Добавил:
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
Б Д З / Ucheb / UCHEB / GLAVA-10.DOC
Скачиваний:
107
Добавлен:
16.04.2013
Размер:
185.34 Кб
Скачать

10.3. Нормирование ионизирующих излучений

Допустимой дозой облучения человека считают дозу, накопленную за длительный период или полученную в результате однократного облу­чения, которая не вызывает соматического или генетического пораже­ния.

По нормам радиационной безопасности (НРБ) для каждой категории облучаемых лиц установлены три класса нормативов: основные дозовые пределы; допустимые уровни; контрольные уровни. [5]

По допустимым основным дозовым пределам классифицировании сле­дующие категории облучаемых лиц: категория А (персонал) - лица, кото­рые непосредственно работают с источниками ионизирующих излучений; категория В (ограниченная часть населения) - лица, которые непосред­ственно не работают с источниками ионизирующих излучений, но по роду своей занятости или условиям проживания могут подвергаться воздейст­вию этих излучений; категория В - население, которое не подвергается воздействию ионизирующих излучений. Основными дозовыми пределами для лиц категории А является предельно допустимая за календарный год доза (ЦДД), для лиц категории Б - предел дозы за календарный год (ПД).

Предельно-допустимой позой называется - наименьшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персо­нала неблагоприятных изменений.

Предел дозы - это предельная эквивалентная доза за год для огра­ниченной части населения и является меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей.

Допустимые уровни - это нормативные значения поступления радио­активных веществ в организм, содержания радиоактивных веществ в ор­ганизме, их концентрация в воде, воздухе, мощности дозы, плотности потока и т.п., рассчитанные из значений основных годовых пределов ПДД и ПД. Допустимое загрязнение поверхности (ДЗ) определяется для альфа- и бета- нуклидов и измеряется - частица/(см2 мин.).

Для персонала (категория А) максимальная эквивалентная доза Нм (бэр), накопленная в критическом органе за время Т (лет) с нача­ла профессиональной работы, не должна превышать значения, полученно­го по формуле:

(10.11)

В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превы­шать 12 ПДД. Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения для категорий А и Б (ПДД и ПД) приведены в табл.10.3.

Таблица 10.3

Дозовые пределы суммарного внешнего и

внутреннего облучения (бэр за календарный год)

Группа критических органов

I

II

III

Предельно-допустимая доза для категории А (ПДД)

5

15

30

Предел дозы для категории Б (ПД)

0,5

1,5

3

Однократное облучение свыше 5 ПДД рассматривается как потенци­ально опасное.

10.4. Защита от ионизирующих облучений

Безопасность труда при наличии ионизирующих излучений обеспе­чивается: установлением и соблюдением предельно допустимых доз; ог­раничением времени облучения ("защита временем"); увеличением рассто­яния от источника до работающего ("защита расстоянием"); созданием оборудованных лабораторий; герметизацией радиоактивных источников; рациональным размещением оборудования; устройством вентиляционных си­стем; автоматизацией и роботизацией; применением специальных экранов. Кроме перечисленного для защиты работающих от ионизирующих из­лучений применяются средства индивидуальной защиты (СИЗ), система санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий, а так­же проводится радиационный контроль.

Основная задача радиационной защиты состоит в том, чтобы облу­чение не превышало установленной дозы, обеспечивающей полную безо­пасность для здоровья трудящихся. В общем случае для условия безо­пасного пребывания людей в поле любых источников справедливо соотно­шение:

, мбэр/ч. (10.12)

Для стандартного времени работы t = 36 часов в неделю ПДД не должно превышать H = 2,8 мбэр/ч с 0,78 мкбэр/с. Если дневная доза облучения получена в течение времени, составляющего часть рабочего дня, то в остальное время должна проводиться работа, не связанная с радиационной опасностью. Проведение работ с повышенной дозой облуче­ния требует разделения их на отдельные операции, выполнение которых поручается нескольким лицам. Выполнение экстренно необходимых внеурочных работ производится при соответствующем письменном разрешении и согласовании с профсоюзом.

Использование только "защиты временем" или только "защиты рас­стоянием" может быть неосуществимо, а применение только экранирова­ния потребует чрезвычайно больших по толщине экранов. Поэтому в не­которых случаях целесообразно совместить все эти три способа защиты.

