Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования
«Национальный исследовательский Томский политехнический университет»
УТВЕРЖДАЮ
Директор ФТИ
___________
«___»_____________2014 г.
БАЗОВАЯ РАБОЧАЯ ПРОГРАММА ДИСЦИПЛИНЫ
ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Направление (специальность) ООП 14.04.02 «Ядерные физика и технологии»
Номер кластера (для унифицированных дисциплин)_________________
Профиль подготовки (специализация, программа) Технологии радиационной безопасности
Квалификация (степень) магистр
Базовый учебный план приема 2014 г.
Курс 2 семестр 3
Количество кредитов 6
Код дисциплины ДИСЦ. В.5.3
Виды учебной деятельности | Временной ресурс по очной форме обучения |
Лекции, ч | 8 |
Практические занятия, ч | 16 |
Лабораторные занятия, ч | 40 |
Аудиторные занятия, ч | 64 |
Самостоятельная работа, ч | 152 |
ИТОГО, ч | 216 |
Вид промежуточной аттестации экзамен, диф. зачет (КП) в 3 семестре
Обеспечивающее подразделение кафедра прикладной физики ФТИ
Заведующий кафедрой___________________
Руководитель ООП ____________________
Преподаватель ____________________
2014г.
1. Цели освоения дисциплины
Развитие ядерной энергетики и широкое внедрение источников ионизирующего излучения практически во все сферы человеческой деятельности создают потенциальную угрозу радиационной безопасности. Поэтому человек и вся биосфера, среда его обитания, должны быть надежно защищены от действия ионизирующего излучения. Единственный путь для этого на Земле – надежная защита от излучения естественных и искусственных источников радиации с помощью специальных защитных сооружений вокруг них. Этот путь не является легким и требует больших затрат, т. к. мощности многих ядерно-технических установок, созданных человеком, очень велики. Проблема радиационной безопасности в настоящее время является одной из социальных проблем современности, которой занимаются многие международные, национальные и региональные организации. При этом наука о защите от ионизирующих излучений стала самостоятельной областью прикладной ядерной физики.
Настоящая дисциплина входит как базовая в перечень дисциплин, которые определяют профессиональную подготовку по направлению «Ядерные физика и технологии».
Цели освоения дисциплины «Защита от ионизирующих излучений» (обеспечивающие достижения целей Ц1, Ц3, Ц5):
1. знать особенности и проблемы, возникающие при защите от ионизирующих излучений различного типа;
2. знать основные положения государственных документов, регламентирующих уровни облучения персонала и населения в Российской Федерации;
3. знать и уметь применять инженерные методы расчета защиты от заряженных частиц фотонов и нейтронов;
4. быть готовым отвечать за свои решения в рамках профессиональной компетенции;
5. уметь самостоятельно приобретать с помощью информационных технологий и использовать в практической деятельности новые знания и умения.
2. Место дисциплины в структуре ООП
Дисциплина «Защита от ионизирующих излучений» относится к профессиональному циклу. Для успешного освоения дисциплины потребуются входные знания по высшей математике, атомной физики, ядерной физике, взаимодействию излучений с веществом. В связи с этим, необходимы следующие пререквизиты:
· атомная физика;
· ядерная физика;
· высшая математика;
· взаимодействие излучений с веществом;
Содержание разделов дисциплины «Защита от ионизирующих излучений» согласовано с содержанием дисциплин, изучаемых параллельно:
· методы дозиметрии и радиометрии;
· перенос и распространение радиоактивных веществ.
3. Результаты освоения дисциплины
В соответствии с требованиями ООП освоение дисциплины «Защита от ионизирующих излучений» направлено на формирование у студентов следующих профессиональных компетенций:
· владеть основными методами защиты производственного персонала и населения от возможных последствий радиационных аварий;
· быть готовым к оценке ядерной и радиационной безопасности, к оценке воздействия излучения на окружающую среду;
· организовывать и выполнять контроль за соблюдением экологической безопасности, норм и правил радиационной безопасности, соответствия разрабатываемых проектов и технической документации стандартам, техническим условиям, требованиям безопасности и другим нормативным документам.
После изучения данной дисциплины студенты приобретают знания, умения и опыт, соответствующие результатам основной образовательной программы: Р1, Р3, Р9, Р11.
