Вход

расчет защиты полевого пункта хранения дефектоскопов

Курсовая работа*
Код 100329
Дата создания 2015
Страниц 22
Источников 12
Покупка готовых работ временно недоступна.
1 520руб.

Содержание

Содержание
Содержание 3
Техническое задание 4
Введение 9
Описание прибора 10
Описание источников 12
Описание блока-бокса и положения источника 13
Расчет мощности дозы в контрольных точках 17
Заключение 22
Список использованных источников 24

Фрагмент работы для ознакомления

Таблица 7 – Расчет защиты при нахождении источников вне головки дефектоскопа или при открытом затворе контейнера.
№ Точка Расстояние, м Толщина защиты, см Мощность дозы 192Ir (без экранирования), мкЗв/ч     W U Fe Pb Fe Pb бетон   21 А 0,19 0 0 1 4 0 0 0 132,30 22 Б 0,27 0 0 0,5 4 0 0 0 65,52 23 Б 0,7 0 0 0,5 4 0,5 0 40 9,75 24 Б 1,1 0 0 0,5 4 0 0 80 3,95 25 Б 0,2 0 0 0,5 2 0,5 0 0 119,41 26 Б 1,1 0 0 0,5 2 0,5 0 80 3,95 27 Б 0,7 0 0 0,5 2 0,5 0 40 9,75
По формулам 2-6 определим фактор накопления многослойных систем.
Таблица 8 – Фактор накопления многослойных систем точек 1 – 20.
№ Ai
(общ)  -α1
(общ)   α2
(общ) 
  (n=1) - (n = 2) (n=2) - (n = 3) (n=3) - (n = 4) (n=4) - (n = 5) (n=5) - (n = 6) 1 3,547 0,033 0,178 1,7914 0 0,222691 0,026329 0 0 2,040 2 3,629 0,029 0,156 1,5696 0 0,266637 0,013005 0 0 1,849 3 3,629 0,029 0,156 1,5696 0 0,266637 0,013005 0 0 1,849 4 3,189 0,029 0,187 1,6762 0 0,266637 -0,00339 0 0 1,939 5 84,774 0,058 -0,002 28,9581 0 0,266637 -0,00339 0,003391 -8,7462 20,479 6 93,396 0,061 -0,021 46,2830 0 0,266637 -0,00339 0,003391 -21,156 25,394 7 3,547 0,033 0,178 1,7914 0 0,266637 -0,00339 0,003391 0 2,058 8 88,274 0,059 -0,014 23,3285 0 0,266637 0,013005 -0,01301 -8,7462 14,849 9 95,493 0,061 -0,028 39,0650 0 0,266637 0,013005 -0,01301 -21,156 18,176 10 3,590 0,031 0,167 1,6613 0 0,249077 0,018297 0 0 1,929 11 2,881 0,033 0,222 2,0568 0 0,25786 0,016462 -0,01646 0,016462 2,331 12 3,600 0,030 0,164 1,7832 0,251252 0 0,026329 0 0 2,061 13 3,322 0,027 0,170 1,6914 0,295199 0 -0,00339 0 0 1,983 14 80,881 0,056 0,004 29,3335 0,295199 0 -0,00339 0,003391 -8,7462 20,882 15 90,961 0,060 -0,017 47,4520 0,295199 0 -0,00339 0,003391 -21,156 26,592 16 3,990 0,030 0,137 1,6498 0,295199 0 0,013005 -0,01301 0 1,945 17 84,050 0,057 -0,008 24,2542 0,295199 0 0,013005 -0,01301 -8,7462 15,803 18 92,946 0,060 -0,024 40,7110 0,295199 0 0,013005 -0,01301 -21,156 19,851 19 3,005 0,032 0,207 2,0892 0,286422 0 0,016462 -0,01646 0,016462 2,392 20 45,9977 0,0447 0,0782 17,1761 0,293 0 0,01387 -0,0139 -7,4713 9,998
Таблица 9 – Фактор накопления многослойных систем точек 21 – 27.
№ Ai
(общ)  -α1
(общ)   α2
(общ) 
  (n=1) - (n = 2) (n=2) - (n = 3) (n=3) - (n = 4) (n=4) - (n = 5) (n=5) - (n = 6) 21 3,320 0,045 0,239 1,4596 0 0 0,02633 0 0 1,486 22 2,578 0,039 0,264 1,3169 0 0 -0,0034 0 0 1,313 23 92,871 0,062 -0,013 23,3431 0 0 -0,0034 0,00339 -8,7462 14,597 24 98,660 0,063 -0,028 38,3006 0 0 -0,0034 -21,199 0 17,098 25 4,433 0,053 0,201 1,3507 0 0 0,01301 -0,013 0 1,351 26 100,464 0,064 -0,035 31,3247 0 0 0,01301 -0,013 -21,156 10,169 27 97,114 0,063 -0,027 17,2849 0 0 0,01301 -0,013 -8,7462 8,539
