sb000136

время. Коэффициент ослабления слоя материала толщиной s по проникающей радиации ядерного взрыва может быть определен по формуле

Косл = 2s / sпер , где sпер − слой первичного ослабления по проникающей ра-

диации. Слой первичного ослабления (см) имеет следующие значения: для воды − 23, древесины − 33, грунта − 13, кирпичной кладки − 14.4, льда − 26, стекла − 16.5, бетона − 10, железа, брони, стали − 3.0, свинца − 2.0, стеклопластика − 12.0.

3.1.7. Выбор материалов для средств защиты

Для сооружения стационарных средств защиты (стен, перекрытий и других) используют различные материалы (бетон, кирпич), при выборе которых наряду с их физическими свойствами следует учитывать стоимость материала, его долговечность, габариты, технологию изготовления и т. д. В передвижных экранах в основном используют свинец, железо (сталь, чугун).

Для уменьшения массы и размеров переносных дефектоскопов защиту радиационных головок в последние годы изготовляют из вольфрама и урана. Далее приведен перечень применяемых материалов.

Свинец используют для изготовления защитных устройств гаммаде- фектоскопов, защитных контейнеров для хранения и транспортирования источников излучения и транспортно-перезарядных контейнеров, кожухов рентгеновских трубок, тубусов, диафрагм, при сооружении защитных дверей, ширм, экранов и т. д.

Свинцовое стекло применяют в тех случаях, когда защитная среда должна быть прозрачной для видимой части спектра (в защитных боксах, при рентгено-телевизионном контроле качества изделий и т. п.). Стекла имеют толщину 10, 15, 20 и 25 мм. Свинцовый эквивалент (толщина слоя свинца, ослабляющая излучение в той же мере, что и данная защита) при указанных толщинах стекол составляет 2.5, 4.5 и 6.5 мм свинца соответственно.

Свинцовая резина (ρ = 3.3…5.8 г/см3) толщиной 3 мм (ρ = 4.5 г/см3) по своим защитным свойствам эквивалентна 1 мм свинца. Резина со временем дает трещины, поэтому необходимо периодически контролировать ее защитные свойства.

Железо (ρ = 7.8 г/см3), сталь (ρ = 7.5…10 г/см3), чугун (ρ = 7.2 г/см3)

используют в основном как конструктивные материалы в местах, где требуется повышенная прочность, к примеру для изготовления подвижных металлических дверей.

42

Вольфрам (ρ = 16.5…19.3 г/см3) применяют в виде порошка с медью и (или) никелем, спеченного при высокой температуре. Вольфрамовые сплавы обычно содержат 3…5 % никеля и 2…3 % меди или до 8 % только меди. Они используются в качестве защитного материала радиационных головок гамма-

дефектоскопов и коллиматоров.

Бетон (ρ = 2.1…2.4 г/см3) применяют для сооружения защиты от γ-излучения и рентгеновского излучения с энергией более 0.4 МэВ. Бетон также служит защитой от нейтронов.

Применение шлакобетона, гипсовых плит, пенобетона и других подобных материалов не рекомендуется из-за малой плотности.

3.1.8. Расчет толщины экранов

Так как на практике чаще всего применяют источники с немоноэнергетическим излучением, то толщину экрана целесообразно определять по номограммам и графикам, полученным на основании экспериментальных и теоретических данных по ослаблению широкого пучка излучения таких ис-

точников. На рис. 3.3 и 3.4 приведены зависимости кратности ослабления γ- излучения источников 60Со, 137Cs, 192Ir, 75Se и 170Tm от толщины защитного

экрана из некоторых материалов.

По оси ординат отложена кратность ослабления γ-излучения k различными материалами, по оси абсцисс − толщина защитного экрана d, которая

ность экспозиционной дозы излучения Dэ (или мощность поглощенной дозы D), чтобы получить нормативные (допустимые) значения Dэ0 ( D0 ).

Уровень излучения при наличии защитного барьера (но без учета многократного рассеяния излучения в источнике и защите) определяется выражением

D = AГδe−μd / R2 ,

где d толщина защиты, см; μ − коэффициент ослабления γ- и β- излучений в защите, см−1. Для нейтронов вместо коэффициента μ следует использовать

макроскопические сечения взаимодействия Σ (см−1) − отношение суммы сечений реакций или процессов определенного типа для всех атомов, находящихся в данном элементе объема, к этому элементу объема.

3.1.9. Расчет уровня ионизирующего излучения

При использовании источников излучения рабочие места обычно размещают на расстоянии от этих источников, значительно большем размеров источников, которые рассматривают как точечные.

Мощность поглощенной дозы γ-излучения от точечного изотропного источника рассчитывают по формуле (3.1) с использованием табл. 3.9 – 3.10. Значения Гd для отдельных радионуклидов приведены в табл. 3.2. В этой же

таблице даны значения гамма-постоянной Кγ во внесистемных единицах мощности экспозиционной дозы для А = 1 мКи и r = 1 см.

Таблица 3.9

Расчет уровней излучения на рабочих местах при использовании источников излучения, отличных от точечного изотропного, производится по формулам, приведенным в справочнике [9].

