"Санитарные правила размещения и эксплуатации ускорителей протонов с энергией более 100 МЭВ" (утв. Минздравом СССР 02.12.1964 N 505-64)

Настоящие правила разработаны в развитие и дополнение "Санитарных правил работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений" N 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. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

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.

2. ТРЕБОВАНИЯ К РАЗМЕЩЕНИЮ УСКОРИТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК

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 N 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.

3. ТРЕБОВАНИЯ К ПЛАНИРОВКЕ, ЗАЩИТЕ И ОБОРУДОВАНИЮ

ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ ПОМЕЩЕНИЙ

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 N 333-60.

4. ТРЕБОВАНИЯ К САНИТАРНО-БЫТОВЫМ ПОМЕЩЕНИЯМ

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 N 333-60, с учетом класса проводимых работ.

5. ТРЕБОВАНИЯ К ПУСКО-НАЛАДОЧНЫМ РАБОТАМ

И ЭКСПЛУАТАЦИИ УСКОРИТЕЛЕЙ

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.

6. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ ПЛАНОВО-ПРОФИЛАКТИЧЕСКИХ

РЕМОНТОВ И ОСМОТРОВ УСКОРИТЕЛЯ

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 N 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.

7. ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ

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.

8. МЕРЫ ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ И ЛИЧНОЙ ГИГИЕНЫ

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 N 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 N 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.

9. МЕДИЦИНСКИЕ ОСМОТРЫ

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.

10. ЗАКЛЮЧИТЕЛЬНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ

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" N 333-60, а также "Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий" СН 245-63; "Временными санитарными правилами при работе с генераторами сантиметровых волн" N 273-58; "Временными санитарными нормами и правилами по ограничению шума на производстве" N 205-56; "Санитарными правилами для городских спецпрачечных по обработке спецодежды, белья и дополнительных средств индивидуальной защиты, загрязненных радиоактивными веществами" N 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.

Приложение 1

ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ

ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ (ПДУ - 1960 Г.)

(Выдержки из "Санитарных правил работы с радиоактивными

веществами и источниками ионизирующих излучений" N 333-60

с изменениями от 30 января 1965 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:

Таблица 1

ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМЫЕ ДОЗЫ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

┌─────────────────────────────────────────────────────┬───────────────────┐

│ Категория облучения │ Внешнее облучение │

│ │ всего организма │

│ ├─────────┬─────────┤

│ │мбэр/нед.│ бэр/год │

├─────────────────────────────────────────────────────┼─────────┼─────────┤

│А - профессиональное облучение │100 │5 │

│Б - облучение работающих в смежных помещениях и │ │ │

│находящихся в пределах санитарно-защитной зоны, а │ │ │

│также ограниченные группы населения, проживающие в │ │ │

│контролируемых зонах │10 │0,5 │

│В - облучение всего населения │1 │0,05 │

└─────────────────────────────────────────────────────┴─────────┴─────────┘

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:

