Санитарные правила размещения и эксплуатации ускорителей протонов с энергией более 100 МЭВ

(утв. Минздравом СССР 02.12.1964 № 505-64)

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА РАЗМЕЩЕНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ УСКОРИТЕЛЕЙ ПРОТОНОВ

<*> Разработаны сотрудниками Института гигиены труда и профзаболеваний АМН СССР и Объединенного института ядерных исследований.

Настоящие правила разработаны в развитие и дополнение «Санитарных правил работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений» № 333-60.

Правила являются обязательными при проектировании, строительстве и эксплуатации ускорителей протонов с энергией выше 100 Мэв.

Ответственность за их выполнение возлагается на администрацию соответствующих учреждений.

1. К ускорителям протонов относятся следующие типы ускорителей: линейные ускорители, фазотроны (синхроциклотроны), синхрофазотроны, синхротроны с переменным градиентом и т.д.

Все ускорительные установки являются радиационно опасными и требуют принятия специальных мер для защиты обслуживающего персонала и лиц, работающих в смежных вспомогательных помещениях.

2. Факторами вредного воздействия производственной среды на работающих при эксплуатации ускорителей высоких энергий являются:

• выведенные наружу пучки нуклонов высокой энергии;
• рассеянное нейтронное излучение от мишений и частей конструкции, подвергающихся прямому воздействию пучка ускоренных частиц, а также от стен и предметов, расположенных в зале ускорителей;
• гамма-кванты высокой энергии, образующиеся при ядерных взаимодействиях;

пучки пи, К-мезонов и мю-мезонов;

наведенная бета- и гамма-активность деталей и узлов ускорителей и окружающих его устройств;

наведенная активность воздуха и радиоактивные аэрозоли в помещениях, в которых проходят выведенные пучки частиц высокой энергии.

3. Наибольшую опасность при работе ускорителей представляют выведенные наружу пучки частиц и рассеянное нейтронное излучение. При выключении ускорителя условия работы вблизи него определяются уровнем наведенной радиоактивности как его деталей и узлов, так и устройств, фокусирующих и коллимирующих пучки частиц. Уровень наведенной активности имеет значительные колебания и зависит в основном от режима, в котором работал ускоритель до остановки, и продолжительности его работы.

4. Нерадиационными факторами воздействия при работе ускорителей высокой энергии могут явиться:

шум, создаваемый электрическими машинами, вакуумными насосами и другой аппаратурой;

тепло-влагоизбытки, возникающие при работе оборудования;

озон и окислы азота, образующиеся в результате ионизации воздуха;

электромагнитные поля диапазона радиочастот.

5. Ускорительные установки высокой энергии должны размещаться на специально отведенной территории вне населенных пунктов или на их окраине.

6. Строительные площадки, предназначенные для размещения ускорителей высокой энергии, должны соответствовать требованиям, предусмотренным «Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий» (СН-245-63).

7. Площадка, на которой располагается комплекс зданий ускорителя, должна быть отделена от жилых кварталов санитарно-защитной зоной. Размеры санитарно-защитной зоны для ускорителей высоких энергий определяются в соответствии с приложением 4, в зависимости от плотности потоков нейтронов, а при использовании ускорителей для получения радиоактивных изотопов по СП № 333-60.

8. В санитарно-защитной зоне допускается размещение вспомогательных зданий, складов, мастерских, столовых, обслуживающих ускоритель и др. помещений, имеющих отношение к ускорителям. Расстояние между ускорителем и вспомогательными постройками должно быть не менее 150 метров. Санитарно-защитная зона и территория, прилегающая к зданию ускорителя, должны быть ограждены и озеленены.

Размещение объектов, не имеющих отношения к ускорителю, в санитарно-защитной зоне запрещается.

9. Планировка, защита и оборудование помещения ускорителя должны обеспечивать радиационную безопасность на рабочих местах научного и обслуживающего персонала, а также на территории вне здания ускорителя.

Излучения на доступных для персонала наружных поверхностях здания ускорителя, в том числе и в проемах (окна, двери и др.) не должны превышать 0,3 мбэр/час.

10. Проектирование защиты от проникающих излучений должно вестись, как правило, с определенным коэффициентом запаса в зависимости от категорий облучения, назначения помещения, характера выполняемой в нем работы и времени пребывания людей в помещении (см. приложения 1, 2). Коэффициент запаса при проектировании защиты (К-2) вводится в связи с неточностями в исходных проектных данных, определяющих защиту, неточностями в ПДУ ионизирующих излучений и их относительной биологической эффективности. В отдельных случаях коэффициент запаса не вводится.

Перспективное увеличение выхода излучения или энергии ускоренных частиц учитывается при проектировании отдельным коэффициентом запаса.

11. Планировка помещений ускорителя должна предусматривать полное отделение всех рабочих помещений (мест пребывания научного и обслуживающего персонала) от помещений с высоким уровнем излучения (главный зал ускорителя и др.). Все входы в главный зал ускорителя должны располагаться в местах с наименьшим уровнем излучения и иметь защитные лабиринты или двери, блокировку и сигнализацию, обеспечивающие полную невозможность случайного входа работающих в зал ускорителя при работающей установке.

