Detección de defectos por rayos gamma
Estándares industriales de protección de la salud para la detección de defectos por rayos γ
Estándares industriales de protección contra la radiación de rayos γ
Detección de defectos
GBZ132-2002
Prefacio
Los Capítulos 4 ~ 8 y los Apéndices A y B de esta norma son obligatorios, y el resto se recomiendan.
Esta norma está formulada de acuerdo con la “Ley de la República Popular China sobre Prevención y Control de Enfermedades Profesionales”. Si el estándar original GB18465-2001 no coincide con este estándar, este estándar prevalecerá.
En el proceso de preparación de esta norma, se hizo referencia principalmente a los contenidos de GB 14058, DIN 5415, Parte 1 y sus apéndices, y DIN54115, y se combinaron con la situación real en mi país.
Los anexos A y B de esta norma son anexos normativos.
Esta norma es propuesta por el Ministerio de Salud de la República Popular China.
Esta norma fue redactada por: Instituto de Radiología, Academia de Ciencias Médicas de Shandong.
Los principales redactores de esta norma: Deng Daping, Wen y Wang Chunliang.
Esta norma es interpretada por el Ministerio de Salud de la República Popular China.
1 Alcance
Esta norma especifica el rendimiento protector, la protección radiológica y los requisitos de monitoreo relacionados durante el uso de detectores de fallas de rayos gamma.
Esta norma se aplica a la práctica de ensayos no destructivos de la estructura interna de componentes metálicos utilizando detectores de defectos de rayos gamma.
2 Documentos normativos de referencia
Las disposiciones de los siguientes documentos se convierten en disposiciones de esta norma por referencia. Para documentos de referencia fechados, cualquier enmienda posterior (excluyendo erratas) o revisiones no se aplica a esta norma. Sin embargo, se alienta a las partes de un acuerdo basado en este estándar a investigar si se pueden utilizar las últimas versiones de estos documentos. Para los documentos de referencia sin fecha, se aplica la última edición de esta norma.
Clasificación de fuentes radiactivas selladas
GB11806 Disposiciones para el transporte seguro de materiales radiactivos
GB/t 14058 Detector de defectos de rayos gamma
3 Términos y definiciones
Los siguientes términos y definiciones se aplican a esta norma.
3.1 Detección de defectos móvil
El proceso de detección de defectos utilizando un detector de defectos de rayos gamma portátil o móvil al aire libre, en un taller de producción o en un sitio de instalación.
3.2 Detección de defectos fijos
El proceso de trabajo de la detección de defectos de rayos gamma consiste en utilizar un detector de defectos fijo o móvil limitado en una sala dedicada a la detección de defectos de rayos gamma.
3.3 Sala de detección de defectos de rayos gamma
Una sala de irradiación dedicada para detectores de defectos de rayos gamma, que realiza la detección de defectos de rayos gamma y protege los objetos inspeccionados.
4 Requisitos de rendimiento de protección radiológica para detectores de fallas de rayos gamma
4.1 El contenedor de la fuente debe cumplir con los requisitos de prueba del artículo 5.3 de GB/T14058 y la tasa de energía cinética específica de el aire circundante no deberá exceder los valores de la Tabla 1.
Tabla 1 Valor de control de la tasa de energía cinética específica del aire alrededor del contenedor fuente (mgy h-1)
Tipos de detectores de fallas
Desde la superficie exterior de el contenedor
Superficie exterior del contenedor
50 mm
1m
Portátil
2
0,5
0,02
Móvil
2
1
0,05
Permanente de
2
1
0.10
4.2 Protección contra los rayos beta cuando se utiliza uranio empobrecido como material de blindaje para el El contenedor de origen debe cumplir con los requisitos del artículo 5.3.1 en GB/T14058.
4.3 El contenedor de la fuente de cada detector de fallas de rayos gamma y la fuente sellada en el mismo deben tener señales que cumplan con los requisitos del Artículo 8.1.8.1.2 de GB/T14058.
4.4 El funcionamiento de los dispositivos de seguridad, como cerraduras de seguridad, dispositivos de enclavamiento, indicadores de posición de la fuente, dispositivos de seguridad en caso de falla del sistema y dispositivos para evitar el funcionamiento ilegal de los detectores de fallas de rayos gamma, debe cumplir con los Requisitos de 5,4 en GB/T14085.