Таблица 2

ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМЫЕ МОЩНОСТИ ДОЗЫ

И ОБЭ РАЗЛИЧНЫХ ВИДОВ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

┌──────────────────────────────────┬───┬──────────────────────────────────┐

│ Вид излучения │ОБЭ│ Мощность дозы, мрад/неделя │

├──────────────────────────────────┼───┼──────────────────────────────────┤

│Гамма- и рентгеновы лучи │1 │100 │

│Бета-частицы и электроны │1 │100 │

│Протоны и альфа-частицы │10 │10 │

│Многозарядные ионы и ядра отдачи │20 │5 │

│Тепловые нейтроны │3 │33 │

│Быстрые нейтроны │10 │10 │

└──────────────────────────────────┴───┴──────────────────────────────────┘

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

Таблица 3

┌─────────────┬───────────┬───────────────┬───────────────────────────────┐

│Вид излучения│ Энергия │ Дозы или │ Предельно допустимая мощность │

│ │ излучения │ количество │ дозы или интенсивность │

│ │ │ излучения за │ излучения │

│ │ │ одну неделю ├────────────┬─────────┬────────┤

│ │ │ │ единицы │ при │ при │

│ │ │ │ измерения │работе t │работе t│

│ │ │ │ │= 36 час.│ час. │

│ │ │ │ │в неделю │в неделю│

├─────────────┼───────────┼───────────────┼────────────┼─────────┼────────┤

│Гамма- и │До 3 Мэв │100 мр │мр/час │2,8 │100/t │

│рентгеновы │ │ │ │ │ │

│лучи │ │ │ │ │ │

│ │ 4 │ 6 │ │ │ │

│Гамма- и │3 - 10 Мэв│250 x 10 │Мэв/кв. см x│2000 │70000/t │

│рентгеновы │ │Мэв/кв. см │сек. │ │ │

│лучи │ │ │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │ │ │

│Бета-лучи и │До 10 Мэв │2,5 x 10 │бета-частиц/│20 │700/t │

│электроны │ │бета-частиц/кв.│кв. см сек. │ │ │

│ │ │см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │ │ │

│Тепловые │0,025 эв │100 x 10 │нейтрон/ │750 │27000/t │

│нейтроны │ │нейтр./кв. см │кв. см сек. │ │ │

│ │ │ 6 │ │ │ │

│Медленные │0,1 эв │72 x 10 │То же │550 │20000/t │

│нейтроны │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │ │ │

│Промежуточные│5 кэв │82 x 10 │То же │640 │23000/t │

│нейтроны │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │310 │11000/t │

│То же │20 кэв │40 x 10 │То же │ │ │

│ │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │90 │3200/t │

│То же │0,1 Мэв │11 x 10 │То же │ │ │

│ │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │33 │1200/t │

│То же │0,5 Мэв │4,3 x 10 │То же │ │ │

│ │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │ │ │

│Быстрые │10 Мэв │2,6 x 10 │То же │20 │720/t │

│нейтроны │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │ │ │

│Очень быстрые│200 Мэв │1,3 x 10 │То же │10 │360/t │

│нейтроны │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │ │ │

│Сверхбыстрые │500 Мэв │0,8 x 10 │То же │6 │220/t │

│нейтроны │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │ │ │

│-"- │2000 Мэв │0,4 x 10 │То же │3 │110/t │

│ │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ │ 6 │ │ │ │

│-"- │5000 Мэв │0,13 x 10 │То же │1 │36/t │

│ │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

│ │ 4 │ 6 │ │ │ │

│-"- │10 Мэв │0,13 x 10 │То же │0,3 │11/t │

│ │ │нейтр./кв. см │ │ │ │

└─────────────┴───────────┴───────────────┴────────────┴─────────┴────────┘

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:

N нейтр. = --------,

SUM ----

ПДУi

где N 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.

Таблица 4

РАСЧЕТНЫЕ МОЩНОСТИ ДОЗЫ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ ЗАЩИТЫ

ОТ ВНЕШНИХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ ДЛЯ ВРЕМЕНИ

ПРЕБЫВАНИЯ В ЗОНЕ ОБЛУЧЕНИЯ T ЧАСОВ В НЕДЕЛЮ

│ Категория облучения <*> и вид помещения │Проектная мощность │

│ │ дозы Р, мбэр/час │

├─────────────────────────────────────────────────────┴───────────────────┤

│ Категория А │

│ │

│1. Основные помещения для постоянной работы с │50/t │

│источниками ионизирующих излучений │ │

│2. Полуобслуживаемые помещения, в том числе ремонтные│100/t │

│коридоры с периодическим обслуживанием │ │

│3. Необслуживаемые помещения, пребывание людей в │500/t │

│которых исключено в нормальных условиях и допустимо │ │

│только в случае ремонта и аварии (в том числе стенки │ │

│смежных камер и т.д.) │ │

│ │

│ Категория Б │

│ │

│Помещения, смежные с основными или находящиеся в │5/t │

│пределах санитарно-защитной зоны │ │

│ │

│ Категория В │

│ │

│Жилые помещения и территория, где может находиться │Естественный фон │

│население │~ 0,01 мбэр/час │

└─────────────────────────────────────────────────────┴───────────────────┘

--------------------------------

<*> 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.

Таблица 5

┌─────────────┬───────────────────────────────────────────────────────────┐

│ Изотопы │ ПДК кюри/л, в воздухе │

│ ├───────────────────┬───────────────────┬───────────────────┤

│ │ рабочих помещений │санитарно-защитных │населенных пунктов │

│ │ │ зон │ │

├─────────────┼───────────────────┼───────────────────┼───────────────────┤

│ │ -9 │ -10 │ -11 │

│Азот-13 │2 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │

│ │ -9 │ -10 │ -11 │

│Кислород-15 │1 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │

│ │ -9 │ -10 │ -11 │

│Аргон-41 │2 x 10 │2 x 10 │1 x 10 │

└─────────────┴───────────────────┴───────────────────┴───────────────────┘

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.

Таблица 6

┌─────────────────────────┬───────────────────────────────────────────────┐

│ Объект загрязнения │ Загрязненность со 150 кв. см в 1 мин. │

│ ├───────────────────────┬───────────────────────┤

│ │ альфа-частиц │ бета-частиц │

│ ├───────────┬───────────┼───────────┬───────────┤

│ │ до │ после │ до │ после │

│ │ очистки │ очистки │ очистки │ очистки │

├─────────────────────────┼───────────┼───────────┼───────────┼───────────┤

│Руки │75 │фон │5000 │фон │

│Спецбелье и полотенца │75 │фон │5000 │фон │

│Спецодежда │500 │100 │25000 │5000 │

│хлопчатобумажная │ │ │ │ │

│Пленочная одежда │500 │200 │25000 │10000 │

│Перчатки с наружной │500 │100 │25000 │5000 │

│стороны │ │ │ │ │

│Спецобувь с наружной │500 │200 │25000 │5000 │

│стороны │ │ │ │ │

│Рабочие поверхности и │500 │200 │25000 │5000 │

│оборудования │ │ │ │ │

└─────────────────────────┴───────────┴───────────┴───────────┴───────────┘

Примечание. Загрязненность тела не допускается.

