"СОГЛАСОВАНО" "УТВЕРЖДАЮ" Главный Государственный санитарный

"СОГЛАСОВАНО"
Главный Государственный санитарный
врач по Томской Области
________________ Н. С. Зинченко
"_____"________________2003 г.
"УТВЕРЖДАЮ"
Проректор университета по
научной работе
_______________ В. А. Власов
"_____"_______________ 2003 г.
ИНСТРУКЦИЯ
по радиационной безопасности при работе с закрытыми
источниками ионизирующих излучений в лабораториях
Томского Политехнического Университета.
1Общие положения.
1.1Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья
населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего
излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной
безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при
использовании излучений в различных областях хозяйства, науке и медицине.
1.2Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации
источников ионизирующего излучения необходимо руководствоваться
следующими основными принципами.
Принцип нормирования - непревышение допустимых пределов
индивидуальных доз облучения граждан от всех источников
ионизирующего излучения.
Принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности по
использованию источников ионизирующего излучения, при которых
полученная для человека и общества польза не превышает риск
возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.
Принцип оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом
уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных
доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого
источника ионизирующего излучения.
Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации
принципа оптимизации предполагает, что облучение в коллективной
эффективной дозе в 1 чел./Зв приводит к потере 1 чел./года жизни населения.
Источник ионизирующего излучения - радиоактивное вещество или
устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее
излучение, на которое распространяется действие НРБ-99, ОСПОРБ-99.
Источник радионуклидный закрытый - источник излучения, устройство
которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в
окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он
рассчитан.
Источник излучения техногенный - -источник ионизирующего излучения,
специально созданный для его полезного применения или являющейся
побочным продуктом этой деятельности.
Контроль радиационный - получение информации о радиационной
обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения
людей.
Радиационная
безопасность населения - состояние защищенности
настоящего и будущего поколения людей от вредного для их здоровья
воздействия ионизирующего излучения.
Следовательно, основной задачей при работе с закрытыми источниками
является защита от внешнего облучения и обеспечение сохранности источника.
Работа с закрытыми радиоактивными источниками может проводиться
только в лабораториях, имеющих разрешение органов Госсанэпиднадзора России
на право ведения работ в области использования атомной энергии, и санитарноэпидемиологическое заключение о соответствии условий работы с источниками
излучения санитарным правилам.
2Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях.
Нормами радиоационной безопасности (НРБ-99) устанавливаются
следующие категории облучаемых лиц:
персонал:
- лица, работающие с техногенными источниками (группа А)
- лица, по условиям работы находящиеся в сфере воздействия источников
излучения (группа Б)
население:
все лица, включая персонал, вне работы с источниками ионизирующих
излучений.
Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:
Основные пределы доз (ПД) приведены в таблице 1.
Таблица 1. Основные пределы доз.
Нормируемые величины.
Дозовые пределы
персонал группы "А"
население
Эффективная доза
20 мЗв в год в среднем за 1,0 мЗв в год в среднем за
любые последовательные любые последовательные
5 лет, но не более 50 мЗв в 5 лет, но не более 5,0 мЗв в
год.
год.
Эквивалентная доза
за год
- в хрусталике глаза
150 мЗв
15 мЗв
- в коже
500 мЗв
50 мЗв
500 мЗв
50 мЗв
- в кистях и стопах
Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения
персонала группы "Б", равны 1/4 значений для персонала группы "А".
Допустимые
уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида,
пути поступления, или одного вида внешнего облучения) являющиеся
производными от основных пределов доз: пределы годового поступления
(ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) ,
среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие.
Контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.)
Контрольные уровни устанавливаются администрацией университета по
согласованию с органами Госсанэпиднадзора. Их значения учитывают
достигнутый в университете уровень радиационной безопасности и
обеспечивают условия, при которых радиационное воздействие будет ниже
допустимого.
Таблица 2. Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении
всего тела от техногенных источников, мкГр/час.
Назначение помещения
Мощность дозы
Помещение постоянного пребывания лиц из персонала. 10
Жилое помещение и территория, где постоянно
0,1
находятся лица из населения.
Предельно допустимая мощность дозы ДМДа при равномерном
распределении дозы по году:
ДМДа 20 мЗв/год; или 0,4 мЗв/нед.; или 11,2 мкЗв/час. (1120 мкБэр/час.); или 3,1
нЗв/сек.
