木曜日、24月2011 19:45

放射線安全のための職場設計

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放射線施設の基本設計の特徴

放射線源の取り扱いと使用に伴う危険には、従来の実験室や作業エリアには必要のない設計と構造の特別な機能が必要です。 これらの特別な設計機能は、施設の労働者が過度の外部または内部の放射線障害にさらされないようにしながら、過度に妨げられないように組み込まれています。

放射線源または放射性物質への被ばくが発生する可能性のあるすべてのエリアへのアクセスは、そのような作業エリアへの立ち入りを許可される可能性のある施設労働者に関してだけでなく、彼らがすべき衣類または保護具の種類に関しても管理されなければなりません。管理区域での着用と予防措置。 このような管理措置の実施において、電離放射線の存在、放射能汚染の存在、またはその両方に基づいて放射線作業区域を分類することが役立ちます。 初期の計画段階でこのような作業領域分類の概念を導入することで、放射線源を扱う作業の危険性を軽減するために必要なすべての機能を備えた施設が得られます。

作業領域と実験室の種類の分類

作業領域の分類の基礎は、単位放射能あたりの相対的な放射性毒性による放射性核種のグループ化です。 グループ I は非常に高い毒性の放射性核種、グループ II は中程度から高い毒性の放射性核種、グループ III は中程度の毒性の放射性核種、グループ IV は低毒性の放射性核種に分類する必要があります。 表 1 は、多くの放射性核種の毒性グループ分類を示しています。

表 1. 単位放射能あたりの相対放射毒性に従って分類された放射性核種

グループ I: 非常に高い毒性

210Pb

210Po

223Ra

226Ra

228Ra

227Ac

227Th

228Th

230Th

231Pa

230U

232U

233U

234U

237Np

238Pu

239Pu

240Pu

241Pu

242Pu

241Am

243Am

242Cm

243Cm

244Cm

245Cm

246Cm

249Cm

250Cf

252Cf

グループ II: 高毒性

22Na

36Cl

45Ca

46Sc

54Mn

56Co

60Co

89Sr

90Sr

91Y

95Zr

106Ru

110Agm

115Cdm

114Inm

124Sb

125Sb

127Tem

129Tem

124I

126I

131I

133I

134Cs

137Cs

140Ba

144Ce

152ユー (13歳)

154Eu

160Tb

170Tm

181Hf

210Bi

182Ta

192Ir

204Tl

207Bi

230Pa

211At

212Pb

224Ra

228Ac

234Th

236U

249Bk

         

グループ III: 中程度の毒性

7Be

14C

18F

24Na

38Cl

31Si

32P

35S

41A

42K

43K

47Sc

48Sc

48V

51Cr

52Mn

56Mn

52Fe

55Fe

59Fe

57Co

53Ni

65Ni

64Cu

65Zn

69Znm

72Ga

73As

74As

76As

77As

82Br

85Krm

87Kr

86Rb

85Sr

91Sr

90Y

92Y

93Y

97Zr

95Nb

99Mo

96Tc

97Tcm

97Tc

99Tc

97Ru

103Ru

105Ru

105Rh

109Pd

105Ag

111Ag

109Cd

115Cd

115Inm

113Sn

125Sn

122Sb

125Tem

129Te

131Tem

132Te

130I

132I

134I

135I

135Xe

131Cs

136Cs

140La

141Ce

143Ce

142Pr

143Pr

147Nd

149Nd

147Pm

149Pm

151Sm

152ユー (9.2h)

155Eu

153Gd

159Gd

165Dy

166Dy

166Ho

169Er

171Er

171Tm

177Lu

181W

185W

187W

183Re

186Re

188Re

185Os

191Os

193Os

190Ir

195Ir

191Pt

193Pt

197Pt

196Au

198Au

199Au

197Hg

197Hgm

203Hg

200Tl

201Tl

202Tl

203Pb

206Bi

212Bi

220Rn

222Rn

231Th

233Pa

239Np

             

グループ IV: 低毒性

3H

15O

37A

58Com

59Ni

69Zn

71Ge

85Kr

85Srm

87Rb

91Ym

93Zr

97Nb

96Tcm

99Tcm

103Rhm

133Inm

129I

131Xem

133Xe

134Csm

135Cs

147Sm

187Re

191Osm

193Ptm  

197Ptm

NATTh

232Th

235U

238U

NATU

               

(IAEA 1973)

放射性毒性の考慮事項、作業領域で取り扱われる放射性物質の量または量、および関連する操作の種類に基づいて、XNUMX つの広範なタイプの実験室を想定することができます。

表 2 は、検査室をタイプ別に説明し、各タイプの例を示しています。 表 3 は、実験室の種類と、作業領域の分類およびアクセス制御を示しています (IAEA 1973)。

