ч
Упругое рассеяние, неупругое рассеяние, радиационный захват,
неупругие реакции с поглощением нейтронов и вылетом заряженных
частиц или нескольких нейтронов, деление ядер, полное сечение
взаимодействия нейтронов.
2. Источники нейтронов .
3. Эквивалентная доза от нейтронов.
4. Инженерные методы расчета защиты от нейтронов.
-2ч
-2ч
-6ч
Ослабление узкого пучка нейтронов, расчет защиты по слоям
ослабления, метод длин релаксации, метод сечения выведения,
коэффициенты накопления подпороговых нейтронов, метод
номограмм для защиты от (, n) источников нейтронов.
5. Защита от смешанного нейтронного и гамма-излучения.
6. Активация материалов в поле нейтронов.
7. Альбедо нейтронов.
8. Защитные материалы от нейтронов.
-2ч
-2ч
-1ч
-1ч
Часть 5. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (6 часов)
Классификация лучевых поражений организма человека. Цель
радиационной защиты.
Основные положения ОСПОРБ-99/2010:
организация работ с источниками ионизирующего излучения
открытого и закрытого типов, основные задачи службы радиационной
безопасности. Средства индивидуальной защиты при работе с РВ.
III. Содержание практического раздела дисциплины
Практические занятия (48 часов ауд.)
1.
2.
3.
4.
5.
Активность. Характеристики поля излучения.
Ослабление узкого пучка.
Основные дозовые пределы.
Гамма-постоянная, гамма-эквивалент, керма-эквивалент.
Факторы накопления.
8
-4ч
-2ч
-4ч
-2ч
-4ч
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
6. Поле излучения различных источников.
-4ч
7. Таблицы Гусева. Слои ослабления
-2ч
8. Метод конкурирующих линий.
-2ч
9. Альбедо фотонов.
.- 2 ч
10.Расчет лабиринтов.
-4ч
11.Защита от электронов.
-2ч
12.Защита от тормозного излучения -частиц и электронов.
-4ч
13.Защита от протонов и -частиц.
-2ч
14.Защита ускорителей заряженных частиц.
-2ч
15.Защита при космических полетах.
-2ч
16.Защита от нейтронов.
-8ч
Для каждой темы практических занятий разработаны специальные задания
с теоретическими вопросами и задачами. Часть задач решается на практических
занятиях, а часть во время самостоятельной работы. Общий объем в 20 заданий
(по 10 на семестр) определяется временем, отведенным студенту учебным
планом и планом самостоятельной работы. Каждое выполненное задание
студент защищает преподавателю и получает определенное число баллов в
рамках рейтинговой системы, принятой в ТПУ.
Примеры практических заданий приведены в приложении 1.
Лабораторные работы (32 часа ауд.)
1. Задачи службы радиационной безопасности ядерного реактора
-8ч
Работа выполняется на исследовательском реакторе ФТИ ТПУ.
Основные задачи службы РБ реактора, экскурсия по реактору,
знакомство с его устройством и проводимыми на реакторе работами,
сдача экзамена по РБ.
2. Измерение радиационной обстановки в здании реактора ИРТ-Т
-8ч
Работа выполняется на оборудовании службы РБ исследовательского
реактора ФТИ ТПУ.
3. Определение загрязненности воздушной среды служебных
помещений ИРТ-Т радиоактивными аэрозолями
-8ч
Работа выполняется на оборудовании службы РБ исследовательского
реактора ФТИ ТПУ.
4. Измерение радиационной обстановки в санитарно-защитной
зоне реактора
-8ч
Работа выполняется на оборудовании службы РБ исследовательского
реактора ФТИ ТПУ.
Курсовой проект (39 часов сам.)
Курсовой проект по дисциплине "Физика защиты" завершает изучение
данной дисциплины и является одним из важнейших этапов подготовки
специалистов. Задачей курсового проектирования является закрепление и
углубление теоретических знаний, полученных студентами во время обучения,
использование этих знаний для разработки реальных проектов, развитие
навыков самостоятельной творческой работы.
9
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
Тематика проектов соответствует программе курса «Физика защиты» и
включает её основные разделы. Задание на курсовое проектирование является,
как правило, индивидуальным и реальным.
Объем курсового проекта определяется временем, отведенным студенту
учебным планом и планом самостоятельной работы. При выполнении
курсового проекта проводятся консультации по 2 часа в неделю.
Проект состоит из пояснительной записки с обоснованием методов
расчета, расчетами защиты и чертежами. Пояснительная записка, как правило,
содержит 25-30 стр. стандартного формата А4. Оформление и содержание
пояснительной записки производится в соответствии с методическими
указаниями по курсовому проектированию. Защита проектов проходит в виде
студенческого научного семинара. Рейтинговую оценку, помимо общего
содержания и оформления, получают доклад и ответы на вопросы. Примеры
заданий курсовых проектов приведены в приложении 2.
IV. Программа самостоятельной познавательной деятельности
(208 часов)
1. Самостоятельное изучение теоретического материала
Часть теоретического материала предлагается студентам для изучения в часы
самостоятельной работы. Общее время самостоятельной работы для этих целей планируется
в размере 80 часов.
2. Выполнение домашних контрольных работ
Преподавание дисциплины предполагает выполнение домашних контрольных работ в
часы самостоятельной работы. На это отводится 30 часов.
