工业γ射线探伤卫生防护标准

工业γ射线探伤卫生防护标准 工业γ射线探伤卫生防护标准 本标准规定了γ射线探伤机防护性能及其使用过程中的放射防护和有关监测要求。 本标准适用于应用γ射线探伤机进行金属构件内部结构的无损检测实践。 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其 随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准 达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡不注日期的引用文件，其最新版本 适用于本标准。 GB4075 密封放射源分级 GB11806 放射性物质安全运输规定 GB/T14058 γ射线探伤机 下列术语和定义适用于本标准。 3.1 移动式探伤 mobile defect detecting 在室外、生产车间或安装现场用手提式或移动式γ射线探伤机进行探伤的工作过程。 3.2 固定式探伤 stationary defect detecting 在专用γ射线探伤室内用固定安装的或可有限移动的探伤机进行γ射线探伤的工作过 程。 3.3 γ射线探伤室 gamma defect detecting room 放置γ射线探伤机和被检物体进行γ射线探伤并具有一定屏蔽作用的专用照射室。 γ 4.1 源容器应符合GB/T14058中第5.3条的试验要求，其周围的空气比释动能率不超过 表 关于同志近三年现实表现材料材料类招标技术评分表图表与交易pdf视力表打印pdf用图表说话 pdf 1中的数值。 容器外表面 探伤机类别 距容器外表面 50mm 1m 手提式 2 0.5 0.02 移动式 2 1 0.05 固定式 2 1 0.10 4.2 使用贫化铀做源容器屏蔽材料时，其对β射线的防护应符合GB/T14058中第5.3.1条的要求。 4.3 每台γ射线探伤机的源容器及其中的密封源必须有符合GB/T14058中第8.1.1、8.1.2条要求的标志。 4.4 γ射线探伤机的安全锁、联锁装置、源的位置指示器、系统故障时的安全装置、防止违 章操作装置等安全装置的性能按GB/T14085中第5.4条要求。 4.5 源托的安全性应符合GB/T14085中第5.5条要求。 4.6 根据不同需要，放射源传输装置的长度应尽可能减短，每次照相后，放射源必须能立即 返回源容器并进入关闭状态。 4.7 产品说明书应注明型号、规格和主要技术指标及设备保养、贮存、运输方法，还应包括:所用放射源的种类、特性、源容器外表面泄露剂量水平、安全措施、自动关闭功能及常见事 故的处理方法等内容。 5.1 γ射线探伤室的建筑(包括辐射防护墙、门、窗、辐射防护迷路)应充分考虑直射、散射 和屏蔽物材料和结构等各种因素并按本标准附录A( 规范 编程规范下载gsp规范下载钢格栅规范下载警徽规范下载建设厅规范下载 性附录)的要求确定防护厚度。 5.2 辐射防护墙外5cm处剂量率应小于2.5μGy?h-1。 5.3 辐射防护门入口处必须有固定的放射性危险标志，照射期间有醒目的"禁止入内"的警示标识;探伤室入口处及被探物件出入口处必须设置声光报警装置，该装置在γ射线探伤机工作时应自动接通，并能在有人通过时自动将放射源收回源容器;辐射防护门的防护性能应与 -1同侧墙相同，其外5cm处的剂量率应小于2.5μGy?h，并安装门-机联锁装置和工作指示灯;机房内适当位置安装固定式剂量仪。 6.1 进行探伤作业前，必须先将工作场所划分为控制区和监督区。 -16.2 控制区边界外空气比释动能率应低于40μGy?h。在其边界必须悬挂清晰可见的"禁止进入放射性工作场所"警示标识。未经许可人员不得进入该范围，可采用绳索、链条和类似 的方法或安排监督人员实施人工管理。控制区范围的计算方法见附录B(规范性附录)。 6.3 监督区位于控制区外，允许有关人员在此区活动，培训人员或探访者也可进入该区域。 -1其边界剂量应不大于2.5μGy?h，边界处应有"当心，电离辐射"警示标识，公众不得进入 该区域。 6.4 进行探伤作业时，必须考虑γ射线探伤机和被检物体的距离、照射方向、时间和屏蔽条 件，以保证作业人员的受照剂量低于年剂量限值，并应达到可以合理做到的尽可能低的水平。 