表 2. 作業域の分類

定義

アクセス制御

典型的な操作

1

外部放射線吸収線量レベルまたは放射能汚染レベルが高い可能性がある地域

アクセスは、厳密に管理された作業条件と適切な保護具を使用して、放射線作業員のみに管理されています

高温の実験室、高度に汚染されたエリア

2

外部放射線レベルが存在する可能性があり、汚染の可能性があるため操作説明が必要なエリア

アクセスは放射線業務従事者に限定
適切な保護服と履物

ルミナイジング工場およびその他の同等物
施設

3

平均外部被ばく線量が1mGy・wk未満の地域-1 放射能汚染の可能性があり、特別な操作指示が必要な場合

アクセスは放射線作業員に限定され、いいえ
防護服が必要

すぐ近くのワーキングエリア
放射線撮影操作、例えば制御室

4

外部放射線レベルが 0.1 mGy•wk 未満の放射線施設の範囲内のエリア-1 どこ
放射能汚染はありません

アクセス制御なし

管理および患者待合エリア

(ICRP 1977、IAEA 1973)

表3 放射性物質を取り扱う試験所の分類

のグループ
放射性核種

以下に指定された活動に必要な実験室の種類

 

1タイプ

2タイプ

3タイプ

I

<370kBq

70kBq~
37MBq

>37MBq

II

<37 MBq

37MBq~
37 GB q

>37 GBq

3

<37 GBq

37GBq~
370 GB q

>370 GBq

IV

<370 GBq

370GBq~
37 TBq

>37 Tbq

 

放射性物質の実験室使用の運用要因

活動レベルの倍率

シンプルな収納

×100

簡単な湿式操作 (例えば、ストック溶液のアリコートの調製)

×10

通常の化学操作 (たとえば、単純な化学薬品の調製と分析)

×1

複雑なウェット操作 (たとえば、複数の操作または複雑なガラス製品を使用する操作)

×0.1

単純な乾式操作 (たとえば、揮発性放射性化合物の粉末の操作)

×0.1

乾いた粉塵の多い作業(研削など)

×0.01

(ICRP 1977、IAEA 1973)

放射性物質の取り扱いに伴う危険は、放射性毒性または化学毒性のレベルと放射性核種の活性だけでなく、放射性物質の物理的および化学的形態、および実行される操作または手順の性質と複雑さにも依存します。

建物内の放射線施設の位置

放射線施設が大きな建物の一部である場合、そのような施設の場所を決定する際には、次の点に留意する必要があります。

  • 放射線施設は、建物内の比較的人が少ない場所に配置して、そのエリアへのアクセスを容易に管理できるようにする必要があります。
  • 選択したエリアでは、火災の可能性を最小限に抑える必要があります。
  • 放射線施設の場所と提供される暖房と換気は、表面と空中の両方の放射能汚染の拡散の可能性が最小限になるようにする必要があります。
  • 放射線施設の場所は、遮蔽のための最小限の支出で、放射線レベルがすぐ近くで確立された制限内に効果的に維持できるように、慎重に選択する必要があります。

 

放射線施設の計画

放射能レベルの段階的変化が想定される場合、実験室は、高放射線または放射能汚染レベルが存在するエリアへのアクセスが段階的になるように配置する必要があります。 つまり、最初に非放射線領域に入り、次に低活動領域、中活動領域というようになります。

密閉されていない放射性物質源を取り扱うためのフードまたはグローブ ボックスを使用することで、小さな実験室での入念な換気制御の必要性を回避できます。 ただし、換気システムは、空中に浮遊する放射性物質が放射線作業員から離れて流れるような方向に空気が流れるように設計する必要があります。 空気の流れは常に、汚染されていないエリアから汚染されたエリアまたは汚染されている可能性のあるエリアに向かっている必要があります。

低~中放射能の密閉されていない線源を取り扱う場合、フードの開口部を通過する平均対気速度は約 0.5 ミリ秒でなければなりません。-1. 高度の放射能または高レベルの放射能の場合、開口部を通過する空気の速度を平均 0.6 に上げて、
1.0ミリ秒-1. ただし、過度に高い空気速度は、開いた容器から放射性物質を引き出し、フード領域全体を汚染する可能性があります。

実験室でのフードの配置は、クロスドラフトに関して重要です。 一般に、フードは、供給空気または補給空気が入らなければならない出入り口から十分に離れた場所に配置する必要があります。 デュアル スピード ファンを使用すると、フードが使用されているときは風速が高くなり、フードが閉じているときは風速が遅くなります。

換気システムの目的は次のとおりです。

  • 快適な労働条件を提供する
  • 望ましくない空気汚染物質を除去および希釈する目的で、継続的な空気交換 (XNUMX 時間に XNUMX ~ XNUMX 回の交換) を提供します。
  • 建物および環境の他の領域の汚染を最小限に抑えます。

 

放射線施設の設計では、特定の簡単な手段を採用することで、重い遮蔽要件を最小限に抑えることができます。 たとえば、放射線治療、加速器、中性子発生器、またはパノラマ放射線源の場合、迷路は重い鉛で裏打ちされたドアの必要性を減らすことができます。 有用なビームに直接入っていないエリアで一次保護バリアを先細りにしたり、施設を部分的または完全に地下に配置したりすると、必要なシールドの量を大幅に減らすことができます。

観察窓、地下導管ケーブル、および換気システムのバッフルの適切な配置には、細心の注意を払う必要があります。 表示ウィンドウは、散乱放射線のみを遮断する必要があります。 さらに優れているのは閉回路テレビで、効率も向上します。