4.5 La seguridad del poseedor de la fuente debe cumplir con los requisitos del artículo 5.5 en GB/T14085.
4.6 Según las diferentes necesidades, la longitud del dispositivo de transmisión de la fuente radiactiva debe acortarse tanto como sea posible. La fuente radiactiva debe poder regresar al contenedor de la fuente inmediatamente y entrar en el estado cerrado después de cada fotografía. se toma.
4.7 El manual del producto debe indicar el modelo, especificaciones, principales indicadores técnicos y métodos de mantenimiento, almacenamiento y transporte del equipo. También debe incluir: el tipo y características de la fuente radiactiva utilizada, el nivel de dosis de fuga. la superficie exterior del contenedor de origen, medidas de seguridad, función de apagado automático y métodos comunes de manejo de accidentes, etc.
5 Requisitos de protección radiológica para la detección de fallas fijas
5.1 El edificio de la sala de detección de fallas por rayos γ (incluidas paredes, puertas, ventanas y protección contra pérdida de radiación) debe considerar completamente la radiación directa. , dispersión y blindaje Varios factores como el material y la estructura, y el espesor de protección se determinarán de acuerdo con los requisitos del Apéndice A (apéndice normativo) de esta norma.
5.2 La tasa de dosis a 5 cm fuera de la pared de protección radiológica debe ser inferior a 2,5 μ Gy h-1.
5.3 Debe haber una señal fija de peligro radiactivo en la entrada de la puerta de protección radiológica, y se debe instalar una señal llamativa de advertencia de "Prohibido el paso" durante la exposición, alarmas sonoras y luminosas en la entrada; de la sala de inspección y en la entrada y salida del objeto inspeccionado, el dispositivo debe abrirse automáticamente cuando el detector de fallas de rayos gamma esté funcionando y puede recuperar automáticamente la fuente radiactiva del contenedor de la fuente cuando alguien pasa; la puerta de protección radiológica debe ser la misma que la de la pared del mismo lado, y la tasa de dosis a 5 cm del exterior debe ser inferior a 2,5 μGy·h-1, e instalar el dispositivo de bloqueo de la máquina de la puerta y la luz indicadora de trabajo; está instalado en un lugar apropiado de la sala de ordenadores.
6 Requisitos de protección radiológica para la detección de defectos móviles
6.1 Antes de la detección de defectos, el lugar de trabajo debe dividirse en áreas de control y áreas de supervisión.
6.2 La tasa de energía cinética específica del aire fuera del límite del área de control debe ser inferior a 40 μGy·h-1. En los límites deben colocarse señales de advertencia claramente visibles: "Prohibido el acceso a lugares de trabajo radiactivos". No se permite el ingreso a esta área de personal no autorizado. Se pueden utilizar cuerdas, cadenas y otros métodos similares o se pueden disponer supervisores para el manejo manual. El método de cálculo del área de control se muestra en el Apéndice B (Apéndice Normativo).
6.3 El área de supervisión se ubica fuera del área de control, permitiendo el desplazamiento del personal relevante dentro del área, pudiendo también ingresar entrenadores o visitantes al área. La dosis límite no debe exceder los 2,5 μ Gy h-1, y se debe colocar un letrero de advertencia de "Precaución, radiación ionizante" en el límite, y no se permite el ingreso del público a esta área.
6.4 Al detectar fallas, se debe considerar la distancia, la dirección de irradiación, el tiempo y las condiciones de protección entre el detector de fallas de rayos gamma y el objeto a inspeccionar para garantizar que la dosis de exposición del operador sea menor que la anual. límite de dosis, y debe ser lo más bajo posible.
7 Requisitos de seguridad para fuentes radiactivas
7.1 Seleccione fuentes selladas según GB4075, las fuentes desprotegidas son 43515 y las fuentes dentro del dispositivo son 43313.
7.2 La sustitución de fuentes radiactivas debe ser aprobada por el departamento de protección de la salud radiológica local y realizarse bajo la supervisión de profesionales de protección. En instalaciones totalmente blindadas, esto se debe hacer utilizando dispositivos de soporte y agarre de largo alcance.
Cuando se transfiere la fuente sellada del contenedor de transporte al contenedor de fuente o del contenedor de fuente al contenedor de transporte, se debe utilizar equipo auxiliar que facilite la operación de reemplazo y un dispositivo con un rendimiento de blindaje adecuado. La dosis equivalente recibida por el operador durante el proceso de sustitución no debe exceder los 0,5 mSv.