Приложение 2

ПРИНЦИПЫ И МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ

1. Принципы расчета защиты

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.

2. Выход нейтронов

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

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

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

Таблица 1

ЧИСЛО НЕЙТРОНОВ НА ОДНО НЕУПРУГОЕ СОУДАРЕНИЕ ПРОТОНОВ

РАЗЛИЧНЫХ ЭНЕРГИЙ С ЯДРАМИ

┌─────────────┬─────────────────────────────┬─────────────────────────────┐

│ Энергия │ Число нейтронов высоких │ Число быстрых нейтронов │

│протонов, Мэв│ энергий, Е >= 20 Мэв │ 0 < Е <= 20 Мэв │

│ ├─────┬─────┬─────┬─────┬─────┼─────┬─────┬─────┬─────┬─────┤

│ │ Be │ Al │ Cu │ Pb │ U │ Be │ Al │ Cu │ Pb │ U │

├─────────────┼─────┼─────┼─────┼─────┼─────┼─────┼─────┼─────┼─────┼─────┤

│100 │0,6 │0,7 │0,7 │0,6 │0,5 │0,5 │1,2 │2,3 │7,9 │9,0 │

│200 │0,6 │1,0 │1,0 │1,0 │1,0 │0,5 │1,3 │2,8 │8,6 │9,8 │

│300 │0,6 │1,2 │1,3 │1,4 │1,4 │0,5 │1,4 │3,2 │9,3 │10,6 │

│400 │0,6 │1,4 │1,5 │1,7 │1,7 │0,5 │1,4 │3,5 │10,0 │11,5 │

│500 │0,6 │1,6 │1,8 │2,0 │2,1 │0,5 │1,5 │3,8 │11,4 │13,0 │

│600 │0,6 │1,7 │2,0 │2,4 │2,5 │0,5 │1,6 │3,9 │13,0 │14,6 │

│700 │0,6 │1,9 │2,2 │2,8 │2,8 │0,5 │1,6 │4,1 │14,0 │15,8 │

│800 │0,7 │2,1 │2,5 │3,2 │3,2 │0,5 │1,6 │4,3 │14,5 │16,0 │

│1000 │0,7 │2,3 │2,9 │3,7 │3,8 │0,5 │1,7 │4,6 │16,0 │18,0 │

│1200 │0,7 │2,5 │3,2 │4,2 │4,3 │0,5 │1,8 │4,8 │17,0 │21,0 │

│1400 │0,7 │2,7 │3,6 │4,7 │4,8 │0,5 │1,9 │5,1 │18,0 │22,0 │

│1600 │0,7 │2,9 │3,9 │5,2 │5,3 │0,5 │2,0 │5,4 │19,0 │22,5 │

│1800 │0,6 │3,1 │4,3 │5,7 │5,9 │0,5 │2,1 │5,5 │20,6 │23,5 │

└─────────────┴─────┴─────┴─────┴─────┴─────┴─────┴─────┴─────┴─────┴─────┘

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.

(2)