Герметизация источников и устройство местной вытяжной вентиля­ции предупреждают внутреннее облучение. Кроме этого для безопасной работы используются дистанционные устройства, автоматизированные при­боры, контейнеры. При открытом применении радиоактивных веществ ра­боты проводятся в вытяжных шкафах, конструкция которых зависит от активности радиоактивных изотопов. Вытяжные шкафы изготавливаются из материалов, малосорбирующих радиоактивные вещества, и снабжаются отверстиями для рук, канализационным стоком и другими коммуникаци­ями, управляемыми снаружи.

Многие операции с радиоактивными веществами могут выполняться только при помощи специальных приспособлений или оборудования с дистанционным управлением. К устройствам для дистанционной работы относятся различные виды манипуляторов: захваты шпаговые, механичес­кие, копирующие, электромеханические, магнитомеханические. Конструк­ции манипуляторов позволяют удерживать предметы любой формы и в любом положении в рабочем пространстве.

В соответствии с правилами работы с радиоактивными источниками все операции с открытыми препаратами должны проводиться на специаль­ных противнях из нержавеющей стали или керамики. Закрытые установки должны периодически подвергаться проверке с занесением результатов испытаний в специальный журнал.

При работе с радиоактивными веществами большое внимание уделяет­ся вопросам устройства рабочих помещений. Работы с открытыми радио­активными источниками с различными уровнями активности производятся в помещениях, которые располагаются по мере возрастания активности применяемых веществ. Эти помещения соединяются общим транспортным ко­ридором для транспортирования радиоактивных веществ и отходов. Все вводы коммуникаций осуществляются со стороны транспортного коридора. Входы и выходы из помещений устраиваются таким образом, чтобы каждое помещение было связано с общим коридором и не являлось проходным для работающих или для транспортируемых грузов. Между лабораторией для работы с высокими активностями и другим помещением должно разме­щаться промежуточное помещение. Для работы с закрытыми гамма- и ней­тронными источниками выделяются изолированные помещения в отдельном здании или в отдельном одноэтажном крыле здания. С целью уменьшения радиационного загрязнения поверхности ограждающих конструкций и пред­метов должны быть гладкими, имеющие минимальную проницаемость, выпол­ненные из малосорбирующих, химически устойчивых против коррозии ще­лочами материалов. С этой целью стены помещения покрываются штукатур­кой и гладко закрашиваются кислотоупорной масляной краской, полы из­готавливаются гладкими, стойкими против пропитывания пролитыми жид­костями, без щелей, легко очищающимися и заменяющимися. Все стыки между стенами, полом и потолком закругляются. Электрические, газовые и другие коммуникации делаются открытыми. Предусматриваются раздель­ные системы вентиляции для работ с радиоактивными веществами и для работ с использованием радионуклидов.

Защита от альфа- излучения не представляет больших трудностей. Для обеспечения защиты обычно достаточно знать пробег частиц в воз­духе или в веществе. Пробег в воздухе Rb(см) для альфа- частиц рас­считывается по формуле:

, (10.13)

где Е0 - энергия альфа- частиц, МэВ.

При энергии Е0 > 7,5 МэВ пробег альфа- частиц в биологичес­кой ткани может превосходить толщину слоя эпидермиса кожи (70 мкм) и облучать чувствительные клетки подкожного слоя. Для защиты организ­ма от внешних потоков альфа- частиц достаточно применение тонких защитных экранов. Слой воздуха около 5-6 см полностью поглощает альфа- частицы с энергией до 7 МэВ. Для защиты рук с запасом доста­точно хирургических перчаток.

Однако, попадая с воздухом или водой в организм человека, альфа- частицы концентрируются в критических органах или тканях, вызывая значительную ионизацию. Поэтому необходимо предусматривать мероприя­тия, препятствующие попаданию радиоактивных веществ в организм чело­века.

Защита от бета- излучения. Безопасная работа с источниками бета- излучения без применения средств защиты возможна при активности ис­точника, обеспечивающей допустимые значения эквивалентной дозы. Актив­ность точечного источника А, с которой можно работать без защиты, определяется из соотношения:

, (10.14)

где - предельно допустимая плотность потока бета- частиц, част/(см <с); А - активность, мкКи; R. - расстояние от источ­ника, см.