作業エリア内の表面仕上げ

しっくい、コンクリート、木材などの未加工の表面はすべて、適切な材料で永久的に密閉する必要があります。 材料の選択は、次の点を考慮して行う必要があります。

  • 滑らかで化学的に不活性な表面の提供
  • 表面がさらされる可能性のある温度、湿度、および機械的な摩耗や損傷の環境条件
  • 表面がさらされる放射線場との互換性
  • 損傷した場合の修理の容易さの必​​要性。

 

通常の塗料、ワニス、ラッカーは、摩耗面を覆うことはお勧めできません。 汚染が発生し、除染が必要な場合は、簡単に除去できる表面材を使用すると役立つ場合があります。 ただし、そのような物質の除去は、困難で厄介な場合があります。

配管

流し台、洗面台、床の排水口には適切に印を付ける必要があります。 汚染された手が洗われる可能性のある洗面台には、膝または足で操作する蛇口が必要です。 必要に応じて簡単に除染または交換できる配管を使用してメンテナンスを減らすと経済的です。 場合によっては、液体放射性物質の処分を管理するために地下貯蔵タンクまたは貯蔵タンクを設置することが推奨される場合があります。

放射線遮蔽設計

遮蔽は、施設の労働者や一般市民の放射線被ばくを減らすために重要です。 遮蔽要件は、放射線従事者や一般市民が放射線源にさらされる時間、放射線源と放射線場の種類とエネルギーなど、多くの要因によって異なります。

放射線遮蔽の設計では、放射線源の近くに遮蔽材料を配置する必要があります。 関連する放射線の種類ごとに、個別の遮蔽を考慮する必要があります。

シールド設計は複雑な作業になる場合があります。 たとえば、加速器、原子炉、およびその他の高レベル放射線源の遮蔽をモデル化するためのコンピューターの使用は、この記事の範囲を超えています。 複雑なシールド設計については、資格のある専門家に相談する必要があります。

ガンマ線源遮蔽

ガンマ線の減衰は、アルファ線またはベータ線の減衰とは質的に異なります。 これらのタイプの放射線はどちらも物質内で明確な範囲を持ち、完全に吸収されます。 一方、ガンマ線は吸収体を厚くすることで強度を下げることができますが、完全に吸収することはできません。 単一エネルギーガンマ線の減衰が良好な幾何学的条件 (つまり、放射が狭いビームで十分にコリメートされている) で測定される場合、吸収体の厚さに対する片対数グラフにプロットされると、強度データは直線になります。傾きが減衰に等しい
係数、μ。

吸収体を透過する強度または吸収線量率は、次のように計算できます。

I(T) = I(0)e μ t

コラボレー I(t) は、厚さの吸収体を透過したガンマ線強度または吸収線量率です。 t.

μ の単位と t は互いに逆数です。 吸収体の厚みが t は cm 単位で測定され、μ は線形減衰係数であり、単位は cm です。-1。 場合 t 単位は面密度 (g/cm2)、μ は質量減衰係数 μm 単位はcmです2/g。

面密度を使用した一次近似として、すべての材料は、約 0.75 ~ 5.0 MeV (メガ電子ボルト) のエネルギーを持つ光子に対してほぼ同じ光子減衰特性を持っています。 このエネルギー範囲内では、ガンマ線遮蔽特性は遮蔽材料の密度にほぼ比例します。 より低いまたはより高い光子エネルギーの場合、所定の面密度に対して、原子番号が大きい吸収体は、原子番号が小さい吸収体よりも効果的な遮蔽を提供します。

不適切な形状の条件 (たとえば、幅の広いビームや厚いシールド) では、シールドと相互作用するすべての光子がビームから取り除かれ、シールドが除去されないことを前提としているため、上記の式は必要なシールドの厚さを大幅に過小評価します。検出されました。 かなりの数の光子がシールドによって検出器に散乱されるか、またはビームから散乱された光子が XNUMX 回目の相互作用の後に散乱して検出器に戻る可能性があります。

形状が悪い条件の場合のシールドの厚さは、ビルドアップ係数を使用して推定できます。 B 次のように推定できます。

I(T) = I(0)Be μ t

ビルドアップ係数は常に XNUMX よりも大きく、ビーム内の任意の点における一次放射線と散乱放射線の両方を含む光子放射線の強度と、一次ビームのみの強度との比として定義できます。その点。 ビルドアップ係数は、放射線束または吸収線量率のいずれかに適用される場合があります。

ビルドアップ係数は、さまざまな光子エネルギーとさまざまな吸収体について計算されています。 グラフや表の多くは、シールドの厚さを緩和長で示しています。 緩和長は、狭いビームを元の強度の 1/e (約 37%) に減衰させるシールドの厚さです。 したがって、1 つの緩和長は、線形減衰係数の逆数 (つまり、XNUMX/μ) に数値的に等しくなります。

一次光子ビームに導入されたときに吸収線量率を半分に減らす吸収体の厚さは、半値層 (HVL) または半値厚 (HVT) と呼ばれます。 HVL は次のように計算できます。

HVL = ln2 / μ

必要な光子シールドの厚さは、必要なシールドを計算する際に狭いビームまたは適切なジオメトリを想定し、こうして得られた値を XNUMX HVL だけ増やしてビルドアップを考慮して見積もることができます。