Мощность дозы на поверхности контейнеров, радиационных сейфов и
блоков аппаратов с должна превышать 20 мкГр/час.
Для лабораторий университета, использующих закрытые источники,
установлено:
а) Контрольная мощность дозы КМДа 8,0 мЗв/час., или 800мкБэр/час., или
0,25 мкБэр/сек.
б) Допустимая плотность потока ДППперс, см-2*с-1.
Таблица 3. Нейтронов
Энергия нейтронов МЭв
Тепловые нейтроны
1,0-6
1,0-5
1,0-2
1,0-1
5,0-1
1
2
3
4
Таблица 4. Фотонов
Энергия фотонов МЭв
6,0-2
1,0-1
3,0-1
5,0-1
6,0-1
Средняя допустимая
плотность потока
9,9 + 2
5,8 + 2
5,07 + 2
4,24 + 2
1,2 + 2
4,36 + 1
2,82 + 1
1,84 + 1
1,49 + 1
1,2 + 1
Допустимая плотность
потока,
ДППпер.,фотон/см2 в сек.
1,7 + 4
1,2 + 4
3,5 + 3
2,0 + 3
1,7 + 3
1,0
2,0
1,0 + 3
5,6 + 2
Таблица 5. Бета-частиц
Граничная энергия бета-спектра, Мэв
0,1
0,2
0,4
0,5
1,0
2,0
Допустимая плотность потока,
ДППпер.,частиц/см2 в сек.
310
215
180
180
165
155
Для студентов в возрасте старше 16 лет, проходящих профессиональное
обучение с использованием источников ионизирующего излучения, годовые дозы
не должны превышать значений, установленных для персонала группы "Б".
3Проведение лабораторных занятий с использованием радиационных источников
ионизирующего излучения.
3.1Проведение лабораторных занятий с использованием И.И.И. допускается
только по описаниям лабораторных работ, утвержденным методической
комиссией университета.
3.2К проведению занятий допускаются только аттестованные преподаватели и
учебно-вспомогательный персонал.
3.3Допуск студентов к занятиям проводится после:
3.3.1Обязательного предварительного и периодического ежегодного
медицинского осмотра.
3.3.2Обучения правилам безопасного ведения работ и правилам личной
гигиены. Инструктаж и проверка знаний безопасности работы и личной
гигиены проводятся до начала работ и периодически не реже одного раза в
семестр. Результаты проверки знания инструкций регистрируются в
специальном журнале.
3.4Отдел радиационной безопасности должен проверить перед началом занятий
комплекс защитных мероприятий в лабораториях.
3.5Ответственность за соблюдение безопасных условий работы и соблюдение
правил личной гигиены возлагаются на администрацию кафедры.
4Получение, учет и хранение закрытых радиоактивных источников.
4.1Радиоактивные источники находятся в ведении ответственного хранителя и
выдаются им перед началом цикла работ по письменному разрешению
руководителя кафедры.
4.2Источник выдается только после оборудования защиты от излучения,
правильность устройства которого проверяется отделом радиационной
безопасности.
4.3Получение из хранилища источников фиксируется в приходно-расходном
журнале.
4.4Ответственный хранитель кафедры выдает источники преподавателю,
ведущему занятия, с обязательной распиской в журнале в получении
источника. Сотрудник, получивший источник, несет ответственность за его
сохранность.
4.5Если радиоактивный источник не используется в работе, то он должен быть
сдан ответственному хранителю кафедры.
4.6Транспортировка р/а источников внутри лаборатории производится в
транспортных контейнерах (КИЗ-50М).
4.7Установка с р/а источником и место хранения источника должны быть
обозначены знаком радиационной опасности.
5Работа с закрытыми радионуклидными источниками.
5.1Источники устанавливаются на лабораторные стенды только:
а) в защитные свинцовые домики;
б) в специальные коллиматоры из свинца с толщиной стенки не менее 40 мм.
5.2Лабораторные установки расположены так, что поток излучения направлен в
сторону, где исключена возможность появления людей.
5.3Лабораторные установки изготовлены и установлены таким образом, что
источник находится на расстоянии не менее 50 см. от работающего на
установке.
5.4Источники извлекаются из контейнера и устанавливаются в "домики" или
"коллиматоры" специальным пинцетом или захватом 2РЗС-1.
5.5Контроль радиационной загрязненности поверхности на рабочем месте
проводится один раз в месяц.