Таблица 1
Составляющие результатов обучения, которые будут получены при изучении дисциплины «Защита от ионизирующих излучений»
Формируемые компетенции в соответствии с ООП* | Результаты освоения дисциплины |
З.1.1.1, З.1.2, З.3.2, З.9.1, З.11.2 | В результате освоения дисциплины магистрант должен знать: · физические величины и единицы их измерения в области радиационной безопасности; · основные процессы взаимодействия заряженных частиц, фотонов и нейтронов с веществом; · основные положения норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009); · основные положения по организации безопасной работы с источниками ионизирующих излучений открытого и закрытого типа и основные задачи службы радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010); · свойства и характеристики источников ионизирующих излучений различного вида; · основные особенности и проблемы, возникающие при защите от фотонов, заряженных частиц и нейтронов; · программы для расчета защиты от ионизирующих излучений. |
У.1.1, У.3.1, У.9.1 | В результате освоения дисциплины магистрант должен уметь: · использовать инженерные методы расчета защиты от гамма-излучения, заряженных частиц и нейтронов; · рассчитывать защиту от рентгеновского и тормозного излучения; · применять программу PCLab для расчетов защиты и характеристик поля ионизирующего излучения. |
В.1.1, В.9.1, В.11.1 | В результате освоения дисциплины магистрант должен владеть: · методами расчета характеристик радиационного поля для излучений различного типа по заданным параметрам источника; · пакетами специальных прикладных программ для расчета защиты; · опытом обработки, систематизации и анализа полученных результатов; · опытом использования Internet-ресурсов в ходе проведения исследований, в том числе и на иностранном языке. |
В результате освоения дисциплины «Защита от ионизирующих излучений» студентом должны быть достигнуты следующие результаты:
Таблица 2
Планируемые результаты освоения дисциплины
№ п/п | Результат |
РД1 | Иметь представление: о физических величинах и единицах их измерения в области радиационной безопасности, об основных процессах взаимодействия заряженных частиц, фотонов и нейтронов с веществом. |
РД2 | Знать и уметь использовать: основные положения норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009), основные задачи службы радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010) |
РД3 | Уметь: рассчитывать характеристики радиационного поля для излучений различного типа по заданным параметрам источника, рассчитывать защиту промышленных и медицинских помещений от фотонного излучения, применять пакеты специальных прикладных программ для расчета защиты от ионизирующих излучений. |
4. Структура и содержание дисциплины
Раздел 1. Основные понятия в области защиты от ионизирующих излучений. (2 ч)
Области применения ионизирующих излучений. Основы действия излучения на биологическую молекулу. Активность радионуклида. Дозовые характеристики поля излучения. Классификация источников излучения. Классификация защит. Уровни фонового облучения. НРБ-99/2009: основные дозовые пределы, стандартные условия, допустимые уровни. ОСПОРБ-99/2010.
Практические занятия (4 ч).
1. Активность. Характеристики поля излучения. Ослабление узкого пучка. – 2 ч
2. Основные дозовые пределы. – 2 ч
Раздел 2. Защита от фотонов (2 ч)
Поле излучения точечного изотропного источника без защиты. Гамма постоянные. Радиевый гамма-эквивалент. Керма-эквивалент. Факторы накопления. Защита временем, количеством, расстоянием. Универсальные таблицы Гусева. Защита с помощью слоев ослабления. Метод конкурирующих линий. Расчет защиты от рассеянного фотонного излучения.
Практические занятия (6 ч).
1. Гамма-постоянная, гамма-эквивалент, керма-эквивалент. Факторы накопления. – 2 ч
2. Таблицы Гусева. Слои ослабления. Метод конкурирующих линий. – 2 ч
3. Расчет лабиринтов. – 2 ч
Перечень лабораторных работ по разделу(4 ч)
1. Знакомство с программой «Компьютерная лаборатория» (КЛ). Расчет методом Монте-Карло факторов накопления фотонного излучения. – 4 ч
Работа выполняется в компьютерном классе кафедры ПФ.
Раздел 3. Защита от заряженных частиц (2 ч)
Защита от электронов и b-частиц. Защита от протонов и a-частиц.
Практические занятия (2 ч).
