Файл: Оценка воздействия вредных веществ, содержащихся в воздухе.docx
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 07.11.2023
Просмотров: 401
Скачиваний: 5
ВНИМАНИЕ! Если данный файл нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам.
защитного экрана определяется видом и энергией излучения. α-частицы, хотя и обладают высокой ионизи- рующей способностью, быстро теряют свою энергию. Поэтому для защиты от α-излучения достаточно 10 см слоя воздуха. При близком расположении от α-источника обычно применяют экраны из органического стекла. Одна- ко распад α-нуклида может сопровождаться β- и γ-излучением. В этом слу- чае должна устанавливаться защита от этих видов излучений.
Специальные экраны (переносные, настольные, стационарные) из- готавливаются из блоков сурьмянистого свинца (плотностью 10,8 г/см3) из полых стальных плит с заполнением пространства в них свинцовой или чу- гунной дробью, металлической высечкой, песком, рудой, гравием и др.
Для защиты от -излучений толщина экрана должна быть не меньше длины пробега -частиц в данной среде. Так как -частицы имеют небольшую длину пробега, для их поглощения достаточен слой воздуха в несколько сантиметров или слой вещества (стекло, фольга, плексиглас) в несколько миллиметров. Для -излучений толщина экрана также должна быть всегда больше длины пробега -частиц.
К основным организационным мерам защиты относится система эффективного дозиметрического контроля.
Для защиты от β-излучения рекомендуется использовать материалы с малой атомной массой (алюминий, плексиглас, карболит), которые дают наименьшее тормозное γ-излучение, которым обычно сопровождается по- глощение β-частиц. Для комплексной защиты от β- и тормозного γ-излучения применяют комбинированные двух - и многослойные экраны, у которых со стороны источника излучения устанавливают экран из материала с малой атомной массой, а за ним – с большой массой (свинец,
сталь и т. д.). Для за- щиты от γ-излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам), а также более дешевые материа- лы и сплавы (сталь, чугун). Смотровые системы изготавливают из специ- альных прозрачных материалов, например свинцового стекла. Стационар- ные экраны выполняются из бетона и баритобетона.
Лучшими для защиты от нейтронного излучения являются водо- родосодержащие материалы, т. е. имеющие в своей химической формуле атомы водорода. Обычно применяют воду, парафин, полиэтилен. Кроме то- го, нейтронное излучение хорошо поглощается бором, бериллием, кадмием, графитом. Поскольку нейтронное излучение сопровождается γ-излучением, необходимо применять многослойные экраны из различных материалов: свинец – полиэтилен, сталь – вода и т. д. В ряде случаев для одновремен- ного поглощения нейтронного и γ-излучения применяют водные растворы гидроксидов тяжелых металлов, например гидроксид железа Fe(OH)3. Кон-
струкции защитных устройств разнообразны. Их можно выполнять в виде защитных боксов, сейфов для хранения радиоактивных препаратов, пере- движных и стационарных экранов. При выделении радиоактивной пыли и газов боксы снабжают вытяжной вентиляцией.
Для расчета необходимых мер защиты используются следующие характеристики источников излучений [3].
Полная ионизационная гамма-постоянная (или просто гамма- постоянная) данного изотопа определяется как мощность экспозиционной дозы (Р/ч), которая создается точечным источником γ-излучения с актив- ностью в 1 мКи на расстоянии 1 см без начальной фильтрации,
Р см2/ч мКи:
R
2
Kj P A ,
(6.1)
где Р – мощность экспозиционной дозы, Р/ч; R – расстояние, R = 1 см; А – активность, мКи.
Гамма-эквивалент источника определяется относительно эта- лонного (в качестве эталона принят точечный источник радия активно- стью 1 мКи с фильтром из платины толщиной 0,5 мм, находящийся в равновесии со своими продуктами распада и создающий на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы, равную 8,4 Р/ч) при одинаковых условиях и выражается в миллиграмм-эквивалентах радия (мг-экв. Ra)
mист
j 8,4R2
(6.2)
где mист – гамма-эквивалент исходного источника, мг-экв. Ra; А – активность радионуклида, мКи; 8,4 – мощность дозы радиевого эталона, Р/(ч·мг-экв. Ra); R – эталонное расстояние при определении гамма-эквивалента, принимается равным 1 см.