一次光子ビームに導入されたときに吸収線量率を 3.32 分の XNUMX に減少させる吸収体の厚さは、XNUMX 分の XNUMX 値層 (TVL) です。 次の理由から、XNUMX TVL は約 XNUMX HVL に相当します。

ln10 / ln2 ≒ 3.32

TVL と HVL の両方の値は、さまざまな光子エネルギーといくつかの一般的な遮蔽材料 (鉛、鋼、コンクリートなど) について表にされています (Schaeffer 1973)。

点線源の強度または吸収線量率は、逆二乗則に従い、次のように計算できます。

コラボレー Ii 距離での光子強度または吸収線量率 di ソースから。

医療用および非医療用の X 線装置の遮蔽

X 線装置の遮蔽は、線源遮蔽と構造遮蔽の XNUMX つのカテゴリに分類されます。 線源の遮蔽は、通常、X 線管のハウジングのメーカーによって提供されます。

安全規則では、医療診断用 X 線施設用の保護チューブ ハウジングと、医療用治療用 X 線施設用の保護チューブ ハウジングのタイプが指定されています。 非医療用 X 線装置の場合、X 線装置のチューブ ハウジングや変圧器などの他の部品は、漏れ X 線放射を許容レベルまで低減するために遮蔽されます。

医療用および非医療用のすべての X 線装置には、漏れる放射線の量を制限するように設計された保護チューブ ハウジングがあります。 これらの仕様でチューブ ハウジングに対して使用されている漏れ放射は、有用なビームを除いて、チューブ ハウジングから来るすべての放射を意味します。

X 線施設の構造的遮蔽は、有用な X 線ビームまたは一次 X 線ビーム、漏れ放射線、および散乱放射線からの保護を提供します。 X 線装置と照射対象の両方を囲みます。

散乱放射線の量は、X 線フィールド サイズ、有効ビームのエネルギー、散乱媒体の有効原子番号、および入射有効ビームと散乱方向の間の角度に依存します。

重要な設計パラメーターは、施設の作業負荷 (W):

コラボレー W は週ごとのワークロードで、通常は週あたりの mA-min で与えられます。 E 管電流にビューあたりの露出時間を掛けたもので、通常は mA s で与えられます。 Nv 照射された患者またはオブジェクトごとのビューの数です。 Np は XNUMX 週間あたりの患者またはオブジェクトの数であり、 k は変換係数 (1 分を 60 秒で割った値) です。

もう XNUMX つの重要な設計パラメータは、使用率です。 Un 壁(または床または天井) n. 壁は、制御室、オフィス、待合室などの占有領域を保護している可能性があります。 使用率は次の式で与えられます。

どこ、 Nv、n 一次 X 線ビームが壁に向けられるビューの数です。 n.

特定の X 線施設の構造的遮蔽要件は、以下によって決定されます。

  • X 線管が動作する最大管電位 (キロボルト ピーク (kVp))
  • X 線システムが動作する最大ビーム電流 (mA)
  • ワークロード (W)、これは X 線システムの使用量の適切な単位 (通常は XNUMX 週間あたりの mA-min) の尺度です。
  • 使用係数 (U)、これは、有用なビームが対象の方向に向けられている間のワークロードの割合です。
  • 占有率 (T)、これは、保護される領域の占有の程度またはタイプを修正するためにワークロードに乗じる係数です。
  • 最大許容線量当量率 (P)管理区域および非管理区域の人(典型的な吸収線量限度は、管理区域では 1 週間で 0.1 mGy、非管理区域では XNUMX 週間で XNUMX mGy です)
  • シールド材の種類 (鉛やコンクリートなど)
  • 距離 (d) ソースから保護されている場所へ。

 

これらの考慮事項を含めて、一次ビーム比または透過率の値 K XNUMX メートルでの mA-min あたりの mGy は、次のように表されます。

X 線施設の遮蔽は、接合部によって保護が損なわれないように構築する必要があります。 バリアを通過するダクト、パイプなどの開口部によって。 または障壁に埋め込まれたコンジット、サービスボックスなどによって。 シールドは、サービス ボックスの背面だけでなく側面もカバーするか、同等の保護を提供するために十分に拡張する必要があります。 バリアを通過する導管には、放射線を必要なレベルまで下げるのに十分な曲がりが必要です。 観察窓には、それらが配置されているパーティション (バリア) またはドアに必要なシールドと同等のシールドが必要です。

放射線治療施設には、ドア インターロック、警告灯、閉回路テレビ、または施設内にいる人とオペレータとの間の可聴 (音声またはブザーなど) および視覚によるコミュニケーション手段が必要な場合があります。

保護バリアには次の XNUMX 種類があります。

  1. 一次(有用な)ビームを必要なレベルまで減衰させるのに十分な一次保護バリア
  2. 漏れ、散乱、迷走放射線を必要なレベルまで減衰させるのに十分な二次保護バリア。

 

二次保護バリアを設計するには、各コンポーネントから保護するために必要な厚さを個別に計算します。 必要な厚さがほぼ同じである場合は、計算された最大の厚さに追加の HVL を追加します。 計算された厚さの最大差が XNUMX TVL 以上である場合は、計算された値の中で最も厚いもので十分です。