Таблица 2

I dE

ВЕЛИЧИНЫ ИОНИЗАЦИОННЫХ ПОТЕРЬ - (--) -- И ПРОБЕГОВ R ПРОТОНОВ

ро dx

В БЕРИЛЛИИ, АЛЮМИНИИ, МЕДИ И СВИНЦЕ

┌─────────┬───────────────────────────────┬───────────────────────────────┐

│ Энергия │ Ионизационные потери, │ Пробеги протонов, кг/кв. м │

│протонов,│ Мэв/10 кг x кв. м │ │

│ Мэв ├───────┬───────┬───────┬───────┼───────┬───────┬───────┬───────┤

│ │ Be │ Al │ Cu │ Pb │ Be │ Al │ Cu │ Pb │

├─────────┼───────┼───────┼───────┼───────┼───────┼───────┼───────┼───────┤

│100 │5,93 │5,67 │4,76 │3,24 │94 │100 │121 │172 │

│150 │4,24 │4,25 │3,59 │2,62 │194 │203 │243 │341 │

│200 │3,65 │3,52 │2,99 │2,19 │319 │333 │397 │551 │

│250 │3,17 │3,07 │2,62 │1,92 │467 │486 │576 │796 │

│300 │2,85 │2,77 │2,36 │1,75 │633 │658 │778 │1070 │

│400 │2,45 │2,39 │2,05 │1,52 │1014 │1049 │1235 │1686 │

│500 │2,21 │2,17 │1,86 │1,39 │1444 │1489 │1749 │2376 │

│600 │2,06 │2,02 │1,74 │1,30 │1913 │1967 │2305 │3120 │

│700 │1,95 │1,92 │1,66 │1,25 │2413 │2476 │2895 │3905 │

│800 │1,87 │1,85 │1,60 │1,20 │2937 │3007 │3509 │4722 │

│1000 │1,77 │1,75 │1,52 │1,15 │4040 │4120 │4794 │6422 │

│1500 │1,65 │1,65 │1,44 │1,10 │6988 │7077 │8187 │10880 │

│2000 │1,61 │1,62 │1,42 │1,10 │10070 │10140 │11680 │15430 │

│4000 │1,60 │1,63 │1,44 │1,15 │22590 │22500 │25660 │33260 │

│6000 │1,64 │1,68 │1,50 │1,20 │34930 │34560 │39190 │50240 │

│8000 │1,67 │1,72 │1,54 │1,25 │47020 │46290 │52320 │66550 │

│10000 │1,70 │1,76 │1,58 │1,28 │58890 │57770 │65120 │82340 │

│20000 │1,79 │1,88 │1,69 │1,40 │116040 │112620 │126040 │156570 │

│40000 │1,89 │1,99 │1,80 │1,51 │224500 │215740 │240020 │293440 │

│60000 │1,94 │2,06 │1,87 │1,57 │328990 │314480 │348880 │422900 │

│80000 │1,98 │2,10 │1,91 │1,62 │431120 │410670 │454770 │548200 │

│100000 │2,00 │2,13 │1,94 │1,65 │531580 │505090 │558630 │670700 │

└─────────┴───────┴───────┴───────┴───────┴───────┴───────┴───────┴───────┘

3. Пространственное распределение нейтронов

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

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.

Таблица 3

ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ НА РАССТОЯНИИ 1 М

ОТ МИШЕНИ ТОЛЩИНОЙ 10 КГ/КВ. М, НА КОТОРУЮ ПАДАЕТ

1000 ПРОТОНОВ/СЕК.

┌──────────┬─────────────────────────────────┬────────────────────────────┐

│ Энергия │Число нейтронов высоких энергий │ Число быстрых нейтронов │

│протонов, │(E > 20 Мэв) в направлении движе-│ нейтрон │

│ Мэв │ нейтрон │ (0 < E <= 20 Мэв), ------- │

│ │ния протонов (ТЭТА = 0), ------- │ кв. м │

│ │ кв. м │ │

│ ├──────┬──────┬──────┬──────┬─────┼─────┬─────┬─────┬─────┬────┤

│ │ Be │ Al │ Cu │ Pb │ U │ Be │ Al │ Cu │ Pb │ U │

├──────────┼──────┼──────┼──────┼──────┼─────┼─────┼─────┼─────┼─────┼────┤

│100 │1,6 │1,5 │1,1 │0,8 │0,5 │0,4 │0,8 │1,2 │3,1 │3,5 │

│200 │2,7 │3,0 │2,5 │1,8 │1,7 │0,4 │0,9 │1,5 │3,5 │3,8 │

│300 │4,5 │6,2 │5,2 │4,1 │4,0 │0,4 │0,9 │1,7 │3,7 │4,1 │

│400 │6,5 │10,2 │8,8 │7,1 │7,2 │0,4 │1,0 │1,9 │4,1 │4,5 │

│500 │8,4 │24,4 │13,3 │10,9 │11,2 │0,4 │1,0 │2,0 │4,6 │5,1 │

│600 │11,0 │21,0 │19,3 │17,0 │17,0 │0,4 │1,0 │2,1 │5,3 │5,7 │

│700 │13,6 │29,1 │27,0 │25,1 │24,5 │0,4 │1,1 │2,2 │5,7 │6,2 │

│800 │- │- │- │- │- │0,4 │1,1 │2,3 │6,1 │6,7 │

│1000 │- │- │- │- │- │0,4 │1,1 │2,5 │6,7 │7,3 │

│1200 │- │- │- │- │- │0,4 │1,2 │2,6 │7,0 │7,9 │

│1400 │- │- │- │- │- │0,4 │1,3 │2,8 │7,4 │8,4 │

│1600 │- │- │- │- │- │0,4 │1,3 │2,9 │7,7 │8,7 │

│1800 │- │- │- │- │- │0,4 │1,4 │3,0 │8,4 │9,2 │

└──────────┴──────┴──────┴──────┴──────┴─────┴─────┴─────┴─────┴─────┴────┘

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:

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

описывается следующим выражением: (1)

ТЭТА

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

│ ТЭТА I 1/2

│ 1/2

f(ТЭТА) = │ (7)

│ E

│ 1 р 2/3

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

2 660 1/2 1/2 2

660 2/3

ТЭТА = q (---) .

1/2 E

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 -

------------------------, от энергии протонов для ряда элементов

интеграл f(ТЭТА) d ОМЕГА

4пи

представлена в таблице 3.

4. Потоки тепловых нейтронов

Плотность потока тепловых нейтронов I внутри помещения с бетонными

стенками рассчитывается с помощью эмпирической формулы:

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

помещения и мало чувствительна к энергии быстрых нейтронов.

5. Ослабление потоков нейтронов

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.

