Файл: Uchebnoe_posobie_OT.doc

Стационарными экранами являются стены, пол, потолки, изготовленные из защитных материалов. В качестве передвижных экранов применяют щиты, которые поглощают или ослабляют излучение.

Для изготовления стационарных экранов используют кирпич, бетон, и штукатурку, в состав которых входит сульфат бария. Такие экраны надежно защищают работающих от гамма- и рентгеновского излучения. Материал для изготовления передвижных экранов выбирают в зависимости от вида излучения: защиту от α-лучей обеспечивает экран из обычного или органического стекла и даже слой воздуха в несколько сантиметров, от β-лучей – экраны из алюминия или пластмассы, органическое стекло, от γ-квантов и рентгеновских лучей защищают экраны из свинца, стали, вольфрамовых сплавов.

Для смотровых отверстий используют прозрачное свинцовое стекло, нейтронное излучение может быть полощено материалами, содержащими в себе водород (вода, парафин), а также бериллий, графит, соединения бора, надежно защищает от излучения бетон.

Для изготовления сейфов, в которых устанавливают источники излучения применяют свинец и сталь. Защитные контейнеры и сборники для радиоактивных отходов изготавливаются из свинца, стали, органического стекла. Опасная зона должна быть маркирована предостерегающими знаками.

- средства индивидуальной защиты – противогазы, респираторы, специальная одежда (хлопчатобумажные халаты, комбинезоны, полукомбинезоны, нарукавники, брюки, фартуки). В условиях значительного радиационного загрязнения для защиты работающих используют скафандры из пластмассовых материалов с гибкими шлангами для воздуха или снабженные кислородным аппаратом.

Для поддержания нормальной температуры в скафандре расход воздуха должен составлять 150 – 200 л/мин. Органы зрения защищают очками из стекла, которое содержит в составе свинец или фосфат вольфрама. Рабочие, контактирующие с источниками излучения, защищают глаза специальными щитками из органического стекла.

Защита от внутреннего облучения заключается в исключении контакта с радиоактивными веществами в открытом виде, предотвращении их попадания внутрь организма, в воздух рабочей зоны, предупреждении радиоактивного загрязнения рук, одежды, поверхностей помещений и оборудования.

Самостоятельная работа № 8

ДОЗИМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Цель работы: познакомиться с алгоритмом дозиметрических расчетов доз облучения от природных источников ионизирующего излучения.

Задача 1. Космическое излучение образует у поверхности земли на широте Луганской области в среднем N = 24 пары ионов в объеме воздуха V = 1 см³ за время t = 10 с. Определить экспозиционную дозу облучения, полученное человеком в данной местности в течение года.

Решение

Сначала следует определить массу воздуха в данном объеме. Для этого запишем уравнение состояния идеального газа

---

из которого найдем массу воздуха при нормальних условиях

кг,

где μ = 29·10^-3 кг/моль – молярная масса воздуха, Р = 10⁵ Па – атм. давление, R = 8,31 Дж/(кг·К) – универсальная газовая постоянная.

Суммарный заряд ионов одного знака, которые образуются в указанном объеме, определяем по формуле

Кл,

де е = 1,6·10^-19 Кл – единичный электрический заряд.

Далее находим мощность дозы облучения

А/кг.

Экспозиционную дозу, полученную человеком при ионизации воздуха космическим излучением, можно найти по формуле

Кл/кг,

де t₁ – время, за которое определяется экспозиционная доза, с.

Полученный результат выразим в рентгенах, воспользовавшись (8.4)

мР.

Задание для самостоятельной работы № 8

На расстоянии r₁ от точечного источника γ-излучения мощность экспозиционной дозы равна Х. Определить время t, в течение которого можно находиться на расстоянии r₂ от данного источника, если предельно допустимая экспозиционная доза равна D = 5,16·10^-6 Кл/кг. Поглощением γ-квантов в воздухе пренебречь. Данные для расчета взять из табл. 8.4.

Таблица 8.4

№ варианта	r1, cм	r2, м	Х · 10-6, А/кг
1	20	2	3,0
2	25	3	3,5
3	30	4	3,0
4	20	5	4,5
5	20	6	4,0
6	25	7	6,0
7	30	7	4,0
8	20	8	3,0
9	25	5	4,0
10	30	6	3,0
11	20	7	4,5
12	25	8	4,0
13	30	5	3,3
14	20	6	4,0
15	25	7	3,0
16	30	8	4,0
17	20	5	3,5
18	25	6	4,0
19	30	7	4,0
20	20	8	3,5
21	25	5	4,5
22	30	6	3,5
23	20	7	2,8
24	25	8	5,0
25	30	5	4,0
26	20	6	3,5
27	25	7	3,0
28	30	8	2,5
29	20	5	4,0
30	25	6	4,5

Практическое занятие № 8

ПРИБОРЫ И МЕТОДЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Цель работы: познакомиться с конструкцией и принципом действия дозиметра, усвоить методику измерения радиационного фона на рабочих местах, научиться определять эффективную дозу облучения.