6Работа с радионуклидными источниками нейтронов.
В лабораториях университета используются источники нейтронов по
реакции (,n) типа ИБН-26
Таблица 6. Характеристика нейтронного источника.
Источник
T1/2
Выход
Энергия
Число
Активность
нейтронов на нейтронов, Мэв фатонов на
год
Б
1г
1 нейтрон
радионуклида E
E
макс
нейтр/сек
239
10.7
4.5
~3
6*1011
Pu --e 24113 1.8*105
Плотность потока от источника нейтронов без защиты в первом
приближении, можно рассчитать по формуле:
(R)=Q/4R2 (н/см2сек)
где Q - мощность источника
R - расстояние от источника до точки наблюдения (см)
т.к. захват 2РЗС-1 имеет размер 140 см.
вытянутая рука 80 см., то плотность потока быстрых нейтронов от источника
Q=3*107 н/сек на расстоянии 220 см. составит
(220)=3*107/42 = 50н/см2сек
при допустимой ДППпер для Е=4Мэв=13н/см2сек
Лабораторные работы проводятся с нейтронными источниками
находящимися в:
Графитовая призма -1.5x1.5x1.5м
Полиэтиленовая призма -1.8x1.8x1.2м
Водяная
призма -1.2x1.0x0.8м
тогда плотность потока тепловых нейтронов на поверхности полиэтиленовой
призмы будет:
T=Q*e-(Rпр/L)/ 4Rпр2 (н/см2сек)
где Rпр - радиус призмы (см)
L - длинна релаксации нейтронов (см) = 10.5
T(полиэт)=25 н/см2сек, при ДППпер=990 н/см2сек
Перегрузка нейтронных источников из контейнера для хранения в
экспериментальные призмы, осуществляется при помощи переносного контейнера
из парафина 400мм и ручного захвата 2РЗС-1
7.Работа с закрытыми гамма-источниками.
Таблица 7. Характеристики радионуклидов, используемых в лабораториях ТПУ.
Нуклид,
Энергия
Квантовый ГаммаАктивность М0,г-экв Ra
период
фотонов,
выход на
постоянная, Max, Q ,
полураспада Мэв
распад,
Рсм2/(чмКu) mКu
%
Na 22,
1,270
99,95
6,518
5,0
7,06
2,6 года
0,511
181,10
5,333
281,20
11,851
Co 57,
0,690
0,156
6,03Е-3
5,0
0,6
271,4 суток 0,130
11,100
7,06Е-2
0,120
85,200
0,475
0,014
9,700
0,449
0,006
55,800
0,000
160,186
1,000
Нуклид,
Энергия
период
фотонов,
полураспада Мэв
CO 60,
5,272 года
1,33
1,17
Квантовый
выход на
распад,
%
99,98
_99,87_
199,875
85,10
_6,92
92,02
ГаммаАктивность М0,г-экв Ra
постоянная, Max, Q ,
Рсм2/(чмКu) mКu
6,746
6,107
12,853
3,192
5,03Е-2
3,242
10,0
15,3
Cs 137 +
0,660
5,0
1,93
30,17 года
0,032
+ Ва 137m
2,55 минут
Мощность дозы от точечного источника гамма-излучения без защиты, в
первом приближении, можно рассчитать по формуле:
P
QK
R2
(Р/час), где:
Q - активность изотопа, мКu.
  - гамма-постоянная, Р см2/(ч мКu).
R - расстояние от источника, см.;т. е.:
PNa=0,024 Р/час.
РCo=0,050 Р/час.
РCs=0,0065 Р/час.
40 мм. свинца ослаблябляют гамма-излучение в случае:
Натрия-22 в 8 раз;
Кобальта-60 в 8 раз;
Цезия-137 в 50 раз.
Таким образом, мощность дозы за защитой:
Р2 Na=3,00 мкР/час.=0.3 мкЗв/час
Р2 Co=6,20 мкР/час.=0.62 мкЗв/час
P2 Cs=0,13 мкР/час.=0.013 мкЗв/час
При расчете защиты следует исходить из следующих предельнодопустимых мощностей доз (см. п. 3):
категория "А" - Р0=0,4 мЗв/нед.; или 0,04 бэр/нед.;или 40/t мбэр/час.
Как следует из основных принципов радиационной безопасности,защита
может осуществляться временем, расстоянием или изменением активности
источника.