3.2.Задания по обеспечению радиационной безопасности

1.Рассчитать годовую эффективную дозу облучения (внешнюю и внутреннюю) от поступления в легкие радионуклидов, если среднегодовая

объемная активность в воздухе зоны дыхания радона (Rn-222) − 110 Бк/м3, а торона (Rn-220) − 20 Бк/м3. Средний объем зараженного воздуха, вдыхаемого профессиональным работником, составляет 2.5 × 106 л/год, взрослым чело-

веком населения − 7.3 × 106 л/год. Сравнить с предельно допустимыми уровнями по НРБ 99/2009 и принять решение о необходимости защиты.

2. Консистенция радона в воде артезианских скважин Финляндии достигает 77500 Бк/л. Оценить опасность радиоактивного поражения для систематически пьющих такую воду людей, если в день человек в среднем выпивает 2 литра.

3.Найти величину риска неблагоприятных изменений здоровья ребенка, живущего в помещении с фоном ионизирующего излучения, создающим мощность эквивалентной дозы 0.3 мкЗв/ч, если предположить, что он проживет в этом помещении 30 лет, находясь в нем 24 ч/сут с вероятностью 0.5.

4.Определить эквивалентную дозу облучения хрусталика глаза за год при работе с видеодисплейным терминалом (ВДТ) ежедневно в течение y часов, исходя из максимально допустимой для ВДТ мощности экспозиционной

дозы рентгеновского излучения Dэ = 7.74·10−12 А/кг, и сравнить ее с предельной эквивалентной дозой для населения:

а) y = 4 ч в день для пользователя ПЭВМ;

б) y = 8 ч в день для сотрудника, работающего вблизи ПЭВМ.

5. При прокладке кабельной трассы обнаружен участок с радиоактивным грунтом. Мощность экспозиционной дозы составляет 7.7 ×10 -11 А/кг. Определить, как долго должен пробыть в траншее рабочий, относящийся к категории персонала группы Б, прежде чем получит предельную дозу годового облучения.

45

6. По сообщению газеты “Известия” от 16.05.98 г., с территории АО “Лукойл-Волгограднефтепереработка” было похищено сразу 6 контейнеров с радиоактивным цезием-137. Даже заключенный в свинцовую оболочку он может излучать до 1.4 ×10 -5 А/кг. Оценить опасность облучения для похитителя. Определить интервал времени до получения смертельно опасной дозы облучения.

7.Определить конструктивные характеристики защитного контейнера, содержащего 200 г радиоактивной ртути-203, обеспечивающего безопасность персонала на расстоянии более 1 м от него.

8.Определить режим радиационной защиты для рабочих и служащих объекта, если при аварии на АЭС на территории уровень радиации составля-

ет 0.3 Р. Принять при работе в помещении объекта Косл = 7; при защите в ПРУ Косл = 100.

19. Рассчитать размеры санитарной зоны вокруг атомной электростанции с учетом того, что вероятность поражения населения в случае аварии не должна превышать 0.05. Принять самые неблагоприятные метеорологиче-

ские и другие условия из возможных (скорость ветра, отсутствие средств защиты и т. д.).

46

Список литературы

1.Гражданская оборона: Учеб. для вузов/ В. Г. Атаманюк, Л. Г. Ширшев, Н. И. Акимов; Под. ред. Д. И. Михайлика. М.: Высш. шк., 1986.

2.ГОСТ 12.1.007–76. Вредные вещества. Классификация и общие требования безопасности. М.: Изд-во стандартов, 1976.

3.Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523–09. Минздрав России, 2009.

4.Долин П. А. Справочник по технике безопасности. М.: Энергоатомиздат, 1984.

5.Кулаков В. А. Защита населения в чрезвычайных ситуациях: Учеб. пособие / СПбГТУ. СПб., 1997.

6.СНиП 2.04.05–91. Отопление, вентиляция и кондиционирование воздуха. М.: Стройиздат, 1991.

7.Г. А. Корсаков. Комплексная оценка обстановки и управление предприятием в чрезвычайных ситуациях: Учеб. пособие. СПб.: ИПК работников судостроения, 1993.

8.Средства защиты в машиностроении. Расчет и проектирование: Справ. / Под ред. С. В. Белова. М.: Машиностроение, 1989.

9.Машкович В. П. Защита от ионизационных излучений: Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1982.

10.Козлов В. Ф. Справочник по радиационной безопасности. М.: Атомиздат, 1980.

11. Безопасность жизнедеятельности. Учеб. для вузов / Под общ. ред. С. В. Белова. М.: Высш. шк., 1999.

47

В. А. Буканин В. Н. Павлов А. О. Трусов

Химическая и радиационная безопасность

Электронное учебное пособие

Редакторы: И. Г. Скачек, Н. В. Лукина

–––––––––––––––––––––––––––––––––––––––––––––––

Подписано в печать 06.12.12. Формат 60×84 1/16.

Бумага офсетная. Печать офсетная. Печ. л. 3,0.

Гарнитура «Times New Roman». Тираж 1000 экз. Заказ 166.

––––––––––––––––––––––––––––––––––––––––––––––––

Издательство СПбГЭТУ «ЛЭТИ» 197376, С.-Петербург, ул. Проф. Попова, 5

48