12. Форинжектор ускорителя высокой энергии (линейный ускоритель, генератор Ван-де-Граафа и т.д.) для обеспечения возможности раздельной работы с основным ускорителем, должен располагаться в отдельном помещении с необходимой защитой. Входы в это помещение также должны иметь блокировку и сигнализационные устройства.

13. Управление и контроль за всеми узлами ускорителя, а также общими системами вентиляции, отопления, газоснабжения, сжатого воздуха, охлаждения, водопровода, освещения и других коммуникаций должны проводиться дистанционно из специального здания или из помещения в здании ускорителя, расположенных за надежной защитой.

14. В помещениях ускорителя должна предусматриваться приточно-вытяжная вентиляция в соответствии с требованиями СН-245-63. Кратность воздухообмена должна обеспечивать удаление тепло-влагоизбытков, а также снижение концентрации активных газов и аэрозолей, озона и окислов азота до величин, не превышающих предельно допустимых значений. Принцип расчета кратности воздухообмена приведен в п. 8 приложения 2.

15. Особых требований к отделке помещения ускорителя не предъявляется. Стены зала ускорителя должны быть окрашены масляной краской на высоту не менее 2 метров от пола.

Отделка и оборудование лабораторий для проведения работ с открытыми радиоактивными веществами должны отвечать требованиям СП № 333-60.

16. В комплекс помещений ускорителя должны входить санитарно-бытовые помещения: гардероб, умывальники, санузлы, душевые. Душевые оборудуются по пропускному типу и должны включать в себя: отделение для домашней одежды, спецодежды и спецобуви, помещение для временного хранения загрязненной спецодежды и дозиметрический пункт.

17. Для лиц, работающих в условиях, где исключена возможность загрязнения радиоактивными веществами, достаточно предусмотреть места для хранения халатов.

Нормы площади, отделка и оборудование санитарно-бытовых помещений регламентируются СН-245-63.

18. При использовании радиоактивных веществ в открытом виде необходимо предусматривать санитарно-бытовые устройства и санпропускник, согласно СП № 333-60, с учетом класса проводимых работ.

19. Пребывание обслуживающего персонала в зале ускорителя в период эксплуатации и пуско-наладочных работ, как правило, запрещается.

Кратковременное пребывание персонала в зале ускорителя допускается только с разрешения дозиметрической службы по специальному допуску с соблюдением всех требований радиационной безопасности (снижение интенсивности внутреннего пучка, ограничение времени работ, дополнительное экранирование и др.), исключающих возможность облучения работающих выше предельно допустимых величин.

20. Во всех случаях численность персонала, занятого на пуско-наладочных работах, должна быть максимально ограничена. В период наладки при работе ускорителя в режиме ускорения весь персонал должен находиться за надежной защитой или в местах, указанных дозиметрической службой.

21. Пуско-наладочные работы в зале ускорителя должны сопровождаться непрерывным дозиметрическим контролем для своевременного выявления радиационно опасных участков и определения допустимой интенсивности ускоренного пучка.

22. По окончании пуско-наладочных работ доступ обслуживающего персонала в зал ускорителя прекращается. Осмотр и проверка оборудования и аппаратуры производится с разрешения ответственного лица (начальника смены установки или ответственного за эксперимент) при снятии ускорения пучка.

23. Перед пуском ускорителя предварительно должны быть включены звуковые (световые) системы сигнализации, предупреждающие персонал о необходимости покинуть зал ускорителя и другие опасные помещения. Система сигнализации и оповещения должна определяться рабочей инструкцией и исключать возможность случайного переоблучения работающих.

24. Входы в зал ускорителя и другие радиационно опасные помещения должны быть сблокированы с выключающим устройством так, чтобы полностью исключалась возможность попадания обслуживающего персонала в указанные помещения при работающем ускорителе.

25. В зале ускорителя и других радиационно опасных помещениях должны быть оборудованы специальные устройства для выключения ускорителя при аварийных и других ситуациях.

26. Световые табло над входом должны иметь надписи, исключающие неправильное понимание световых сигналов.

27. Порядок работы обслуживающего и научного персонала определяется дополнительными инструкциями применительно к конкретным видам работ, проводимых на ускорителе. Инструкции должны быть согласованы с органами санитарно-эпидемиологической службы.

28. Перед началом ремонтных работ, а также при их проведении, дозиметрической службой должны проводиться измерения уровней внешнего бета- и гамма-излучений от различных узлов ускорителя и оборудования.

29. Ремонтные работы на ускорителях следует начинать через определяемый для каждого отдельного случая промежуток времени после выключения ускорителя для спада первоначальной наведенной бета- и гамма-активности. Промежуток времени определяется характером ремонтных работ, их продолжительностью и режимом работы ускорителя.

30. Ремонтные работы должны проводиться по специально разработанному плану, в котором необходимо предусматривать весь комплекс инженерно-технических и санитарно-гигиенических мероприятий с учетом особенностей проводимых ремонтных работ.

Планом следует учитывать расстановку персонала, принимая во внимание ранее полученную дозу облучения, последовательность и продолжительность операций, рациональное использование средств индивидуальной защиты, дистанционного инструмента и передвижных защитных устройств.