1. Защита от электронов. Защита от протонов и a-частиц. – 1 ч
2. Защита от тормозного излучения b-частиц и электронов. – 1 ч
Перечень лабораторных работ по разделу(4 ч)
1. Расчет методом Монте-Карло альбедо и коэффициентов пропускания
электронов и протонов. – 2 ч
2. Расчет защиты от рентгеновского и тормозного излучения – 2 ч
Работы выполняются в компьютерном классе кафедры ПФ.
Раздел 4. Защита от нейтронов (2 ч)
Расчет защиты по слоям ослабления, метод длин релаксации, метод сечения выведения, коэффициенты накопления подпороговых нейтронов.
Практические занятия (4 ч).
1. Метод длин релаксации, метод сечения выведения. Защита от (
) источников нейтронов. – 2 ч
2. Коэффициенты накопления подпороговых нейтронов. Защита от совместного нейтронного и гамма-излучения. – 2 ч
Перечень лабораторных работ на реакторе ИРТ-Т ФТИ ТПУ (32 ч)
1. Задачи службы радиационной безопасности ядерного реактора – 8 ч
Работа выполняется на исследовательском реакторе ФТИ ТПУ. Основные задачи службы РБ реактора, экскурсия по реактору, знакомство с его устройством и проводимыми на реакторе работами, сдача экзамена по РБ.
2. Измерение радиационной обстановки в здании реактора ИРТ-Т – 8 ч
Работа выполняется на оборудовании службы РБ исследовательского реактора ФТИ ТПУ.
3. Определение загрязненности воздушной среды служебных помещений
ИРТ-Т радиоактивными аэрозолями – 8 ч
Работа выполняется на оборудовании службы РБ исследовательского реактора ФТИ ТПУ.
4. Измерение радиационной обстановки в санитарно-защитной зоне реактора – 8 ч
Работа выполняется на оборудовании службы РБ исследовательского реактора ФТИ ТПУ.
5. Образовательные технологии
При изучении дисциплины «Защита от ионизирующих излучений» используются следующие образовательные технологии:
Таблица 3
Методы и формы организации обучения
ФОО Методы | Лекц. | Лаб. раб. | Пр. зан./ сем., | Тр.*, Мк** | СРС | КП |
IT-методы | ||||||
Работа в команде | ¡ | ¡ | ¡ | |||
Case-study | ||||||
Игра | ||||||
Методы проблемного обучения | ¡ | |||||
Обучение на основе опыта | ¡ | ¡ | ¡ | |||
Опережающая самостоятельная работа | ¡ | |||||
Проектный метод | ¡ | |||||
Поисковый метод | ¡ | ¡ | ||||
Исследовательский метод | ¡ | ¡ | ¡ | |||
Другие методы |
* – Тренинг, ** – мастер-класс, ***– курсовой проект
6. Организация и учебно-методическое обеспечение
самостоятельной работы студентов
6.1. Виды и формы самостоятельной работы (152 ч)
Самостоятельная работа студентов включает текущую и творческую проблемно-ориентированную самостоятельную работу (ТСР).
Текущая СРС направлена на углубление и закрепление знаний студента, развитие практических умений и включает:
● самостоятельное изучение теоретического материала по учебному пособию преподавателя и по материалам других учебников (50 ч);
● выполнение домашних контрольных работ (10 ч);
● подготовка к самостоятельным работам (10 ч);
● выполнение специальных практических заданий (30 ч).
Творческая самостоятельная работа включает:
● выполнение курсового проекта (32 ч);
● проведение расчетов характеристик поля излучения и защиты с помощью программы «Компьютерная лаборатория» (20 ч).
6.2. Контроль самостоятельной работы
Оценка результатов самостоятельной работы организуется следующим образом:
● оценка домашних контрольных работ;
● оценка при защите специальных заданий с теоретическими вопросами и задачами;
● оценка при защите курсового проекта.
7. Средства (ФОС) текущей и промежуточной оценки качества освоения дисциплины
Оценка качества освоения дисциплины производится по результатам следующих контролирующих мероприятий:
· Самостоятельные работы во время аудиторных занятий (в течение всего семестра);
· Оценка выполнения домашних контрольных работ (в течение всего семестра);
· Защита лабораторных работ в часы их проведения;
· Оценка качества освоения дисциплины во время проведения конференц-недели.
Для оценки качества освоения дисциплины при проведении контролирующих мероприятий предусмотрены следующие средства (фонд оценочных средств):
1. Вопросы входного контроля.