7.3 El reemplazo del soporte de la fuente radiactiva debe ser aprobado por el departamento competente de la unidad usuaria y el departamento de supervisión de salud radiológica local. Si la carga y descarga de un contenedor de fuentes con una fuente radiactiva y un soporte de fuente se realiza mediante un empujador, se debe utilizar un contenedor de repuesto adecuado con el blindaje adecuado.
7.4 Las fuentes radiactivas abandonadas deberían tratarse o eliminarse de conformidad con las reglamentaciones nacionales pertinentes y deberían mantenerse registros detallados en archivos.
7.5 El transporte de fuentes radiactivas debe realizarse de acuerdo con las regulaciones pertinentes de GB11806.
7.6 Los contenedores o fuentes radiactivas que contengan agua corriente deben almacenarse en un almacén exclusivo para fuentes radiactivas.
7.7 Bajo la dirección del departamento local de protección de la salud radiológica, la unidad de usuario debe formular los planes de emergencia correspondientes y realizar los preparativos de emergencia correspondientes, incluidos: procedimientos de trabajo, estructura organizativa, capacitación del personal, simulacros de planes de emergencia y respuesta a emergencias. Instalaciones etc
7.8 El lugar de trabajo debe estar equipado con equipo de protección de emergencia adecuado, como un cobertizo de protección con suficiente espesor de blindaje, un bloque de blindaje de túnel, una abrazadera con una longitud de mango de no menos de 1,5 m, alambre metálico de longitud adecuada. longitud, piscina y sacos de arena esperan.
8 Monitoreo de la protección radiológica
8.1 Monitoreo de dosis personal de los trabajadores
8.1.1 Los trabajadores para la detección de fallas de rayos γ deben realizar un monitoreo de dosis personal de rutina y establecer archivos de dosis personales y Archivos de gestión sanitaria. Los límites de dosis anuales individuales son los siguientes:
a) La dosis efectiva promedio anual durante 5 años consecutivos es de 20 mSv
b) La dosis efectiva en cualquier año es de 50 mSv
c) La dosis equivalente al cristalino del ojo durante un año es de 150 mSv y
d) La dosis equivalente a las extremidades (manos y pies) o piel durante un año es de 500 mSv; .
8.1.2 También se debe monitorear a los operadores para detectar dosis accidentales y se deben mantener registros detallados.
8.2 Monitoreo del desempeño protector del detector de fallas de rayos gamma
8.2.1 El detector de fallas de rayos gamma se someterá a una inspección de tipo e inspección de fábrica de acuerdo con GB/T14058.
8.2.2 El detector de rayos gamma deberá ser inspeccionado y aceptado por la agencia del servicio técnico de salud radiológica en la ubicación del usuario de acuerdo con los requisitos de desempeño de protección radiológica del Capítulo 4 de esta norma, y deberá llevarse a cabo de acuerdo con el artículo 6.1 de GB/T14058. Solo se puede utilizar después de pasar la prueba de efecto de blindaje requerida en el artículo 4.1 de esta norma.
8.2.3 Los usuarios deben probar periódicamente el rendimiento de los dispositivos de seguridad, y las agencias de servicios técnicos de salud radiológica deben realizar esto una vez al año.
8.2.4 Después de mover el detector de fallas, el personal de protección a tiempo parcial debe utilizar los instrumentos correspondientes para probar el desempeño del dispositivo de seguridad.
8.2.5 El departamento de protección competente deberá realizar una inspección de fugas de las fuentes radiactivas selladas una vez al año.
8.3 Protección y seguimiento del lugar de trabajo
8.3.1 Protección y seguimiento del lugar de trabajo de detección de defectos fijos
8.3.1.1 La sala de inspección debe ser inspeccionada antes siendo puesto en uso aceptación.
8.3.1.2 Antes de trabajar todos los días, los operadores de detección de fallas deben verificar el funcionamiento de los dispositivos de seguridad y dispositivos de enclavamiento, el estado de las señales y señales de advertencia, y verificar si hay alguien en la sala de detección de fallas.
8.3.1.3 Después de cada operación de detección de fallas, el operador debe utilizar equipos de radiación confiables para verificar si la fuente radiactiva ha regresado a una posición segura. Los contenedores de origen deben ser monitoreados y registrados en detalle a medida que entran y salen del almacén de origen.