31. Ремонтные работы должны проводиться в спецодежде, в комплект которой входит комбинезон, шапочка, носки, тапочки и нательное белье (при необходимости).

При выборе дополнительных средств индивидуальной защиты следует руководствоваться СП № 333-60 (приложение 9).

32. Перед входом в помещение, где осуществляется ремонт, необходимо устанавливать плакаты, предупреждающие о наличии источников радиационной опасности.

33. В помещении, где производятся ремонтные работы (разборка узлов ускорителя и др.) участки с наведенной активностью, создающей излучение, превышающее ПДУ для профессионального облучения, следует ограждать канатными барьерами или обозначать специальными указателями (знаками), предупреждающими о радиационной опасности.

34. Во время проведения ремонтных работ на рабочих местах должен находиться только тот персонал, присутствие которого необходимо при выполнении данных операций. Вход персонала, не занятого на ремонтных работах, в помещение, где производится ремонт, категорически запрещается.

35. Обработка деталей с наведенной радиоактивностью может производиться на специально выделенном участке в зале ускорителя или в помещении мастерской, оборудованных в соответствии с требованиями, предъявляемыми к работам с открытыми радиоактивными веществами II класса.

36. Оборудование, детали и мишени с высокой наведенной активностью, которые могут быть использованы в процессе дальнейшей работы, должны храниться в специально отведенном помещении (участке), оборудованном в соответствии с требованиями, предъявляемыми к хранению закрытых источников излучения.

37. Вышедшие из строя оборудование и детали с наведенной активностью следует рассматривать как радиоактивные отходы и удалять на захоронение с соблюдением мер личной и общественной безопасности.

38. Во время электросварочных и газосварочных работ, с деталями, имеющими наведенную радиоактивность, необходимо принимать меры по предотвращению вдыхания работающими радиоактивных газов и аэрозолей (респираторы типа «Лепесток», в отдельных случаях следует применять другие средства защиты органов дыхания).

39. Работы, связанные с визуальным наблюдением пучков ускоренных частиц, должны осуществляться дистанционно с использованием перископических, телевизионных или других устройств.

40. Ежедневно в период проведения ремонтных работ должна производиться влажная уборка рабочих мест и при необходимости дезактивация загрязненных участков и оборудования. Качество очистки поверхностей проверяется дозиметрической службой.

41. Персонал, участвующий в ремонте, после окончания работы должен подвергаться дозиметрическому контролю для определения степени радиоактивной загрязненности тела и рук, а также обуви, спецодежды и принять душ.

42. Индивидуальный дозиметрический контроль в период ремонтных работ должен проводиться с целью определения доз облучения, получаемых работающими не только суммарно за рабочий день (или рабочую неделю), но и при выполнении отдельных радиационно опасных операций.

43. С целью снижения облучения ремонтного персонала рекомендуется проводить тренировочные рабочие операции в условиях, исключающих воздействие ионизирующего излучения.

44. Аварийные работы проводятся при постоянном дозиметрическом контроле с соблюдением всех необходимых мер для предотвращения переоблучения персонала.

45. На ускорителях высоких энергий постоянный дозиметрический контроль должен осуществляться дозиметрической службой, численность которой должна быть не менее 5 — 7% от общего числа лиц, работающих в радиационно опасных условиях.

46. Дозиметрический контроль должен включать:

а) измерение индивидуальных доз всех видов излучения;

б) контроль за эффективностью стационарной защиты от проникающих излучений ускорителя, а также за состоянием применяемых передвижных экранов и других средств защиты;

в) систематический контроль уровней проникающих излучений на основных рабочих местах;

г) периодический контроль за содержанием в воздухе рабочих помещений радиоактивных газов и аэрозолей;

д) периодический контроль за уровнем наведенной бета-гамма-активности;

е) систематический контроль загрязненности рук и одежды работающих с радиоактивными веществами;

47. Частота проведения дозиметрических и радиометрических измерений и их характер устанавливаются администрацией по согласованию с местными органами санитарно-эпидемиологической службы, исходя из особенностей проводимых работ в данном учреждении.

48. Постоянный технологический контроль за уровнями излучений в зале ускорителя при работающей установке должен осуществляться дистанционно с пульта управления. Дозиметрический контроль на рабочих местах может осуществляться при помощи стационарной и переносной аппаратуры (приложение 3).

49. На всех рабочих местах, где возможно превышение суммарного облучения над допустимым уровнем, должна быть установлена аппаратура автоматического действия со световой и звуковой сигнализацией.

50. Все случаи изменения условий работы (переход на другую мишень, увеличение интенсивности и т.д.) должны сопровождаться дополнительными дозиметрическими измерениями уровней излучений.

51. Данные дозиметрического контроля (результаты дозиметрических измерений всех видов излучения, суммарные дозы, полученные персоналом, допуски на проведение работ в радиационно опасных условиях, карты индивидуального дозиметрического контроля и т.д.) рассматриваются как первичные документы и не подлежат уничтожению. Рекомендуемая форма для дозиметрического учета приведена в приложении 5.

