Основне карактеристике дизајна објеката за зрачење

Опасности повезане са руковањем и употребом извора зрачења захтевају посебне карактеристике дизајна и конструкције које нису потребне за конвенционалне лабораторије или радне просторе. Ове посебне карактеристике дизајна су уграђене тако да радник у објекту не буде неоправдано спутан, а истовремено се осигурава да он или она нису изложени непотребним опасностима од спољашњег или унутрашњег зрачења.

Приступ свим просторима у којима би могло доћи до излагања изворима зрачења или радиоактивним материјалима мора се контролисати не само у односу на раднике у објекту којима се може дозволити да уђу у те радне просторе, већ и у погледу врсте одеће или заштитне опреме коју треба да одећу и мере предострожности које треба да предузму у контролисаним подручјима. У спровођењу оваквих контролних мера помаже у класификацији радијационих радних подручја на основу присуства јонизујућег зрачења, присуства радиоактивне контаминације или обоје. Увођење оваквих концепата класификације радних подручја у раним фазама планирања резултираће да објекат има све карактеристике неопходне да рад са изворима зрачења буде мање опасан.

Класификација радних подручја и типови лабораторија

Основа за класификацију радног подручја је груписање радионуклида према њиховој релативној радиотоксичности по јединици активности. Групу И треба класификовати као радионуклиде веома високе токсичности, Групу ИИ као радионуклиде умерене до високе токсичности, Групу ИИИ као радионуклиде умерене токсичности, а Групу ИВ као радионуклиде ниске токсичности. Табела 1 приказује класификацију по групама токсичности многих радионуклида.

Табела 1. Радионуклиди класификовани према релативној радиотоксичности по јединици активности

(ИАЕА 1973)

Могу се предвидети три широка типа лабораторија на основу разматрања радиотоксичности, количине или количине радиоактивних материјала којима ће се руковати у радном подручју и врсте операција које су укључене.

Табела 2 описује лабораторије по типовима и даје примере за сваки тип. Табела 3 показује типове лабораторија заједно са класификацијом радних подручја и контролом приступа (ИАЕА 1973).

Табела 2. Класификација радних подручја

(ИЦРП 1977, ИАЕА 1973)

Табела 3. Класификација лабораторија за руковање радиоактивним материјалима

 

(ИЦРП 1977, ИАЕА 1973)

Опасности при раду са радиоактивним материјалом зависе не само од нивоа радиотоксичности или хемијске токсичности и активности радионуклида, већ и од физичког и хемијског облика радиоактивног материјала и од природе и сложености операције или поступка који се изводи.

Локација радијационог објекта у згради

Када је објекат за зрачење део велике зграде, приликом одлучивања о локацији таквог објекта треба имати на уму следеће:

• Објекат за зрачење треба да се налази у релативно нефреквентном делу зграде, како би се приступ простору могао лако контролисати.
• Потенцијал за пожар треба да буде минималан у одабраном подручју.
• Локација објекта за зрачење и обезбеђено грејање и вентилација треба да буду такви да су могућности ширења површинске и ваздушне радиоактивне контаминације минималне.
• Локацију радијацијског објекта треба изабрати разумно, тако да се уз минималне трошкове за заштиту, нивои зрачења могу ефикасно одржавати унутар утврђених граница у непосредној близини.

 

Планирање објеката за зрачење

Тамо где је предвиђена градација нивоа активности, лабораторија треба да буде лоцирана тако да приступ областима где постоје високи нивои радијације или радиоактивне контаминације буде постепен; то јест, прво се улази у подручје без зрачења, затим у подручје ниске активности, затим у подручје средње активности и тако даље.

Потреба за елаборираном контролом вентилације у малим лабораторијама може се избећи употребом капуљача или преграда за рукавице за руковање незатвореним изворима радиоактивног материјала. Међутим, вентилациони систем би требало да буде пројектован тако да омогући проток ваздуха у правцу да сваки радиоактивни материјал који се унесе у ваздух ће отицати даље од радијационог радника. Проток ваздуха увек треба да иде од неконтаминираног подручја ка контаминираној или потенцијално контаминираној области.

За руковање незатвореним изворима ниске до средње радиоактивности, просечна брзина ваздуха кроз отвор на хауби мора бити око 0.5 мс^{-КСНУМКС}. За високо радиотоксичну или радиоактивност високог нивоа, брзину ваздуха кроз отвор треба повећати на просечно 0.6 до
КСНУМКС МС^{-КСНУМКС}. Међутим, претерано велике брзине ваздуха могу извући радиоактивне материјале из отворених контејнера и контаминирати цео простор хаубе.