Энергия γ-квантов Wф оценивается с учетом величины флюенса излучения Ф, фотон/см2. Флюенсом называют поток частиц (фотонов) через единицу площади, создающий определенную эквивалентную дозу, МэВ:
ф
W 108 Д
О(А,Б)
К Кк , Ф
(6.3)
где ДО(А,Б) – допустимая мощность дозы для персонала А (Б), Зв/год; ДОА = 0,1 Р/нед.; ДОБ = 0,01 Р/нед.; Кк – коэффициент качества излучения (табл. 6.2); К – кратность ослабления; Ф – флюенс, фотон/см2 (см. варианты в табл. 6.6).
Допустимое время непосредственной работы персонала с источни- ком t (ч/нед.) рассчитывается по формуле
r2
t 104 Д
ОА m
факт ,
ист 8,4
(6.4)
где ДОА – допустимая мощность дозы для персонала, ДОА = 0,1 Р/нед.; rфакт – фактическое расстояние между работником и источником, м (см. табл. 6.6); mист – гамма-эквивалент заданного источника, мг-экв. Ra.
Максимальная мощность источника Мист (мг-экв. Rа), с которой может работать персонал полную рабочую неделю
r2
Мист
104 Д
факт ,
ОА 8,4t
(6.5)
нед
где tнед – продолжительность рабочей недели, ч/нед., tнед = 40 ч/нед.
Минимально допустимое расстояние rдоп (м), на котором должны находиться лица на территории учреждения в пределах санитарно- защитной зоны:
rдоп ,
(6.6)
где ДОБ – допустимая мощность дозы для лиц категории Б, ДОБ = 0,01 Р/нед. Толщина экрана из заданного материала hэ определяется через толщину экрана из свинца hCB, для чего производится расчет мощности
дозы заданного источника Дист (Р/нед.) по формуле
Дист
8,4mистtнед
10 r
.
4 2
факт
(6.7)
Затем осуществляют расчет необходимой кратности ослабления из- лучения по формуле
К Дист .
ДОА
(6.8)
Необходимая толщина свинцового экрана hсв выбирается из табл. 6.3 по величине кратности ослабления излучения К и энергии γ-излучения W. Энергия одного γ-кванта за период 1700 ч работы в год рассчитывается по формуле (6.3).
Если для защиты используют экраны из других материалов, то тол- щина такого экрана hэ (см) определяется по формуле
hэ hсв
ρсв ,
ρ
(6.9)
Специальные экраны (переносные, настольные, стационарные) из- готавливаются из блоков сурьмянистого свинца (плотностью 10,8 г/см3) из полых стальных плит с заполнением пространства в них свинцовой или чу- гунной дробью, металлической высечкой, песком, рудой, гравием и др.
Для защиты от -излучений толщина экрана должна быть не меньше длины пробега -частиц в данной среде. Так как -частицы имеют небольшую длину пробега, для их поглощения достаточен слой воздуха в несколько сантиметров или слой вещества (стекло, фольга, плексиглас) в несколько миллиметров. Для -излучений толщина экрана также должна быть всегда больше длины пробега -частиц.
К основным организационным мерам защиты относится система эффективного дозиметрического контроля.
Для защиты от β-излучения рекомендуется использовать материалы с малой атомной массой (алюминий, плексиглас, карболит), которые дают наименьшее тормозное γ-излучение, которым обычно сопровождается по- глощение β-частиц. Для комплексной защиты от β- и тормозного γ-излучения применяют комбинированные двух - и многослойные экраны, у которых со стороны источника излучения устанавливают экран из материала с малой атомной массой, а за ним – с большой массой (свинец,
сталь и т. д.). Для за- щиты от γ-излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам), а также более дешевые материа- лы и сплавы (сталь, чугун). Смотровые системы изготавливают из специ- альных прозрачных материалов, например свинцового стекла. Стационар- ные экраны выполняются из бетона и баритобетона.