7.1 密封源选用的级别按GB4075选定，无保护的源为43515级、装置里的源为43313级。 7.2 放射源的更换应得到当地放射卫生防护部门批准并在防护专业人员的监督下进行，在完 全屏蔽的装置里，采用远距离的抓取机和支撑装置进行。 密封源从运输容器中转装入源容器或从源容器转装入运输容器必须采用便于更换操作 的辅助设备和具有足够屏蔽性能的装置。操作人员在一次更换过程中所接受的当量剂量不应 超过0.5mSv。 7.3 放射源托的更换应由使用单位主管部门及当地放射卫生监督部门批准。如果装载和卸载 带有放射源和源托的源容器是通过推进器进行的，就必须利用带足够屏蔽的适当的换装容 器。 7.4 废弃的放射源按国家有关规定处理或处置，并有详细的 记录 混凝土 养护记录下载土方回填监理旁站记录免费下载集备记录下载集备记录下载集备记录下载 归档保存。 7.5 放射源的运输按GB11806有关规定执行。 7.6 含源源容器或放射源应在专用放射源库内贮存。 7.7 在当地放射卫生防护主管部门指导下，使用单位应制定出合适的应急 计划 项目进度计划表范例计划下载计划下载计划下载课程教学计划下载 并作好相应的 应急准备，计划内容包括:工作程序、组织机构、人员培训、应急计划演习、应急设施等。 7.8 操作现场必须配备适当的应急防护设备，如:足够屏蔽厚度的的防护掩体、隧道式屏蔽 块、柄长不短于1.5米的夹钳、适当长度的金属线、水池、沙袋等。 8.1 作业人员的个人剂量监测 8.1.1 γ射线探伤作业人员必须进行常规个人剂量监测，并建立个人剂量档案和健康管理档 案，其个人年剂量限值如下: a)连续5年内年平均有效剂量20mSv; b)任何单一年份内有效剂量50mSv; c)一年中眼晶体所受的当量剂量150mSv;和 d)一年中四肢(手和脚)或皮肤所受的当量剂量500mSv。 8.1.2 对作业人员还应进行意外事故的剂量监测，并有详细的记录。 8.2 γ射线探伤机防护性能监测 8.2.1 生产γ射线探伤机，应按GB/T14058的要求进行型式检验和出厂检验。 8.2.2 由使用单位所在地放射卫生技术服务机构按本标准第四章的放射防护性能要求对γ射线探伤机进行验收检测，其中本标准第4.1条要求的屏蔽效果试验按GB/T14058中第6.1条进行，合格后方能使用。 8.2.3 使用单位应经常对安全装置的性能进行检测，放射卫生技术服务机构每年进行一次。 8.2.4 探伤机被移动后，兼职防护人员必须用相应仪器进行安全装置的性能检测。 8.2.5 防护主管部门每年对密封放射源进行一次泄漏检验。 8.3 作业场所的防护监测 8.3.1 固定式探伤作业场所的防护监测 8.3.1.1 探伤室启用前必须进行验收检测，合格后方能使用。 8.3.1.2 每天工作前，探伤作业人员应检查安全装置、联锁装置的性能及警告信号、标志的 状态。检查探伤室内是否有人员逗留。 8.3.1.3 每次探伤作业结束后，操作人员应用可靠的辐射仪器核查放射源是否回到安全位 置。源容器出入源库时应进行监测并有详细记录。 8.3.1.4 由使用单位所在地放射卫生技术服务机构每年进行一次操作场所及探伤室临近区 域的辐射水平测量，并根据测量结果提出评价或改进意见。当放射源的活度增加时，应重新 测量上述辐射水平，并根据测量结果做出合适的改进。 8.3.2 移动式探伤作业场所的放射防护监测 8.3.2.1 每次探伤作业前应按本标准第8.3.1.2条检查探伤机，并检查控制区，确保在放射 源暴露前控制区内无任何人员。 -1的要8.3.2.2 作业场所启用时，应围绕控制区边界测量辐射水平，并按不超过40μGy?h求进行调整。 8.3.2.3 建立操作现场的辐射巡测 制度 关于办公室下班关闭电源制度矿山事故隐患举报和奖励制度制度下载人事管理制度doc盘点制度下载 ，定期观察放射源的位置和状态。 8.3.2.4 探伤作业结束后应进行本标准第8.3.1.3条的工作。 A.1.1 在确定防护层时必须考虑有用线束的方向。如有用线束的方向没有限制，所有方向的 防护层按A.2进行确定。如有用线束仅处于有限的方向，则除此有限方向按A.2节确定防护层外，其余所有方向的泄漏辐射防护层按A.3节。 