散乱放射線の強度は、散乱角度、有用なビームのエネルギー、フィールド サイズまたは散乱領域、および対象の組成に依存します。

二次保護バリアを設計するときは、次の単純化された控えめな仮定が行われます。

  1. X 線が 500 kV 以下で生成される場合、散乱放射線のエネルギーは有用なビームのエネルギーに等しくなります。
  2. 散乱後、500 kV を超える電圧で生成されたビームの X 線エネルギー スペクトルは 500 kV ビームのエネルギー スペクトルに低下し、散乱体から 1 m および 90 度の位置での吸収線量率は 0.1% になります。散乱点で有用なビーム。

 

散乱放射線の透過関係は、散乱透過係数 (Kμx) 単位は mGy•m2 (ミリアンペア分)-1:

コラボレー P は毎週の最大吸収線量率 (mGy)、 dスキャット は、X 線管のターゲットとオブジェクト (患者) からの距離です。 dドライ は、散乱体 (オブジェクト) から、二次障壁が遮蔽する対象のポイントまでの距離です。 a 入射放射線に対する散乱放射線の比率です。 f は実際の散乱場のサイズ (cm)2)、及び F X線出力が電圧とともに増加するという事実を説明する要因です。 より小さい値 Kμx より厚いシールドが必要です。

漏れ減衰係数 BLX 診断用 X 線システムの場合、次のように計算されます。

コラボレー d は、チューブ ターゲットから対象のポイントまでの距離です。 I は管電流 (mA) です。

500 kV 以下で動作する治療用 X 線システムのバリア減衰関係は、次の式で与えられます。

500 kV を超える電位で動作する治療用 X 線管の場合、漏れは通常、0.1 m での有用なビームの強度の 1% に制限されます。 この場合の減衰係数は次のとおりです。

コラボレー Xn は、1 mA の管電流で動作する治療用 X 線管からの 1 m での吸収線量率 (mGy/h) です。

n 目的の減衰を得るために必要な HVL の数 BLX は次の関係から得られます。

or

ベータ粒子シールド

高エネルギー ベータ放射体のシールドを設計する際には、XNUMX つの要因を考慮する必要があります。 それらはベータ粒子そのものであり、 制動放射 ソースとシールドに吸収されたベータ粒子によって生成されます。 制動放射 高速の荷電粒子が急速に減速するときに生成される X 線光子で構成されます。

したがって、ベータ シールドは多くの場合、原子番号の小さい物質で構成されます (最小限に抑えるため)。 制動放射 すべてのベータ粒子を止めるのに十分な厚さです。 これに続いて、減衰するのに十分な厚さの原子番号の高い物質が続きます。 制動放射 許容できるレベルに。 (シールドの順序を逆にすると、 制動放射 XNUMX 番目のシールドが不十分な保護を提供する可能性があるほど高いレベルまで、最初のシールドで発生します。)

見積もりの​​目的で 制動放射 次の関係を使用できます。

コラボレー f 光子に変換された入射ベータ エネルギーの割合です。 Z は吸収体の原子番号、 Eβ MeV 単位のベータ粒子スペクトルの最大エネルギーです。 適切な保護を保証するために、通常、すべての 制動放射 光子は最大エネルギーです。

  制動放射 ある距離でのフラックス F d ベータ版のソースから次のように見積もることができます。

`Eβ は平均ベータ粒子エネルギーであり、次の式で推定できます。

範囲 Rβ 面密度の単位でのベータ粒子の (mg/cm2) は、エネルギーが 0.01 ~ 2.5 MeV のベータ粒子について次のように推定できます。

コラボレー Rβ 単位は mg/cm2 & Eβ は MeV です。

Eβ>2.5 MeV、ベータ粒子範囲 Rβ 次のように見積もることができます。

コラボレー Rβ 単位は mg/cm2 & Eβ は MeV です。

アルファ粒子シールド

アルファ粒子は、電離放射線の中で透過性が最も低いタイプです。 相互作用のランダムな性質のため、個々のアルファ粒子の範囲は、図 1 に示すように公称値の間で異なります。アルファ粒子の場合の範囲は、さまざまな方法で表すことができます: 最小、平均、外挿、または最大範囲。 . 平均範囲は最も正確に決定でき、「平均的な」アルファ粒子の範囲に対応し、最も頻繁に使用されます。

図 1. アルファ粒子の典型的な距離分布

イオン040F1

空気は、アルファ粒子の距離とエネルギーの関係を特定するために最も一般的に使用される吸収媒体です。 アルファエネルギーの場合 Eα 約4MeV未満、 Rα 空気中はおよそ次のように与えられます。

コラボレー Rα cmで、 Eα MeVで。

Eα 4 から 8 MeV の間、 Rα 空気中はおよそ次のように与えられます。

コラボレー Rα cmで、 Eα MeVで。

他の媒質中のアルファ粒子の範囲は、次の関係から推定できます。

Rα (他の媒体; mg/cm2) » 0.56 A1/3 Rα (空気中; cm) ここで A 媒体の原子番号です。

中性子遮蔽

中性子遮蔽の一般的な経験則として、中性子エネルギー平衡が達成され、遮蔽材料の 120 つまたは XNUMX つの緩和長の後に一定のままになります。 したがって、いくつかの緩和長よりも厚いシールドの場合、コンクリートまたは鉄のシールドの外側の線量当量は、XNUMX g/cm の緩和長で減衰します。2 または145g / cm2それぞれ。