В соответствии с рассчитанными значениями для разных точек, определим мощность дозы от радиоактивного изотопа Иридий-192 с учетом экранирования, сравнив ее с максимально-допустимым уровнем излучения в таблице 10 и 11.
Таблица 10 – Определение мощности дозы 192Ir при штатном хранении источников в головке дефектоскопа
№ Мощность дозы 192Ir, мкЗв/ч Допустимая проектная мощность дозы, мкЗв/ч Результат сравнения 1 0,05835 2,5 норма 2 0,06755 1 норма 3 0,27021 1 норма 4 0,02863 1 норма 5 0,00132 1 норма 6 0,00002 1 норма 7 0,05312 1 норма 8 0,00130 1 норма 9 0,00002 1 норма 10 0,02725 2,5 норма 11 0,01003 2,5 норма 12 0,02694 1 норма 13 0,02702 1 норма 14 0,00124 1 норма 15 0,00002 1 норма 16 0,06293 1 норма 17 0,00128 1 норма 18 0,00002 1 норма 19 0,00071 1 норма 20 0,01623 1 норма  Таблица 11 – Определение мощности дозы 192Ir при нахождении источников вне головки дефектоскопа или при открытом затворе контейнера.
№ Мощность дозы 192Ir, мкЗв/ч Допустимая проектная мощность дозы, мкЗв/ч Результат сравнения 21 0,09814 2,5 норма 22 0,04477 2,5 норма 23 0,00217 1 норма 24 0,00003 1 норма 25 0,10933 1 норма 26 0,00003 1 норма 27 0,00172 1 норма
Таким образом, в штаных условиях при экранировании гамма-излучения контейнером со стальными и свинцовыми стенками и бетонной защитой, мощности дозы 192Ir не превышают допустимых значений.
Дополнительно рассчитаем мощность дозы при аварийной ситуации - источник не полностью зашел в урановый контейнер. Рассчитаем мощность дозы для крайнего случая – источник полностью покинул контейнер, либо контейнер деформирован и не способен обеспечить защиту от гамма-илучения. Следовательно, единственным барьером на пути гамма-излучения является защита из вольфрама, стали, свинца и бетонных блоков различной толщины.
Модифицируем расчеты в таблицах 6 и 7 и получим искомый результат в таблице 12.
Таким образом, даже в условиях аварийной ситуации при экранировании гамма-излучения только бетонной защитой или отсутствии экранирования вовсе, мощности дозы 192Ir не превышают допустимых значений.
Таблица 12 – Определение мощности дозы 192Ir при аварийной ситуации (крайний случай)
№ п/п Контрольная точка Расстояние, м Толщина защиты, см Мощность дозы 192Ir (без экранирования), мкЗв/ч
Мощность дозы 192Ir, мкЗв/ч Допустимая мощность дозы, мкЗв/ч Результат сравнения     W U Fe Pb Fe Pb бетон           1 А 0,19 0 0 1 4 0 0 0 132,30 3,320 0,09234 2,5 норма 2 Д 0,2 0 0 0,5 2 0 0 0 119,41 3,320 0,10174 1 норма 3 С 0,1 0 0 0,5 2 0 0 0 477,62 3,320 0,40696 1 норма 4 Б1 0,27 0 0 0,5 4 0 0 0 65,52 2,578 0,04328 1 норма 5 Б2 0,7 0 0 0,5 4 0,5 0 40 9,75 92,871 0,00216 1 норма 6 Б3 1,1 0 0 0,5 4 0,5 0 80 3,95 98,139 0,00003 1 норма 7 Б4 0,2 0 0 0,5 4 0,5 0 0 119,41 3,320 0,08439 1 норма 8 Б5 0,7 0 0 0,5 2 0,5 0 40 9,75 97,114 0,00172 1 норма 9 Б6 1,1 0 0 0,5 2 0,5 0 80 3,95 100,464 0,00003 1 норма 10 Б7 0,3 0 0 0,7 2,8 0 0 0 53,07 3,320 0,04191 2,5 норма 11 Б8 0,3 0 0 0,6 2,3 0,6 8 0 53,07 2,521 0,01669 2,5 норма 12 А 0,27 7 0 1 4 0 0 0 65,52 3,600 0,02694 1 норма 13 Б 0,27 7 0 0,5 4 0 0 0 65,52 3,322 0,02702 1 норма 14 Б 0,7 7 0 0,5 4 0,5 0 40 9,75 80,881 0,00124 1 