ГОСТ 26412-85 Материалы защитные радиохимических производств и ядерных энергетических установок. Метод определения изолирующих свойств по отношению к загрязнению бета-радионуклидами (с Изменением N 1) - Информпроект Групп
Картотека документов

Электронный фонд правовой
и нормативно-технической документации

ГОСТ 26412-85 Материалы защитные радиохимических производств и ядерных энергетических установок. Метод определения изолирующих свойств по отношению к загрязнению бета-радионуклидами (с Изменением N 1)

ГОСТ 26412-85 Материалы защитные радиохимических производств и ядерных энергетических установок. Метод определения изолирующих свойств по отношению к загрязнению бета-радионуклидами (с Изменением N 1)


ГОСТ 26412-85

Группа Ф59

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР


МАТЕРИАЛЫ ЗАЩИТНЫЕ РАДИОХИМИЧЕСКИХ ПРОИЗВОДСТВ
И ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Метод определения изолирующих свойств
по отношению к загрязнению бета-радионуклидами

Shielding materials for radiochemical works and nuclear power plants. Method for
determination of isolating properties in respect to beta-radionuclide contamination


ОКП 70 2000

Срок действия с 01.01.86
до 01.01.91*
______________________________
* Ограничение срока действия снято
по протоколу N 5-94 Межгосударственного Совета
по стандартизации, метрологии и сертификации
(ИУС N 11-12, 1994 год). - Примечание изготовителя базы данных.

ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 18 января 1985 г. N 127

ВНЕСЕНО Изменение N 1, утвержденное и введенное в действие Постановлением Государственного комитета СССР по управлению качеством продукции и стандартам от 23.01.90 N 65 с 01.08.90      


     Изменение N 1 внесено изготовителем базы данных по тексту ИУС N 4, 1990 год


Настоящий стандарт распространяется на защитные материалы радиохимических производств и ядерных энергетических установок, предназначенные для изоляции чистых поверхностей с целью улучшения радиационной обстановки, и устанавливает метод определения изолирующих свойств этих материалов по отношению к радиоактивному загрязнению бета-радионуклидами с граничной энергией спектра бета-излучения от 9,6 до 88,0 фДж (от 60 до 550 кэВ), с периодом полураспада не менее 30 сут, характерными для условий эксплуатации.

Пояснения терминов, использованных в настоящем стандарте, приведены в справочном приложении 2.

1. МЕТОДЫ ОТБОРА ОБРАЗЦОВ

1.1. Образцы должны представлять собой загрязненные с одной стороны (по п.1.12) однородные свободные пленки материалов (далее - свободные пленки) толщиной 100-200 мкм без механических дефектов поверхности (без пор, проколов и т.п.), равномерные по толщине в пределах ±5 мкм, которые скреплены с двух сторон держателями свободной пленки. Свободные пленки в держателях должны иметь плоскую поверхность.

1.2. Для приготовления образцов следует использовать свободные пленки, получаемые из жидких пленкообразующих рецептур по ГОСТ 14243-78, и другие пленки материалов, соответствующие требованиям п.1.1.

1.3. Размер свободной пленки должен соответствовать наружному размеру держателей свободной пленки материала.

1.4. Для обеспечения постоянного положения относительно детектора и для идентификации образцов на них должны быть метки, выполненные в виде рисок, цифр и других знаков, наносимых по краю держателей свободной пленки материала.

1.5. Число образцов для одного материала должно быть не менее 5 шт.

1.6. Перед загрязнением свободные пленки, получаемые из жидких пленкообразующих рецептур, необходимо выдерживать до постоянного значения массы (установившегося после отверждения) с допустимым отклонением не более ±0,5% в условиях, соответствующих технологическому регламенту отверждения материала, указанному в паспорте на материал, а свободные пленки неводостойких материалов - при комнатной температуре 293-298 К и относительной влажности воздуха 25-30%.

1.7. Загрязнение свободных пленок следует проводить в соответствии с требованиями п.1.12 так, чтобы размер загрязненной поверхности пленки соответствовал размеру сквозного отверстия держателей свободной пленки.

1.8. Загрязнение должно быть равномерно распределено по загрязненной поверхности свободной пленки и иметь поверхностную плотность не более 200 мкг/см.

 

1.9. Загрязнение образца должно иметь активность около 1·10 Бк (2,7·10 мкКи) и обеспечивать скорость счета импульсов, не превышающую максимальную статистическую загрузку радиометрической установки.

  

1.10. При проведении испытаний должна быть исключена возможность дополнительного загрязнения образца или потерь активности, не связанных с радиоактивным распадом радионуклида. Контроль за сохранением полной активности загрязнения на образце в течение испытаний должен проводиться в процессе обработки результатов по п.5.4.