Пример:
1. Какие реакции называют экзоэнергетическими, а какие эндоэнергетическими? Что происходит с массами и кинетическими энергиями частиц в этих реакциях?
2. Дать определение физического смысла макроскопического сечения. Как оно связано с микроскопическим сечением?
3. Назовите макроскопические коэффициенты взаимодействия частиц с веществом и объясните их физический смысл.
4. Какие взаимодействия испытывают заряженные частицы при движении в веществе?
5. Как влияет упругое рассеяние на траектории легких и тяжелых заряженных частиц в веществе?
6. Какое излучение называется тормозным излучением?
7. Как (и почему) интенсивность тормозного излучения зависит от массы частицы?
8. Что такое тормозная способность вещества?
9. В чем различие тормозных способностей легких и тяжелых заряженных частиц?
10. Изобразить графически потери энергии на столкновения и излучение для электронов. Что такое критическая энергия?
11. Чем отличается ЛПЭ от тормозной способности вещества?
12. В чем заключается эффект аннигиляции?
13. Назовите основные механизмы ядерной реакции.
14. Почему заряженные частицы с одной энергией, пройдя в веществе одинаковый путь, имеют разную энергию?
15. Назовите основные процессы взаимодействия фотонов с веществом. Как зависят сечения этих процессов от атомного номера вещества?
16. Назовите процессы взаимодействия нейтронов с веществом.
2. Контрольные вопросы самостоятельных работ.
Пример:
4-я самостоятельная работа
1. Что такое гамма-постоянная и керма-постоянная радионуклида? Какие размерности имеют эти величины.
2. Как связаны дозовые характеристики поля излучения точечного источника с его гамма-постоянной?
3. Что называют радиевым гамма-эквивалентом? Как он связан с гамма-постоянной, мощностью поглощенной и экспозиционной дозы?
4. Что такое керма-эквивалент, как он связан с активностью и гамма-эквивалентом радионуклида?
5. Что такое источник ионизирующего излучения и чем он характеризуется?
3. Вопросы при защите лабораторных работ.
4. Вопросы и задачи при защите специальных заданий.
Пример:
ЗАДАНИЕ 7 ( Факторы накопления )
Контрольные вопросы
1. Фактор накопления: определение, виды ФН, основные закономерности ФН, формула Тейлора для ФН.
2. Закон ослабления широкого пучка с учетом ФН.
Задачи
1. Во сколько раз увеличивается поглощенная доза в воздухе за счет рассеянного излучения при прохождении фотонов точечного изотропного источника с энергией 1 МэВ через защитный барьер из воды толщиной 28,4 см? Источник и детектор расположены на одной нормали к барьеру с противоположных сторон вплотную к защите. Использовать: а) таблицы, б) формулу Тейлора.
2. Рассчитать кратность ослабления интенсивности фотонов с энергией 0,5 МэВ от точечного изотропного источника в гетерогенной среде, состоящей из 3,1 см железа и 1,18 см свинца. Источник и детектор расположены на одной нормали к барьеру с противоположных сторон вплотную к защите.
3. В опытах по определению энергетического распределения фотонов в бесконечной водной среде детектор помещали на расстоянии 31,8 см от точечного изотропного источника 
активностью 1 Ки. Определить мощность поглощенной дозы в точке расположения детектора (мкГр/ч).
4. С точечным изотропным источником (энергия 0,8 МэВ) работали 6 ч в неделю без защиты. При этом оператор получал предельно допустимую недельную дозу. Объем работ увеличился до 30 ч в неделю. Какая толщина бетонной защиты необходима, чтобы доза не превышала прежней величины?
5. Вопросы при защите курсового проекта.
6. Вопросы и задачи выходного контроля.
Пример:
ВОПРОСЫ
1. Соматические и генетические эффекты действия радиации. Основные категории облучаемых лиц, основные пределы доз и их значения для этих категорий по НРБ-99. Допустимые мощности дозы по ОСПОРБ-99 при проектировании защиты. Санитарно-защитная зона, зона наблюдения. Цель радиационной защиты.
2. Керма-постоянная: определение, размерность, связь с активностью нуклида. Радиевый гамма-эквивалент: определение, размерность, связь с гамма-постоянной, мощностью поглощенной и экспозиционной дозы.