Постављање хаубе у лабораторији је важно у погледу унакрсне промаје. Генерално, хауба треба да се налази далеко од улазних врата где мора да уђе доводни или надопунски ваздух. Двобрзински вентилатори ће омогућити рад при већој брзини ваздуха док је хауба у употреби и мањој брзини када је затворена.

Циљ сваког вентилационог система треба да буде:

• обезбедити удобне услове за рад
• обезбедити сталне промене ваздуха (три до пет промена на сат) у сврху уклањања и разблаживања непожељних загађивача ваздуха
• минимизирају контаминацију других делова зграде и животне средине.

 

У пројектовању објеката за зрачење, захтеви за тешким заштитом могу се минимизирати усвајањем одређених једноставних мера. На пример, за терапију зрачењем, акцелераторе, неутронске генераторе или панорамске изворе зрачења, лавиринт може смањити потребу за тешким вратима обложеним оловом. Сужавање примарне заштитне баријере у областима које нису директно у корисној греди или лоцирањем објекта делимично или потпуно под земљом може значајно смањити количину потребне заштите.

Пажљива пажња се мора посветити правилном позиционирању прозора за гледање, подземних проводних каблова и преграда вентилационог система. Прозор за гледање треба да пресреће само расејано зрачење. Још боља је телевизија затвореног круга, која такође може побољшати ефикасност.

Завршне обраде површине унутар радног подручја

Све сирове површине, као што су малтер, бетон, дрво и тако даље, треба да буду трајно заптивене одговарајућим материјалом. Избор материјала треба узети у обзир следеће:

• обезбеђивање глатке, хемијски инертне површине
• услови околине температуре, влажности и механичког хабања којима површине могу бити изложене
• компатибилност са пољима зрачења којима је површина изложена
• потреба за лакоћом поправке у случају оштећења.

 

Обичне боје, лакови и лакови се не препоручују за покривање хабајућих површина. Наношење површинског материјала који се лако може уклонити може бити од помоћи ако дође до контаминације и ако је потребна деконтаминација. Међутим, уклањање таквих материјала понекад може бити тешко и неуредно.

Водоводне инсталације

Умиваоници, умиваоници и подни одводи треба да буду прописно обележени. Умиваоници у којима се могу опрати контаминиране руке треба да имају славине на коленима или стопалима. Може бити економично смањити одржавање коришћењем цеви које се могу лако деконтаминирати или заменити ако је потребно. У неким случајевима може бити препоручљиво инсталирати подземне или складишне резервоаре за контролу одлагања течних радиоактивних материјала.

Дизајн заштите од зрачења

Заштита је важна за смањење изложености зрачењу радника постројења и јавности. Захтеви за заштиту зависе од бројних фактора, укључујући време у коме су радници на зрачењу или грађани изложени изворима зрачења и врсту и енергију извора зрачења и поља зрачења.

У пројектовању штитова од зрачења, заштитни материјал треба поставити близу извора зрачења ако је могуће. За сваку врсту зрачења морају се узети посебна разматрања о заштити.

Дизајн заштите може бити сложен задатак. На пример, коришћење рачунара за моделирање заштите за акцелераторе, реакторе и друге изворе зрачења високог нивоа је ван оквира овог чланка. За сложени дизајн заштите увек треба консултовати квалификоване стручњаке.

Заштита извора гама

Слабљење гама зрачења се квалитативно разликује од слабљења алфа или бета зрачења. Обе ове врсте зрачења имају одређени опсег материје и потпуно се апсорбују. Гама зрачење, с друге стране, може бити смањено у интензитету све дебљим апсорберима, али се не може потпуно апсорбовати. Ако се пригушење моноенергетских гама зрака мери у условима добре геометрије (то јест, зрачење је добро колимирано у уском снопу), подаци о интензитету, када се нацртају на полу-лог графику у односу на дебљину апсорбера, ће лежати на правој линији са нагибом једнаким слабљењу
коефицијент, μ.

Интензитет или брзина апсорбоване дозе која се преноси кроз апсорбер може се израчунати на следећи начин:

I_(т) = И₍₀₎e^{- μ t}

где I(t) је интензитет гама зрака или брзина апсорбоване дозе која се преноси кроз апсорбер дебљине t.