1.11. Загрязняющие растворы должны содержать не более одного радионуклида (или не более двух радионуклидов, находящихся в радиоактивном равновесии), иметь минимальное солесодержание (не более 2 кг/м) и приготавливаться путем разбавления фасованных радиоактивных препаратов (п.2.3) дистиллированной водой до объемной активности в интервале от 3,7 до 7,4 ТБк/м (от 0,1 до 0,2 Ки/л). Химическая форма и вид радионуклида, а также другие характеристики загрязняющих растворов должны определяться требованиями нормативно-технической документации, предъявляемой к условиям испытаний материалов, а также требований п.2.3.

  

1.12. Загрязнение свободных пленок следует проводить в последовательности, указанной в пп.1.12.1-1.12.5.

1.12.1. Берут свободную пленку, удовлетворяющую требованиям пп.1.1-1.3, подготовленную по п.1.6, и не менее пяти раз измеряют ее толщину в различных точках поверхности. Данные о средней толщине свободной пленки образца заносят в табл.1 обязательного приложения 1.

1.12.2. Свободные пленки водостойких материалов закрепляют в держателях пленки материала с помощью клея и загрязняют по п.1.12.4.

1.12.3. Свободные пленки неводостойких материалов закрепляют в держателях пленки материала с помощью клея после проведения загрязнения по п.1.12.5.

1.12.4. Свободные пленки водостойких материалов загрязняют следующим образом. На поверхность свободной пленки пипеткой наносят 0,1 мл 1%-ного раствора медицинского инсулина, распределяют его по поверхности диаметром примерно 15 мм и немедленно насухо удаляют уголком фильтровальной бумаги. Затем на эту поверхность пипеткой наносят загрязняющий раствор. Объем нанесенного загрязняющего раствора должен быть таким, чтобы активность и поверхностная плотность загрязнения соответствовали требованиям пп.1.8 и 1.9. Образцы с нанесенным загрязняющим раствором высушивают в потоке воздуха от вентилятора при комнатной температуре. После высыхания загрязняющего раствора удаляют солевой остаток с края загрязненной поверхности и далее контролируют, при необходимости, активность и поверхностную плотность нанесенного загрязнения. Контроль поверхностной плотности загрязнения проводят весовым методом.

1.12.5. Свободные пленки неводостойких материалов загрязняют методом сухого мазка следующим образом. В центр обезжиренной этиловым спиртом стальной подложки, изготовленной по п.2.3.3, пипеткой наносят 0,1 мл 1%-ного раствора медицинского инсулина, распределяют его по поверхности диаметром примерно 15 мм и немедленно насухо удаляют уголком фильтровальной бумаги. Затем на эту поверхность пипеткой наносят загрязняющий раствор и высушивают его под инфракрасной лампой. Требования к объему нанесенного загрязняющего раствора - по п.1.12.4. Удаляют солевой остаток с края загрязненной поверхности. На остывшую до комнатной температуры загрязненную стальную подложку накладывают свободную пленку и притирают ее к подложке несколькими полными оборотами кусочка пористой резины, визуально контролируя равномерность нанесения загрязнения. Далее, по завершении этой операции, контролируют активность и поверхностную плотность загрязнения. Контроль поверхностной плотности нанесенного загрязнения проводят весовым методом.

1.12.6. Загрязненные образцы помещают в чашки Петри.

2. АППАРАТУРА, МАТЕРИАЛЫ И РЕАКТИВЫ

2.1. При выполнении измерений должна быть применена радиометрическая установка, содержащая сцинтилляционный или газовый ионизационный детектор бета-излучения, обеспечивающая стабильную во времени регистрацию бета-излучения в диапазоне энергии от 8 до 80 фДж (от 50 до 500 кэВ) и соответствующая требованиям пп.2.1.1-2.1.3.

2.1.1. Радиометрическая установка должна обеспечивать такую стабильность, при которой изменение средней скорости счета импульсов от образцового источника за 6 ч непрерывной работы при проведении не менее двадцати измерений находится в пределах ±2%, а за 1000 с - при проведении не менее четырех измерении - в пределах ±1%.

2.1.2. Радиометрическая установка должна обеспечивать проведение измерений в строго постоянной геометрии: образец должен быть точно зафиксирован в одном положении на расстоянии от входного окна (защитной диафрагмы) детектора не более 20 мм с допустимым отклонением от расстояния не более ±0,2 мм, центр образца должен находиться напротив центра входного окна детектора с допустимым отклонением не более ±1 мм.