弾性散乱による中性子エネルギー損失には、中性子が緩和または減速される際のエネルギー伝達を最大化するために、水素シールドが必要です。 10 MeV を超える中性子エネルギーでは、非弾性プロセスが中性子の減衰に効果的です。

原子力発電用原子炉と同様に、高エネルギー加速器は作業員を保護するために強力な遮蔽を必要とします。 作業員の線量当量のほとんどは、保守作業中の放射性放射性物質への被ばくによるものです。 アクティベーション製品は、アクセラレータのコンポーネントとサポート システムで生成されます。

職場環境のモニタリング

職場環境のルーチンおよび運用監視プログラムの設計を個別に処理する必要があります。 特別な監視プログラムは、特定の目的を達成するために設計されます。 プログラムを一般的に設計することは望ましくありません。

外部放射線の定期モニタリング

作業場における外部放射線の定期的な監視プログラムの準備における重要な部分は、新しい放射線源または新しい施設が稼働するとき、または実質的な変更が行われたか、変更された可能性があるときに包括的な調査を実施することです。既存のインストールで作成されました。

定期的なモニタリングの頻度は、予想される放射線環境の変化を考慮して決定されます。 作業場で実施される保護具の変更またはプロセスの変更が最小限または実質的でない場合、レビュー目的で作業場の定期的な放射線モニタリングが必要になることはめったにありません。 放射線場が潜在的に危険なレベルまで急速かつ予測不可能に増加する可能性がある場合は、地域の放射線監視および警告システムが必要です。

外部放射線の運用監視

運用監視プログラムの設計は、実施される運用が放射線場に影響を与えるかどうか、または放射線場が通常の運用を通じて実質的に一定のままであるかどうかに大きく依存します。 このような調査の詳細な設計は、作業の形式と実施条件に大きく依存します。

表面汚染の定期モニタリング

表面汚染を定期的に監視する従来の方法は、経験に基づいた頻度でエリア内の表面の代表的な割合を監視することです。 かなりの表面汚染が発生する可能性が高く、作業者が XNUMX 回のイベントで大量の放射性物質を作業エリアから持ち出す可能性があるような作業である場合は、ポータル汚染モニターを使用して定期的なモニタリングを補足する必要があります。

表面汚染の運用監視

運用監視の XNUMX つの形式は、放射能管理区域を離れる際の汚染の調査です。 この監視には、労働者の手と足が含まれていなければなりません。

表面汚染の監視プログラムの主な目的は次のとおりです。

  • 放射能汚染の拡散防止に役立てるため
  • 封じ込めの失敗または適切な操作手順からの逸脱を検出するため
  • 放射線被ばくを合理的に達成可能な限り低く保ち、衣服や皮膚の汚染による過度の被ばくを避けるために、適切なハウスキーピングの一般的な基準が適切なレベルに表面汚染を制限する
  • 個人向けに最適化されたプログラムの計画、空気の監視、および運用手順の定義に関する情報を提供します。

 

空気汚染のモニタリング

空気中の放射性物質のモニタリングは重要です。なぜなら、放射線作業員は通常、このような物質を吸入することが最も重要な摂取経路だからです。

次のような状況では、職場の空気汚染を定期的に監視する必要があります。

  • 気体または揮発性物質を大量に取り扱う場合
  • そのような作業における放射性物質の取り扱いが、作業場の頻繁かつ実質的な汚染をもたらす場合
  • 中毒性から高度毒性の放射性物質の処理中
  • 病院での封印されていない治療用放射性核種の取り扱い中
  • ホットセル、リアクター、および重要なアセンブリの使用中。

 

大気監視プログラムが必要な場合は、次のことを行う必要があります。

  • 放射線作業員による放射性物質の吸入の推定上限を評価できる
  • 放射線作業員を保護し、是正措置を講じることができるように、予期しない空気中の汚染に注意を引くことができる
  • 内部汚染の個人モニタリングプログラムを計画するための情報を提供する。

 

空気中の汚染を監視する最も一般的な形式は、放射線作業員の呼吸ゾーンを合理的に代表するように選択されたいくつかの選択された場所で空気サンプラーを使用することです。 パーソナル エア サンプラーまたはラペル サンプラーを使用して、呼吸ゾーンをより正確に表すサンプルを作成する必要がある場合があります。

放射線および放射能汚染の検出と測定

ベンチトップ、床、衣服、皮膚、およびその他の表面のワイプおよび機器調査による監視または調査は、せいぜい定性的な手順です。 それらを高度に定量化することは困難です。 使用される機器は、通常、測定デバイスではなくタイプを検出します。 関与する放射能の量は多くの場合微量であるため、機器の感度は高くなければなりません。

汚染検出器の携帯性に対する要件は、使用目的によって異なります。 装置が実験室表面の汎用モニタリング用である場合、携帯型の装置が望ましい。 測定対象物を持ち込むことができる特定用途向けの測定器の場合は、携帯性は必要ありません。 衣類モニター、手と靴のモニターは、一般的に持ち運びできません。