Јединице μ и t су реципрочни једни другима. Ако је дебљина апсорбера t се мери у цм, тада је μ линеарни коефицијент слабљења и има јединице цм^{-КСНУМКС}. Ако t има јединице површинске густине (г/цм²), онда је μ коефицијент пригушења масе μ_m и има јединице цм²/г.

Као апроксимација првог реда користећи површинску густину, сви материјали имају приближно иста својства слабљења фотона за фотоне са енергијама између око 0.75 и 5.0 МеВ (мега-електрон волти). У оквиру овог енергетског опсега, својства гама заштите су приближно пропорционална густини заштитног материјала. За ниже или веће енергије фотона, апсорбери већег атомског броја обезбеђују ефикаснију заштиту од оних са нижим атомским бројем, за дату површинску густину.

У условима лоше геометрије (на пример, за широки сноп или за дебели штит), горња једначина ће значајно потценити потребну дебљину штита јер претпоставља да ће сваки фотон који ступа у интеракцију са штитом бити уклоњен из зрака и неће бити откривена. Значајан број фотона може бити расејан штитом у детектор, или фотони који су били расејани из снопа могу бити расејани назад у њега након друге интеракције.

Дебљина штита за услове лоше геометрије може се проценити коришћењем фактора нагомилавања B који се може проценити на следећи начин:

I_(т) = И₍₀₎Be^{- μ t}

Фактор нагомилавања је увек већи од један и може се дефинисати као однос интензитета фотонског зрачења, укључујући и примарно и расејано зрачење, у било којој тачки снопа, до интензитета примарног зрака само при та тачка. Фактор нагомилавања може да се односи или на флукс зрачења или на брзину апсорбоване дозе.

Фактори изградње су израчунати за различите енергије фотона и различите апсорбере. Многи графикони или табеле дају дебљину штита у смислу дужине опуштања. Дужина релаксације је дебљина штита која ће пригушити уски сноп на 1/е (око 37%) његовог првобитног интензитета. Једна дужина релаксације је, дакле, нумерички једнака реципрочној вредности линеарног коефицијента слабљења (тј. 1/μ).

Дебљина апсорбера која, када се унесе у примарни сноп фотона, смањује брзину апсорбоване дозе за половину назива се слој полу-вредности (ХВЛ) или дебљина половине вредности (ХВТ). ХВЛ се може израчунати на следећи начин:

ХВЛ = лн2 / μ

Потребна дебљина фотонског штита може се проценити претпоставком уског снопа или добре геометрије док се израчунава потребна заштита, а затим повећањем тако пронађене вредности за један ХВЛ да би се урачунало накупљање.

Дебљина апсорбера који, када се унесе у примарни фотонски сноп, смањује брзину апсорбоване дозе за једну десетину је слој десете вредности (ТВЛ). Један ТВЛ је једнак око 3.32 ХВЛ, пошто:

лн10 / лн2 ≈ 3.32

Вредности за ТВЛ и ХВЛ су дате у табели за различите енергије фотона и неколико уобичајених материјала за заштиту (нпр. олово, челик и бетон) (Сцхаеффер 1973).

Интензитет или брзина апсорбоване дозе за тачкасти извор се придржава закона обрнутог квадрата и може се израчунати на следећи начин:

где I_i је интензитет фотона или брзина апсорбоване дозе на удаљености d_i од извора.

Заштита медицинске и немедицинске рендгенске опреме

Заштита за рендгенску опрему се разматра у две категорије, заштита извора и структурална заштита. Заштиту извора обично обезбеђује произвођач кућишта рендгенске цеви.

Безбедносни прописи одређују један тип кућишта заштитне цеви за медицинске дијагностичке рендгенске установе и други тип за медицинско терапијске рендгенске установе. За немедицинску рендгенску опрему, кућиште цеви и други делови рендгенског апарата, као што је трансформатор, су заштићени да би се смањило цурење рендгенског зрачења на прихватљиве нивое.

Сви рендгенски апарати, и медицински и немедицински, имају заштитна кућишта цеви дизајнирана да ограниче количину зрачења цурења. Зрачење цурења, како се користи у овим спецификацијама за кућишта цеви, означава све зрачење које долази из кућишта цеви осим корисног снопа.