3. Выполнение специальных практических заданий
Общее время самостоятельной работы студента, которое отводится на выполнение
практических заданий – 60 часов (3 часа в среднем на каждое задание).
4. Выполнение курсового проекта
Курсовой проект выполняется в часы самостоятельной работы. На выполнение курсового
проекта отводится 39 чаов.
V. Учебно-методическое обеспечение дисциплины
Основная литература:
1. В.И. Беспалов Лекции по радиационной защите: – учебное пособие –2-е изд.,
Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2010. – 347 с.
2. В.И. Беспалов “Лекции по радиационной защите”, Часть 1, Основные
понятия. НРБ-99, Учебное пособие, Томск, ТПУ, 2001, 70 с.
3. В.И. Беспалов “Лекции по радиационной защите”, Часть 2, Защита от гаммаизлучения радионуклидов, Учебное пособие, Томск, Изд. Дельтаплан, 2002, 213 с.
4. В.И. Беспалов Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом:
учебное пособие. – 4-е изд., исправ. – Томск: Изд-во Томского
политехнического университета, 2008. – 369 с.
5. Н.Г. Гусев, В.А. Климанов, В.П. Машкович, А.П. Суворов Защита от
ионизирующих излучений.  Т. 1. Физические основы защиты от излучений:
Учебник для вузов -3е изд. М.: Энергоатомиздат, 1989. - 512 с.
10
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
6. Н.Г. Гусев, В.П. Машкович, Е.Е. Ковалев, А.П. Суворов "Защита от
ионизирующих излучений", В 2 т. Т. 2. Защита от
излучений
ядернотехнических установок: Учебник для вузов - 3е изд., М.:
Энергоатомиздат. 1990. -352 с.
7. Б.П. Голубев "Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений", М.:
Энергоатомиздат, 1986.
8. В.П. Машкович, А.М. Панченко "Основы радиационной безопасности":
Учебное пособие для вузов. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 176 с.
Дополнительная литература:
1. В.Я. Голиков, И.П. Коренков "Радиационная защита при использовании
ионизирующих излучений" М., Медицина, 1975.
2. А.В. Быховский, А.В. Ларичев, Е.Д. Чистов “Вопросы защиты от
ионизирующих излучений в радиационной химии”, М.: Атомиздат, 1970.
3. В.П. Машкович., А.В. Кудрявцева "Защита от ионизирующих излучений",
Справочник, М.: Энергоатомиздат, 1995.
4. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. – 5-е изд. – М.:
Энергоатомиздат, 1999. – 520 с.
5. Л.А. Ильин, В.Ф. Кириллов, И.П. Коренков Радиационная безопасность и
защита.  Справочник, М.: Медицина, 1996, - 336 с.
6. Иванов В.И., Климанов В.А., Машкович В.П. Сборник задач по дозиметрии
и защите от ионизирующих излучений. 4-е изд. перераб. и доп. –М.:
Энергоатомиздат, 1992. – 256 с.
7. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)  СП 2.6.1.758-99, Издание
официальное, М., Минздрав России, 1999.
8. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности
(ОСПОРБ-99): 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность
СП 2.6.1. 799-99 – М.: Минздрав России, 2000. – 98 с.
9. С.В. Румянцев, В.А. Добромыслов, О.И. Борисов "Типовые методики
радиационной дефектоскопии и защиты", М.: Атомиздат, 1979.
10.О.Ф. Немец, Ю.В. Гофман "Справочник по ядерной физике", Киев.: Наукова
думка, 1975.
11.Л.Н. Зайцев, М.М. Комочков, Б.С. Сычев "Основы защиты ускорителей". М.:
Атомиздат, 1971.
12.А.П. Веселкин и др. “Инженерный расчет защиты атомных электростанций”
М.: Атомиздат, 1976.
Список INTERNET ресурсов:
1. http://profbeckman.narod.ru/
2. http://ordose.ornl.gov/downloads.html
3. http://nps.org/publicinformation/radardecaydata.cfm
4. http://fumc.2u.ru/rules/
5. http://www3.interscience.wiley.com/ cgi-bin/ bookhome/117878013
11
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
VI. Материально-техническое обеспечение дисциплины
При проведении практических занятий и чтении лекций используется,
корпоративная компьютерная сеть и сеть ИНТЕРНЕТ. При проведении
лабораторных работ используются детекторы излучения и оборудование
исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т ФТИ ТПУ. Кроме этого в
процессе обучения используется специальное программное обеспечение –
программа «Компьютерная лаборатория», разработанная лектором.
VII. Вопросы и задачи к экзамену по дисциплине «ФИЗИКА ЗАЩИТЫ»
9 семестр
Основные вопросы:
1. Основные стадии действия излучения на биологическую молекулу. Прямое
и косвенное действие излучения. Главная причина радиационного
поражения биологической ткани.
2. Соматические и генетические эффекты действия радиации. Основные
категории облучаемых лиц, основные пределы доз и их значения для этих
категорий по НРБ-99/2009. Допустимые мощности дозы по ОСПОРБ99/2010 при проектировании защиты. Санитарно-защитная зона, зона
наблюдения. Цель радиационной защиты.
3. Поле фотонов точечного изотропного моноэнергетического источника без
учета поглощения и рассеяния излучения ( без защиты, с защитой, с ФН )
(r), D(r) = ? Гамма-постоянная нуклида: определение, дифференциальная,
полная, формула для вычисления, связь с мощностью дозы.