3. Фактор накопления: определение, виды ФН, основные закономерности ФН, формула Тейлора для ФН. Мощность поглощенной и эквивалентной дозы на расстоянии r от точечного изотропного моноэнергетического источника фотонов с мощностью q (с учетом ФН).
4. Защита временем, количеством, расстоянием. Практические методы расчета защиты от фотонов: универсальные таблицы Гусева, расчета защиты по слоям ослабления, метод конкурирующих линий. Описание всех методов, основные соотношения.
5. Альбедо излучений: положительная и отрицательная стороны, основные альбедные задачи, типы альбедо. Альбедо фотонов. Скайшайн.
6. Методы расчета защиты от прямого и рассеянного излучения радионуклидов: типичные геометрии, основные соотношения с учетом метода итераций.
7. Методы расчета защиты от прямого и рассеянного рентгеновского излучения. Метод получения номограмм для расчета защиты от рентгеновского излучения.
8. Методы расчета защиты от прямого и рассеянного тормозного излучения. Метод получения номограмм для расчета защиты от тормозного излучения.
9. Защитные материалы от фотонного излучения.
10. Тормозная способность вещества. Пробеги электронов. Защита от электронов и бета-частиц. Методы расчета защиты от тормозного излучения 
-частиц.
11. Пробеги протонов и альфа-частиц. Защита от протонов и альфа-частиц.
12. Особенности (этапы) расчета защиты от нейтронов. Расчет защиты от нейтронов по слоям ослабления.
13. Расчет защиты от нейтронов с помощью метода длин релаксации.
14. Метод сечения выведения и его использование для расчета защиты от нейтронов.
15. Коэффициенты накопления подпороговых нейтронов.
16. Защита от смешанного фотонного и нейтронного излучения. Активация материалов в поле нейтронов.
17. Защитные материалы от нейтронного излучения: основные требования к выбору материала, защита стационарных и передвижных установок.
ЗАДАЧИ
1. Рассчитать защиту из свинца от b-частиц и тормозного излучения, создаваемых источником 
активностью 80 Ки. Источник находится на расстоянии 0,5 м от оператора, работа проводится 24 часа в неделю.
2. Плотность потока быстрых нейтронов с E = 14 МэВ от точечного изотропного источника составляет 5*106 нейт/см2с. Следует ослабить эту плотность потока экраном из воды до ДПП. Для En = 14 МэВ sH = 0,69 барн, sO = 1,5 барн.
3. За защитой из воды толщиной 80 см в бесконечной геометрии от нейтронов плоского мононаправленного источника спектра деления обеспечивается ДМД. Определить, какую толщину защиты из воды надо добавить, чтобы сохранить прежнюю мощность дозы за защитой, если мощность источника возросла на порядок.
4. Рассчитать, какой должна быть минимальная энергия альфа-частиц, чтобы их можно было зарегистрировать счетчиком, имеющим окно из стали толщиной 8 мг/см2.
5. Рассчитать толщину пластика ( r = 1,1 г/см2, 
) защитных очков, используемых для поглощения b-излучения при работе с 
Какие экраны следует применять при защите глаз от b-излучения.
6. Радионуклид активностью 15 мКи испускает b-частицы с Emax = 1,709 МэВ. Работа проводится на расстоянии 1,5 м в течение 24 час в неделю. Определить толщину экрана из железа для создания предельно допустимых условий работы.
7. Точечный изотропный источник нейтронов с энергией 14,9 МэВ и мощностью 109 н/с находится вблизи стальной защиты толщиной 60 см. Найти за защитой мощность эквивалентной дозы от быстрых нейтронов и полную мощность эквивалентной дозы. Eпор = 2 МэВ.
8. Рассчитать отношение доз от нейтронного и гамма-излучения точечного изотропного источника 239Pu-a-Be с мощностью 107 н/с в воде на расстоянии 80 см от источника. Считать, что на 1 нейтрон испускается 3 гамма-кванта с E » 4 МэВ а средняя энергия нейтронов – 4,5 МэВ.
9. При определении сечения выведения нейтронов для железной пластины и точечного изотропного источника нейтронов с энергией 14 МэВ провели 2 измерения: а) определили плотность потока тепловых нейтр. в воде j1 = 170 нейт/см2с. Источник располагался на расстоянии 10 см от бака с водой, детектор в воде на расстоянии 1 м от источника. б) определили плотность потока тепловых нейтр. j2 = 50 нейт/см2с в воде в той же точке, но воздушный зазор между источником и водой был заполнен железной пластиной толщиной 10 см. Определить из проведенных измерений микроскопическое srem для железа.