- ------

Ig лямбда

---------------- = 1,3 x e . (10)

I x K x эпсилон

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:

- -------

лямбда

Ig н

---------------- = 1,3 x e сигма B i x

I x K x эпсилон i 0

____________________________

/ -3 TX

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

лямбда i

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.

i+1 0

ДЛИНА ОСЛАБЛЕНИЯ ДЛЯ РАЗЛИЧНЫХ СПЕКТРОВ НЕЙТРОНОВ

Энергия протонов, падающих на мишень, Мэв	190 <1>	170	250	350	480	660	6300
Энергия нейтронов в максимуме спектра, Мэв	90	150	220	280	380	620 280	-

┌──────┬───────────┬──────┬────────────┬────────────┬────────────┬────────────┬─────────────┬──────────┐

│Длина │Графит │55 <2>│- │- │- │- │- │- │

│ослаб-│Алюминий │39 <2>│- │- │65 <2> │- │- │- │

│ления │Бетон │35 <2>│42 +/- 3 <3>│49 +/- 3 <3>│55 +/- 3 <3>│61 +/- 4 <3>│61 +/- 4 <3> │72 <4> │

│потока│ кг │ │ │ │ │ │ │ │

│нейт- │2350 ------│ │ │ │ │ │ │ │

│ронов │ куб. м│ │ │ │ │ │ │ │

│высо- │Бетон │- │35 +/- 3 <3>│- │49 +/- 3 <3>│52 +/- 3 <2>│52 +/- 3 <3> │- │

│ких │ кг │ │ │ │ │ │ │ │

│энер- │3200 ------│ │ │ │ │ │ │ │

│гий │ куб. м│ │ │ │ │ │ │ │

│для │Бетон │- │27 +/- 3 <3>│32 +/- 2 <3>│43 +/- 3 <3>│48 +/- 3 <3>│46 +/- 3 <3> │40 +/- <5>│

│раз- │ кг │ │ │ │ │ │ │ │

│личных│4100 ------│ │ │ │ │ │ │ │

│ве- │ куб. м│ │ │ │ │ │ │ │

│ществ,│Сталь + │- │- │- │- │- │23 +/ 0,9 <3>│- │

│см │чугун │ │ │ │ │ │ │ │

│ │ кг │ │ │ │ │ │ │ │

│ │7500 ----- │ │ │ │ │ │ │ │

│ │ куб. м│ │ │ │ │ │ │ │

│ │Медь │15 <2>│- │- │21 <2> │- │- │- │

│ │ кг │ │ │ │ │ │ │ │

│ │8900 ------│ │ │ │ │ │ │ │

│ │ куб. м│ │ │ │ │ │ │ │

│ │Свинец │17 <2>│- │- │21 <2> │- │- │- │

│ │ кг │ │ │ │ │ │ │ │

│ │1130 ------│ │ │ │ │ │ │ │

│ │ куб. м│ │ │ │ │ │ │ │

└──────┴───────────┴──────┴────────────┴────────────┴────────────┴────────────┴─────────────┴──────────┘

--------------------------------

<1> Указана энергия нейтронов.

<2> Длина ослабления измерена при толщине защиты от 0,5 лямбда до

3,5 лямбда .

<3> Длина ослабления измерена при толщине защиты от 0,5 лямбда до

4,6 лямбда .

<4> Из работы (6).

<5> Из работы (7).

6. Выход наведенной радиоактивности

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

от 200 Мэв до нескольких Гэв (1, 8).

Таблица 5

УДЕЛЬНАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ РАЗЛИЧНЫХ ВЕЩЕСТВ,

ОБЛУЧЕННЫХ ПРОТОНАМИ С ЭНЕРГИЯМИ 660 МЭВ

1. Исследуемое вещество	Бериллий
2. Эффективный период полураспада <*>	18 мин.	2,1 часа	15 часов	9,2 дня	56 дней
3. Удельная радиоактивность мг экв Ra/кг	16	2,8	4,5	1,8	5,6

--------------------------------

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

1.	Графит				Фторопласт-4
2.	20 мин.	1 час	15 часов	56 дней	20 мин.	1,8 часа	55 дней
3.	400	21	0,55	10	120	155	4,6

1.	Сплав МА-8
2.	10 мин.	20 мин.	15 часов	2,5 дня	19 дней	2,7 года
3.	19	36	290	11	7	200

1.	Дюралюминий Д-16
2.	10 мин.	30 мин.	1,8 часа	15 часов	3,5 дня	14 дн.	56 дн.	2,7 года
3.	136	48	17	490	7,7	8,3	5,0	150

1.	Стекло кварцевое				Фарфор
2.	20 мин.	15 час.	60 дн.	2,7	20 мин.	2 часа	15 час.	14 дней	2,7 года
3.	70	82	2,5	70	56	15	76	6	61

1.	Бетон ро = 2400 кг/куб. м
2.	15 мин.	70 мин.	17 часов	6 дней	220 дней	> 300 дней
3.	270	36	91	5,4	25	7

1.	Двуокись титана
2.	57 мин.	7,8 часа	21 час	6 дней	88 дней	> 100 дней
3.	170	260	168	45	146	15