4. Керма-постоянная: определение, размерность, связь с активностью нуклида.
Радиевый гамма-эквивалент: определение, размерность, связь с гаммапостоянной, мощностью поглощенной и экспозиционной дозы.
5. Фактор накопления: определение, виды ФН, основные закономерности ФН,
формула Тейлора для ФН. Мощность поглощенной и эквивалентной дозы на
расстоянии r от точечного изотропного моноэнергетического источника
фотонов с мощностью q (с учетом ФН).
6. Поле излучения точечного источника без учета и с учетом рассеянного
излучения. Учет рассеянного излучения при расчете поля излучения
линейного и дискового источников.
7. Защита временем, количеством, расстоянием. Практические методы расчета
защиты от фотонов: универсальные таблицы Гусева, расчета защиты по
слоям ослабления, метод конкурирующих линий. Описание всех методов,
основные соотношения.
8. Альбедо излучений: положительная и отрицательная стороны, основные
альбедные задачи, типы альбедо. Альбедо фотонов: энергетическое
распределение, зависимость от угла падения, угла отражения, энергии
источника, от атомного номера и толщины рассеивателя. Скайшайн.
9. Расчет лабиринтной защиты.
12
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
10.Методы расчета защиты от прямого и рассеянного излучения
радионуклидов: типичные геометрии, основные соотношения с учетом
метода итераций.
11.Методы расчета защиты от прямого и рассеянного рентгеновского
излучения. Метод получения номограмм для расчета защиты от
рентгеновского излучения.
12.Методы расчета защиты от прямого и рассеянного тормозного излучения.
Метод получения номограмм для расчета защиты от тормозного излучения.
13.Радиолиз: что называют радиолизом, три стадии радиолиза, зависимость
структуры трека от ЛПЭ. Радиолиз воздуха: основные составляющие, расчет
равновесной концентрации токсических веществ в воздухе от источников
заряженных частиц и фотонов, расчет запретного периода.
14.Защитные материалы от фотонного излучения.
Вопросы по основам радиационной безопасности:
1. Классификация лучевых поражений организма человека.
2. Организация работ с ИИИ: общие положения, работы с закрытыми ИИ.
3. Проведение работ с открытыми ИИ: основные мероприятия, группы РВ,
классы работ.
4. Средства индивидуальной защиты для работы с РВ.
5. Основы безопасной перевозки РВ.
6. Основные задачи службы радиационной безопасности.
1.
2.
3.
4.
5.
Задачи:
Для радионуклида
Hf рассчитать: 1) постоянную распада (1/с), 2)
активность через время t в Бк, если в начальный момент она равна 100 мКи,
3) мощность поглощенной дозы в Гр/ч на расстоянии 10 м через время t =
200 суток, 4) мощность экспозиционной дозы (Р/ч) в начальный момент
времени на расстоянии 1 м.
Оператор выполняет работы с точечным изотропным источником 137 Cs
активностью 1,5 ГБк за защитным экраном ручным захватом. Сколько часов
в неделю он может работать, чтобы не превысить ПДД для рук, если длина
рукоятки захвата 80 см.
Для работ используется точечный изотропный источник 60Co активностью 9
ГБк. Сколько времени в день (при 6 дневной раб. неделе) можно работать
персоналу без защиты, если расстояние от источника до рабочего места 4 м?
Рассчитать (по слоям ослабления всеми методами) защиту из железа в
бесконечной геометрии, ослабляющую в 6000 раз поглощенную дозу в
воздухе от точечного изотропного источника с энергией 5 МэВ.
Определить объемную активность 1940K в коровьем молоке, если на 1 л
молока приходится 1,7 г естественного калия , в котором содержится по
массе 0,013 % радиоактивного 1940K .
175
72
13
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
6. В опытах по определению энергетического распределения фотонов в
бесконечной водной среде детектор помещали на расстоянии 36 см от
точечного изотропного источника 2760 Со активностью 2 Ки. Определить
мощность поглощенной дозы в точке расположения детектора (мкГр/с).
7. С точечным изотропным источником (энергия 1 МэВ) работали 6 ч в неделю
без защиты. При этом оператор получал предельно допустимую недельную
дозу. Объем работ увеличился до 30 ч в неделю. Какая толщина бетонной
защиты необходима, чтобы доза не превышала прежней величины?
8. Определить необходимую толщину бетонной защиты, если на расстоянии 3
м от оператора находится точечный изотропный источник 2760 Co активностью
3,5 Ки. Работа проводится 24 ч в неделю. Пренебречь рассеянием излучения
в воздухе.
9. Защита из свинца толщиной 12 см при работе с точечным изотропным
источником 2760 Co обеспечивала ПДУ облучения персонала. Время работы
увеличили в 3 раза, активность источника возросла в 20 раз. Найти
дополнительную толщину защиты, чтобы сохранить ПДУ для персонала.
10.В пункт, находящийся на расстоянии 190 км от завода, на автомашине
транспортируется точечный изотропный источник 1 Ки с эффективной
энергией гамма-излучения 1.5 МэВ и гамма-эквивалентом 3 мг-экв. Ra на 1
мКи. Источник находится на расстоянии 0,7 м от сопровождающего лица.
Средняя скорость автомобиля 50 км/ч. Определить толщину стенки
свинцового контейнера, где находится источник, если доза при перевозке не
должна превышать дневной дозы для персонала при шестидневной рабочей
неделе.
