Основи охорони праці
|
|
|
|
Продовження табл. 7.2 |
||||
234U |
2.445Е5 |
4Е+02 |
2Е–01 |
5Е+00 |
3Е+03 |
2Е–03 |
1Е+04 |
|
року |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
||
236U |
703.8Е6 |
4Е+02 |
2Е–01 |
6Е+00 |
3Е+03 |
3Е–03 |
1Е+04 |
|
року |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
||
238U |
4.468Е9 |
5Е+02 |
2Е–01 |
6Е+00 |
3Е+03 |
3Е–03 |
1Е+04 |
|
року |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
||
Плутоній |
|
|
|
|
|
|
|
|
238Pu |
87.74 |
6Е+01 |
3Е–02 |
2Е+00 |
3Е+02 |
4Е–04 |
1Е+03 |
|
року |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
||
239Pu |
24065 |
6Е+001 |
3Е–02 |
2Е+00 |
2Е+02 |
4Е–04 |
1Е+03 |
|
років |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
||
240Pu |
6537 |
6Е+01 |
3Е–02 |
2Е+00 |
2Е+02 |
4Е–04 |
1Е+03 |
|
років |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
||
241Pu |
14.4 |
3Е+03 |
1Е+00 |
1Е+02 |
2Е+04 |
2Е–02 |
8Е+04 |
|
року |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
||
Примітка: В табл.7.2 запис 2Е–02 означає 2×10-2, + означає 2×100.
7.3. Захист від джерел іонізуючого випромінювання
Санітарно-гігієнічні вимоги і заходи щодо захисту від джерел, що іонізують випромінювання на виробництві, визначаються:
-активністю джерел;
-їхнім агрегатним станом;
-видом і енергією випромінювання;
-кількістю речовини;
-характером технологічного процесу.
Для безпеки робіт із джерелами радіоактивних випромінювань
необхідний захист як від зовнішнього, так і від внутрішнього опромінення.
Завдання при забезпеченні радіаційної безпеки полягає в тому, щоб не допустити випромінювання вище граничнодопустимого. Воно забезпечується шляхом застосування комплексу організаційних і технологічних заходів, у тому числі «захисту часом» і «захисту відстанню».
Доза гамма випромінювання:
,
102
Частина ІІ. Основи фізіології, гігіени праці та виробничої санітарії
де: Д – доза γ-випромінювання, Р; jγ – іонізаційна стала даного ізотопу; А – активність, мКі; t – час опромінення, год.; l – відстань від джерела, м.
З формули видно, що доза опромінення тим менша, чим менший час випромінювання – «захист часом» і чим більша відстань від джерела випромінювання – «захист відстанню».
«Захист часом» під час роботи досягається відповідною підготовкою й організацією робіт, складанням і дотриманням графіків, згідно з якими час контакту з джерелами випромінювання мінімальний, а продуктивність праці залишається досить високою.
«Захист відстанню» під час роботи з радіоактивними речовинами незначної активності передбачає використання ручних маніпуляційних захватів і дистанційних універсальних маніпуляторів. Ручні маніпуляційні захвати передають рухи і зусилля рук оператора на деяку відстань з відповідним збільшенням цих рухів і зусиль. Дистанційні універсальні маніпулятори дозволяють виконувати різноманітні операції щодо захвату і переміщенню предметів, орієнтації їх під будь-яким кутом та інш. Вони володіють декількома ступенями свободи, ними можна керувати з великої відстані за допомогою рукояток, при цьому оператор пальцями відчуває навантаження і силу від захватів маніпулятора. Спостереження за роботою здійснюється за допомогою телевізійних систем, системи дзеркал і перископів.
При роботі з радіоактивними речовинами великої активності застосовують автоматизоване устаткування, системи дистанційного керування.
Екранування є найбільш ефективним захистом від радіоактивного опромінення, тому що дозволяє знижувати дозу опромінення на робочому місці до граничнодопустимого рівня. Проектуючи захисні екрани, слід визначити товщину і матеріал екрана з урахуванням виду й енергії випромінювання.
Захисні екрани від α-випромінювання, зазвичай, не застосовуються, тому що воно має малу проникну здатність. Шар повітря в кілька сантиметрів або більш щільного матеріалу в кілька міліметрів (скло, картон, фольга, одяг, гумові рукавиці та інш.) забезпечують досить повне поглинання α-випромінювання.
