Ііі. Активность строительных материалов, изделий и конструкций

1. Выдел активным доминирующим радионуклидом для каждого вида строительного сырья и данные строительные конструкции (изделия).

Щебень:

Песок:

Цемент:

Вода:

Металл:

Радиоактивность СМ, СИ, СК принято расценивать по содержанию в них радионуклидов радия, тория и калия, и оценивать по величине удельной активности.

2. Определить активность доминирующих радионуклидов:

3. Определить удельную активность доминирующих радионуклидов:

4. Определить СИ:

Эффективная активность ЕРН (А_эф) – суммарная удельная активность ЕРН в материале, определяемая с учетом их биологического воздействия на организм человека по формуле:

Вывод:

Аэф является первым регламентируемым радиационным параметром. (П 5.1 ДБН В.1.4-1-97)

Аэф - І класс, строительный материал может использоваться для всех видов без ограничений.

Аэф – ІІ класс, строительный материал может использоваться для дорожного и промышленного строительства.

Аэф – ІІІ класс, строительный материал может использоваться для промышленного назначения, где исключается пребывание людей.

• Дорожные назначения вне населенных пунктов;

• Дорожные назначения в пределах населенных пунктов при условии покрытии слоев грунта, толщина не менее чем 0,5м.

Регламентируемый радиационный параметр	Допустимые уровни для групп строительных объектов
	1	2	3	4
Эффективная удельная активность стр-х матер-в	І класс	Не нормируется	ІІ класс	ІІІ класс

В результате расчета Аэф=890,24 значит, строительный материал может использоваться для всех видов без ограничений.

Величина Аэф изготовление строительных материалов, изделий, конструкций определяется с помощью

Расчетные методы с использованием математических моделей позволяют оценить радиоактивность см, си, ск на стадии проектирования при выборе искомых компонентов сырья, необходимых для изготовления данной конструкции или изделия. Аэф готовых изделий или конструкций характеризует внешнюю составляющую дозу суммарную дозу облучения и обусловлено ионного излучения доминирующих радионуклидов данных изделий.

Іv. Определение мощности поглощенной дозы и внешней составляющей суммарной дозы облучения

Определить Аэф ограждающих конструкций для силикатного кирпича.

Применяем дополнительные данные:

;

.

Принимаем типовой этаж с двумя перекрытиями для плит типа КП

1. Определяем плотность ограждающей конструкции

2. Определить объем:

3. Определить эффективную активность:

,

4. Определить суммарную массу ограждающей конструкции:

5. Определить Аэф ограждающих конструкций для силикатного кирпича:

6. Определяем МПД. МПД можно рассчитать с помощью трех основных методов:

• Метод экспресс оценки:

• Экспериментальный (натуральный):

При проведении исследовательских работ определение поглощенной дозы фотонного ( гамма- и рентгеновского ) излучения и ускоренных электронов чаще всего проводят методом химической дозиметрии, подробно описанной в научно-технической литературе. Метод основан на количественном измерении химических превращений, происходящих с веществом - индикатором при облучении системы, его содержащей (в дальнейшем изложении, "дозиметрическая система" ), ионизирующими излучениями. Поглощенную дозу излучения при использовании химических дозиметров рассчитывают по формуле:

D = с 100N_A/ G = 6,02.10²⁵ с / G (эВ/дм³ ) = 9,65.10⁹ с /(G   ) (Гр), ( 10. 1 )

где с - концентрация (моль/дм³) накопившегося продукта радиолиза или распавшегося исходного вещества в результате воздействия излучения на дозиметрическую систему в течение заданного времени t, G - радиационно-химический выход продукта радиолиза или распада исходного вещества (частица/100 эВ) ,   - плотность дозиметрической системы ( кг/м³ ) и N_А - число Авогадро.

В лабораторной практике чаще всего используется дозиметр Фрикке - насыщенный воздухом 10^-3 моль/дм³ раствор сульфата двухвалентного железа ( или соли Мора ) в 0,8 н серной кислоте. Для определения поглощенной дозы спектрофотометрическим методом измеряется концентрация ионов Fe³⁺, образующихся в результате радиационно-химического окисления ионов железа (2+), равная

с = A /[   (Fe³⁺) l ] , где А - оптическая плотность облученного раствора относительно необлученного,   (Fe³⁺) = 2095 дм³/(моль. см) - коэффициент экстинкции при 304 нм, l длина оптического пути. Полученные значения концентрации подставляют в формулу (10.1). Радиационно-химический выход оксиления двухвалентного железа в дозиметре Фрикке G(Fe³⁺)= 15, 45 ион/100 эВ.

Отклик дозиметра Фрикке линеен до дозы 400 Гр при мощности дозы в интервале 1 - 10 Гр/с в случае дозиметрии непрерывных потоков излучения.

В лабораторной практике для определения поглощенной дозы интенсивных или импульсных потоков излучения часто используют модификации дозиметра Фрикке - "супер дозиметр Фрикке" ( дозиметр Фрикке, насыщенный не воздухом, а кислородом ), дозиметр с добавками ионов меди (2+) и др. , а также бихроматный дозиметр Кабакчи.

Мощность поглощенной дозы при использовании дозиметра Фрикке при спектрофотометрическом (измерение при длине волны 304 нм, длина оптического пути 1 см) определении концентрации ионов Fe³⁺, образовавшихся при облучении потоком нейтронов в течение времени t, равна:

P = 9,65.10⁹ A /(2095   G(Fe³⁺) t ), Гр/с . ( 10. 8 )

Если используют дозиметр Фрикке с добавками борат-ионов, то формула (10.7) записыватся виде:

f = 6,16.10⁹ P /[ВO₃^-] , см^-2 . с^-1 , ( 10. 9 )

где мощность поглощенной дозы определяется по формуле (10.8) с использованием G(Fe³⁺) = 4, 15  0, 1 ион/100 эВ.

Если в дозиметр Фрикке добавляют соль лития, то для вычисления плотности потока тепловых нейтронов применяют другую формулу:

f = 3,21.10¹⁰ P/[Li⁺] , см^-2 . с^-1 . ( 10. 10 )

Здесь мощность дозы Р определяется также по формуле (10.8), но при этом принимается G(Fe³⁺) = 5, 4  0,3 ион/100 эВ.

Различные значения радиационно-химического выхода окисления двухвалентного железа ( т.е. G(Fe³⁺) ) в формулах (10.9) и (10.10) используются потому, что ЛПЭ альфа-частиц, возникающих в ядерных реакциях ¹⁰B и ⁶Li, различны.

• Метод с использованием математических моделей:

7. Определение МПД атмосферного воздуха в помещении:

является вторым регламентируемым радиационным параметром:

8. Определяем внешнюю составляющую суммарную дозу облучения человека за год:

1,3 – коэффициент (переводной) из поглощенной дозы на эффективную;

0,8;0,2 – средневзвешенный коэффициент в долях (80%; 20%) пребывания людей в помещениях, зданиях и сооружениях и на открытом воздухе, мЗв/год.

Вывод 1:

Тяжелый бетон можно использовать для жилых зданий.

Вывод 2:

Внешняя составляющая суммарной дозы облучения человека за год характеризуется на 90-95% -ионизирующим излучением и на 10-5% -ионизирующим излучением и дает общую характеристику -фона внутри помещения здания. Допускаемые значения годовой эффективной дозы (табл.5.1) НРБУ-97.