カウントレート計器およびモニターには、通常、メーター表示と音声出力またはイヤホンジャックが組み込まれています。 表 4 は、放射性汚染物質の検出に使用できる機器を示しています。イオン+

表 4. 汚染検出機器

楽器別

計数範囲とその他の特性1

典型的な用途

備考

bg サーフェイス モニター2

ポータブル計数率計 (薄肉または薄窓 GM3 カウンター)

0~1,000cpm
0~10,000cpm

表面、手、衣服

シンプルで信頼性の高いバッテリー駆動

薄いエンド ウィンドウ
GMラボモニター

0~1,000cpm
0~10,000cpm
0~100,000cpm

表面、手、衣服

ライン式

Personnel

手と靴のモニター、GM または
シンチレータ式カウンター

ナチュラルの1~2倍
背景

汚染の迅速なモニタリング

自動運転

スペシャル

ランドリーモニター、フロアモニター、
出入り口モニター、車両モニター

ナチュラルの1~2倍
背景

汚染の監視

便利で迅速

アルファ面モニター

プローブ付きポータブル空気比例カウンター

0cm以上で100,000~100cpm2

表面、手、衣服

高湿度、バッテリーでの使用は避けてください。
動力付きの壊れやすい窓

プローブ付きポータブルガスフローカウンター

0cm以上で100,000~100cpm2

表面、手、衣服

電池式の壊れやすい窓

プローブ付きポータブルシンチレーションカウンター

0cm以上で100,000~100cpm2

表面、手、衣服

電池式の壊れやすい窓

個人

手靴比例計数式、モニター

約0cm以上で2,000~300cpm2

手と靴の汚染を迅速に監視

自動運転

手と靴のシンチレーションカウンター式、モニター

約0cm以上で4,000~300cpm2

手と靴の汚染を迅速に監視

頑丈な

創傷モニター

低エネルギー光子検出

プルトニウムの監視

特殊設計

エアモニター

粒子サンプラー

ろ紙、大量

1.1 m3/分

クイック グラブ サンプル

断続的な使用、別途必要
カウンタ

ろ紙、少量

0.2-20メートル3/h

継続的な室内空気モニタリング

継続使用、別途必要
カウンタ

ラペル

0.03 m3/分

連続呼吸ゾーンの空気モニタリング

継続使用、別途必要
カウンタ

電気集塵機

0.09 m3/分

継続的な監視

円筒形シェルに堆積したサンプル、
別途カウンターが必要

インピンジャー

0.6-1.1メートル3/分

アルファ汚染

特別な用途、別のカウンターが必要

トリチウムエアモニター

フロー電離箱

0~370kBq/m3

継続的な監視

他のイオン化に敏感な場合があります
ソース

完全な空気監視システム

検出可能な最小限の活動

固定ろ紙

α » 0.04 Bq/m3; βγ » 0.04 Bq/m3

 

バックグラウンドの蓄積により、低レベルのアクティビティを隠すことができます。カウンターが含まれています

ろ紙の移動

α » 0.04 Bq/m3; βγ » 0.04 Bq/m3

 

空気活動の連続記録、測定時間はから調整可能
収集時間以降の任意の時間。

1 cpm = XNUMX 分あたりのカウント。
2 トリチウムの検出に適した表面モニターはほとんどありません (3H)。 トリチウム汚染の検出には、液体シンチレーション装置で計数する拭き取り試験が適しています。
3 GM = ガイガー ミュラー計数計。

アルファ汚染検出器

アルファ検出器の感度は、ウィンドウの面積とウィンドウの厚さによって決まります。 一般的に窓面積は50cm2 窓面積密度1mg/cm以上2 以下。 アルファ汚染モニターは、バックグラウンド干渉を最小限に抑えるために、ベータ放射線とガンマ放射線の影響を受けないようにする必要があります。 これは、一般に計数回路での波高弁別によって達成されます。

ポータブル アルファ モニターは、ガス比例カウンターまたは硫化亜鉛シンチレーション カウンターのいずれかです。

ベータ汚染検出器

ベータ粒子汚染の検出には、数種類のポータブル ベータ モニターを使用できます。 ガイガー ミューラー (GM) 計数率メーターは、通常、薄い窓 (面密度 1 ~ 40 mg/cmXNUMX) を必要とします。2)。 シンチレーション (アントラセンまたはプラスチック) カウンターは、ベータ粒子に非常に敏感で、光子には比較的鈍感です。 通常、ポータブルベータカウンターは、トリチウムの監視には使用できません (3H) トリチウムベータ粒子エネルギーが非常に低いため、汚染。

ベータ汚染の監視に使用されるすべての機器は、バックグラウンド放射線にも反応します。 これは、機器の読み取り値を解釈する際に考慮に入れる必要があります。

高いバックグラウンド放射線レベルが存在する場合、汚染モニタリング用のポータブル カウンターの価値は限られています。 これらの条件下では、スミアまたはワイプ テストが推奨されます。

ガンマ汚染検出器

ほとんどのガンマ線放射体はベータ粒子も放射するため、ほとんどの汚染モニターはベータ線とガンマ線の両方を検出します。 通常、検出効率はガンマ線よりもベータ粒子の方が高いため、感度を上げるために両方のタイプの放射線に敏感な検出器を使用するのが通常の方法です。 プラスチック シンチレータまたはヨウ化ナトリウム (NaI) 結晶は、GM カウンターよりも光子に敏感であるため、ガンマ線の検出に推奨されます。