Структурна заштита за рендгенски објекат обезбеђује заштиту од корисног или примарног рендгенског зрака, од цурења зрачења и од распршеног зрачења. Он обухвата и рендгенску опрему и објекат који се озрачава.

Количина расејаног зрачења зависи од величине рендгенског поља, енергије корисног снопа, ефективног атомског броја распршивача и угла између долазног корисног снопа и смера расејања.

Кључни параметар дизајна је радно оптерећење објекта (W):

где W је недељно радно оптерећење, обично дато у мА-мин недељно; E је струја цеви помножена временом експозиције по приказу, обично дато у мА с; N_v је број прегледа по пацијенту или озраченом објекту; N_p је број пацијената или објеката недељно и k је фактор конверзије (1 мин подељен са 60 с).

Други кључни параметар дизајна је фактор употребе U_n за зид (или под или плафон) n. Зид може штитити било коју заузету област као што је контролна соба, канцеларија или чекаоница. Фактор употребе је дат:

где, N_в,н је број приказа за које је примарни рендгенски сноп усмерен ка зиду n.

Захтеви структуралне заштите за дато рендгенско постројење одређују се следећим:

• максимални потенцијал цеви, у киловолтима-пику (кВп), на коме ради рендгенска цев
• максимална струја снопа, у мА, при којој ради рендгенски систем
• оптерећење (W), што је мера, у одговарајућим јединицама (обично мА-мин недељно), за количину коришћења рендгенског система
• фактор употребе (U), што је део радног оптерећења током којег је корисни сноп усмерен у правцу интересовања
• фактор попуњености (T), што је фактор са којим треба помножити оптерећење да би се исправио степен или тип заузетости подручја које треба заштитити
• максимална дозвољена брзина еквивалентне дозе (P) особи за контролисане и неконтролисане области (типичне границе апсорбоване дозе су 1 мГи за контролисано подручје у једној недељи и 0.1 мГи за неконтролисано подручје у једној недељи)
• врста заштитног материјала (на пример, олово или бетон)
• даљина (d) од извора до локације која се штити.

 

Уз ова разматрања, вредност односа примарног снопа или фактора преноса K у мГи по мА-мин на једном метру је дат:

Заштита рендгенског објекта мора бити изведена тако да спојеви не нарушавају заштиту; преко отвора за канале, цеви и тако даље, који пролазе кроз баријере; или проводницима, сервисним кутијама и тако даље, уграђеним у баријере. Заштита треба да покрива не само задњу страну кутија за сервисирање, већ и бочне стране, или да буде довољно проширена да пружи еквивалентну заштиту. Цеви који пролазе кроз баријере треба да имају довољно кривина да би се зрачење смањило на потребан ниво. Прозори за посматрање морају имати заштиту еквивалентну оној која је потребна за преграду (баријеру) или врата у којима се налазе.

Објекти за радијацију могу захтевати блокаде врата, светла упозорења, затворену телевизију или средства за звучну (нпр. глас или зујалица) и визуелну комуникацију између било кога ко се налази у објекту и оператера.

Заштитне баријере су две врсте:

1. примарне заштитне баријере, које су довољне да пригуше примарни (корисни) сноп до потребног нивоа
2. секундарне заштитне баријере, које су довољне да ублаже цурење, расејано и лутајуће зрачење до потребног нивоа.

 

Да бисте дизајнирали секундарну заштитну баријеру, посебно израчунајте потребну дебљину за заштиту од сваке компоненте. Ако су потребне дебљине приближно исте, додајте додатни ХВЛ на највећу израчунату дебљину. Ако је највећа разлика између израчунатих дебљина један ТВЛ или више, највећа од израчунатих вредности ће бити довољна.

Интензитет расејаног зрачења зависи од угла расејања, енергије корисног снопа, величине поља или површине расејања и састава субјекта.

Приликом пројектовања секундарних заштитних баријера, направљене су следеће поједностављујуће конзервативне претпоставке:

1. Када се рендгенски зраци производе на 500 кВ или мање, енергија расејаног зрачења једнака је енергији корисног зрака.
2. Након расејања, енергетски спектар рендгенских зрака за снопове генерисане на напонима већим од 500 кВ деградира се на спектар снопа од 500 кВ, а брзина апсорбоване дозе на 1 м и 90 степени од распршивача је 0.1% оне у снопу од XNUMX кВ. корисни сноп на месту расејања.