52. Контроль за нерадиационными факторами производственной среды должен осуществляться периодически в сроки, утвержденные администрацией учреждения по согласованию с местными органами санэпидслужбы.

53. Все лица, работающие в основных и вспомогательных помещениях ускорителя, должны обеспечиваться спецодеждой и средствами индивидуальной защиты в соответствии с утвержденными нормами.

54. При работах в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздушной среды радиоактивными веществами необходимо применять специальные противоаэрозольные респираторы типа «Лепесток».

55. В случае загрязнения радиоактивными веществами средств индивидуальной защиты выше предельно допустимых величин, они должны быть немедленно заменены на чистые и подвергнуты дезактивации или удалены на пункты захоронения.

56. Хлопчатобумажную спецодежду, белье и носки следует подвергать стирке не реже одного раза в семь дней, остальные средства индивидуальной защиты — по мере загрязнения радиоактивными веществами.

57. Дезактивация средств индивидуальной защиты, загрязненных радиоактивными веществами, должна производиться только в специальных прачечных в соответствии с действующими правилами и инструкциями (СП № 382-61).

58. При загрязнении рук и тела радиоактивными веществами их необходимо немедленно вымыть водой с мылом. Если обычная обработка не дает должного эффекта, следует применять специальные моющие средства, рекомендуемые СП № 333-60.

59. В помещениях, где возможен контакт с радиоактивными деталями, запрещается:

а) пребывание сотрудников без средств индивидуальной защиты;

б) хранение пищевых продуктов, папирос, домашней одежды и других предметов, не имеющих прямого отношения к выполняемой работе, прием пищи и курение.

60. Для приема пищи должно предусматриваться специальное помещение, расположенное вне здания ускорителя.

61. Все работающие на ускорителях высокой энергии должны быть обучены безопасным методам работы и знать правила пользования защитными приспособлениями, а также сдать администрации соответствующий техминимум. Повторная проверка знаний должна проводиться один раз в год. Инструктаж на рабочих местах должен проводиться каждые 6 месяцев.

62. Все лица, поступающие на работу на ускорители заряженных частиц или переводимые на эту работу, должны проходить предварительный медицинский осмотр. К работе допускаются лица, не имеющие медицинских противопоказаний.

63. Все работающие на ускорителях высоких энергий должны подвергаться периодическому медицинскому осмотру 1 раз в 6 месяцев. В случае выявления отклонений в состоянии здоровья, связанных с радиационным воздействием, необходим временный перевод на другую работу или полное запрещение работы с источниками ионизирующих излучений.

Окончательное решение о выводе работающего из радиационно опасных условий решается комиссией в составе цехового врача, представителей администрации, службы дозиметрии и общественных организаций.

Настоящие правила вводятся в действие с момента их опубликования. При решении вопросов, не предусмотренных данными правилами, следует руководствоваться «Санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений» № 333-60, а также «Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий» СН 245-63; «Временными санитарными правилами при работе с генераторами сантиметровых волн» № 273-58; «Временными санитарными нормами и правилами по ограничению шума на производстве» № 205-56; «Санитарными правилами для городских спецпрачечных по обработке спецодежды, белья и дополнительных средств индивидуальной защиты, загрязненных радиоактивными веществами» № 382-61.

При необходимости капитальных затрат на переоборудование помещений действующих ускорителей протонов с энергией более 100 Мэв, они должны быть приведены в соответствие с настоящими «Правилами» в сроки по согласованию с местными органами санитарно-эпидемиологической службы, но не позднее 1 июля 1966 г.

1. Настоящие ПДУ ионизирующих излучений устанавливаются в основном в соответствии с рекомендациями Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ, Мюнхен, 1959 г.) с некоторыми изменениями и дополнениями.

2. Устанавливается три категории облучения:

Категория А. Профессиональное облучение лиц, работающих непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

Категория Б. Облучение лиц, работающих в помещениях, смежных с помещениями, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений, но не занятых непосредственно работой с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений. Сюда включаются лица, находящиеся в служебное время в административно-хозяйственных и служебных помещениях, а также во всех зданиях и на открытом воздухе в пределах санитарно-защитной зоны. Облучения ограниченных групп населения всех возрастных групп, проживающего в районах, где проводится постоянный радиометрический и дозиметрический контроль за объектами внешней среды службами дозиметрии предприятий и объектов, а также соответствующими органами государственного санитарного надзора.

Категория В. Облучение населения всех возрастных категорий. К этой категории относится также население, живущее на территории, граничащей с санитарно-защитной зоной, даже если взрослая часть его принадлежит к любой из категорий, приведенных выше.

3. В зависимости от категории облучения и группы критических органов устанавливаются следующие предельно допустимые дозы:

Приведенные в таблице величины предельно допустимых доз внешнего облучения не включают в себя естественный фон.

4. Предельно допустимой дозе 100 мбэр/неделя в зависимости от относительной биологической эффективности (ОБЭ) соответствуют следующие мощности доз в мрад/неделя:

5. Предельно допустимые уровни внешней ионизирующей радиации, соответствующие дозе 100 мбэр/неделя (или 5 бэр/год) приведены в таблице 3.