8.3.1.4 Los niveles de radiación en el lugar de trabajo y áreas cercanas a la sala de inspección deberán ser medidos una vez al año por la agencia del servicio técnico de salud radiológica donde se encuentre el usuario, y se harán sugerencias de evaluación o mejora con base en en los resultados de la medición. Cuando aumenta la actividad de la fuente radiactiva, se deben volver a medir los niveles de radiación mencionados anteriormente y se deben realizar mejoras apropiadas en función de los resultados de la medición.
8.3.2 Monitoreo de protección radiológica en lugares de trabajo móviles de detección de fallas
8.3.2.1 Antes de cada operación de detección de fallas, el detector de fallas debe inspeccionarse de acuerdo con el artículo 8.3.1.2 de esta norma. y Revisar el área de control para garantizar que no haya nadie en ella antes de que la fuente radiactiva quede expuesta.
8.3.2.2 Cuando el lugar de trabajo se pone en funcionamiento, el nivel de radiación debe medirse alrededor del límite del área de control y ajustarse al requisito de no exceder los 40μ Gy h-1.
8.3.2.3 Establecer un sistema de inspección radiológica en el lugar de trabajo para observar periódicamente la ubicación y el estado de las fuentes radiactivas.
El artículo 8.3.1.3 de esta norma debe realizarse después de la detección del defecto en 8.3.2.4.
Apéndice a
(Apéndice normativo)
Determinación de la capa protectora
Principio A.1
A .1.1 Al determinar la capa protectora se deberá considerar la dirección del mazo de cables útiles. Si la dirección del arnés útil no está restringida, la capa protectora en todas las direcciones se determinará de acuerdo con A.2. Si el arnés útil está sólo en una dirección limitada, la capa protectora se determinará de acuerdo con la Sección A.3 en todas las direcciones excepto en esa dirección limitada.
A.1.2 La atenuación total de una protección multicapa formada por diferentes materiales de blindaje es igual al producto de la atenuación de cada capa protectora.
A.2 Capa de protección radiológica eficaz
A.2.1 Calcular la atenuación requerida FN de la radiación útil según fórmula (1).
……………………(A.1)
Donde: KN es la tasa de energía cinética de liberación específica (mgy) medida o calculada de acuerdo con la Sección A.2.2 / h), donde la distancia desde la fuente radiactiva en el haz de radiación útil es a0 (m), a es la distancia desde un cierto punto de la fuente radiactiva (m), m), y KG es la liberación de energía cinética específica máxima permitida tasa de la fuente radiactiva (mGy /h).
A.2.2 Cuando la distancia es a0, la actividad radiactiva máxima en el punto A (GBq) y la constante de energía cinética de liberación específica TK (ver Tabla A.1) se pueden calcular según la fórmula (2 ) Tasa de energía cinética de liberación específica KN.
............(Sugerencia 2)
Tabla A.1 Constante de energía cinética de liberación específica г k, (mgy m2)/(h gbq )
Fuente radiactiva
60Co
192Ir
гK
0,35
0,13
A.2.3 El espesor de la capa protectora contra haces de radiación útiles se muestra en las Figuras A.1 y A.2 Divida el espesor de la masa dado en las Figuras A.1 y A.2 por la densidad de el material de protección (g /cm3), puede obtener el espesor de la capa protectora en cm (ver A.2.4 para más detalles).
A.2.4 Cálculo de la fórmula de la capa protectora
El espesor d (cm) de la capa protectora también se puede calcular utilizando el coeficiente de atenuación lineal μ de la Tabla A.2 según la fórmula (3) Cálculo, estrictamente para la curva fn en la Figura A.1 y la Figura A.2 >: rango lineal 10.
.............(Recomendación 3)
A.2.5 Todos los usos deben marcarse en el diagrama de la estructura de protección radiológica. Una descripción de la. pared protectora utilizada para proteger contra haces de radiación útiles, incluido el espesor de la pared, el nombre y el espesor del material de protección.
A.3 Capa protectora contra fugas de radiación
Para una capa protectora contra fugas de radiación desde el contenedor o escudo de la fuente, calcule la atenuación requerida FD según la ecuación (4):
p>
.............(Recomendación 4)
Donde: KD es la tasa de energía cinética de liberación específica fuera del haz útil (mGy /h), a0 es la fuente radiactiva.