Для защиты от бета- излучения применяют экраны из материалов с малой атомной массой (например, алюминия) или с наименьшим тормоз­ным излучением (например, плексиглас). Для бета- источника с неболь­шой активностью защита обеспечивается экраном толщиной в несколько миллиметров. Однако для высокоактивных источников или при их боль­шой энергии (больше 2 МэВ) существенную роль играет тормозное (рент­геновское) излучение, которое требует более усиленной защиты, такой же, как от рентгеновского излучения.

Защита от гамма- излучения. Для защиты от гамма- излучения то­чечных источников существует несколько методов: защита без применения экранов; расчет защиты экраном по универсальным таблицам; расчет защиты экраном по номограммам; защита слоем половинного ослабления; защиты по слоям ослабления.

Защита без применения экранов. Условия безопасной работы с то­чечным источником гамма- излучения, неэкранированным защитой, опре­деляется соотношениями, при которых обеспечивается предельно допус­тимые дозы:

- для мощности экспозиционной дозы W , Р/ч

(10.15)

- для экспозиционной дозы Х, Р

, (10.16)

где Г - гамма- постоянная радионуклида, Р см2 / (ч мКи);

А - ак­тивность источника, мКи;

R - расстояние, см;

t - время, ч.

Расчет защиты экраном по номограммам. При построении номограммы (рис.10.1), то есть графической зависимости кратности ослабле­ния гамма- излучения от толщины защиты, использовалось соотношение:

, (10.17)

где Х - предельно допустимая доза за неделю, Р (0,1 Р или 1,1 бэр);

E - количество часов работы в неделю (36 ч), ч.;

M - гам­ма- эквивалент источника (радия, Rа, ), мг экв.Ra;

Г – гамма-постоянная радия, равная 8,4 Р см2/(ч мг экв. Ra );

R – расстояние от источника, м;

к(d) - кратность ослабления. Из монограммы (рис.10.1) можно определить не только толщину защиты из свинца d, cм, но и значения гамма- эквивалента источники расстояния, при которых обеспечиваются безопасные условия работы.

Защита слоем половинного ослабления . Для точечного ис­точника кратность ослабления записывается в виде:

, (10.18)

где n - число слоев половинного ослабления, необходимое для достижения условия . Толщина защиты определяется из соот­ношения . Этот способ можно использовать для определе­ния защиты и для других видов излучений (рентгеновское, бета- излу­чение при Е > 2 МэВ).

Защита от рентгеновского излучения. Мощность дозы, создаваемая рентгеновской трубкой в данной точке в отсутствие защитного огражде­ния, определяется выражением:

, (10.19)

где Рт - лучевая отдача рентгеновской трубки, выражаемая в Р/с, на расстоянии 1 м при силе тока 1 мА;

i - сила тока в рентгенов­ской трубке, мА;

R - расстояние от рентгеновской трубки до рабоче­го места, м. Защита из свинца d от широкого пучка рентгеновского излучения в зависимости от максимального напряжения на рентгеновской трубке Umax определяется по номограммам рис.10.2. Параметром но­мограммы является величина:

, (10.20)

где - лучевая отдача некоторой стандартной трубки;

m - от­ношение проектной предельно допустимой мощности эквивалентной дозы для помещения постоянного пребывания персонала категории А при 36 часовой неделе к проектной мощности эквивалентной дозы при 36 ча­сах работы в неделю в тех же единицах. При расчетах с некоторой по­грешностью можно принять , тогда для 36 часовой рабо­чей недели формула (10.18) примет вид:

(10.21)

Толщину защиты из бетона ( = 2,35 г/см3) можно определить, исходя из толщины из свинца, с использованием рис.10.3. Для другого материала, если его плотность не равна 2,35 г/см3, найденное значе­ние толщины защитного слоя для бетона умножается на отношение 2,35/, где - плотность используемого материала, г/см3.

Пример расчета защиты от рентгеновского излучения.

Дано: максимальное напряжение на трубке рентгеновской установ­ки 200 кВ при токе на мишень i = 5 мА. Расстояние от анода труб­ки до рабочего места R = 2 м, время работы персонала 18 ч. в не­делю, лучевая отдача трубки Рт = 6,32 х 10-3 мКи м2/(кг с мА), = 6,06 х 10-3 мКи м2/(кг с мА).