норма 15 Б 1,1 7 0 0,5 4 0,5 0 80 3,95 90,961 0,00002 1 норма 16 А1 0,2 7 0 0,5 2 0,5 0 0 119,41 3,990 0,06293 1 норма 17 А2 0,7 7 0 0,5 2 0,5 0 40 9,75 84,050 0,00128 1 норма 18 А3 1,1 7 0 0,5 2 0,5 0 80 3,95 92,946 0,00002 1 норма 19 А4 1,1 7 0 0,6 2,3 0,6 8 0 3,95 3,005 0,00071 1 норма 20 A1-4 0,775 7 0 0,525 2,075 0,525 2 30 34,26 45,9977 0,01623 1 норма 21 А 0,19 0 0 1 4 0 0 0 132,30 3,320 0,09814 2,5 норма 22 Б 0,27 0 0 0,5 4 0 0 0 65,52 2,578 0,04477 2,5 норма 23 Б 0,7 0 0 0,5 4 0,5 0 0 9,75 92,871 0,00217 1 норма 24 Б 1,1 0 0 0,5 4 0 0 0 3,95 98,660 0,00003 1 норма 25 Б 0,2 0 0 0,5 2 0,5 0 0 119,41 4,433 0,10933 1 норма 26 Б 1,1 0 0 0,5 2 0,5 0 0 3,95 100,464 0,00003 1 норма 27 Б 0,7 0 0 0,5 2 0,5 0 0 9,75 97,114 0,00172 1 норма Заключение
В работе приведен расчет защиты блока контейнеров для хранения головок дефектоскопа «Гаммарид 192/120». Блок-бокс представляет собой контейнер, состоящий из четырех ячеек, имеющих защиту из свинца и стали. Блок-бокс расположен в модуле-контейнер 2,5х6 м с металлическими стенками толщиной 5 мм. Снаружи модуля-контейнера устанавливается дополнительная защита из бетонных блоков. Максимальная активность источника 192Ir, находящегося в головке дефектоскопа, составляет 14,3 ТБк (источник ГИИД-7).
В результате проведенных расчетов нами было установлено, что мощность эффективной дозы на дверце ячейки и лицевой поверхности блока-бокса не превышает 2,5 мкЗв/ч, а мощность дозы на внешней стене помещения, в котором хранятся источники, не превышает 1,0 мкЗв/ч.
При этом, как в штатном режиме работы дефектоскопа «Гаммарид 192/120». Так и в условиях аварийной ситуации, мощность дозы 192Ir не превышают допустимых значений.
Список использованных источников
Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). СанПиН 2.6.1.252309, Минздрав России, 2009 г
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ(99). СП 2.6.1.799(99. ( М.: Минздрав России, 2000.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при лучевой терапии закрытыми радионуклидными источниками: Методические указания МУ 2.6.1.2135-06. ( М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2007 г.
Беспалов В.И. Лекции по радиационной защите. Учебное пособие. - 3-е изд., испр. – Томск, ТПУ, 2011. – 348 с.
Бродер Д.Л., Бергельсон Б.Р. Руководство по радиационной защите для инженеров, I-II том. М.: Атомиздат, 1972.
Булатов Б.П., Ефименко Б.А, Золотухин В.Г., Климанов В.А., Машкович В.П. Альбедо гамма-излучения. М.: Атомиздат, 1968.
Гамма-дефектоскоп Гаммарид 192/120 МД. Техническая характеристика [Электронный ресурс]. – Режим доступа: http://galas-ndt.ru/index.php?id=128
Жуковский М.В. Курс лекций «Медико-биологические основы радиационной безопасности».
Иванов В.И., Машкович В.П. Сборник задач по дозиметрии и защите от ионизирующих излучений. М.: Атомиздат, 1973.
Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. 4-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1995. – 496 с.
Методические указания: Установление категории потенциальной опасности радиационного объекта МУ 2.6.1.2005(05.
Оконечников А.П. Курсы лекций «дозиметрия», «радиационная защита».
23
7