Примечания:

1. Для импульсных излучений устанавливаются дозы или количество излучений, приведенные в колонке 3.

2. Для протонов, нейтронов и тритонов с энергией больше или равной 1000 Мэв предельно допустимые потоки устанавливаются так же, как для нейтронов соответствующих энергий, приведенных в таблице 3, а при энергии меньше 1000 Мэв — 1/10 от табличных значений нейтронов.

3. Для высокоэнергетических альфа-частиц и многозарядных ионов устанавливаются предельно допустимые потоки, исходя из следующих расчетов: если энергии больше или равны 1000 Мэв, то для нахождения предельно допустимых потоков указанных выше частиц табличные значения предельно допустимых потоков нейтронов соответствующих энергий надо уменьшить для альфа-частиц в два раза, для ионов лития в три раза, для ионов бериллия в четыре раза и для ионов кислорода и азота в восемь раз; если энергии частиц меньше 1000 Мэв, то для нахождения их предельно допустимых потоков необходимо уменьшить табличные значения предельно допустимых потоков нейтронов соответствующих энергий для альфа-частиц в 20 раз, для ионов лития в 30 раз, для ионов бериллия — в 40 раз и для ионов кислорода и азота в 80 раз.

При этом п. п. 2 и 3 применяются, начиная с таких энергий тяжелых частиц, при которых пробег их в биологической ткани больше 70 мк (т.е. больше толщины эпидермиса).

4. Для кистей рук ПДУ устанавливается в 10 раз большими для бета-частиц и в 5 раз большими для всех других видов ионизирующих излучений по сравнению с приведенными в табл. 3 при условии, что все тело получает не больше одной предельно допустимой дозы (100 Мбзр/неделя).

5. При смешанном спектре нейтронного излучения расчет ПДУ производится по формуле:

                                    1

№ нейтр. = --------, Pi SUM ---- ПДУi

где № нейтр. — предельно допустимый поток для смеси, Pi — относительная доля нейтронов данной энергии (SUM Pi = 1,0),

ПДУi — предельно допустимые потоки нейтронов соответствующих энергий.

Если полученная суммарная доза превышает максимум, определяемый формулой (1), то избыток компенсируется таким понижением последующего облучения, чтобы в течение периода, не превышающего 5-ти лет, накопленная доза совпадала с пределом, установленным формулой (1).

6. Допускается однократная доза внешнего облучения 3 бэр в любые 13 последовательных недель (квартал) при условии, однако, что годовая доза не будет превышать 5 бэр. Суммарная доза «D» для профессионального облучения не должна превышать:

D <= 5 (N — 18) бэр, (1)

где N — возраст человека;

18 лет — возраст начала профессионального облучения, суммарная доза к 30 годам при всех случаях не должна быть более 60 бэр.

7. Лица, которые облучались предельно допустимой дозой, установленной ранее действовавшими санитарными правилами, и которые к моменту введения настоящих правил накопили дозу, большую, чем это допускается формулой (1), не должны подвергаться облучению в дозах, превышающих 5 бэр/год, чтобы в последующий период суммарная доза не превосходила предела, устанавливаемого формулой (1).

8. При необходимости (например, при выполнении аварийных работ) для лиц в возрасте старше 30 лет суммарная годовая доза может быть увеличена до 12 бэр. Эта доза должна быть прибавлена к профессиональной дозе, накопленной к моменту повышенного облучения.

9. Проектирование защиты от проникающих излучений должно вестись, как правило, с определенным коэффициентом запаса или допуска в зависимости от категорий облучения, назначения помещения, характера выполняемой в нем работы и времени пребывания людей в помещении.

<*> См. п. 2.

10. Коэффициент запаса при проектировании защиты (К-2) вводится в связи с неточностями в исходных проектных данных, определяющих защиту, неточностями в ПДУ ионизирующих излучений и их биологических эффективностей, загрязненностью тела, рабочих поверхностей и одежды радиоактивными веществами, дозу от которых заранее рассчитать практически невозможно.

В тех случаях, когда эти данные известны, коэффициент запаса не вводится. Такие факторы, как наличие других источников ионизирующей радиации, перспективное увеличение мощности источников, наличие соседних источников излучения, повышение требований к радиочувствительным материалам и аппаратуре, а также сорбция радиоактивных веществ конструктивными материалами и коэффициент запаса не входят и должны учитываться отдельно.

Предельно допустимые концентрации некоторых активных газов приведены ниже в таблице 5.

11. Приведенные выше ПДУ ионизирующих излучений не включают в себя естественный фон, а также облучение, получаемое населением при медицинских процедурах. Поэтому их следует рассматривать как дополнительную нагрузку на организм человека.

12. Министерства и совнархозы, проектные организации, администрация предприятий и учреждений, а также местные органы санитарного и дозиметрического контроля должны принимать все возможные меры для того, чтобы максимально снизить все уровни облучения, если они даже не превышают установленных в настоящее время предельно допустимых величин.

13. Предельно допустимые уровни загрязненности рабочих поверхностей, одежды и обуви, а также рук (для профессиональных условий) определяются таблицей 6.

Примечание. Загрязненность тела не допускается.