11.Рассчитать защиту из железа для помещений группы Б от фотонного
излучения точечного нуклида с энергией 2,5 МэВ, имеющего активность 150
мКи и квантовый выход 0,7. Работа проводится на расстоянии 3 м от
источника.
12.Методом конкурирующих линий рассчитать толщину защиты из бетона (мм)
для уменьшения мощности дозы гамма-излучения точечного изотропного
источника с двумя нуклидами 1) 192Ir + 2) 60Co и с общим гамма-эквивалентом
7 г. экв. Ra. Гамма-экв. нуклида (1) в 3 раза больше, чем у нуклида (2).
Защита должна обеспечить на расстоянии 3 (м) от источника ПДУ для
персонала гр. А. Расчет вести по эффективной энергии.
13.Рассчитать защиту из бетона от прямого излучения 137 Cs активностью 8000
Ки 1) таблицы Гусева, 2) метод ослабления широкого пучка, 3) метод слоев
ослабления ) . Расстояние до защиты 2 м, за стеной гр. А персонала.
14.Рассчитать толщину защиты из стали от рассеянного излучения 137 Cs с
активностью 8000 Ки. Первичный пучок направлен вертикально вниз, в
бетонный пол (F = 1 м), расстояние до защиты Rз = 1,5 м. Угол конуса в
защитном контейнере равен 20 . За защитой гр. Б персонала.
15.В гамма-дефектоскопии используется радионуклид с керма-эквивалентом
14
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
1700 нГр  м2 с с эффективной
энергией 0,6 МэВ. Определить толщину
бетонной и железной защиты, снижающей мощность эквивалентной дозы
прямого излучения на расстоянии 1,5 м до предельно допустимой для
персонала гр. А.
16.Определить толщину бетонной и железной защиты для персонала гр. А от
рассеянного излучения радионуклидного источника с керма-эквивалентом
энергией 0,6 МэВ, если расстояние от
1700 нГр  м2 с и эффективной
источника до бетонного пола равно 1,3 м, а угол коллиматора первичного
пучка равен 15.
17.Линейный ускоритель электронов на энергию 8 МэВ используется для
обеззараживания медицинских шприцов, для чего электронный пучок
выводится из ускорителя в воздух. Ток пучка 0,5 мА, расстояние от
выходного окна ускорителя до стены помещения 5 м, размер помещения
6*5*4,5 м3. Найти значение равновесной концентрации двуокиси азота в
помещении работающего ускорителя и величину запретного периода.
18.Проводятся работы с тормозным излучением линейного ускорителя
электронов на энергию 10 МэВ с током электронного пучка 1 мА. Угол
коллиматора пучка   15 , расстояние от мишени ускорителя до стены
помещения равно 4 м. Объем помещения 90 м3. Найти равновесную
концентрацию озона при работе ускорителя и величину запретного периода,
если кратность воздухообмена K  10 1 ч ас .
19.Рассчитать толщину защиты из бетона и свинца от прямого и рассеянного
рентгеновского излучения стандартной трубки с U max  400 кВ, i  5 мА ,
расстояние от излучателя до защиты равно 3 м, до пола – 1 м, угол
коллимации пучка 15.
20.Рассчитать всеми методами толщину защиты из бетона от тормозного
излучения электронного ускорителя на энергию 10 МэВ с током пучка 1 мА.
10 семестр
Основные вопросы:
1. Тормозная способность вещества. Пробеги электронов. Защита от
электронов и бета-частиц. Методы расчета защиты от тормозного излучения
 -частиц.
2. Основные закономерности поля обратно рассеянных электронов.
3. Основные процессы взаимодействия протонов и альфа-частиц в веществе
при низких энергиях. (с описанием закономерностей каждого процесса).
Формула Бете-Блоха.
4. Пробеги протонов и альфа-частиц. Защита от протонов и альфа-частиц.
5. Основные факторы вредного воздействия ускорителей. Особенности защиты
ускорителей на большие энергии. Особенности защиты ускорителей
электронов.
6. Источники повышенной радиационной опасности в космосе. Особенности
15
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
ГКЛ. РПЗ: расположение, состав, среднесуточные дозы. Что такое
солнечный ветер? Типы солнечных вспышек.
7. Зависимость дозы за защитой КА от протонов, электронов, тормозного
излучения. Проблемы радиационной опасности в космосе. Нормы
радиационной безопасности в космосе на основе концепции радиационного
риска.
8. Взаимодействие нейтронов с веществом: упругое рассеяние, неупругое
рассеяние, неупругое взаимодействие с поглощением нейтронов и вылетом
заряженных частиц и нейтронов, радиационный захват нейтронов, деление
ядер. Группы нейтронов по энергии.
9. Источники нейтронов.
10.Особенности (этапы) расчета защиты от нейтронов. Расчет защиты от
нейтронов по слоям ослабления.
11.Расчет защиты от нейтронов с помощью метода длин релаксации.
12.Метод сечения выведения и его использование для расчета защиты от
нейтронов.
13.Коэффициенты накопления подпороговых нейтронов.
14.Защита от смешанного фотонного и нейтронного излучения. Активация
материалов в поле нейтронов.
15.Защита от радиоактивных веществ, образующихся в воздухе.
16.Защитные материалы от нейтронного излучения: основные требования к
выбору материала, защита стационарных и передвижных установок.