Поглинання потоку β-випромінювання може бути визначено, якщо товщина захисного екрана може бути приблизно визначена за формулою:
103
Основи охорони праці
де: tβ – товщина захисного екрана, см; lβ – довжина пробігу
β-частинок, г/см2. Для Еmax > 0,8 МеВ lβ= 0,546 Еmax – 0,16 (Еmax – максимальна енергія β- частинок); ρ– щільність матеріалу екрана, г/см3.
В захисних екранах для поглинання потоку β-випромінювання застосовують алюміній, скло, плексиглас, свинець з облицюванням матеріалами з малим атомним номером. Свинець застосовується при екрануванні β-випромінювань високих енергій, тому що це випромінювання під час проходження через речовину викликає вторинне випромінювання (рентгенівське, γ-випромінювання і нейтронів).
Екрани для захисту від γ-випромінювання виконують з матеріалів з великим атомним номером і великою густиною (свинець, вольфрам). Для стаціонарних споруд застосовують бетон, баритобетон, чавун, сталь, що одночасно є елементами будівельних конструкцій.
Якщо відомий рівень випромінювання на робочому місці без захисту, то товщину захисних екранів від γ-випромінювань можна визначити за формулою:
, |
(7.1) |
де: tγ– товщина захисного екрана, см; N – необхідна кратність ослаблення γ-випромінювання на робочому місці; визначається як відношення вимірюваної потужності на робочому місці без захисного екрана Рзам до потужності дози Р0, до якої її необхідно знизити: N = Рзам /Р0; μ – лінійний коефіцієнт ослаблення, см-1.
Захист від нейтронів ускладнюється тим, що вони дуже погано поглинаються речовиною. У зв'язку з цим захист від нейтронів полягає в уповільненні швидких нейтронів і наступному поглинанні вже уповільнених. Захисними матеріалами від швидких нейтронів є вода, парафін, графіт, берилій та інш.
Теплові нейтрони добре поглинаються бором, кадмієм. Застосовують захисні екрани різних конструкцій: стаціонарні,
пересувні, розбірні, настільні.
При роботі з малими рівнями випромінювання використовують витяжні шафи і бокси, що відрізняються достатньою герметичністю, обладнані маніпуляторами і припливно-витяжною вентиляцією (7.1).
104
Частина ІІ. Основи фізіології, гігіени праці та виробничої санітарії
При транспортуванні і збереженні радіоактивних речовин використовують контейнери і сейфи, виконані з сталі, свинцю, чавуну.
Для усунення потрапляння усередину організму світних сполук (на сьогодні вони застосовуються у виняткових випадках на шкалах приладів і ручках керування), що викликають внутрішнє опромінення, необхідно дотримуватися правил особистої гігієни (мити руки теплою водою з милом перед їжею, палінням та інш.) і виключати можливість їхнього розпилення і попадання в повітря виробничих приміщень.
Роботи з радіоактивними ізотопами, а також технічне обслуговування приладів і установок, у яких використовуються ізотопи, повинні проводитися в спеціально відведених приміщеннях із санітарно-технічним устаткуванням і системою вентиляції.
Технічне обслуговування і робота на установках з радіоактивними ізотопами повинна виконуватися працівниками не молодше 18 років, що пройшли медичний огляд і спеціальне навчання безпечним методам роботи на даній установці. Ці працівники повинні знаходитися під постійним медичним наглядом, для них регламентується тривалість робочого дня, видається спецодяг, прилади індивідуального дозиметричного контролю
Під час роботи з радіоактивними речовинами безпека залежить, значною мірою, від своєчасного виявлення і виміру рівня випромінювання.
Вимір здійснюється спеціальними приладами – радіометрами, що використовують різні методи – іонізаційний сцинтиляційний, фотографічний та хімічний. Для виміру альфа-, бета-, гама і рентгенівського випромінювань і теплових нейтронів застосовуються універсальні радіометри типів РКС2-01 і УИМ2-1 та інші.
В процесі роботи з радіоактивними речовинами велике значення має застосування засобів індивідуального захисту. Вони повинні охороняти шкіру від забруднень радіоактивними речовинами і запобігати їхньому потраплянню усередину організму.
До засобів індивідуального захисту відносяться: спецодяг, рукавички, респіратори, пневмокостюми, бахили. Для безпосередньої роботи з радіоактивними речовинами застосовують засоби індивідуального захисту, виготовлені з міцного, добре дезактивованого полівінілхлоридного пластика.
105