エアサンプラーとモニター

微粒子は、次の方法でサンプリングすることができます: 沈降、ろ過、衝突、静電または熱沈降。 ただし、空気中の粒子汚染は、一般にろ過によって監視されます (フィルター媒体に空気を送り込み、フィルター上の放射能を測定します)。 サンプリング流量は一般に 0.03 m を超えます3/分ただし、ほとんどのラボのサンプリング流量は 0.3 m 以下です。3/分特定のタイプのエアサンプラーには、「グラブ」サンプラーと連続エアモニター (CAM) があります。 CAM は、固定または移動ろ紙のいずれかで利用できます。 CAM の主な機能は空気中の汚染の変化を警告することであるため、CAM にはアラームが含まれている必要があります。

アルファ粒子の飛程は非常に短いため、アルファ粒子汚染の測定には表面ローディング フィルター (メンブレン フィルターなど) を使用する必要があります。 採取したサンプルは薄くなければなりません。 ラドン (Rn) 子孫の崩壊を可能にするために、収集と測定の間の時間を考慮する必要があります。

などの放射性ヨウ素 123I, 125私と 131ヨウ素の一部がろ紙に付着するため、I はろ紙で検出できます (特にろ紙に木炭または硝酸銀が含まれている場合)。 ただし、定量測定には、効率的な吸収を提供するために、活性炭または銀ゼオライトのトラップまたはキャニスターが必要です。

トリチウム水とトリチウムガスは、トリチウム汚染の主な形態です。 トリチウム水はほとんどの濾紙にある程度の親和性がありますが、濾紙技術はトリチウム水のサンプリングにはあまり効果的ではありません。 最も感度が高く正確な測定方法には、トリチウム化水蒸気凝縮物の吸収が含まれます。 空気中のトリチウム (水素、炭化水素、水蒸気など) は、カンネ チャンバー (フロースルー イオン化チャンバー) で効果的に測定できます。 空気サンプルからのトリチウム化水蒸気の吸収は、サンプルをシリカゲルモレキュラーシーブを含むトラップに通すか、サンプルを蒸留水でバブリングすることによって行うことができます。

操作またはプロセスによっては、放射性ガスを監視する必要がある場合があります。 これはカンネチャンバーで実現できます。 吸収によるサンプリングに最も一般的に使用されるデバイスは、フレッテッド ガス スクラバーとインピンジャーです。 多くのガスは、空気をガスの凝固点以下に冷却し、凝縮物を収集することによって収集することもできます。 この収集方法は、酸化トリチウムと希ガスに最もよく使用されます。

グラブ サンプルを入手するには、いくつかの方法があります。 選択する方法は、サンプリングするガスと必要な分析または測定方法に適している必要があります。

排水のモニタリング

排水のモニタリングとは、環境への放出点での放射能の測定を指します。 サンプリング位置の制御された性質のため、達成するのは比較的簡単です。これは通常、スタックまたは液体排出ラインを通して排出される廃棄物の流れにあります。

空中放射能の継続的な監視が必要になる場合があります。 通常はフィルターであるサンプル収集装置に加えて、空気中の微粒子の典型的なサンプリング装置には、空気移動装置、流量計、および関連するダクトが含まれます。 空気移動装置は、サンプル コレクターの下流にあります。 つまり、空気は最初にサンプル コレクターを通過し、次にサンプリング システムの残りの部分を通過します。 サンプリング ライン、特にサンプル コレクター システムの前にあるラインは、できるだけ短くし、鋭角な曲がり、乱気流の領域、または空気の流れに対する抵抗がないようにする必要があります。 空気サンプリングには、圧力降下の適切な範囲にわたって一定の容量を使用する必要があります。 放射性キセノン (Xe) またはクリプトン (Kr) 同位体の連続サンプリングは、活性炭への吸着または低温手段によって行われます。 ルーカス セルは最も古い技術の XNUMX つであり、今でも Rn 濃度を測定するための最も一般的な方法です。

放射性物質の液体と廃液ラインの継続的な監視が必要な場合があります。 高温研究所、核医学研究所、原子炉冷却材ラインからの廃棄物ラインがその例です。 ただし、流出流量に比例する少量のサンプルを実験室で定期的に分析することにより、継続的な監視を行うことができます。 定期的に分注するサンプラーや、少量の液体を連続的に抽出するサンプラーが利用可能です。

グラブサンプリングは、ホールドアップタンク内の放射性物質の濃度を決定するために使用される通常の方法です。 測定結果を許容排出量と比較するために、再循環後にサンプルを採取する必要があります。

理想的には、排水モニタリングと環境モニタリングの結果はよく一致し、後者はさまざまな経路モデルを使用して前者から計算できます。 しかし、排水の監視は、それがどれほど優れていても広範囲であっても、環境中の放射線状態の実際の測定に代わるものではないことを認識し、強調しなければなりません。

 

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読む 6399 <font style="vertical-align: inherit;">回数</font> 最終更新日 13 年 2011 月 21 日木曜日 30:XNUMX
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