Задачи:
1. Рассчитать защиту из свинца от -частиц и тормозного излучения,
создаваемых источником 3890Sr 9039Y активностью 80 Ки. Источник находится
на расстоянии 0,5 м от оператора, работа проводится 24 часа в неделю.
2. Плотность потока быстрых нейтронов с E = 14 МэВ от точечного
изотропного источника составляет 5*106 нейт/см2с. Следует ослабить эту
плотность потока экраном из воды до ДПП. Для En = 14 МэВ H = 0,69 барн,
O = 1,5 барн.
3. За защитой из воды толщиной 80 см в бесконечной геометрии от нейтронов
плоского мононаправленного источника спектра деления обеспечивается
ДМД. Определить, какую толщину защиты из воды надо добавить, чтобы
сохранить прежнюю мощность дозы за защитой, если мощность источника
возросла на порядок.
4. Рассчитать, какой должна быть минимальная энергия альфа-частиц, чтобы
их можно было зарегистрировать счетчиком, имеющим окно из стали
толщиной 8 мг/см2.
5. Вычислить число альфа-частиц, выходящих в воздух за 1 мин с 1 см2
поверхности загрязненного озера, если концентрация альфа-излучающего
препарата в воде составляет 5 10-4 Ки/л и на каждый распад испускается 1
альфа-ч. с энергией 4,2 МэВ.
16
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
6. Рассчитать толщину пластика (  = 1,1 г/см2,
 CH n )
защитных очков,
используемых для поглощения -излучения при работе с 1532 P Какие экраны
следует применять при защите глаз от -излучения.
7. Радионуклид 1532 P активностью 15 мКи испускает -частицы с Emax = 1,709
МэВ. Работа проводится на расстоянии 1,5 м в течение 24 час в неделю.
Определить толщину экрана из железа для создания предельно допустимых
условий работы.
8. Точечный изотропный источник нейтронов с энергией 14,9 МэВ и
мощностью 109 н/с находится вблизи стальной защиты толщиной 60 см.
Найти за защитой мощность эквивалентной дозы от быстрых нейтронов и
полную мощность эквивалентной дозы. Eпор = 2 МэВ.
9. Рассчитать отношение доз от нейтронного и гамма-излучения точечного
изотропного источника 239Pu--Be с мощностью 107 н/с в воде на расстоянии
80 см от источника. Считать, что на 1 нейтрон испускается 3 гамма-кванта с
E  4 МэВ а средняя энергия нейтронов – 4,5 МэВ.
10.При определении сечения выведения нейтронов для железной пластины и
точечного изотропного источника нейтронов с энергией 14 МэВ провели 2
измерения: а) определили плотность потока тепловых нейтр. в воде 1 = 170
нейт/см2с. Источник располагался на расстоянии 10 см от бака с водой,
детектор в воде на расстоянии 1 м от источника. б) определили плотность
потока тепловых нейтр. 2 = 50 нейт/см2с в воде в той же точке, но
воздушный зазор между источником и водой был заполнен железной
пластиной толщиной 10 см. Определить из проведенных измерений
микроскопическое rem для железа.
11.В центре бака с водой размером 333 м помещен точечный изотропный
источник моноэнергетических нейтронов с энергией 14 МэВ и мощностью q
= 108 нейт/с. Определить мощность эквивалентной дозы от нейтронов с Eпор
= 0,33 МэВ на расстоянии 60 см от источника.
12.В помещении объемом 450 м3 проводятся работы с пучком тормозного
излучения линейного ускорителя электронов на энергию 20 МэВ с током 2
мА. Половина угла коллиматора пучка равна 10, расстояние от выводного
окна ускорителя до стены помещения – 4 м. Найти равновесную объемную
активность радионуклидов 13 N , образующихся в воздухе помещения от
тормозного излучения, и запретный период, если кратность воздухообмена
K  8 1 час , а время работы ускорителя 1 час.
Дополнительные (устные) вопросы для обоих семестров
1. Активность. Единицы активности. Постоянная распада.
2. Закон радиоактивного распада.
3. Дифференциальная плотность потока. Флюенс частиц.
17
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
4. Основные процессы взаимодействия фотонов с веществом. Их
характеристики.
5. Поглощенная доза, эквивалентная доза эффективная доза, керма,
коэффициент качества излучения (определения, размерности).
6. Что такое защита? Функции защиты, геометрии защит.
7. Закон ослабления узкого пучка фотонов, нейтронов. Что характеризует ,
1/ ?
8. Что является мерой индивидуального риска?
9. Плотность потока, интенсивность излучения, мощность поглощенной и
эквивалентной дозы на расстоянии r от точечного изотропного
моноэнергетического источника фотонов с мощностью q ( без защиты, с
защитой, с ФН ).
10.Фоновое облучение человека: основные компоненты фона, основные
компоненты естественного фона, какими частицами определяются. Уровни
основных составляющих фона для России.
11.Скайшайн и квазискайшайн излучений.
18
Рабочая программа учебной
дисциплины
Приложение 1
ФИЗИКА ЗАЩИТЫ
Ф ТПУ 7.1-21/01
Примеры практических заданий
ЗАДАНИЕ 4 ( Основные пределы доз. Гамма постоянная. )
УСТНО:
Что является мерой индивидуального риска?
Соматические и генетические эффекты действия ионизирующего излучения.
Цель радиационной защиты.
Персонал, группы А и Б. Критическая группа лиц.
