Добавил:
Upload Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:

Защита населения и хозяйственных объектов от чрезвычайных ситуаций. Радиационная безопасность. ЛП 2014

.pdf
Скачиваний:
9
Добавлен:
15.03.2016
Размер:
2.38 Mб
Скачать

Министерство образования Республики Беларусь

Учреждение образования «Могилевский государственный университет продовольствия»

Кафедра охраны труда и экологии

ЗАЩИТА НАСЕЛЕНИЯ И ХОЗЯЙСТВЕННЫХ ОБЪЕКТОВ ОТ ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЙ. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

ЛАБОРАТОРНЫЙ ПРАКТИКУМ

Методические указания

для студентов всех специальностей

Могилев 2014

УДК 614.8 (0758)

Рассмотрен и рекомендован к изданию на заседании кафедры ОТиЭ Протокол № 2 от 22 октября 2013 г.

Составители:

кандидат технических наук, доцент Мирончик А.Ф., кандидат технических наук, доцент Цап В.Н., кандидат технических наук, доцент Баитова С.Н., ст. преподаватель Гапеева Т.М.

ст. преподаватель Липская Д.А., ассистент Крюковская Т.В.

Рецензент кандидат технических наук, доцент УО «Белорусского государственного

аграрного технического университета» Л.Т. Ткачева

© Учреждение образования «Могилевский государственный университет продовольствия», 2014

2

Содержание

1Лабораторная работа № 1. Измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения……………………………………………………..………... 4

2Лабораторная работа № 2. Приборы измерения мощности дозы…….......... 10

3Лабораторная работа № 3. Измерение дозы ионизирующего излучения…. 18

4Лабораторная работа № 4. Приборы химической разведки………………... 21

5Лабораторная работа № 5. Средства индивидуальной защиты в условиях чрезвычайных ситуаций………………………………………………………. 27

6Лабораторная работа № 6. Демеркуризация помещений при загрязнении ртутью………………………………………………………………………….. 36

7Лабораторная работа № 7. Оказание доврачебной помощи пострадавшим в условиях чрезвычайных ситуаций………………………………………….. 42

8Лабораторная работа № 8. Снижение содержания радионуклидов в растениеводческой и животноводческой продукции и воде ……………............... 57

3

Лабораторная работа №1. Измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения

Цель работы: 1 Изучить методику измерения мощности дозы гаммаизлучения с помощью дозиметра-радиометра МКС-АТ6130.

2Оценить радиационный фон помещения лаборатории.

1.1Теоретическая часть

Ионизирующее излучение – излучение, которое создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков.

Характеристика ионизирующих излучений

Наиболее распространенными видами ионизирующих излучений являются потоки альфа-частиц, бета-частиц, нейтронов и электромагнитные рентгеновское и гамма-излучения. Разные виды излучений сопровождаются высвобождением разного количества энергии и обладают различной ионизирующей и проникающей способностью, поэтому они оказывают неодинаковое воздействие на ткани живого организма.

Альфа-излучение представляет собой поток ядер атомов гелия, называемых альфа-частицами и обладающих высокой ионизирующей способностью. Однако проникающая способность их очень низка. Длина пробега альфа-частицы в воздухе составляет всего несколько сантиметров (не более 10 см), а в твердых и жидких веществах еще меньше. Обыкновенная одежда и средства индивидуальной защиты полностью задерживают альфачастицы и обеспечивают защиту человека. Но альфа-частицы крайне опасны при попадании в организм, что может привести к внутреннему облучению.

Бета-излучение – это поток быстрых электронов, называемых бетачастицами, возникающими при бета-распаде радиоактивных веществ. Бетаизлучение имеет меньшую ионизирующую способность, чем альфа-излучение, но большую проникающую способность. Одежда уже не может полностью защитить, нужно использовать любое герметичное укрытие.

Гамма-излучение имеет внутриядерное происхождение и представляет собой электромагнитное излучение, распространяющееся со скоростью света. Оно обладает высокой проникающей способностью и может проникать через толщу различных материалов. Гамма-излучение представляет основную опасность для жизни людей при внешнем облучении. Ионизирующая способность гамма-излучения значительно меньше, чем у альфа- и бетаизлучений. Часть гамма-квантов проходит через биологическую ткань, другая – поглощается ею.