Приборы и инструменты: дозиметр ДКГ-01Д «Гарант».

Теоретическая часть

Радиационная безопасность населения – система мероприятий по защите не только современного человечества, но и будущих поколений от вредного действия ионизирующего излучения (ИИ).

ИИ при взаимодействии со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Наиболее опасным для человека является γ-излучение при внешнем облучении и α-излучение – при внутреннем. Источники ИИ делятся на естественные и искусственные.

---

Естественный радиационный фон (ЕРФ) – доза излучения, создаваемая космическими лучами и природными радионуклидами, содержащимися в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организме человека. ЕРФ присутствует везде и всегда, его уровень в разных регионах колеблется относительно некоторого среднего значения, зависит от высоты территории над уровнем моря и геологического строения конкретного района. Нормальным считается уровень внешнего облучения тела до 0,2 мкЗв/ч (до 20 мкР/ч), а максимальным безопасным – 0,5 мкЗв/ч (до 50 мкР/ч).

Поглощенная доза облучения накапливается в организме, ее суммарное значение за всю жизнь не должно превышать 0,1 – 0,7 Зв, где верхняя граница интервала относится к жителям высокогорных районов и районов с повышенной естественной радиоактивностью почв, подземных вод и горных пород.

Годовые показатели облучения организма человека на уровне моря от различных природных источников имеют следующий вид: космическое излучение – 0,3 мЗв/год (на высоте 2 км втрое больше); почва и горные породы – 0,5 мЗв/г (на гранитах около 1 мЗв/год); строительные конструкции зданий – 0,3 мЗв/год; еда – до 0,02 мЗв/год; питьевая вода – до 0,01 мЗв/год (при ежедневном потреблении 2 литров); воздуха – 0,2...20 мЗв/год (радон и продукты его распада).

Кроме природных существуют также разовые облучения: флюорография, рентген легких – до 3 мЗв, рентгеновский снимок у зубного врача – 0,2 мЗв, перелет на самолете – 0,005...0,020 мЗв/ч (основной вклад от солнечной радиации при полете на высоте около 10 км, максимальные значения в период солнечной активности), сканеры (интроскопы) в аэропортах - до 0,001 мЗв за один акт проверки.

ИИ, применяемое в медицине для диагностики и лечения (флюорография, рентгенография и компьютерная томография) при чрезмерном применении может нанести вред здоровью, поэтому установлена максимальная эффективная доза облучения от данных источников – 1 мЗв.

Кроме медицины природные и искусственные источники ИИ (γ- и рентгеновского излучения, нейтронов), в том числе и большой мощности, применяются для физических, физико-химических и биологических исследований, для дефектоскопии (контроля качества внутренней структуры материалов), при поисках полезных ископаемых, скважинных исследованиях и т.д.

Для работы с источниками ИИ нужна надежная биологическая защита персонала, четкое соблюдение норм радиационной безопасности. Человеческий организм не способен с помощью своих органов чувств воспринимать наличие радиоактивных веществ и их излучения, поэтому необходимы специальные измерительные приборы – дозиметрическая и радиометрическая аппаратура.

Радиометры – используются для измерения плотности потока и мощности доз ионизирующего излучения, а также активности радионуклидов.

---

Спектрометры предназначены для изучения распределения излучений по энергии, заряду и массам, то есть для детального анализа образцов материалов, являющихся источниками ИИ.

Дозиметры – применяют для измерения индивидуальной эквивалентной дозы и мощности доз рентгеновского, β - и γ-излучений в диапазоне энергий от 0,05 до 3 МэВ. Наиболее распространенными моделями дозиметров является ДКГ и ДКС (индивидуальные), МКС (дозиметр-радиометр), по классу точности и опциями они делятся на бытовые и профессиональные, по конструкции – на переносные и стационарные.

В качестве детектора радиации обычно применяют счетчик Гейгера-Мюллера, β-фильтр изготавливается двухслойным из меди и свинца, защищая со всех сторон датчик. Широкий диапазон измерений и высокая точность и надежность в работе характерные только для приборов профессионального класса, но их цена значительно выше, чем у бытовых моделей. Для радиометрических приборов характерно значительное рассеяние отсчетов (до 40%), поэтому для уменьшения погрешности результатов хотя бы до 15% увеличивают количество и время опытов.