1.	Сталь-3
2.	28 мин.	2,3 часа	11 часов	64 часа	10 дней	52 дня	> 100 дней
3.	320	140	130	82	150	70	15

1.	Нержавеющая сталь IX18H9T
2.	14 мин.	42 мин.	3,5 часа	15 час.	46 час.	5,8 дня	21 день	85 дн.	> 100 дн.
3.	290	180	110	97	53	120	120	130	15

1.	Медь-3
2.	14 мин.	43 мин.	2,4 часа	15 час.	3,2 дня	10 дней	80 дней	> 100
3.	540	39	74	92	72	55	180	20

1.	Латунь-62
2.	12 мин.	37 мин.	2,7 часа	10 часов	2,2 дня	7,7 дня	75 дней	> 100 дней
3.	480	192	96	110	40	85	193	20

7. Защита от гамма-излучения наведенной радиоактивности

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.

Таблица 6

КРАТНОСТЬ ОСЛАБЛЕНИЯ ДОЗЫ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

НАВЕДЕННОЙ РАДИОАКТИВНОСТИ

┌───────────┬─────────────────────────────────────────────────────────────┐

│ Кратность │ Толщина защиты, см │

│ослабления ├─────────────────────┬───────────────────┬───────────────────┤

│ │ свинец, │ железо, │ свинцовое стекло │

│ │ кг │ кг │ ТФ-5, │

│ │ ро = 11300 ------ │ ро = 7870 ------ │ кг │

│ │ куб. м │ куб. м │ ро = 4770 ------ │

│ │ │ │ куб. м │

├───────────┼─────────────────────┼───────────────────┼───────────────────┤

│10 │4,2 │6,4 │7,8 │

│100 │7,2 │13,0 │17,0 │

│1000 │11,5 │19,7 │27,0 │

│10000 │16,2 │27,0 │38,0 │

│100000 │21,0 │34,3 │51,5 │

└───────────┴─────────────────────┴───────────────────┴───────────────────┘

8. Радиоактивность воздуха

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

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

активности воздуха, образуемой нейтронами. При определении активности Ar ,

который образуется в основном тепловыми нейтронами, сечение образования

-28

принимается равным 10 кв. м.

Таблица 7

СЕЧЕНИЯ ОБРАЗОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ

ПРИ ОБЛУЧЕНИИ ВОЗДУХА ПРОТОНАМИ ВЫСОКИХ ЭНЕРГИЙ

┌──────────────────────────┬───────────────────────┬──────────────────────┐

│ Исходные стабильные │ Образующиеся │ Сечение образования │

│ изотопы │ радиоактивные изотопы │ -31 │

│ │ │ 10 кв. м │

├──────────────────────────┼───────────────────────┼──────────────────────┤

│ 16 │ 15 │ │

│O │O │35 │

│ │ 14 │ │

│ │O │10 │

│ │ 13 │ │

│ │N │6,5 │

│ │ 13 │ │

│ │C │10 │

│ 14 │ 13 │ │

│N │N │10 │

│ │ 11 │ │

│ │C │18 │

└──────────────────────────┴───────────────────────┴──────────────────────┘

Приложение 3

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

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.