Для ускорителей протонов высоких энергий, как и для большинства источников радиации расчет защиты от излучений состоит в основном в том, чтобы установить следующие величины, зависимости, характеристики:

1. поток вторичной радиации (нейтронов и мю-мезонов);

2. уровни наведенной радиоактивности;

3. пространственное и энергетическое распределение радиации;

4. допустимые уровни радиации в помещениях и на отдельных участках;

5. кратность ослабления защитными экранами;

6. потоки частиц или дозы излучения за экранами различной толщины;

7. материал защиты;

8. кратность вентиляции помещений и высоту выброса радиоактивного воздуха.

В свете современных знаний о взаимодействии частиц высоких энергий с веществом ниже предлагаются методы расчета защиты от излучений ускорителей протонов, энергии которых более 100 Мэв. Рекомендуемые методы не дают ответов на все вопросы, возникающие при проектировании ускорителей. Кроме того в некоторой части приводимые данные основаны на экстраполяции или интерполяции отдельных результатов опытов. В этой связи, по мере накопления знаний, методы расчета защиты следует совершенствовать и дополнять.

    Поток  нейтронов  В,  возникающий  при  работе ускорителя, определяется
потоком   протонов  I ,  ускоренных  до  энергии  Е ,  сечением  неупругого
                     0                             0
взаимодействия  сигма, средним количеством  нейтронов  ню на одно неупругое
взаимодействие  и  числом  ядер  мишени <*> в слое с основанием в 1 кв. м и

толщиной, равной пробегу протонов R. Для мишени из одного элемента в тонком слое dx , (кг/кв. м), находящемся на глубине x , выход равен: i i

<*> Мишенями могут также валяться детали ускорителя.

                         3 L

                     dB  = 10  - I  ню  x сигма x dx ,                  (1)
                       i       A  i   i             i

где L — число Авогадро, А — атомный вес мишени.

Полный выход нейтронов, очевидно, будет:

                       -3 L        m
                 B = 10   - сигма SUM I  ню  x сигма x dx .             (2)
                          A        I   i   i             i

                                             m

    Здесь m - число слоев, определяемое условие SUM dx  <= R.
                                                 I    i

Для элемента с атомным весом А >= 9 сечение неупругого взаимодействия протонов с энергиями более 80 Мэв может быть определено с помощью следующей формулы: (1)

                                3/4     -31
                    сигма = 32 А    x 10    куб. м.                     (3)

    Число  нейтронов ню   на одно неупругое соударение протонов с энергиями

                   i

до 1,8 Гэв с ядрами элементов дано (1) в таблице 1.

Поток первичных протонов будет находиться в экспоненциальной зависимости от толщины мишени:

                                3 L

                    I  = I  ехр {-10  - сигма x x }.                    (4)
                     i    0           A          i

    Энергия протонов после слоя х ,  находится с помощью данных таблицы  2.

                             i

(2)

                                    I   dE

ВЕЛИЧИНЫ ИОНИЗАЦИОННЫХ ПОТЕРЬ — (--) -- И ПРОБЕГОВ R ПРОТОНОВ ро dx В БЕРИЛЛИИ, АЛЮМИНИИ, МЕДИ И СВИНЦЕ

Для быстрых нейтронов (0 < Е <= 20 Мэв) пространственное распределение следует считать изотропным, поэтому плотность потока быстрых нейтронов на расстоянии r от источника будет:

                                dB
                                  i

                              I  = ------.                              (5)
                               б        2

                               4пи r

В таблице 3 дана плотность потока быстрых нейтронов на расстоянии 1 м 3 протон от мишени толщиной 10 км/кв. м при потоке I, равном 10 ------. сек.

    Пространственное распределение  нейтронов высоких энергий (E >= 20 Мэв)
является   функцией   угла  ТЭТА   между  направлением  вылета  нейтронов и
направлением падающих  на мишень протонов, энергии протонов и атомного веса
ядер  мишени. Плотность  потока  нейтронов  высоких  энергий  на  различных
расстояниях от источника dB  находится с помощью формулы:

                       i

                    3 L

                      10  - ню  сигма dx
                          A   i         i
             I  = --------------------------- x f(ТЭТА).                (6)
              b    2
                  r  интеграл f(ТЭТА) d ОМЕГА

                   4пи

Функция f(ТЭТА) в интервале энергий протонов E от 100 до 700 Мэв р описывается следующим выражением: (1)

                    ТЭТА
      ┌ cos [1,05 --------] 0 <= ТЭТА <= ТЭТА

<pre class="legal-pre">          │           ТЭТА   I                   1/2
          │               1/2
f(ТЭТА) = │                                                             (7)
          │              E
          │ 1             р  2/3</pre>

          └ - exp {-4,2 (---)    (ТЭТА - ТЭТА   )} ТЭТА    <= ТЭТА <= пи
            2            660                 1/2       1/2              2

                                      660 2/3

                             ТЭТА    = q (---)   .
                                 1/2      E

                                       р

Для ядер бериллия q = 0,274, а для А >= 27 коэффициент q равен 0,3. Зависимость числа нейтронов высоких энергий, вылетающих из мишени толщиной