Нейтроны образуются в зоне ядерного взрыва в результате цепной реакции деления тяжелых ядер урана-235 или плутония-239 и являются электрически нейтральными частицами. Под воздействием нейтронов находящиеся в почве

4

атомы кремния, натрия, магния и других становятся радиоактивными (наведенная радиация) и начинают излучать бета- и гамма-лучи.

Основные понятия, характеризующие действие ионизирующих излучений

Для количественной оценки воздействия ионизирующих излучений на облучаемый объект введено понятие «доза».

Экспозиционная доза является мерой ионизационного действия рентгеновского или гамма-излучений, определяемая по ионизации воздуха. Экспозиционная доза – это отношение возникшего в воздухе суммарного заряда всех ионов одного знака, образовавшихся в элементарном объеме воздуха при облучении его ионизирующим излучением, к массе воздуха в этом объеме. В Международной системе единиц (СИ) единицей экспозиционной дозы является «один кулон на килограмм» (Кл/кг). Внесистемной единицей является «рентген» (Р), 1 Р = 2,58·10-4 Кл/кг, сохранивший свое значение до настоящего времени.

Мощность экспозиционной дозы – приращение экспозиционной дозы в единицу времени. Ее единица в системе СИ – «ампер на килограмм» (А/кг).

Однако в большинстве случаев на практике пользуются внесистемной единицей «рентген в секунду» (Р/с) или «рентген в час» (Р/ч).

Поглощенная доза позволяет оценить непосредственное воздействие на облучаемый объект различного рода излучений. Поглощенная доза – количество энергии ионизирующего излучения, поглощенное единицей массы облучаемого вещества. Чем продолжительнее время облучения, тем больше поглощенная доза. При одинаковых условиях облучения доза зависит от состава вещества. В качестве единицы поглощенной дозы излучения в системе СИ предусмотрена специальная единица «грей» (Гр). 1 грей – это такая единица поглощенной дозы, при которой 1 кг облучаемого вещества поглощает энергию в 1 джоуль (Дж). Следовательно, 1 Гр = 1 Дж/кг. Поглощенная доза излучения является основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия.

Мощность поглощенной дозы – это приращение дозы в единицу времени. Она характеризуется скоростью накопления дозы и может увеличиваться или уменьшаться во времени. Ее единица в системе СИ – «грей в секунду» (Гр/с). Это такая мощность поглощенной дозы облучения, при которой за 1 с в веществе создается доза облучения 1 Гр.

Эквивалентная доза – это понятие, введенное для количественного учета неблагоприятного биологического воздействия различных видов ионизирующих излучений. Поражающее действие на биологические объекты будет неодинаковым со стороны альфа-, бетаили гамма-излучений при равной поглощенной дозе. Определяется эквивалентная доза по формуле

Дэкв W Д

(1.1)

где Д – поглощенная доза данного вида излучения;

5

W – коэффициент качества излучения (реже употребляются обозначения – «относительная биологическая активность» либо «эффективность излучения»), который составляет для рентгеновского, гамма- и бета-излучений – 1, для нейтронов с энергией от 0,1 до 10 МэВ – 10, для альфа-излучения с энергией менее 10 МэВ – 20.

Из приведенных данных видно, что при одной и той же поглощенной дозе нейтронное и альфа-излучение вызывают соответственно в 10 и 20 раз больший поражающий эффект. Коэффициент качества дает количественную оценку биологического действия каждого вида излучения, которая зависит от его ионизирующей способности.

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в «зивертах» (Зв). Бэр (биологический эквивалент рентгена) – это внесистемная единица эквивалентной дозы. Бэр – такая поглощенная доза любого излучения, которая вызывает тот же биологический эффект, что и 1 рентген гамма-излучения.

Мощность эквивалентной дозы – отношение приращения эквивалентной дозы за единицу времени и выражается в «зивертах в секунду» (Зв/с). Согласно заключению Международной комиссии по радиационной защите вредные эффекты у человека могут наступать при эквивалентных дозах не менее 1,5 Зв/г, а в случаях кратковременного облучения – при дозах выше 0,5 Зв. Когда облучение превышает данный порог, возникает лучевая болезнь.

Понятие радиационного фона

Под термином радиационный фон (гамма-фон) подразумевают количественную характеристику мощности дозы гамма-излучения, выраженную в числовом виде в единицах принятой размерности, которая присуща некоторому помещению или некоторой точке местности.