Расчет времени t0, в течение которого можно работать без защитных экранов с
источником: М=10 мг-экв Ra, на расстоянии R=0,5 м.
2
4
4
P
R
*
10
0
,
04
*
0
,
25
*
10
0
t0 

1,2 часа в неделю.
M *8, 4
10*8,4
Расчет
безопасного расстояния R0, на котором облучение соответствует
предельно допустимому, если: М=10 мг-экв Ra, t=4 час/нед.
R0 
M *t*8,4
10*8,4*4

 1,0
4
4
метр.
P0 *10
0,04*10
Расчет
гамма-эквивалента-М0 любого изотопа, с которым можно работать
без защитных экранов если: t=36 часов, расстояние R=1,0 м.
2
4
4
P
R
*
10
0
,
04
*
1
,
0
*
10
0
M0 

 1,3 мг-экв Ra
8,4*36
8,4*36
8.Работа с закрытыми бета-источниками.
Таблица 8. Характеристики -излучения радионуклидов, используемых в
лабораториях ТПУ.
Нуклид и
1 / 2 ,
дочерний продукт года
3
1Н
-
3
2Не
12,34
E
i,
кЭв
18,61
E
E
%
Q,активн
кЭв/расп.
кЭв/ ч-ц
ость
Бк,max
100
5,71
ni,
i,
5,71
i,
1,0Е+8
14
6С
- 147N
63
63
28Ni - 29Cu
90
90
38Sr - 39Y
204
204
81Tl 80Hg
5730,0
100,1
28,6
3,78
156,1
66,0
546,0
763,0
100
100
100
97,46
49,3
17,0
196,0
243,0
49,3
17,0
196,0
237,0
1,0Е+8
1,0Е+8
1,0Е+8
1,0Е+8
Где:
E
E
E
- граничная энергия спектра;
 i - средняя энергия спектра -излучателя, i-перехода;
 - средняя энергия спектра -частиц;
n i - выход -частиц i-перехода.
Безопасным расстоянием при работе с -источником считается
максимальный пробег -частиц в воздухе. На практике защита от -частиц
осуществляется с помощью специальных экранов из веществ с малыми атомными
номерами (плексиглас, стекло, алюминий). Выбор материала с малым значением Z
обусловлен тем, что интенсивность тормозного излучения, возникающего в
материале экрана, пропорциональна Z.
Толщину защитного экрана выбирают равной длине максимального пробега
-частиц в материале экрана.
i
Таблица 9. Толщина слоя полного ослабления -излучения.
Энергия верхней границы
Толщина слоя материала экрана
-спектра, МЭв.
воздух, м.
вода, мм.
алюмин.
мм.
0,01
0,0013
0,002
0,0006
0,02
0,0052
0,008
0,0026
0,10
0,1010
0,158
0,0500
0,20
0,3130
0,491
0,1550
0,50
1,1910
1,870
0,5930
0,70
1,8600
2,920
0,9260
1,00
3,0600
4,800
1,1520
1,50
4,1940
7,800
2,4700
2,00
7,0700
11,10
3,5100
Как видно из таблицы, толщина экрана из алюминия более 5-ти мм.
практически достаточна для защиты от -излучения радиоизотопов. Следует
учитывать, что при активности источника -излучения порядка сотен милликюри
(3ю7;109Бк) возникает необходимость расчета и применения защиты от
тормозного излучения.
9.Работа с закрытыми -источниками.
Таблица 10. Характеристики -излучателей, используемых в лабораториях ТПУ.
Нуклид
Т1/2 , лет.
Е перехода,
Выход , %.
Активность,
Мэв.
Бк.
232
Th
1,41Е+10
3,050
23
1,0Е+8
4,011
77
238
U
4,51Е+9
4,150
77
1,0Е+8
4,200
18
239
Pu
2,44Е+4
5,105
12
1,0Е+8
5,143
15
5,156
73
238
Pu
86,0
5,456
28
1,0Е+8
5,499
72
Альфа-частицы обычно испускаются радиоактивными нуклидами с
большим массовым числом. За небольшим исключением, энергия альфа-частиц
лежит в пределах от 4,0 до 10,0 Мэв. В этой области основным видом потерь
энергии при взаимодействии их с веществом являются ионизационные потери на
упругие столкновения со связанными электронами атомов среды. Альфа-частицы
обладают большой ионизирующей способностью и ,поэтому, теряют свою
энергию на поглощение в сравнительно тонких слоях защиты.