Список литературы


Список использованных источников
1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). СанПиН 2.6.1.2523 09, Минздрав России, 2009 г
2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ99). СП 2.6.1.79999.  М.: Минздрав России, 2000.
3. Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при лучевой терапии закрытыми радионуклидными источниками: Методические указания МУ 2.6.1.2135-06.  М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2007 г.
4. Методические указания: Установление категории потенциальной опасности радиационного объекта МУ 2.6.1.200505.
5. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. 4-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1995.
6. Булатов Б.П., Ефименко Б.А, Золотухин В.Г., Климанов В.А., Машкович В.П. Альбедо гамма-излучения. М.: Атомиздат, 1968.
7. Иванов В.И., Машкович В.П. Сборник задач по дозиметрии и защите от ионизирующих излучений. М.: Атомиздат, 1973.
8. Бродер Д.Л., Бергельсон Б.Р. Руководство по радиационной защите для инженеров, I-II том. М.: Атомиздат, 1972.
9. Оконечников А.П. Курсы лекций «дозиметрия», «радиационная защита».
10. Жуковский М.В. Курс лекций «медико-биологические основы радиационной безопасности».
11. Программный пакет Radiological Toolbox.
12. Программный пакет RadPro Calculator.
Пожалуйста, внимательно изучайте содержание и фрагменты работы. Деньги за приобретённые готовые работы по причине несоответствия данной работы вашим требованиям или её уникальности не возвращаются.
* Категория работы носит оценочный характер в соответствии с качественными и количественными параметрами предоставляемого материала, который не является научным трудом, не является выпускной квалификационной работой и представляет собой результат обработки, структурирования и форматирования собранной информации, но может использоваться в качестве источника для подготовки работы указанной тематики.
Сколько стоит
консультация по подготовке материалов?
1
Заполните заявку - это бесплатно и ни к чему вас не обязывает. Окончательное решение вы принимаете после ознакомления с условиями выполнения работы.
2
Менеджер оценивает работу и сообщает вам стоимость и сроки.
3
Вы вносите предоплату 25% и мы приступаем к работе.
4
Менеджер найдёт лучшего автора по вашей теме, проконтролирует выполнение работы и сделает всё, чтобы вы остались довольны.
5
Автор примет во внимание все ваши пожелания и требования вуза, оформит работу согласно ГОСТ, произведёт необходимые доработки БЕСПЛАТНО.
6
Контроль качества проверит работу на уникальность.
7
Готово! Осталось внести доплату и работу можно скачать в личном кабинете.
После нажатия кнопки "Узнать стоимость" вы будете перенаправлены на сайт нашего официального партнёра Zaochnik.com
© Рефератбанк, 2002 - 2018