2.1.3. Между образцом и входным окном (защитной диафрагмой) детектора, вплотную к образцу, должен быть помещен алюминиевый фильтр.

2.2. В радиометрическую установку со сцинтилляционным детектором бета-излучения должны входить функциональные блоки (пп.2.2.1- 2.2,5), соответствующие требованиям ГОСТ 20504-81, ГОСТ 19154-73 и нормативно-техническим документам, а также составные части, указанные в пп.2.2.6-2.2.8.       

2.2.1. Сцинтилляционный блок детектирования должен соответствовать требованиям ГОСТ 16839-71, ГОСТ 27451-87 и включать в себя спектрометрический сцинтилляционный детектор на основе монокристалла антрацена по ТУ 6-09-2441-88 диаметром 25 мм и высотой 10 мм и толщиной защитной алюминиевой фольги не более 10 мкм и фотоэлектронный умножитель типа ФЭУ-82 по ОД0 335.605 ТУ с диаметром рабочей части фотокатода не менее диаметра детектора, с эмиттерным повторителем или предусилителем, имеющим амплитуду импульсов на выходе по бета-излучению радионуклида цезий-137 не менее 0,1 В.     

2.2, 2.2.1. (Измененная редакция, Изм. N 1).

2.2.2. Стабилизированный высоковольтный блок питания предназначен для питания радиометрической аппаратуры с регулируемым выходным напряжением от 800 до 2500 В, с изменением выходного напряжения не более ±0,3% за 8 ч непрерывной работы.

Доступ к полной версии документа ограничен

Название документа
ГОСТ 26412-85 Материалы защитные радиохимических производств и ядерных энергетических установок. Метод определения изолирующих свойств по отношению к загрязнению бета-радионуклидами (с Изменением N 1)
Номер документа
26412-85
Вид документа
Нормативно-технический документ
Статус
Скрыто
Дата принятия
Скрыто
Дата начала действия
Скрыто

Документ «ГОСТ 26412-85 Материалы защитные радиохимических производств и ядерных энергетических установок. Метод определения изолирующих свойств по отношению к загрязнению бета радионуклидами с Изменением N 1» устанавливает требования к методам оценки защитных материалов, используемых в радиохимических и ядерных установках. Основное назначение стандарта заключается в обеспечении безопасности работников и окружающей среды путем определения эффективности защитных материалов против загрязнения бета радионуклидами.

Стандарт регламентирует методы испытаний, параметры и процедуры, необходимые для определения изолирующих свойств материалов. В частности, описываются условия, при которых проводятся испытания, а также необходимые измерения, такие как уровень радиационного загрязнения и эффективность защиты. Также предусмотрены требования к образцам материалов и методам их подготовки к испытаниям.

Важные технические детали включают спецификации по проведению испытаний в контролируемых условиях, а также классификацию материалов по их изолирующим свойствам. Стандарт описывает измеряемые величины, такие как поглощение бета-излучения и степень защиты от радиационного воздействия, что позволяет производителям и лабораториям оценивать соответствие материалов установленным нормам.

Целевой аудиторией данного стандарта являются производители защитных материалов, лаборатории, занимающиеся их испытанием, а также контролирующие органы, ответственные за соблюдение норм радиационной безопасности. Стандарт служит основой для разработки новых защитных решений и повышения уровня безопасности в ядерной отрасли.

Практическое значение ГОСТа заключается в его влиянии на безопасность работников, качество производимых материалов и охрану труда. Стандарт способствует унификации методов оценки защитных свойств, что в свою очередь повышает доверие к результатам испытаний и обеспечивает совместимость используемых материалов в различных радиохимических и ядерных установках.

Изменение N 1 к стандарту включает уточнения в методах испытаний и требованиях к образцам, что позволяет улучшить точность и воспроизводимость результатов. Данные изменения направлены на адаптацию стандартов к современным требованиям безопасности и техническому прогрессу в области радиационной защиты.

Описание документа носит справочный характер, достоверность этого материала не гарантируется.

Чтобы получить полный доступ к этому и другим документам, приобретайте доступ к Информационной сети «Техэксперт» - лидеру в области комплексного обеспечения предприятий нормативно-технической документацией.

Нормативно-техническая документация (ГОСТ, СНиП, ГН, Р, ГЭСН и др.)
Нормативно-правовые акты органов государственной власти (законы, законопроекты, постановления)
Технологическая документация (чертежи, схемы и др.)
Аналитические материалы
Классификаторы и словари
Справочная информация
Все документы и информация о них
доступны в системах «Техэксперт» и «Кодекс»