10. Оператор выполняет работы с точечным изотропным источником 
активностью 1,5 ГБк за защитным экраном ручным захватом. Сколько часов в неделю он может работать, чтобы не превысить ПДД для рук, если длина рукоятки захвата 80 см.
11. Рассчитать защиту из железа в бесконечной геометрии, ослабляющую в 6000 раз поглощенную дозу в воздухе от точечного изотропного источника с энергией 5 МэВ.
12. Определить объемную активность 
в коровьем молоке, если на 1 л молока приходится 1,7 г естественного калия, в котором содержится по массе 0,013 % радиоактивного .
13. В опытах по определению энергетического распределения фотонов в бесконечной водной среде детектор помещали на расстоянии 36 см от точечного изотропного источника активностью 2 Ки. Определить мощность поглощенной дозы в точке расположения детектора (мкГр/с).
14. Определить необходимую толщину бетонной защиты, если на расстоянии 3 м от оператора находится точечный изотропный источник активностью 3,5 Ки. Работа проводится 24 ч в неделю. Пренебречь рассеянием излучения в воздухе.
15. В пункт, находящийся на расстоянии 190 км от завода, на автомашине транспортируется точечный изотропный источник 1 Ки с эффективной энергией гамма-излучения 1.5 МэВ и гамма-эквивалентом 3 мг-экв Ra на 1 мКи. Источник находится на расстоянии 0,7 м от сопровождающего лица. Средняя скорость автомобиля 50 км/ч. Определить толщину стенки свинцового контейнера, где находится источник, если доза при перевозке не должна превышать дневной дозы для персонала при шестидневной рабочей неделе.
16. Рассчитать защиту из железа для помещений группы Б от фотонного излучения точечного нуклида с энергией 2,5 МэВ, имеющего активность 150 мКи и квантовый выход 0,7. Работа проводится на расстоянии 3 м от источника.
17. Рассчитать толщину защиты из стали от рассеянного излучения с активностью 8000 Ки. Первичный пучок направлен вертикально вниз, в бетонный пол (F = 1 м), расстояние до защиты Rз = 1,5 м. Угол конуса в защитном контейнере равен 20°. За защитой гр. Б персонала.
18. Рассчитать толщину защиты из бетона и свинца от прямого и рассеянного рентгеновского излучения стандартной трубки с 
, расстояние от излучателя до защиты равно 3 м, до пола – 1 м, угол коллимации пучка 15°.
19. Рассчитать толщину защиты из бетона от тормозного излучения электронного ускорителя на энергию 10 МэВ с током пучка 1 мА.
Вопросы по основам радиационной безопасности:
1. Классификация лучевых поражений организма человека.
2. Организация работ с ИИИ: общие положения, работы с закрытыми ИИ.
3. Проведение работ с открытыми ИИ: основные мероприятия, группы РВ, классы работ.
4. Средства индивидуальной защиты для работы с РВ.
5. Основные задачи службы радиационной безопасности.
8. Рейтинг качества освоения дисциплины
Оценка качества освоения дисциплины в ходе текущей и промежуточной аттестации обучающихся осуществляется в соответствии с «Руководящими материалами по текущему контролю успеваемости, промежуточной и итоговой аттестации студентов Томского политехнического университета», утвержденными приказом ректора № 77/од от 01.01.2001 г.
В соответствии с «Календарным планом изучения дисциплины»:
· текущая аттестация (оценка качества усвоения теоретического материала (ответы на вопросы и др.) и результаты практической деятельности (решение задач, выполнение заданий, решение проблем и др.) производится в течение семестра (оценивается в баллах (максимально 60 баллов), к моменту завершения семестра студент должен набрать не менее 33 баллов);
· промежуточная аттестация (экзамен, зачет) производится в конце семестра (оценивается в баллах (максимально 40 баллов), на экзамене (зачете) студент должен набрать не менее 22 баллов).
Итоговый рейтинг по дисциплине определяется суммированием баллов, полученных в ходе текущей и промежуточной аттестаций. Максимальный итоговый рейтинг соответствует 100 баллам.
