Контрольные вопросы. 
Надзор и контроль в сфере безопасности. 
Радиационная защита

• 1) Какие методы можно использовать для расчета защиты от первичного фотонного излучения радионуклидов? Запишите соответствующие выражения.
• 2) В чем недостаток расчета защиты по эффективной энергии?
• 3) Зачем необходимо рассчитывать защиту от рассеянного излучения?
• 4) Опишите метод расчета защиты от рассеянного гамма-излучения радионуклидов.
• 5) Как определить безопасное расстояние и время работы с рассеянным фотонным излучением без сооружения защиты?

Задачи

• 1) В помещении, которое имеет бетонные стены толщиной 300 мм и защитную железную дверь толщиной 10 мм, планируется проводить работы с источником ⁶⁰ Со активностью Ю⁴ ГБк. Найти дополнительную толщину защиты стен из бетона и кирпича и дополнительную защиту двери из железа и свинца от первичного излучения источника для безопасной работы персонала группы А. Расстояние от источника до защиты 3 м и не должно изменяться. Защиту рассчитать всеми методами, обсудить полученные результаты.
• 2) Спроектировать сферический свинцовый (алюминиевый) контейнер для точечного изотропного источника ¹³⁷ Cs активностью 910¹² Бк, чтобы мощность дозы на поверхности контейнера была предельно допустимой для персонала группы, А при стандартном времени работы. Гнездо для помещения источника считать сферой диаметром 5 см. Пренебречь зависимостью ФН от кривизны защиты.
• 3) В гамма-дефектоскопии используется радионуклид с эффективной энергией гамма-излучения 0,6 МэВ и с керма-эквиваленгом 1700 нГр м²/с. Определить толщину бетонной и железной защиты, снижающей мощность эквивалентной дозы первичного излучения на расстоянии 1,5 м от источника до предельно допустимой для персонала группы А. Время работы 4 ч в день.
• 4) Определить толщину бетонной и железной защиты для персонала группы Б от рассеянного излучения источника задачи 3, если расстояние от источника до бетонного пола равно 0,7 м, а угол коллиматора первичного пучка равен 20°. Время работы и расстояние до защиты оставить прежними.
• 5) Какую толщину защитной бетонной стенки в хранилище радиоактивных источников надо предусмотреть, чтобы на расстоянии 2,5 м от источника снизить мощность эквивалентной дозы до предельно допустимой для персонала группы, А при стандартном времени работы? В хранилище (в одной точке) находятся точечные изотропные источники с общим керма-эквиваленгом 30мГр-м²/с и эффективной энергией гамма-излучения 0,9 МэВ. Предусмотреть возможность пятикратного увеличения активности источников.
• 6) Рассчитать безопасное расстояние при работе с рассеянным гаммаизлучением ¹³⁷ Cs с гамма-эквивалентом 200 мг-экв. Ra, на котором облучение персонала группы, А соответствует предельно допустимому. Время работы с источником 36 часов в неделю, угол раствора коллиматора 20°, первичное излучение направлено вертикально вниз, расстояние от источника до пола 1 м.
• 7) Найти безопасное время работы с источником задачи 6 без защитного экрана, если расстояние от источника до рабочего места 5 м.
• 8) Рассчитать а) от первичного излучения, б) от рассеянного излучения толщину защитной стены из материала X и толщину защитной двери из материала Y между процедурной комнатой, в которой установлена промышленная гамма-установка, и комнатой управления, если оператор работает / часов в неделю. Гамма-установка использует радионуклид Z с активностью Л, а минимальное расстояние от открытого источника до защиты равно R^. При расчете защиты от рассеянного излучения считать, что расстояние от источника до бетонного пола равно F, а угол коллиматора первичного пучка равен 0_К градусов. Данные для решения задачи взять из табл. 11.1. В каждом варианте защиту от первичного излучения рассчитывать указанными методами: УТ — универсальные таблицы; Н — номограммы; МОШП — метод ослабления широкого пучка; СО — метод слоев ослабления.

Список литературы

• 1. Гусев Н. Г., Климанов В. А., Машкович В. П., Суворов А. П. Защита от ионизирующих излучений. В 2 т. Т. 1: Физические основы защиты от излучений: учеб, для вузов. — 3-е изд. — М.: Энергоатомиздат, 1989. — 512 с.
• 2. Гусев Н. Г., Климанов В. А., Машкович В. П., Суворов А. П. Защита от ионизирующих излучений. В 2 т. Т. 2: Защита от излучений ядернотехничсских установок: учеб, для вузов. — 3-е изд. — М.: Энергоатомиздат, 1990.-352 с.
• 3. Иванов В. И., Климанов В. А., Машкович В. П. Сборник задач по дозиметрии и защите от ионизирующих излучений. — 4-с изд., псрсраб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1992. -256 с.
• 4. Машкович В. П., Кудрявцева А. В. Защита от ионизирующих излучений: справочник. — 4-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1995. — 496 с.
• 5. Румянцев С. В., Добромыслов В. А., Борисов О. И. Типовые методики радиационной дефектоскопии и защиты. — М.: Атомиздат, 1979. — 200 с.