10   кг/кв.   м    в    направлении    движения   протонов    (ТЭТА  =  0),
     7              L
   10  ню x сигма x -

                A

------------------------, от энергии протонов для ряда элементов интеграл f(ТЭТА) d ОМЕГА 4пи

Плотность потока тепловых нейтронов I внутри помещения с бетонными т стенками рассчитывается с помощью эмпирической формулы:

                                   B

                              I  = 1,2 -,
                               т       S

    где   B   -  выход  быстрых  нейтронов  и  нейтронов  высоких  энергий,

определяемый с помощью таблицы 3, S — внутренняя поверхность бетонной защиты помещения. Установлено (1, 3), что I не зависит от объема т

Для широкого пучка нейтронов, падающих перпендикулярно плоскости защиты, необходимая толщина защиты x в направлении движения протонов (ТЭТА = 0), бомбардирующих тонкую мишень <*>, находится с помощью следующей формулы:

<*> Толщина мишени много меньше пробега протонов.

                                          x
                                      - ------

                       Ig                   лямбда
                ---------------- = 1,3 x e        .                    (10)
                I  x K x эпсилон

             в

Здесь Ig — предельно допустимый поток нейтронов с энергиями 200 — 500 Мэв; K — коэффициент запаса на неточность исходных данных (K = 2); эпсилон — поправка на нейтроны с энергиями менее 20 Мэв, выходящих из защиты (для бетонов различного состава эпсилон ~ 1,5; для железа эпсилон — несколько десятков); лямбда — длина ослабления потока нейтронов с энергиями более 20 Мэв, которая приведена в таблице 4. Для известного спектра нейтронов с энергиями более 80 Мэв, широким пучком падающих перпендикулярно плоскости защиты, расчет необходимой толщины x (М) проводится с помощью следующего выражения:

                                    x
                               - -------
                                 лямбда

                Ig                         н
         ---------------- = 1,3 x e         сигма B  i  x
         I  x K x эпсилон                          i  0

      в

                   ____________________________

                      /        -3   TX
               x (2 \/ 1,3 x 10   ------- (E  - 80).                   (11)
                                  лямбда    i

                                    н

    Здесь лямбда   - длина   для  неупругого   взаимодействия   нейтронов с
                н                            3/4     -31   -1
энергиями более 80 Мэв с ядрами, равная (32 А    x 10    n)   м; n -  число
ядер в 1 куб. м; В  - часть потока нейтронов с энергиями  от  E   (Мэв)  до
                  i                                            i
E   ; I  - функция Бесселя нулевого порядка мнимого аргумента.

ДЛИНА ОСЛАБЛЕНИЯ ДЛЯ РАЗЛИЧНЫХ СПЕКТРОВ НЕЙТРОНОВ

<1> Указана энергия нейтронов.

<2> Длина ослабления измерена при толщине защиты от 0,5 лямбда до н 4 3,5 лямбда . н

<3> Длина ослабления измерена при толщине защиты от 0,5 лямбда до н 5 4,6 лямбда . н

<4> Из работы (6).

    Удельная  радиоактивность  различных  материалов, облученных длительное
                          14   протон
время  пучком  протонов 10   ----------,  дана  в  таблице 5.  С  точностью

                         кв. м сек.

+/- 50% эти данные могут быть использованы для определения удельной радиоактивности материалов, облученных протонами или нейтронами с энергиями

<*> Период полураспада, получающийся при разложении кривой спада активности образца на составляющие экспоненты.

В таблице 6 дана кратность ослабления дозы гамма-излучения наведенной радиоактивности в железе, нержавеющей стали, меди и латуни за экранами из свинца, железа и свинцового стекла ТФ-5 различной толщины. Данные приведены для случая, когда мононаправленный источник квантов находится на границе полубесконечной среды.

    Прохождение   пучков   нейтронов   и  протонов  высоких  энергий  через
                                                                   11   13
помещения  сопровождается  возникновением  радиоактивных изотопов C  , N  ,
 14    15     41
O  ,  O  ,  Ar  .  Расчет  необходимой кратности воздухообмена для удаления
какого-либо  одного  из  радиоактивных  изотопов,  при условии равномерного
распределения  удельной  активности  по  помещению,  проводится  с  помощью

следующей формулы:

                        W 2

q x tV (лямбда + -) = I x l x сигма x n x лямбда x V

                                 W                       W
          x [l - lxp {-(лямбда + -) t] x lxp {-(лямбда + - тау)}.      (12)
                                 V                       V

Здесь q — предельно допустимая концентрация радиоактивного изотопа в помещении при продолжительности работы в нем, равной t; V — объем помещения; лямбда — постоянная распада изотопа; W — количество воздуха (в объемных единицах), удаляемого из помещения в единицу времени; I — поток частиц; l — средний путь частиц в воздухе помещения; сигма — сечение образования радиоактивного изотопа; n — число ядер в единице объема; тау — интервал времени от момента выключения ускорителя до входа персонала в помещение.