Радиационный фон на поверхности Земли создается за счет естественных и искусственных источников ионизирующего излучения. Соответственно различают естественный радиационный фон и техногенно измененный радиационный фон.

Естественный радиационный фон – мощность дозы излучения, создаваемая космическим излучением и излучением природных радионуклидов, естественно распределенных в поверхностных слоях Земли, воде, приземной атмосфере, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организме человека. Плотность потока гамма-излучения, а значит, и мощность дозы гамма-излучения в какой-либо точке на поверхности Земли в случае отсутствия каких-либо аварий, природных катаклизмов остается неизменной в течение столетий. Для Республики Беларусь характерен естественный радиационный фон до 0,2 мкЗв/ч. Небольшие флуктуации гамма-фона относительно среднего значения, имеют в основе статистическую природу ядерных превращений, в результате которых испускаются гамма-кванты. Процесс регистрации (измерения) гамма-фона описывается теми же законами статистики.

В процессе использования различных технологий человек может локально изменять распределение естественных источников радиации. Таким образом возникает техногенно измененный радиационный фон – естественный

6

радиационный фон, измененный в результате деятельности человека. В качестве примера можно привести такие виды деятельности, как добыча и переработка полезных ископаемых, сжигание органического топлива, использование фосфорных и калийных удобрений в сельском хозяйстве, испытание ядерного оружия и ядерная энергетика.

Мониторинг радиационной обстановки Радиационный мониторинг – это система длительных регулярных

наблюдений с целью оценки состояния радиационной обстановки, а также прогноза изменения ее в будущем. Радиационный мониторинг проводится с целью наблюдения за естественным радиационным фоном; радиационным фоном в районах воздействия потенциальных источников радиоактивного загрязнения, в том числе для оценки трансграничного переноса радиоактивных веществ; радиоактивным загрязнением атмосферного воздуха, почвы, поверхностных вод на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС.

На территории Республики Беларусь функционирует сеть пунктов наблюдений радиационного мониторинга, на контрольных точках которых ежедневно проводится измерение мощности дозы гамма-излучения.

Анализ результатов измерения мощности дозы на сети радиационноэкологического мониторинга показывает, что среднегодовые уровни мощности дозы на территории Республики Беларусь (вне зон радиоактивного загрязнения) находится в пределах от 0,10 до 0,12 мкЗв/ч.

2.1 Практическая часть. Оценка радиационного фона Приборы и оборудование

Для выполнения измерений используется дозиметр-радиометр МКСАТ6130 (далее дозиметр). Дозиметр предназначен для:

измерения мощности дозы рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне от 0,1 мкЗв/ч до 10 мкЗв/ч;

измерения дозы рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне от 0,1 мкЗв до 100 мЗв;

измерения плотности потока бета-частиц, испускаемых с загрязненной

радиоактивными

веществами

поверхностей

в

диапазоне

от 10 до 104 част·мин-1 см-2;оперативного поиска источников ионизирующего излучения и

радиоактивных материалов.

Пределы допускаемой основной относительной погрешности измерения мощности дозы и дозы рентгеновского и гамма-излучения, а также плотности потока бета-частиц составляют ±20 %.

Принцип действия прибора основан на измерении интенсивности импульсов, генерируемых в газоразрядном счетчике Гейгера-Мюллера под воздействием регистрируемого рентгеновского, гамма- и бета-излучения.

7

Порядок выполнения измерений мощности дозы гамма-излучения

спомощью дозиметра-радиометра МКС-АТ6130

1Нажатием кнопки « » включить дозиметр. При включении прибор индицирует надпись «АТОМТЕХ» и через 3–5 с в случае успешного завершения самоконтроля дозиметр переходит в режим индикации измерений – дозиметр находится в режиме постоянного измерения мощности дозы. На табло выводится текущее среднее значение мощности дозы (µSv/h) в мкЗв/ч и соответствующее ему значение статистической погрешности в процентах (%). Параметр статистической погрешности (от 200 % до 1 %) зависит от времени измерения мощности дозы.

2Разместить дозиметр на высоте 1 м от поверхности пола в выбранной контрольной точке измерений.

3При достижении статистической погрешности 20 % снять показания мощности дозы гамма-излучения в мкЗв/ч на цифровом табло. Указанным способом выполнить серию из 5–7 измерений в заданной точке измерения.