 

Однос преноса за расејано зрачење је записан у терминима фактора трансмисије расејања (K_μx) са јединицама мГи•м² (мА-мин)^{-КСНУМКС}:

где P је максимална недељна апсорбована доза (у мГи), d_{земљарина} је растојање од мете рендгенске цеви и објекта (пацијента), d_сек је растојање од распршивача (објекта) до тачке интереса коју секундарне баријере треба да штите, a је однос расејаног зрачења и упадног зрачења, f је стварна величина поља расејања (у цм²), И F је фактор који објашњава чињеницу да излаз к-зрака расте са напоном. Мање вредности од K_μк захтевају дебље штитове.

Фактор слабљења цурења B_LX за дијагностичке рендгенске системе израчунава се на следећи начин:

где d је растојање од цевне мете до тачке интересовања и I је струја цеви у мА.

Однос слабљења баријере за терапеутске рендгенске системе који раде на 500 кВ или мање је дат:

За терапеутске рендгенске цеви које раде на потенцијалима већим од 500 кВ, цурење је обично ограничено на 0.1% интензитета корисног снопа на 1 м. Фактор слабљења у овом случају је:

где X_n је брзина апсорбоване дозе (у мГи/х) на 1 м од терапеутске рендгенске цеви која ради при струји цеви од 1 мА.

Број n ХВЛ-ова потребних за постизање жељеног слабљења B_LX се добија из односа:

or

Заштита од бета честица

Два фактора морају се узети у обзир када се дизајнира штит за високоенергетски бета емитер. Оне су саме бета честице и бремсстрахлунг произведен од бета честица апсорбованих у извору и у штиту. Бремсстрахлунг састоји се од рендгенских фотона који настају када наелектрисане честице велике брзине пролазе кроз брзо успоравање.

Због тога се бета штит често састоји од супстанце ниског атомског броја (да би се свео на минимум бремсстрахлунг производња) која је довољно густа да заустави све бета честице. Након тога следи материјал високог атомског броја који је довољно дебео да ослаби бремсстрахлунг на прихватљив ниво. (Обрнути редослед штитова се повећава бремсстрахлунг производњу у првом штиту до нивоа који је толико висок да други штит може пружити неадекватну заштиту.)

За потребе процене бремсстрахлунг опасност, може се користити следећи однос:

где f је део упадне бета енергије претворене у фотоне, Z је атомски број апсорбера, и E_β је максимална енергија спектра бета честица у МеВ. Да би се обезбедила адекватна заштита, нормално се претпоставља да су све бремсстрахлунг фотони су максималне енергије.

бремсстрахлунг флукс Ф на растојању d из бета извора може се проценити на следећи начин:

`E_β је просечна енергија бета честица и може се проценити на следећи начин:

Опсег R_β бета честица у јединицама површинске густине (мг/цм²) може се проценити на следећи начин за бета честице са енергијама између 0.01 и 2.5 МеВ:

где R_β је у мг/цм² E_β је у МеВ.

за E_β>2.5 МеВ, опсег бета честица R_β може се проценити на следећи начин:

где R_β је у мг/цм² E_β је у МеВ.

Заштита од алфа честица

Алфа честице су најмање продорна врста јонизујућег зрачења. Због насумичне природе њених интеракција, опсег појединачне алфа честице варира између номиналних вредности као што је приказано на слици 1. Опсег у случају алфа честица може се изразити на различите начине: минималним, средњим, екстраполираним или максималним опсегом . Средњи опсег је најтачније одредив, одговара опсегу „просечне“ алфа честице и најчешће се користи.

Слика 1. Типична расподела алфа честица

Ваздух је најчешће коришћени апсорбујући медијум за одређивање односа опсега и енергије алфа честица. За алфа енергију E_α мање од око 4 МеВ, R_α у ваздуху је приближно дато са:

где R_α је у цм, E_α у МеВ.

за E_α између 4 и 8 МеВ, R_α у ваздуху је дато приближно са:

где R_α је у цм, E_α у МеВ.

Опсег алфа честица у било којој другој средини може се проценити из следећег односа:

R_α (у другом медијуму; мг/цм²) » 0.56 A^1/3 R_α (у ваздуху; цм) где A је атомски број средине.