Основные пределы доз и их значения по НРБ-99, допустимая мощность дозы при
проектировании защиты для персонала и населения.
6. Санитарно-защитная зона и зона наблюдения, в чем отличие?
7. Интенсивность излучения, мощность поглощенной и эквивалентной дозы на расстоянии r
от точечного изотропного источника фотонов.
8. Гамма-постоянные (Г) радионуклидов: полные, дифф-е, связь мощности дозы с Г.
1.
2.
3.
4.
5.
ЛИТЕРАТУРА: 1) В.И. Беспалов ЛЕКЦИИ, 2) Н.Г. Гусев, В.П. Машкович, А.П. Суворов Защита от
ионизирующих излучений, Т.1,(Физические основы защиты от излучений); 3)В.П. Машкович
“Защита от ионизирующих излучений”, Справочник
ПИСЬМЕННО:
1. Работнику из персонала 40 лет. С излучением начал работать в 25 лет. Определить
максимальную эквивалентную дозу, которую он мог получить за время работы (Зв).
32
2. На каком расстоянии от точечного изотропного -источника 15
P с активностью 0,5 мКи
достигается предельная ДПП -частиц для персонала при 18-часовой рабочей неделе ? Не
учитывать поглощение -частиц в воздухе, считать, что для 1 -част/см2 с мощность
эквивалентной дозы равна 31,5 нбэр/с .
3. Для точечного изотропного радионуклида 175
72 Hf рассчитать: 1) постоянную распада (1/с),
2) среднее время жизни радиоактивных атомов, 3) активность через время t (Бк), если в
начальный момент она равна 100 мКи, 4) дифференциальную и полные гаммапостоянные по мощности поглощенной дозы (аГр м2/с Бк), 5) мощность поглощенной
дозы (мкГр/ч) на расстоянии 10 м через время 200 суток, 6) мощность экспозиционной
дозы (Р/ч) в начальный момент времени на расстоянии 1 м. T1/2 = 70 суток,
4.
5.
6.
7.
8.
Ei =0,433;
0,343; 0,089 МэВ, ni =3,2; 86,9; 2,4 %.
Требуется ли создание защиты, если на рабочем месте персонала от ИИИ мощность
поглощенной дозы равна 2,3 нГр/с? Стандартное время работы.
Требуется ли создание дополнительной защиты, если в рабочих помещениях для лиц
группы Б, если мощность эквивалентной дозы равна 2,4 мкЗв/ч?
Требуется ли создание дополнительной защиты, если в жилых помещениях мощность
поглощенной дозы равна 0,1 мкГр/ч? а) k = 1, б) k = 5.
Оператор выполняет работы с точечным изотропным источником 137 Cs активностью 1
ГБк за защитным экраном ручным захватом. Сколько часов в неделю он может работать,
чтобы не превысить ПДД для рук, если длина рукоятки захвата 60 см.
Для работ используется точечный изотропный источник 60Co активностью 8,5 ГБк.
Сколько часов в день (при 6 дневной рабочей неделе) можно работать персоналу без
защиты, если расстояние от источника до рабочего места 3 м.
19
Рабочая программа учебной
дисциплины
ФИЗИКА ЗАЩИТЫ
Ф ТПУ 7.1-21/01
ЗАДАНИЕ 15
(Компьютерная лаборатория).
УСТНО:
1. Основные процессы взаимодействия фотонов с веществом.
2. Основные процессы взаимодействия электронов и позитронов с веществом.
3. Основные процессы взаимодействия протонов с веществом при низких энергиях.
Численный эксперимент с помощью программы “Компьютерная лаборатория”
( Режим «ДЕМОНСТРАЦИЯ» )
1. Провести моделирование траекторий электронов в различных веществах при низких
энергиях (E  1 МэВ). Чем отличается распространение электронов в легких и тяжелых
веществах: угловое распределение, альбедо, тормозное излучение, радиационная
опасность от тормозного излучения за барьером ( “вперед” - D g ( Z max ) ) и для
2.
3.
4.
5.
отраженного излучения ( “назад” – D g ( Z  0) )? Получить и записать данные для двух
веществ, сильно отличающихся по атомному номеру.
Особенность распространения позитронов по сравнению с электронами. Радиационная
опасность от позитронов и электронов “вперед” и “назад” при одной и той же энергии и
одинаковой защите. Получить и сравнить данные для электронов и позитронов по
коэффициентам пропускания ( Tn, Te ), альбедо и дозе для двух веществ с разными Z
и одинаковой толщине барьеров. E  1 МэВ.
Особенность распространения протонов низких энергий в веществе по сравнению с
электронами (E  1 МэВ): угловое распределение, альбедо, отношение- d/Ro (d - глубина
проникновения), вторичные частицы. Получить и сравнить коэффициенты пропускания
для электронов и протонов при одной энергии и (примерно) одной толщине вещества.
Провести моделирование распространения фотонов в различных веществах при энергиях
E  1 МэВ. Получить и сравнить для одной энергии в двух различных веществах Tn, Te,
альбедо и дозу “вперед” и “назад”.
Исследовать характер распространения в веществе электронов, позитронов и фотонов
высоких энергий (E  100 МэВ): вторичное излучение, глубина проникновения, какими
частицами определяется. Получить и сравнить Tn , Te, для E = 1 МэВ и E  100 МэВ для
одной толщины барьера в единицах Z/Ro (Z/Lo). Первичная частица – электрон, позитрон
и фотон.