┌─────────────────────┬───────────────────────────────────────────────────┐

│ Вид измерения │ Рекомендуемая аппаратура и метод измерения │

├─────────────────────┼───────────────────────────────────────────────────┤

│а) Измерение │Тканеэквивалентные ионизационные камеры с │

│поглощенной мощности │электрометрическими усилителями типа "Кактус" ЭМУ-2│

│дозы в ткани от │и т.п. │

│гамма-квантов, │При измерениях на синхрофазотроне, где длительность│

│заряженных частиц │цикла составляет несколько секунд, для регистрации │

│и нейтронов │дозы за один цикл ускорения может быть │

│ │рекомендована замена входных сопротивлений │

│ │электрометрической схемы емкостями, что позволяет │

│ │регистрировать заряд, собираемый в камере от │

│ │одиночного импульса излучения │

│б) Измерение ОБЭ │Рекомбинационный метод измерения с помощью │

│смешанного излучения │тканеэквивалентной ионизационной камеры │

│ │Метод амплитудного анализа импульсов │

│ │тканеэквивалентного пропорционального счетчика │

│в) Измерение потоков │РУС-5, РУС-4 (контролируемый интервал энергий │

│быстрых нейтронов │нейтронов - от тепловых до 15 Мэв) │

│ │С известными ограничениями (большое разрешающее │

│ │время, ограниченный диапазон энергий нейтронов: от │

│ │2 до 15 Мэв) могут быть использованы приборы: │

│ │универсальный переносный радиометр РУП-1, │

│ │переносный радиометр типа КПН-2, сетевой радиометр │

│ │типа РН-3 ("Эфир") │

│ │Универсальные радиометры РУС-5, РУС-4 при │

│ │регистрации импульсов датчиков внешним пересчетным │

│ │прибором (ПС-10000, ПП-6, ПП-8) │

│ │Пропорциональные счетчики тепловых нейтронов типа │

│ │СНМ-5, СНМО-5, СНМ-9 и т.п. в парафиновом или │

│ │полиэтиленовом кадмированном блоке с предусилителем│

│ │и пересчетными приборами типа ПС-10000, ПП-6, ПП-8 │

│ │в качестве регистрирующего устройства │

│ │Чувствительность детектора такого рода порядка │

│ │1 имп. (Н) кв. см │

│ │ 115 197 │

│ │Активация фольг из индия (In ), золота (Au ), │

│ │помещаемых в кадмированный парафиновый блок │

│ │(варьируя толщину парафина - можно оценить среднюю │

│ │энергию быстрых нейтронов) │

│ │Чувствительность метода при использовании для │

│ │измерения бета-активности фольг датчика типа │

│ │УCD-1 - 10 н/кв. см сек. при ошибке 30% │

│ │ 31 32 127 │

│ │Метод пороговых индикаторов (P , S , A Mg) │

│ │для измерения величины и оценки спектра нейтронных │

│ │ 3 4 │

│ │потоков большой интенсивности (> 10 - 10 н/кв. см│

│ │сек.) │

│г) Измерение потоков │Углеродный детектор с порогом регистрации 20 Мэв │

│сверхбыстрых │ 12 11 │

│нейтронов │(реакция С (n 2n)С │

│ │ 1 │

│ │Применяются два метода: (1) активация полых │

│ │углеродных цилиндров с последующим измерением │

│ │наведенной активности с помощью бета-счетчиков, │

│ │чувствительность метода - 100 н/кв. см сек. при │

│ │ошибке 50%; (2) активация органического │

│ │сцинтиллятора с последующим измерением наведенной │

│ │активности с помощью сцинтилляционного счетчика со │

│ │схемой совпадений, чувствительность метода при │

│ │объеме сцинтиллятора 1 л - 2 н/кв. см сек. при │

│ │ошибке 20% │

│ │Висмутовые счетчики и камеры деления, порог │

│ │регистрации 50 Мэв │

│ │Чувствительность - 100 н/кв. см сек. при ошибке 50%│

│д) Измерение потоков │Радиометры типа РУС-5, РУС-4, РУП-1, КПН-2, РН-3. │

│тепловых нейтронов │Пропорциональные счетчики тепловых нейтронов типа │

│(фазотроны) │СНМ-5, СНМО-5, СНМ-9 и т.п., радиометры РУС-4, │

│ │РУС-5 с пересчетными приборами типа ПС-10000, ПП-6,│

│ │ПП-8 ("Волна") в качестве регистрирующих устройств │

│ │Метод активации фольг из индия, золота и т.п. │

│е) Контроль уровня │Ввиду большой скважности импульсов излучения, │

│ионизирующего │затрудняющей использование стандартной │

│излучения в │дозиметрической аппаратуры, может быть рекомендован│

│помещениях │простой метод контроля импульсного излучения путем │

│обслуживающего │измерения интегрального светового выхода │

│персонала, в │органического сцинтиллятора по току ФЭУ (приборы │

│измерительных │типа СДО, СДМ, РПИ) │

│павильонах и смежных │ │

│помещениях на │ │

│синхрофазотронах │ │

│ж) Измерение │ Гамма-измерения │

│наведенной гамма- и │ │

│бета-активности │Универсальные переносные радиометры типа РУП-1, │

│мишеней и частей │РУС-4, РУС-5, переносные радиометры типа ДП-11-Б │

│конструкции │("Сенеж"), ДП-12 │

│ускорителя, │Переносные микрорентгенометры типа ПМР-1, ПМР-1М │

│подвергающихся │Сетевые микрорентгенометры типа "Кактус", МРМ-1 │

│прямому воздействию │ │

│пучка ускоренных │ Бета-измерения │

│протонов │ │

│ │Универсальные радиометры РУС-4, РУС-5, РУП-1 │

│ │Переносные радиометры типа ДП-11-Б, ДП-12 и │

│ │универсальный радиометр типа "Тисс" (только для │

│ │жесткого бета-излучения) │

│ │ │

│з) Измерение │Универсальные переносные радиометры типа РУС-4, │

│бета-загрязненности │РУС-5, РУП-1, универсальный радиометр типа "Тисс" │