Неутронска заштита

Као опште правило за заштиту неутрона, неутронска енергетска равнотежа се постиже и онда остаје константна након једне или две дужине релаксације заштитног материјала. Стога, за штитове дебље од неколико дужина релаксације, еквивалентна доза изван бетонске или гвоздене заштите ће бити ослабљена са дужинама релаксације од 120 г/цм² или 145 г / цм², редом.

Губитак енергије неутрона еластичним расејањем захтева водонични штит да би се максимизирао пренос енергије како се неутрони ублажују или успоравају. За енергије неутрона изнад 10 МеВ, нееластични процеси су ефикасни у слабљењу неутрона.

Као и код нуклеарних енергетских реактора, високоенергетски акцелератори захтевају тешку заштиту за заштиту радника. Већина еквивалената дозе за раднике потиче од излагања активираном радиоактивном материјалу током операција одржавања. Активациони производи се производе у компонентама акцелератора и системима подршке.

Мониторинг радног окружења

Неопходно је посебно се бавити дизајном рутинских и оперативних програма праћења радног окружења. Посебни програми праћења биће осмишљени да би се постигли специфични циљеви. Није пожељно осмишљавати програме уопштено.

Рутинско праћење спољашњег зрачења

Важан део у припреми програма рутинског праћења екстерног зрачења на радном месту је спровођење свеобухватног истраживања када се нови извор зрачења или ново постројење пушта у рад, или када су учињене или би могле бити суштинске промене. направљен у постојећој инсталацији.

Учесталост рутинског праћења одређује се узимањем у обзир очекиваних промена у радијацијском окружењу. Ако су промене у заштитној опреми или промене процеса који се спроводе на радном месту минималне или незнатне, онда је рутинско праћење радијације на радном месту ретко потребно за потребе прегледа. Ако су поља зрачења подложна брзом и непредвидивом порасту до потенцијално опасних нивоа, онда је неопходан систем за праћење радијације и упозоравање на подручје.

Оперативни надзор за екстерно зрачење

Дизајн оперативног програма праћења у великој мери зависи од тога да ли операције које ће се спроводити утичу на поља зрачења или ће поља зрачења остати суштински константна током нормалних операција. Детаљан дизајн таквог истраживања у великој мери зависи од облика операције и услова под којима се она одвија.

Рутинско праћење површинске контаминације

Конвенционални метод рутинског праћења површинске контаминације је праћење репрезентативног дела површина у области фреквенцијом коју диктира искуство. Ако су операције такве да је вероватно значајна површинска контаминација и да радници могу да изнесу значајне количине радиоактивног материјала из радног простора у једном случају, рутинско праћење треба да буде допуњено употребом монитора за контаминацију портала.

Оперативни надзор површинске контаминације

Један облик оперативног мониторинга је испитивање предмета на контаминацију када напусте радиолошки контролисано подручје. Ово праћење мора укључивати руке и стопала радника.

Основни циљеви програма мониторинга површинске контаминације су:

• да помогне у спречавању ширења радиоактивне контаминације
• за откривање кварова у задржавању или одступања од добрих оперативних процедура
• ограничити површинску контаминацију на нивое на којима су општи стандарди доброг одржавања домаћинства адекватни да би изложеност зрачењу била што нижа колико је разумно могуће и да би се избегла прекомерна изложеност изазвана контаминацијом одеће и коже
• да обезбеди информације за планирање оптимизованих програма за појединце, за праћење ваздуха и за дефинисање оперативних процедура.

 

Праћење контаминације у ваздуху

Праћење радиоактивних материјала у ваздуху је важно јер је удисање обично најважнији пут уношења таквог материјала од стране радника на радијацији.

Праћење радног места на контаминацију из ваздуха биће потребно на рутинској основи у следећим околностима:

• када се гасовитим или испарљивим материјалима рукује у количини
• када руковање било којим радиоактивним материјалом у таквим операцијама резултира честом и значајном контаминацијом радног места
• при преради умерено до високо токсичних радиоактивних материјала
• приликом руковања незапечаћеним терапијским радионуклидима у болницама
• током употребе топлих ћелија, реактора и критичних склопова.

 

Када је потребан програм за праћење ваздуха, он мора:

• бити у стању да процени вероватну горњу границу удисања радиоактивног материјала од стране радника на зрачењу
• бити у стању да скрене пажњу на неочекивану контаминацију у ваздуху како би радници радијације могли бити заштићени и предузети поправне мере
• дају информације за планирање програма индивидуалног мониторинга унутрашње контаминације.