Производители уменьшают погрешность приборов за счет повышения чувствительности, увеличивая количество и качество детекторов ионизирующего излучения (газоразрядных счетчиков или различных видов сцинтилляторов) в радиометрических приборах.

Дополнительные погрешности приборов также вызывают: температура, отличная от комнатной (меняет параметры электрической схемы на 15%), повышенная влажность и конденсат (на 10%), степень заряженности батареи (на 10%), вариации космического излучения. Все упомянутые факторы вместе образуют интегральную погрешность.

Периодическая поверка и калибровка приборов радиационной безопасности проводится один раз в год – это стандартный временной интервал для аппаратуры. Бытовые радиометры и дозиметры поверке не подлежат – их можно сверить по новым, недавно купленным или только поверенным приборам, проводя параллельные замеры в режиме повышенной точности, «на ровном поле».

Результаты измерений, полученные с помощью бытовых приборов, не могут быть использованы для официальных заключений государственными органами. Для этого нужна профессиональная и сертифицированная аппаратура, которая получила государственную поверку, и квалифицированный специалист, способный правильно провести измерения, выполнить расчеты и оформить результаты.

Рис. 8.2 – Дозиметр ДКГ-01Д

Для выполнения лабораторной работы используется дозиметр ДКГ-01Д «Гарант» (рис. 8.2), он разработан в 2008 году с использованием современной элементной базы и программных решений. Назначение данного прибора – измерения эквивалентной мощности γ-излучения, эквивалентной дозы γ-излучения, работа в качестве датчика при мониторинге местности, работа в качестве съемного блока детектирования в многоканальных системах.

---

Данный дозиметр измеряет γ-излучения в широком диапазоне мощностей доз. Благодаря высокой чувствительности детектора результат измерений на уровне естественного фона может быть получен за довольно короткое время. ДКГ-01Д оборудован большим графическим дисплеем, который дает возможность различать информацию с расстояния более десяти метров.

Порядок выполенения работы

1. Детально ознакомиться с конструкцией и принципом действия дозиметра ДКГ-01Д «Гарант», выяснить назначение составных частей данного прибора, получить у преподавателя инструктаж по методам работы с дозиметром.

2. Клавишей «Меню» установить на жидкокристаллическом дисплее прибора режим измерения эквивалентной дозы γ-излучения.

3. Измерить уровень ЕРФ d_внеш на открытом воздухе в трех точках на расстоянии не менее 15 м друг от друга и от ближайших зданий.

4. Измерить уровень внешнего радиационного фона внутри указанного преподавателем помещения d_пом в трех наиболее удаленных друг от друга точках.

5. Определить годовой уровень облучения на рабочем месте, если рабочая неделя составляет 40 часов.

6. Определить годовой уровень облучения на отрытом воздухе при условии ежедневного двухчасового пребывания на нем.

7. Определить суммарное годовое облучение человека, сделать выводы относительно его уровня.

8. Результаты измерений и расчетов занести в табл. 8.5 отчета.

Таблица 8.5. Результаты измерений и расчетов

№ исследования	Dвн, мкР	Dпом, мкР	Нраб, Зв/год	Нпов, Зв/год	Нсум, Зв/год
1 исследование
2 исследование
3 исследование

Вопросы для самоконтроля

1. Какое излучение называется ионизирующим?

2. В чем заключается суть процесса ионизации вещества?

3. Какие виды ионизирующих излучений известны?

4. Какое из излучений обладает наибольшей проникающей способностью?

5. Что характеризует коэффициент качества излучения?

6. При каких условиях происходит генерация γ-излучения?

7. В чем заключается отличие γ-излучения от рентгеновского?

8. Какими величинами характеризуется действие ионизирующего излучения на биологические объекты?

ЗАДАНИЯ ДЛЯ САМОПОДГОТОВКИ

Нормативные основы охраны труда

1. Сколько ступеней насчитывает административный контроль за соблюдением норм охраны труда в организации?

1) 1 ступень; 2) 2 ступени; 3) 3 ступени; 4) 4 ступени.

2. Когда предусмотрена уголовная ответственность за нарушение норм охраны труда должностными лицами?

1) не предусмотрена вообще; 2) предусмотрена за любое нарушение;

3) если сумма ущерба превышает 1000 рублей;

4) если возникла угроза жизни и здоровью работников.

3. Какой доли от зароботногоо фонда предприятия не может превышать штраф за несоблюдение норм и правил охраны труда?

Варианты ответов:

1) 2%; 2) 5%; 3) 10%; 4) 20%.

---