В соответствии с «Календарным планом выполнения курсового проекта (работы)»:
· текущая аттестация (оценка качества выполнения разделов и др.) производится в течение семестра (оценивается в баллах (максимально 40 баллов), к моменту завершения семестра студент должен набрать не менее 22 баллов);
· промежуточная аттестация (защита проекта (работы)) производится в конце семестра (оценивается в баллах (максимально 60 баллов), по результатам защиты студент должен набрать не менее 33 баллов).
Итоговый рейтинг выполнения курсового проекта (работы) определяется суммированием баллов, полученных в ходе текущей и промежуточной аттестаций. Максимальный итоговый рейтинг соответствует 100 баллам. (при наличии курсового проекта)
9. Учебно-методическое и информационное обеспечение дисциплины
Основная литература:
1. Лекции по радиационной защите: – учебное пособие –4-е изд., расшир. Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2012. – 508 с.
2. Лекции по радиационной защите: – учебное пособие –3-е изд., Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2011. – 348 с.
3. Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом: учебное пособие. – 5-е доп., – Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2014. – 427 с.
4. Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом: учебное пособие. – 4-е изд., исправ. – Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2008. – 369 с.
5. , , Защита от ионизирующих излучений. - В 2-х т. Т. 1. Физические основы защиты от излучений: Учебник для вузов -3е изд. М.: Энергоатомиздат, 1989. – 512 с.
6. , , Защита от ионизирующих излучений. В 2-х т. Т. 2. Защита от излучений ядернотехнических установок: Учебник для вузов – 3е изд., М.: Энергоатомиздат. 1990. – 352 с.
Дополнительная литература:
1. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 1986.
2. , Радиационная защита при использовании ионизирующих излучений. М., Медицина, 1975.
3. , , Вопросы защиты от ионизирующих излучений в радиационной химии. М.: Атомиздат, 1970.
4. ., Защита от ионизирующих излучений, Справочник, М.: Энергоатомиздат, 1995.
5. , Основы радиационной безопасности: Учебное пособие для вузов. - М.: Энергоатомиздат, 1990. – 176 с.
6. Козлов по радиационной безопасности. – 5-е изд. – М.: Энергоатомиздат, 1999. – 520 с.
7. , , Радиационная безопасность и защита. - Справочник, М.: Медицина, 1996, – 336 с.
8. , , Машкович задач по дозиметрии и защите от ионизирующих излучений. -4-е изд. перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1992. – 256 с.
9. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009): Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы. – М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2009. – 100 с.
10. СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010) – М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2010. – 83 с.
11. , , Типовые методики радиационной дефектоскопии и защиты. М.: Атомиздат, 1979.
12. , Справочник по ядерной физике. Киев.: Наукова думка, 1975.
13. , , Основы защиты ускорителей. М.: Атомиздат, 1971.
14. и др. Инженерный расчет защиты атомных электростанций. М.: Атомиздат, 1976.
Internet–ресурсы:
1. http://profbeckman. narod. ru/
2. http://ordose. ornl. gov/downloads. html
3. http://nps. org/publicinformation/radardecaydata. cfm
4. http://fumc.2u. ru/rules/
5. http://www3.interscience. / cgi-bin/ bookhome/117878013
6. http://ibooks. ru
7. http://books.
Используемое программное обеспечение:
· программа «Компьютерная лаборатория»;
· программа «Математика»;
· любой графический пакет для представления научных результатов.
10. Материально-техническое обеспечение дисциплины
Указывается материально-техническое обеспечение дисциплины: технические средства, лабораторное оборудование и др.
Таблица 4
Технические средства и лабораторное оборудование для проведения занятий по дисциплине «Защита от ионизирующих излучений»
№ п/п | Наименование (компьютерные классы, учебные лаборатории, оборудование) | Корпус, ауд., количество установок |
1 | Лаборатория ЭМЯФ каф. ПФ ФТИ | 10 к, ауд. 123, 9 комп. |
2 | ИРТ-Т ФТИ ТПУ | оборудование службы РБ реактора |
Программа составлена на основе Стандарта ООП ТПУ в соответствии с требованиями ФГОС по направлению 14.04.02 Ядерные физика и технологии.
Программа одобрена на заседании кафедры «Прикладной физики» (протокол № 28 от «08» мая 2014 г.).
Автор ____________________ //
Рецензент _______________________ / /