 

Најчешћи облик праћења контаминације из ваздуха је употреба узорковача ваздуха на одређеном броју одабраних локација које су у разумној мери репрезентативне за зоне дисања радијационих радника. Можда ће бити неопходно да узорци прецизније представљају зоне дисања коришћењем личних узорковача ваздуха или ревера.

Детекција и мерење радијације и радиоактивне контаминације

Праћење или мерење помоћу марамица и инструменталних мерења клупа, подова, одеће, коже и других површина су у најбољем случају квалитативне процедуре. Тешко их је учинити високо квантитативним. Инструменти који се користе обично су детектујући типове, а не мерни уређаји. Пошто је количина укључене радиоактивности често мала, осетљивост инструмената треба да буде висока.

Захтеви за преносивост детектора контаминације зависе од њихове намене. Ако је инструмент за надзор лабораторијских површина опште намене, пожељан је преносиви тип инструмента. Ако је инструмент за специфичну употребу у којој се предмет који треба надгледати може донети инструменту, онда преносивост није неопходна. Монитори за одећу и монитори за руке и ципеле углавном нису преносиви.

Инструменти и монитори за бројање обично укључују очитавања мерача и звучне излазе или прикључке за слушалице. Табела 4 идентификује инструменте који се могу користити за детекцију радиоактивног загађивачаион.+

Табела 4. Инструменти за детекцију контаминације

¹ цпм = броји у минути.
² Неколико површинских монитора је погодно за детекцију трицијума (³Х). Тестови брисања избројани течним сцинтилационим уређајима су одговарајући за откривање контаминације трицијумом.
³ ГМ = Геигер-Муллер цоунтрате метар.

Алфа детектори контаминације

Осетљивост алфа детектора је одређена његовом површином прозора и дебљином прозора. Обично је површина прозора 50 цм² или више са густином површине прозора од 1 мг/цм² или мање. Монитори алфа контаминације треба да буду неосетљиви на бета и гама зрачење како би се сметње у позадини свеле на минимум. Ово се генерално постиже дискриминацијом по висини импулса у кругу за бројање.

Преносиви алфа монитори могу бити или гасно пропорционални бројачи или сцинтилациони бројачи цинк сулфида.

Бета детектори контаминације

Преносни бета монитори неколико типова могу се користити за детекцију контаминације бета честицама. Геигер-Муеллер (ГМ) мјерачи брзине бројања генерално захтијевају танак прозор (површинска густина између 1 и 40 мг/цм²). Сцинтилациони (антраценски или пластични) бројачи су веома осетљиви на бета честице и релативно неосетљиви на фотоне. Преносиви бета бројачи се генерално не могу користити за праћење трицијума (³Х) контаминација јер је енергија бета-честица трицијума веома ниска.

Сви инструменти који се користе за праћење бета контаминације такође реагују на позадинско зрачење. Ово се мора узети у обзир при тумачењу очитавања инструмента.

Када постоје високи нивои позадинског зрачења, преносиви бројачи за праћење контаминације имају ограничену вредност, јер не указују на мала повећања иницијално високих стопа бројања. У овим условима се препоручују тестови размазивања или брисања.

Гама детектори контаминације

Пошто већина гама емитера такође емитује бета честице, већина монитора контаминације ће детектовати и бета и гама зрачење. Уобичајена пракса је да се користи детектор који је осетљив на обе врсте зрачења како би се повећала осетљивост, пошто је ефикасност детекције обично већа за бета честице него за гама зраке. Пластични сцинтилатори или кристали натријум јодида (НаИ) су осетљивији на фотоне од ГМ бројача, па се стога препоручују за детекцију гама зрака.

Узорковачи и монитори ваздуха

Честице се могу узорковати следећим методама: седиментацијом, филтрацијом, ударцем и електростатичким или термичким таложењем. Међутим, контаминација честицама у ваздуху се генерално прати филтрацијом (пумпавање ваздуха кроз филтер медијум и мерење радиоактивности на филтеру). Брзине протока узорковања су углавном веће од 0.03 м³/мин. Међутим, брзина протока узорковања у већини лабораторија није већа од 0.3 м³/мин. Специфични типови уређаја за узорковање ваздуха укључују "граб" узоркиваче и континуалне мониторе ваздуха (ЦАМ). ЦАМ-ови су доступни са фиксним или покретним филтер папиром. ЦАМ треба да садржи аларм јер је његова главна функција да упозорава на промене у контаминацији у ваздуху.