6. Посмотреть особенность распространения в веществе протонов высоких энергий (E  400
МэВ). Как выглядит траектория, если объем менее 0,1 начального? Как отличаются
энергии -электронов, если первичная частица – электрон (протон)?
( Режим “АЛЬБЕДО“ )
7. Рассчитать зависимость альбедо от Z вещества барьера (5 точек: C, Al, Fe, Sn, Pb;
точность у каждой точки не хуже 5), если на него падает под углом  (0- нормально,
- изотропно) пучок частиц типа X (0- фотон, 1- электрон, 2- позитрон, 3- протон) с
начальной энергией Eo .
№ вар.
E, МэВ

X
1
0,1
0
3
2
0,1

3
3
0,5
0
0
4
0,5

0
5
1
0
1
6
1

1
7
1
0
2
20
8
1

2
9
10

3
10 11 12
100 100 100
0
0
0
1
2
0
13
50

1
14
10

0
15
2
0
1
Рабочая программа учебной
дисциплины
ФИЗИКА ЗАЩИТЫ
Ф ТПУ 7.1-21/01
ЗАДАНИЕ 19
( Защита от нейтронов 2 )
УСТНО:
1. Особенности (этапы) расчета защиты от нейтронов.
2. Расчет защиты от нейтронов по слоям ослабления.
3. Расчет защиты от нейтронов с помощью метода длин релаксации.
4. Использование сечения выведения для расчетов защиты от нейтронов (гетерогенные и
гомогенные среды).
ЛИТЕРАТУРА:
1) В.И. Беспалов ЛЕКЦИИ, 2) Н.Г. Гусев, В.П. Машкович, Е.Е. Ковалев, А.П. Суворов
"Защита от ионизирующих излучений", Т. 1. Физические основы защиты от
излучений, 3) В.П. Машкович Справочник
ПИСЬМЕННО:
1. Плотность потока быстрых нейтронов с E = 14 МэВ от точечного изотропного источника
составляет 2106 нейт/см2с. Следует ослабить эту плотность потока экраном из воды до
ДПП. Для En = 14 МэВ H = 0,69 барн, O = 1,5 барн.
2. За защитой из воды толщиной 75 см в бесконечной геометрии от нейтронов плоского
мононаправленного источника спектра деления обеспечивается ДМД. Определить, какую
толщину защиты из воды надо добавить, чтобы сохранить прежнюю мощность дозы за
защитой, если мощность источника возросла на порядок.
3. В эксперименте измеряли сечение выведения нейтронов для железной пластины и
точечного изотропного источника нейтронов с энергией 15 МэВ. Для этого провели 2
серии измерений:
 определили плотность потока тепловых нейтронов в воде 1 = 165 нейт/см2с. При этом
источник располагался на расстоянии 10 см от бака с водой, детектор в воде на
расстоянии 1 м от источника.
 Определили плотность потока тепловых нейтронов 2 = 43 нейт/см2с в воде в той же
точке, но воздушный зазор между источником и водой был заполнен железной пластиной
толщиной 10 см
Найти из проведенных измерений микроскопическое rem для железа.
4. Точечный изотропный источник нейтронов спектра деления помещен в бак с водой. Во
сколько раз уменьшится мощность дозы быстрых нейтронов, измеренная в воде на
расстоянии 1,5 м от источника, если между источником и детектором (вблизи источника)
ввести пластину из железа толщиной 14 см. Длина релаксации для нейтронов спектра
деления L = 10 см.
5. В центре бака с водой размером 222 м помещен точечный изотропный источник
моноэнергетических нейтронов с энергией 14 МэВ и мощностью q = 108 нейт/с.
Определить мощность эквивалентной дозы от нейтронов с Eпор = 0,33 МэВ на расстоянии
45 см от источника.
21
Рабочая программа учебной
дисциплины
Приложение 2
Ф ТПУ 7.1-21/01
Примеры тем заданий для курсового проектирования
(без начальных данных)
Задание 1
Расчет биологической защиты лаборатории радиационной дефектоскопии.
В цехе на первом этаже расположен участок рентгеновской дефектоскопии, который состоит
из трех комнат (рис. 1):
 Комната контроля с внутренними размерами: ширина – a , длина – b , высота –3 м.
Цифры на рисунке 1, 2, 3, 4 – номера стен комнаты контроля, за каждой стеной
своя категория облучаемых лиц.
 Фотолаборатория.
 Комната управления (пультовая).
Рис. 1. Схема расположения помещений для технического задания 1 курсового проекта
по дисциплине "Физика защиты". Высота всех помещений 3 м, с = 1,5 м, d = 2 м.
Плотность бетона - 2,35 г/см3 , плотность кирпича – 1,6 г/см3.
Все стены комнаты контроля изготовлены из различных материалов (табл. 1), потолок
из железобетона толщиной 250 мм. За стеной 1 находится персонал гр. А, за стеной 3 –
персонал гр. Б, за стеной 4 – население, стена 2 выходит на территорию завода (рис. 1).
Изделия для контроля подаются через стальные ворота толщиной 10 мм. Над комнатой
контроля в помещении цеха перемещается мостовой кран. Минимальное расстояние от
источника излучения до оператора крана равно 4,5 м.