A0 es la distancia (m) desde la fuente radiactiva hasta el lugar de protección.
KG es la tasa máxima permitida de liberación de energía cinética específica (mGy/h) en el lugar cuando la distancia desde la fuente radiactiva es a (m).
Tabla A.2 Coeficiente de atenuación lineal
Materiales
Coeficiente de atenuación lineal μ (cm-1)
60Co
192Ir
Resultados
0,565
1,484
Vidrio de plomo
0,231
Hierro
0.3095
0.535
Hormigón ordinario
0.0995
0.137
Hormigón barítico
0,1385
0,19
Figura a. 1 La atenuación útil del haz de 60Co es FN, la atenuación de los rayos dispersos es Fs, la atenuación de la radiación de fuga es el espesor de la masa de diferentes materiales en FD.
Figura A.2 El espesor de masa de diferentes materiales cuando el haz útil está atenuado A.2 192Ir es FN, la atenuación del rayo disperso es Fs y la atenuación de la radiación de fuga es FD.
Apéndice b
(Apéndice normativo)
Determinación del área de control
B.1 Según la fuente de radiación que irradian los rayos gamma en todas las direcciones En diferentes situaciones, se deben determinar tres distancias diferentes del área de control, como se muestra en la Figura B.1.
Figura B.1 Área de control blindada (sin escala)
aⅰ: La distancia requerida del área de control sin ninguna atenuación de la radiación;
aⅱ: La dirección de el mazo de cables útil y la distancia requerida del área de control después de ser bloqueado por el objeto detectado;
aⅲ: el control requerido después de ser protegido por el contenedor de fuente u otros materiales de protección fuera de la dirección del mazo de cables útil.
Distancia del área.
B.2 Para la detección de fallas móviles, la tasa de dosis equivalente en el límite de la zona de control es 40 μSv/h. La distancia entre cada zona de control se puede estimar de la siguiente manera:
aⅰ: Tomado de la Distancia al área de control (m) en la Figura B.2
aⅱ y aⅲ: Distancia aⅰ (m) del área de control en la Figura B.2 multiplicada por la correspondiente a la mitad diferente -capas de atenuación en la Tabla B.2 El producto del factor (la capa de media atenuación se puede calcular dividiendo el espesor del blindaje por la capa de media atenuación del nucleido correspondiente y el material de blindaje en la Tabla B.1, y luego mirando hacia arriba el factor correspondiente de la Tabla B.2).
Tabla B.1 Valores aproximados de espesor de capa medio reducido de diferentes materiales
Materiales de blindaje
Espesor de capa medio reducido (HVL) (mm ) de diferentes fuentes radiactivas
60Co
192Ir
169Yb
170Tm
Aluminio
70
50
27
20
Específico
70
50
27
Acero
24
14
Nueve
Cinco
Resultados
13
Tres
0,8
0,6
Tungsteno
10
2,5
0,09
Uranio
6
2,3
0.035
p>Tabla B.2 Determine los factores aⅱ y aⅲ del área de control cuando hay radiación atenuada.
Número de capas de reducción media
Factor
0,5
0,9
1
0,7
1,5
0,6
2
0,5
Tres
0,4
Cuatro
0,3
Cinco
0,2
Ocho
0,1< /p >
10
0.05
12
0.01
El ejemplo B.3 es el siguiente:
192Ir, la radiactividad es 1,85×1012Bq, el objeto de prueba es acero estructural con un espesor de 28 mm (2HVL) y el escudo de la fuente radiactiva (pared del contenedor de irradiación) está hecho de tungsteno con un espesor de 25 mm (10HVL).
aⅰ: El área de control aⅰ en la Figura B.2 = 78 m
aⅱ: El valor del área de control aⅰ en la Figura B.2 se multiplica por el coeficiente en la Tabla B.2.
aⅱ= 0.5×aⅰ= 0.5×78 = 39m
aⅲ: El valor del área de control aⅰ en la Figura B.2 se multiplica por el coeficiente en la Tabla B.2.
aⅲ= 0.05×aⅰ= 0.05×78 = 3.9m
Figura B.2 Distancia de la zona de control aⅰ cuando se utilizan fuentes de rayos γ de diferentes actividades sin ninguna atenuación de radiación.