Пошто алфа честице имају веома кратак домет, за мерење контаминације алфа честицама морају се користити филтери са површинским оптерећењем (на пример, мембрански филтери). Прикупљени узорак мора бити танак. Време између сакупљања и мерења мора се узети у обзир да би се омогућило распадање потомства радона (Рн).

Радиојоди као нпр ¹²³I, ¹²⁵ја и ¹³¹Могу се открити помоћу филтер папира (нарочито ако је папир напуњен угљем или сребрним нитратом) јер ће се део јода таложити на филтер папиру. Међутим, квантитативна мерења захтевају замке или канистере са активним угљем или сребрним зеолитом да би се обезбедила ефикасна апсорпција.

Вода са трицијом и гас трицијум су примарни облици контаминације трицијумом. Иако вода са трицијом има одређени афинитет за већину филтер папира, технике филтер папира нису баш ефикасне за узорковање воде са трицијом. Најосетљивије и најпрецизније методе мерења укључују апсорпцију кондензата водене паре са трицијам. Трицијум у ваздуху (на пример, као водоник, угљоводоници или водена пара) може се ефикасно мерити са Канне коморама (проточне јонизационе коморе). Апсорпција водене паре са трицијатом из узорка ваздуха може се постићи пропуштањем узорка кроз замку која садржи силика-гел молекуларно сито или пропуштањем узорка кроз дестиловану воду.

У зависности од операције или процеса, можда ће бити потребно пратити радиоактивне гасове. Ово се може постићи са Канне коморама. Најчешће коришћени уређаји за узорковање путем апсорпције су пречистачи и импингери са резаним гасом. Многи гасови се такође могу прикупити хлађењем ваздуха испод тачке смрзавања гаса и сакупљањем кондензата. Овај начин сакупљања најчешће се користи за трицијум оксид и племените гасове.

Постоји неколико начина да се добију узорци. Одабрана метода треба да одговара гасу који се узоркује и потребној методи анализе или мерења.

Мониторинг ефлуента

Мониторинг ефлуента се односи на мерење радиоактивности на месту њеног испуштања у животну средину. То је релативно лако постићи због контролисане природе локације за узорковање, која се обично налази у току отпада који се испушта кроз димњак или вод за испуштање течности.

Може бити потребно стално праћење радиоактивности у ваздуху. Поред уређаја за сакупљање узорака, обично филтера, типичан аранжман за узорковање честица у ваздуху укључује уређај за кретање ваздуха, мерач протока и повезане канале. Уређај за кретање ваздуха се налази низводно од колектора узорка; односно ваздух прво пролази кроз колектор узорка, а затим кроз остатак система за узорковање. Линије за узорковање, посебно оне испред система за прикупљање узорака, треба да буду што је могуће краће и без оштрих кривина, подручја турбуленције или отпора протоку ваздуха. За узорковање ваздуха треба користити константну запремину у одговарајућем опсегу падова притиска. Континуирано узимање узорака за радиоактивне изотопе ксенона (Ксе) или криптона (Кр) се постиже адсорпцијом на активном угљу или криогеним средствима. Лукасова ћелија је једна од најстаријих техника и још увек најпопуларнија метода за мерење концентрација Рн.

Понекад је неопходно стално праћење течности и водова за отпад за радиоактивне материјале. Примери су водови за отпад из врућих лабораторија, лабораторија нуклеарне медицине и водови за расхладну течност реактора. Међутим, континуирано праћење се може вршити рутинском лабораторијском анализом малог узорка пропорционалног протоку ефлуента. Доступни су узоркивачи који узимају периодичне аликвоте или који континуирано издвајају малу количину течности.

Граб узорковање је уобичајена метода која се користи за одређивање концентрације радиоактивног материјала у резервоару за задржавање. Узорак се мора узети након рециркулације како би се упоредио резултат мерења са дозвољеним брзинама пражњења.

У идеалном случају, резултати мониторинга ефлуента и мониторинга животне средине биће у добром слагању, при чему се други могу израчунати из првог уз помоћ различитих модела путања. Међутим, мора се признати и нагласити да мониторинг ефлуента, ма колико добар или опсежан, не може да замени стварно мерење радиолошких стања у животној средини.

 

Назад