4 Выключить дозиметр быстрым трехкратным нажатием кнопки « ». При выключении прибор индицирует «ОТКЛ» и, завершив все операции, через 1–2 с выключается.

5

Показания дозиметра ( ) записать в таблицу 1.1:

 

 

Таблица 1.1 – Результаты измерения мощности дозы гамма-излучения

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Мощность дозы гамма-излучения, мкЗв/ч

 

 

 

 

Показания дозиметра

Среднее

Полная

 

 

Место

 

( )

 

 

 

арифметическое

Результат

 

 

 

 

погрешность

измерения

 

 

 

 

 

 

 

значение

измерения

измерения

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1

2

3

4

5

6

7

показаний

( )

(

)

 

 

( )

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

6 Вычислить среднее арифметическое значение полученных показаний дозиметра () для заданной точки.

7 Оценить полную погрешность измерений:

=

,

(1.2)

где – систематическая погрешность;

случайная погрешность измерений.

8

Оценка систематической погрешности осуществляется по формуле

,

(1.3)

где – неисключенная систематическая погрешность дозиметра-радиометра

МКС-АТ6130 (принимаем равной 20 %).

Оценка случайной погрешности осуществляется по величине среднего квадратического отклонения результатов измерений:

,

(1.4)

где τ – коэффициент Стьюдента (при доверительной вероятности 0,95 в зависимости от числа измерений n принимаем:

τ=2,8 при n=5, τ=2,6 при n=6, τ=2,4 при n=7.

8 Записать результат измерения с учетом погрешности в виде .

Порядок выполнения работы

1Ознакомиться с теоретической частью лабораторной работы.

2Изучить устройство и принцип работы дозиметра-радиометра МКС-

АТ6130.

3Исследовать радиационный фон помещения лаборатории:

выбрать в помещении 5 контрольных точек для измерений;

Примечание: при обследовании зданий и сооружений измеряют мощность дозы в каждом помещении (комнате) в пяти точках на высоте 1 м над уровнем пола – четыре измерения по углам помещения и одно в центре.

в каждой из выбранных точек выполнить измерение мощности дозы гамма-излучения;

оценить радиационный фон в помещении по среднему значению мощности дозы гамма-излучения, полученной с помощью средних значений мощности дозы в контрольных точках.

4 Сделать выводы, используя результаты измерений и расчетов, а также значение величины естественного радиационного фона, характерного для территории Республики Беларусь.

9

Лабораторная работа № 2. Приборы измерения мощности дозы

Цель работы: 1 Изучить устройство и принцип работы измерителей мощности дозы.

2Измерение мощности эквивалентной дозы γ-излучения прибором РКСБ-104.

2.1Устройство и принцип работы измерителей мощности дозы Измеритель мощности дозы ДП-5В предназначен для измерения уровней

γ-радиации и радиоактивного загрязнения различных поверхностей и позволяет обнаруживать β-излучение. Прибор имеет звуковую индикацию ИИ на всех поддиапазонах, кроме первого.

В комплект прибора ДП-5В (рисунок 2.1) входят сам измеритель мощности дозы ДП-5В в футляре, два раздвижных ремня, удлинительная штанга, делитель напряжения для подключения прибора к внешнему источнику постоянного тока напряжением 12 и 24 В, головные телефоны, комплект запасных инструментов и принадлежностей, техническое описание, инструкция по эксплуатации, формуляр, укладочный ящик.

1 – измерительный пульт; 2 соединительный кабель; 3 кнопка сброса показаний;

4 переключательподдиапазонов;5 микроамперметр;6 крышка футляра прибора;7 – таблица допустимых значений заражения объектов;

8 блок детектирования; 9 поворотный экран; 10 контрольный источник; 11 – тумблер подсвета шкалы микроамперметра;12 удлинительная штанга; 13 головные телефоны; 14– футляр

Рисунок 2.1 – Измеритель мощности дозы ДП-5В

Измерительный пульт прибора состоит из корпуса, в нижней части которого размещен отсек питания, а с левой стороны – гнездо включения телефона, и передней панели. На передней панели пульта размещаются: электроизмерительный прибор (микроамперметр), шкала которого разбита на две – верхнюю с диапазоном измерения 0,05 – 5000 мР/ч (5 Р/ч), и нижнюю – от 5 до 200 Р/ч; переключатель

10

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

Оставленные комментарии видны всем.