    В  таблице  7  даны величины сечений образования радиоактивных изотопов
при  облучении воздуха протонами с энергиями более 100 Мэв (9). С точностью
до  коэффициента 2 данные таблицы 7 могут быть использованы для определения

                                                                    41

активности воздуха, образуемой нейтронами. При определении активности Ar  ,
который  образуется  в  основном  тепловыми нейтронами, сечение образования

                 -28

принимается равным 10 кв. м.

IV. РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ, ВОЗНИКАЮЩИХ НА ПРОТОННЫХ УСКОРИТЕЛЯХ ВЫСОКОЙ ЭНЕРГИИ

Как в процессе пуско-наладочных работ на ускорительных установках, так и на ускорительных установках, введенных в действие, необходимо контролировать уровень ионизирующих излучений во всех помещениях, занимаемых обслуживающим персоналом, а также в пределах санитарно-защитной зоны ускорителя. В рабочем зале ускорителя необходим контроль за уровнем наведенной активности воздуха и конструкционных материалов.

    С   точки   зрения   требований,   предъявляемых   к   радиометрической
аппаратуре,   необходимо   учитывать   характерное   отличие  фазотронов  и
синхрофазотронов  в частоте повторения циклов ускорения. Частота повторения
циклов  ускорения  фазотрона порядка 100 в секунду (режимы работы с меньшей
частотой   используются  редко),  поэтому,  как  правило,  для  регистрации
излучения   фазотрона  может  использоваться  радиометрическая  аппаратура,
рассчитанная   на  проведение  измерений  в  ионизирующих  полях,  медленно
меняющихся   во  времени.  Длительность  цикла  ускорения  синхрофазотронов
составляет   несколько  секунд,  это  вызывает  необходимость  использовать
приборы  дискретного  действия  (пересчетные  схемы)  или  принимать меры к

увеличению постоянной времени интеграторов импульсов и интеграторов тока. В

обоих  случаях,  однако,  при  измерении  больших  мощностей доз необходимо
учитывать  импульсный характер излучения и многократное превышение мощности
дозы  в  импульсе средней во времени мощности дозы, что приводит к снижению
диапазона  измерений  прибора  (максимальная  величина  потока  импульсного

                                                           1

излучения, или  дозы,  измеряемая прибором, уменьшается в ------------ раз,
                                                          тау     x ню

                                                         имп.

где тау — длительность импульса излучения, ню — частота повторения имп. импульсов излучения).

Для регистрации ионизирующих излучений, возникающих на протонных ускорителях высокой энергии, могут быть рекомендованы следующие приборы и методы.

Размеры санитарно-защитной зоны для ускорителей рекомендуется выбирать исходя из величины потока возможной утечки нейтронов через более слабую верхнюю защиту или через проемы в боковой защите, как это указано в таблице 1.

В случае, когда известен уровень излучения в какой-либо точке, удаленной от стен здания на расстояние а >= 20 метров, дальнейший спад плотности потока быстрых нейтронов, отраженных от верхней полусферы, можно вычислить, пользуясь приближенной формулой (1).

                                  r         r - r
                                   1             1
                        N    = N  -- exp (- ------),                    (1)
                         (r)    1 r           L

                                           i

где N — плотность потока нейтронов на расстоянии «r» от центра здания r

(расстояние в метрах); N  - плотность потока нейтронов на  расстоянии  r  =
                        1                                               1
r  + а от центра здания (расстояние в метрах);  r  -  радиус  здания;  L  -
 0                                               0                      i
длина диффузии нейтронов соответствующей энергетической  группы  "i";  L  -

                                                                    i

100 - 120 м при наличии в плоскости орбиты бетонной защиты  кругом толщиной
не менее нескольких метров; L  - 200 - 220 м при отсутствии верхней  защиты

                         i

и при слабой боковой защите.

Размеры санитарно-защитной зоны определяются по таблице 1 и по формуле (1). За исходную величину принимается большее значение.

Пример расчета:

Плотность потока быстрых нейтронов на расстоянии 20 метров от стены 4 здания ускорителя 3 x 10 нейтр./кв. м сек. Ускоритель расположен симметрично по отношению к зданию. Радиус здания 50 метров. Толщина боковой защиты в плоскости орбиты несколько метров.

Необходимо определить плотность потока быстрых нейтронов на расстоянии 170 метров от стен здания.

Дано: r = 170 + 50 = 220 метров

r = 20 + 50 = 70 метров 1

L = 120 метров i

                 4 70      150            4
    N    = 3 x 10  --- x е --- = 0,27 x 10  нетр./кв. м сек.
     (r)           220     120

                      Наименование учреждения

(группа по состоянию здоровья)

2. ______________________ 3. ____________ 4. ___ 5. _______________________ (фамилия, имя, отчество) (год рождения) (пол) (дополнительн. сведения)

6. Стаж работы в радиационно опасных условиях с ___________________________

Суммарная доза за все время работы в учреждении ___________________ бэр

Примечание к п. 1: А — группа с неограниченной годностью для работы в радиационно опасных условиях.

Б — группа с ограниченной годностью.

В — группа по состоянию здоровья не пригодная для работы в радиационно опасных условиях.

                                                   Начальник службы ДК:
                                               Начальник подразделения:
                                                          Цеховой врач:

«__» ___________ 196_ г.