Определить: эквивалентную толщину защиты из бетона.

Решение: по формуле (10.18) определяется:

,

где m = 18/36. По номограмме рис. 10.2 находится толщина свинцо­вой защиты d = 5,3 мм (при K = 1,63 и Umax = 200 кВ). По номограмме рис. 10.3 определяется эквивалентная толщина защиты из бетона d = 37см.

Защита от нейтронного излучения. Нейтроны, за исключением малых энергий, слабо поглощаются веществом. При проектировании защиты от нейтронного излучения необходимо учитывать, что процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэто­му быстрые нейтроны должны быть предварительно замедленны. Средняя потеря энергии при упругом рассеянии максимальна на легких ядрах (например, водорода) и минимальна на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии возрастает на тяжелых ядрах (напри­мер, бетона, молибдена, вольфрама, железа, титана и др.), а также с увеличением энергии нейтрона. После захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает гамма- излучение, которое необходимо осла­бить. Защита должна иметь в своем составе водород или другое лег­кое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии и тяжелые элементы с высокой плотностью для замед­ления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабле­ния захватного гамма-излучения. Ослабление нейтронов может быть полу­чено путем помещения источника в однородную водородосодержащую сре­ду, например, в воду. Вместо водорода может быть использована и дру­гая водородосодержащая среда, например, углеводород или легкие, не содержащие водород материалы (углерод, карбид бора и др.).

Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-квантов исполь­зуются экраны, выполненные из смеси тяжелых материалов с водой или водородосодержащими материалами, комбинация слоев тяжелых и легких материалов: железо-вода; свинец-вода; свинец-полиэтилен; железо-гра­фит. Конструкция защитных экранов может быть разнообразной. Применяют­ся экраны стационарные, передвижные, разборные и т.п. Разборные защит­ные экраны возводятся из фигурных свинцовых или чугунных блоков-кир­пичей. Используют полые экраны из стальных плит с заполнением металли­ческой дробью или бетонные формы для набора защитных стен с заполнени­ем свинцовой или чугунной дробью, металлической высечкой, песком, ру­дой, гравием, парафином и т.д. Эффективность экрана должна быть прове­рена непосредственно измерением и такой контроль должен быть периоди­ческим.

Средства индивидуальной защиты (СИЗ). Выбор СИЗ органов дыхания и кожных покровов человека зависит от характера радиационной обстанов­ки, которая определяется объемом работ, проводимых с РВ. Наиболее сло­жно решаются вопросы защиты при ремонтных и аварийных работах, которые носят не систематический характер и часто их предусмотреть нельзя зара­нее. Значительная часть ремонтных работ оказывается связанной с ручны­ми операциями и непосредственным контактом работающих с загрязненным оборудованием. Иногда требует срочного ремонта те механизмы, которыми пользуются при авариях, например, выход из строя манипулятора, вентиляционных агрегатов, вытяжных шкафов и т.д.

Учитывая особенности работы с радиоактивными веществами СИЗ делят на основные и дополнительные средства. Основные средства при­меняют постоянно при работе с РВ. К этой группе относятся: спецоде­жда (комбинезоны, брюки, костюмы); спецобувь (резиновые сапоги или полусапоги, пластмассовые сапоги, резиновые туфли); СИЗ органов ды­хания - изолирующие (пневмополумаска, защитный щиток-экран), фильт­рующие (респиратор); для защиты рук - резиновые перчатки. Дополни­тельные средства используют в условиях повышенного радиоактивного загрязнения. К ним относятся различные чехлы-костюмы, чехлы-накидки, пленочные фартуки, комбинезоны, рукавицы, хлопчатобумажные перчатки. Костюмы, шлемы, маски с принудительной подачей воздуха относятся к комбинированной защите изолирующего назначения. Пневмомаска, пневмо-шлем, шланговый изолирующий костюм, пневмокуртка служат для предохра­нения органов дыхания от действия радиоактивных аэрозолей, газов и для защиты кожных покровов от контакта с радиоактивными вещества­ми.

Тут вы можете оставить комментарий к выбранному абзацу или сообщить об ошибке.

Мы не исправляем ошибки в тексте (почему?), но будем благодарны, если вы все же напишите об ошибках.

Соседние файлы в папке UCHEB