Лучшими для защиты от нейтронного излучения являются водо- родосодержащие материалы, т. е. имеющие в своей химической формуле атомы водорода. Обычно применяют воду, парафин, полиэтилен. Кроме то- го, нейтронное излучение хорошо поглощается бором, бериллием, кадмием, графитом. Поскольку нейтронное излучение сопровождается γ-излучением, необходимо применять многослойные экраны из различных материалов: свинец – полиэтилен, сталь – вода и т. д. В ряде случаев для одновремен- ного поглощения нейтронного и γ-излучения применяют водные растворы гидроксидов тяжелых металлов, например гидроксид железа Fe(OH)3. Кон-
струкции защитных устройств разнообразны. Их можно выполнять в виде защитных боксов, сейфов для хранения радиоактивных препаратов, пере- движных и стационарных экранов. При выделении радиоактивной пыли и газов боксы снабжают вытяжной вентиляцией.
Расчет защиты от внешнего излучения
Для расчета необходимых мер защиты используются следующие характеристики источников излучений [3].
Полная ионизационная гамма-постоянная (или просто гамма- постоянная) данного изотопа определяется как мощность экспозиционной дозы (Р/ч), которая создается точечным источником γ-излучения с актив- ностью в 1 мКи на расстоянии 1 см без начальной фильтрации,
Р см2/ч мКи:
R
2
Kj P A ,
(6.1)
где Р – мощность экспозиционной дозы, Р/ч; R – расстояние, R = 1 см; А – активность, мКи.
Гамма-эквивалент источника определяется относительно эта- лонного (в качестве эталона принят точечный источник радия активно- стью 1 мКи с фильтром из платины толщиной 0,5 мм, находящийся в равновесии со своими продуктами распада и создающий на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы, равную 8,4 Р/ч) при одинаковых условиях и выражается в миллиграмм-эквивалентах радия (мг-экв. Ra)
mист
K A ,
j 8,4R2
(6.2)
где mист – гамма-эквивалент исходного источника, мг-экв. Ra; А – активность радионуклида, мКи; 8,4 – мощность дозы радиевого эталона, Р/(ч·мг-экв. Ra); R – эталонное расстояние при определении гамма-эквивалента, принимается равным 1 см.
Энергия γ-квантов Wф оценивается с учетом величины флюенса излучения Ф, фотон/см2. Флюенсом называют поток частиц (фотонов) через единицу площади, создающий определенную эквивалентную дозу, МэВ:
ф
W 108 Д
О(А,Б)
К Кк , Ф
(6.3)
где ДО(А,Б) – допустимая мощность дозы для персонала А (Б), Зв/год; ДОА = 0,1 Р/нед.; ДОБ = 0,01 Р/нед.; Кк – коэффициент качества излучения (табл. 6.2); К – кратность ослабления; Ф – флюенс, фотон/см2 (см. варианты в табл. 6.6).
Допустимое время непосредственной работы персонала с источни- ком t (ч/нед.) рассчитывается по формуле
r2
t 104 Д
ОА m
факт ,
ист 8,4
(6.4)
где ДОА – допустимая мощность дозы для персонала, ДОА = 0,1 Р/нед.; rфакт – фактическое расстояние между работником и источником, м (см. табл. 6.6); mист – гамма-эквивалент заданного источника, мг-экв. Ra.
Максимальная мощность источника Мист (мг-экв. Rа), с которой может работать персонал полную рабочую неделю
r2
Мист
104 Д
факт ,
ОА 8,4t
(6.5)
нед
где tнед – продолжительность рабочей недели, ч/нед., tнед = 40 ч/нед.
Минимально допустимое расстояние rдоп (м), на котором должны находиться лица на территории учреждения в пределах санитарно- защитной зоны:
rдоп ,(6.6)
где ДОБ – допустимая мощность дозы для лиц категории Б, ДОБ = 0,01 Р/нед. Толщина экрана из заданного материала hэ определяется через толщину экрана из свинца hCB, для чего производится расчет мощности
дозы заданного источника Дист (Р/нед.) по формуле
Дист
8,4mистtнед
10 r
.
4 2
факт
(6.7)
Затем осуществляют расчет необходимой кратности ослабления из- лучения по формуле
К Дист .ДОА
(6.8)
Необходимая толщина свинцового экрана hсв выбирается из табл. 6.3 по величине кратности ослабления излучения К и энергии γ-излучения W. Энергия одного γ-кванта за период 1700 ч работы в год рассчитывается по формуле (6.3).
Если для защиты используют экраны из других материалов, то тол- щина такого экрана hэ (см) определяется по формуле
hэ hсв
ρсв ,
ρ
(6.9)