Для определения максимального пробега альфа-частицы используют
приближенные эмпирические соотношения. Для расчета пробега альфа-частицы
в воздухе применяют формулу Гейгера:
R  0,313 / 2 ,
а для любого вещества с атомной массой "А" - Брэгга:
R  104
где:
3

,
R - максимальный пробег альфа-частицы (см.);  -плотность вещества,
используемого для защиты,(г/см3).
Из анализа формул видно, что пробег альфа-частиц достаточно мал,
следовательно - защита от потоков этого вида излучений не представляет
проблемы. Слой воздуха в 10 см. ,тонкая фольга, лист пластика или стекла,
хирургические перчатки, одежда - полностью экранируют альфа-частицы.
10Предупреждение аварий и ликвидация их последствий, (см. "Инструкцию по
предупреждению и ...").
10.1Аварийная ситуация возникает при:
нарушении правил работы с источниками ионизирующих излучений (работа
без защиты, нарушение правил транспортировки и хранения источников,
эксплуатация источников в условиях, не предусмотренных технической
документацией);
отыскание утерянных или похищенных источников;
стихийных бедствиях.
В результате аварий, возможно внешнее и внутреннее облучение персонала,
лиц из населения и загрязнение окружающей среды выше допустимых
уровней.
10.2Порядок информации.
При аварии исполнитель работ (преподаватель) немедленно ставит в
известность зав. кафедрой. Зав. кафедрой ( в его отсутствии - преподаватель)
немедленно сообщает об аварии администрации и отделу радиационной
безопасности. О порядке дальнейшей информации в соответствии с
разделами "Инструкции по...".
10.3Мероприятия по локализации участков радиоактивного загрязнения в
случае аварии и мероприятия по его ликвидации, поведение персонала:
a)в случае выпадения источника из установки, необходимо, если это
возможно, быстро с использованием дистанционного инструмента
поместить выпавший источник в контейнер; если это не возможно, то
быстро покинуть участок радиационной опасности, предупредить
окружающих, оградить опасное место
b)при возникновении аварийного загрязнения необходимо:
покинуть участок радиационной опасности;
проверить уровень загрязненности рук, одежды, обуви;
снять загрязненную одежду и пройти санобработку;
лицо, ответственное за радиационную безопасность, совместно с отделом
РБ, определяют размеры аварийной зоны и устанавливают ограждение.
10.4Порядок ликвидации аварий и мероприятия по защите персонала при
выполнении этих работ:
перед началом работы в аварийной зоне необходимо установить "аварийный
режим" входа и разработать план мероприятий по ликвидации аварии;
ликвидация аварии выполняется под контролем представителя отдела РБ;
проведение в аварийной зоне работ, не относящихся к ликвидации аварии,
запрещается;
на границе аварийной зоны устанавливается ограждение и знаки
радиационной опасности;
"аварийный режим" входа заключается в том, что все лица при входе в
аварийную зону обязаны надеть дополнительную защитную одежду и
обувь, при выходе из аварийной зоны защитная одежда снимается на
границе зоны;
вход в аварийную зону и проведение в ней работ производится с разрешения
лица, ответственного за технику безопасности, с указанием
продолжительности работы и средств индивидуальной защиты.
11З А П Р Е Щ А Е Т С Я !
1.Допускать к работе лиц моложе 18 лет.
2.Выходить из лаборатории в спецодежде.
3.Находиться в пучке коллимированного излучения.
4.Вскрывать оболочку источника, подвергать источник механическим
воздействиям, не предусмотренных техническими условиями
эксплуатации.
5.Подвергать источник нагреву выше допустимых техническими условиями
температур.
6.Помещать источник в среды, способные нарушить герметичность
оболочки.
7.Подносить источник близко к глазам.
8.Передавать источник другому лицу.
9.Оставлять источник без надзора.
10.Оставлять не опечатанными места хранения источников.
11.Курить, принимать пищу, находиться в лаборатории в верхней одежде.
12.Присутствие в лаборатории посторонних лиц.
13.Хранить пищевые продукты, папиросы и другие личные вещи.
14.Брать источник руками.
Телефоны:
Отдел РБ
ОблСЭС
УВД
418-021
212-257
02
Инструкцию составили:
Зав. отделом РБ ____________/ Е. А. Травин /
Инженер ОРБ ______________/ Р.В. Калайда/