│поверхностей, одежды │Торцовые счетчики бета-излучения с установками типа│

│и рук сотрудников │Б-2, ДП-100, датчик типа УСД-1 с пересчетными │

│ │приборами типа ПС-10000, ПП-6, ПП-8 - для обсчета │

│ │мазков │

│и) Наведенная │Установка типа РВ-1 (осаждение аэрозолей на │

│бета-активность │аналитический фильтр) с последующим обсчетом │

│аэрозолей в воздухе │активности фильтров с помощью торцовых счетчиков │

│помещения, в котором │или датчиков типа УСД-1, УСД-3, а также │

│проходят внешние │универсальных радиометров РУС-4, РУС-5, РУП-1 │

│пучки нуклонов и │Переносные аэрозольно-газовые радиометры типа РВ-3,│

│пи-мезонов │РВ-4 │

│к) Измерение │Микрорентгенометр "Кактус" с камерой ДЗ-70 │

│концентрации │ │

│радиоактивных газов в│ │

│воздухе │ │

│л) Индивидуальный │Средства индивидуального контроля: │

│контроль за │ИФК (индивидуальный фотоконтроль смешанного бета- │

│облучением персонала,│гамма-излучения) с помощью кассет ИФК-3, ИФК-4 │

│работающего в │конструкции ИАЭ │

│нейтронных бета- и │ИФКН (индивидуальный фотоконтроль смешанного │

│гамма-полях │гамма-нейтронного излучения) с помощью кассет ИФКН │

│ │Индивидуальные прямопоказывающие дозиметры типа │

│ │ДК-0,2; │

│ │Индивидуальные гамма-дозиметры типа КИД-2 │

└─────────────────────┴───────────────────────────────────────────────────┘

Приложение 4

ОПРЕДЕЛЕНИЕ РАЗМЕРОВ САНИТАРНО-ЗАЩИТНОЙ ЗОНЫ

ПРИ РАЗМЕЩЕНИИ УСКОРИТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК

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.

Таблица 1

┌──────────────────────────────────────────────┬──────────────────────────┐

│ Характеристика поля проникающего излучения │ Размеры │

│ у наружных поверхностей здания ускорителя │ санитарно-защитной зоны, │

│ │ необходимые для снижения │

│ │ уровней излучения до │

│ │ допустимых величин для │

│ │населения (от стен здания)│

├──────────────────────────────────────────────┼──────────────────────────┤

│На всех наружных поверхностях защиты (в том │200 м │

│числе и на крыше) плотность потока нейтронов │ │

│равна ПДУ для непрофессионального облучения │ │

│На боковых поверхностях защиты в плоскости │400 м │

│орбиты плотность потока нейтронов не превышает│ │

│ПДУ для непрофессионального облучения. │ │

│Суммарная утечка в местах недопустимых для │ │

│персонала через верхнюю защиту и через слабую │ │

│верхнюю часть боковой защиты в пределах │ │

│ 9 10 │ │

│10 - 10 н/сек. │ │

│На боковых поверхностях защиты в плоскости │700 м │

│орбиты плотность потока нейтронов не превышает│ │

│ПДУ для профессионального облучения. Суммарная│ │

│утечка в местах, недопустимых для персонала │ │

│через верхнюю защиту и через слабую верхнюю │ │

│часть боковой защиты в пределах │ │

│ 10 11 │ │

│10 - 2,10 н/сек. │ │

└──────────────────────────────────────────────┴──────────────────────────┘

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

где N - плотность потока нейтронов на расстоянии "r" от центра здания

(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 -

100 - 120 м при наличии в плоскости орбиты бетонной защиты кругом толщиной

не менее нескольких метров; L - 200 - 220 м при отсутствии верхней защиты

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

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

L = 120 метров

4 70 150 4

N = 3 x 10 --- x е --- = 0,27 x 10 нетр./кв. м сек.

(r) 220 120

Приложение 5

___________________________________________________________________________

Наименование учреждения

┌──┬──┬──┬──┬──┐

│ │ │ │ │ │

1. ├──┼──┼──┼──┼──┤ Дозиметрическая карта N _____

│ │ │ │ │ │

└──┴──┴──┴──┴──┘

(группа по состоянию здоровья)

2. ______________________ 3. ____________ 4. ___ 5. _______________________

(фамилия, имя, отчество) (год рождения) (пол) (дополнительн. сведения)

6. Стаж работы в радиационно опасных условиях с ___________________________

┌───┬─────────────┬─────────────────────────────────────┬───────┬────┬────┐

│Год│ Условия │ Профессиональное облучение │Доза │Сум-│При-│

│ │ работы │ │при │мар-│ме- │

│ ├────┬────────┼────────────────────────────┬────────┤рентг.-│ная │ча- │

│ │ха- │актив- │ доза за год (в бэр) │ макс. │диагн. │доза│ние │

│ │рак-│ность │ │доза за │проце- │(в │ │

│ │тер │источни-│ │ месяц │дурах │бэр)│ │

│ │ра- │ка или ├─────┬──────┬────┬─────┬────┼────┬───┤(в бэр)│ │ │

│ │боты│мощность│гамма│нейтр.│бета│возд.│сум-│мес.│до-│ │ │ │

│ │ │дозы на │ │ │ │ │ма │ │за │ │ │ │

│ │ │раб. │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │

│ │ │месте │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │

├───┼────┼────────┼─────┼──────┼────┼─────┼────┼────┼───┼───────┼────┼────┤

│ 1 │ 2 │ 3 │ 4 │ 5 │ 6 │ 7 │ 8 │ 9 │10 │ 11 │ 12 │ 13 │

│ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │

└───┴────┴────────┴─────┴──────┴────┴─────┴────┴────┴───┴───────┴────┴────┘

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.