A.1.2 由不同的屏蔽材料构成的多层防护，其总衰减度等于各个防护层的衰减度之乘积。 ， N A.2.1 按照公式(1)计算所要求的有用辐射的衰减度F ?…………………………………(A.1) 式中:K为测到的或者按A.2.2节计算出的在有用辐射束里距离放射源为的a(m)的比释动能N0率(mGy/h)，a为距放射源的某一点的距离(m)，K为距放射源为a的最高允许比释动能率(mG Gy/h)。 A.2.2 在距离为a时，该点的最高比释动能率K，可由放射源的预期最大放射性活度A(GB0N q)和比释动能常数TK(见表A.1)，按公式(2)计算。 ............(A.2) г 放射源 60192Co Ir г 0.35 0.13 K A.2.3 防止有用辐射束的防护层的厚度可从图A.1和图A.2中查得。通过在图A.1和图A.2 3中给出的质量厚度除以屏蔽材料的密度(g/cm)，就可以得出以cm为单位的防护层的厚度(详见A.2.4)。 A.2.4 防护层的公式计算 防护层的厚度d(cm)也可使用表A.2中的线性衰减系数μ的值，按照公式(3)进行计算，严格用于图A.1和图A.2中曲线F>10的线性范围。 N ..................(A.3) A.2.5 辐射防护结构图上必须标明防止有用辐射束的全部防护墙的说明，包括墙厚、屏蔽材 料名称及厚度。 A.3 防止泄漏辐射的防护层 : D 防止源容器或屏蔽物的泄漏辐射的防护层，按照公式(4)计算所要求的衰减度F .....................(A.4) 式中:K为有用射束外，距放射源为a的比释动能率(mGy/h)。 D0 a为从放射源至防护地点的距离(m)。 0 K为距离放射源为a(m)时，该位置上最高允许的比释动能率(mGy/h)。 G -1线性衰减系数μ(cm) 材料 60Co 192Ir 铅 0.565 1.484 铅玻璃 0.231 铁 0.3095 0.535 一般混凝土 0.0995 0.137 重晶石混凝土 0.1385 0.19 60图A.1 Co有用线束衰减度为F，散射线衰减度为F，泄漏辐射衰减度为F时不同材料的NsD 质量厚度 192Ir有用线束衰减度为F，散射线衰减度为F，泄漏辐射衰减度为F时不同材NsD 图A.2 料的质量厚度 B.1 根据放射源的γ射线向各个方向辐射时的不同情况，应确定三类不同的控制区距离，如 图B.1所示。 图B.1 应用屏蔽物的控制区(无比例) a :辐射没有任何衰减时要求的控制区距离; ? a:有用线束方向，经检测对象屏蔽后要求的控制区距离; ? a:有用线束方向以外，经源容器或其他屏蔽物屏蔽后要求的控制区距? 离。 B.2 对于移动探伤，控制区边界的当量剂量率为40μSv/h，可由如下评定各类控制区距离的大小: a:系取自图B.2的控制区距离(m) ? a和a:取自图B.2的控制区距离a(m)，乘以表B.2中不同半减层数相??? 对应的因子之积(可根据屏蔽物的厚度，除以表B.1中相应核素和屏蔽材料的半减层厚，求 出其半衰减层数，进而从表B.2查出相对应的因子)。 60192169170Co Ir Yb Tm 不同放射源的半减层厚(HVL)(mm) 铝 70 50 27 20 屏蔽材料 混凝土 70 50 27 钢 24 14 9 5 铅 13 3 0.8 0.6 钨 10 2.5 0.09 铀 6 2.3 0.035 半减层数 因子 0.5 0.9 1 0.7 1.5 0.6 2 0.5 3 0.4 4 0.3 5 0.2 8 0.1 10 0.05 12 0.01 B.3 举例如下: 19212Ir，放射性活度1.85×10Bq，检测对象为结构钢，厚度28mm(2HVL)，放射源屏蔽物(照射容器壁)为钨制，厚25mm(10HVL) a: 图B.2的控制区a=78m ?? a: 图B.2的控制区值a乘以表B.2的因子 ?? a=0.5×a=0.5×78=39m ?? a:图B.2的控制区值a乘以表B.2的因子 ?? a=0.05×a=0.05×78=3.9m ?? ? 图B.2 辐射没有任何衰减时应用不同活度γ放射源时的控制区距离a