Для радиационной дефектоскопии используются два типа источников: радионуклид X
с активностью A (ГБк) и рентгеновский аппарат с напряжением U MAX и током I (табл. 2).
Половинный угол коллиматоров обоих источников –  . Источники находятся в т. О (рис.1)
от стены 3 на расстоянии 3 м, от стены 4 на расстоянии b / 2 . Направление излучения любое.
22
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
Рассчитать:
1. Дополнительную толщину защиты стен (бетон, кирпич), потолка (свинец, бетон),
ворот (свинец, сталь) от прямого и рассеянного гамма излучения радионуклида.
2. Дополнительную толщину защиты стен (бетон, кирпич), потолка (свинец, бетон),
ворот (свинец, сталь) от прямого и рассеянного рентгеновского излучения.
3. Толщину стены лабиринта (бетон), которой раньше не было, от прямого излучения.
4. Толщину двери на входе в комнату контроля (сталь, свинец) с учетом лабиринтной
защиты из бетона (см. рис. 1). Расчет проводить от прямого рентгеновского и гамма
излучения.
5. Среднюю концентрацию озона и запретный период при работе с радионуклидом и
рентгеновской установкой для минимально допустимой кратности воздухообмена и
временем работы 1 час.
Расчет оформить пояснительной запиской. Во введении описать (на выбор):
1) конструкции и характеристики рентгеновских трубок, применяемых в промышленных
или медицинских целях, 2) один из методов радиационной дефектоскопии. Результаты
расчетов представить в таблицах и в виде плана всех помещений в соответствующем
масштабе (формат А4). Дать рекомендации по уменьшению стоимости защиты и указать
основные требования по ТБ при работе с закрытыми источниками ионизирующего
излучения.
Задание 3
Расчет биологической защиты корпуса лучевой терапии радиологического
центра.
Радиологический центр, который находится в жилом микрорайоне, приобретает две
облучающие установки фирмы Сименс для радиотерапии:
 рентгеновский симулятор SIMVIEW NT напряжение U MAX , ток I1 ;

электронный ускоритель PRIMUS на энергию E0 и ток I 2 . Облучение на ускорителе будет
вестись электронным пучком и пучком тормозного излучения.
Для обеспечения лучевой терапии к радиологическому центру пристраивается новый корпус,
в котором на 1-м этаже необходимо расположить два помещения, где будет проводиться облучение
(рис. 1). Цифры на рисунке 1, 2, 3, 4 – номера стен помещений, за каждой стеной своя категория
облучаемых лиц (см. подпись к рис. 1.
Излучающие установки являются ротационными и вращаются вертикально вокруг изоцентра,
находящегося на расстоянии 1,5 м от уровня пола помещений (рис. 1). Излучающие элементы обеих
установок находятся на расстоянии 1 м от изоцентра. Направление первичного пучка SIMVIEW-NT –
стены 1, 3, потолок и пол помещения, у PRIMUS – стены 1, 3 и пол. Изоцентры обеих установок
находятся в центре помещений в т. O1 и O2 (рис 1).
Рассчитать:
1. Толщину стен (бетон, кирпич) и потолка (бетон) от тормозного излучения электронного
ускорителя.
2. Толщину стен (бетон, кирпич) и потолка (бетон) от рентгеновского излучения.
3. Толщины стен лабиринтов для обоих помещений.
4. Толщины входных защитных дверей помещений (сталь, свинец) с учетом лабиринтной защиты.
5. Среднюю концентрацию озона в обоих помещениях и необходимую кратность воздухообмена
для времени облучения не более 30 мин.
6. Среднюю объемную активность
13
N от тормозного излучения ускорителя при времени
работы 30 мин.
23
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
Рис. 1. Схема расположения помещений для технического задания 3 курсового
проекта по дисциплине "Защита от излучений". Высота всех помещений – 4 м. За
стеной 2 – население, за стеной 1 – персонал гр. А, за стенами 3 и 4 – персонал гр.Б.
a  2 м . Плотность бетона - 2,35 г/см3 , плотность кирпича – 1,6 г/см3.
Расчет оформить пояснительной запиской. Во введении описать (на выбор):
 достоинства и недостатки применения электронов для лучевой терапии;
 достоинства и недостатки применения тормозного излучения для лучевой терапии;
 достоинства и недостатки применения нейтронов для лучевой терапии;
 применение рентгеновского излучения в медицине;
 особенности взаимодействия излучений различного типа с биологической тканью.
Результаты расчетов представить в таблицах и в виде плана всех помещений в
соответствующем масштабе (формат А4). Дать рекомендации по уменьшению стоимости
защиты и указать основные требования по ТБ при работе с закрытыми источниками
ионизирующего излучения.
24
Рабочая программа учебной
дисциплины
Ф ТПУ 7.1-21/01
Учебное издание
Рабочая программа для направления 140300 «Ядерные физика и технологии», специальности
140307 «Радиационная безопасность человека и окружающей среды
Разработчик БЕСПАЛОВ Валерий Иванович
Подписано к печати
.
.2011. Формат 60х84/16. Бумага
«Снегурочка».
Печать Xerox. Усл. печ. л. 000. Уч.-изд. л. 000.
Заказ ХХХ. Тираж ХХХ экз.
Томский политехнический университет
Система менеджмента качества
Томского политехнического университета
сертифицирована
NATIONAL QUALITY ASSURANCE по стандарту ISO 9001:2000
. 634050, г. Томск, пр. Ленина, 30.
25