Радиационная безопасность

Размещено на http://www.allbest.ru/

Определение

- Радиация (радиоактивность) - это физическое свойство нестабильных химических элементов и их изотопов претерпевать ядерные превращения и распадаться с испусканием энергии в виде ионизирующих излучений.

- Ионизирующее излучение (ИИ) - излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака. Ионизирующее излучение может представлять собой поток заряженных или незаряженных частиц, а также фотонов.

- Источник ионизирующего излучения (ИИИ) - объект, который содержит радиоактивное вещество, или техническое устройство, которое создает или в определенных условиях способно создавать ионизирующее излучение.

- Радионуклид - радиоактивный атом с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным определенным энергетическим состоянием атомного ядра.

- Изотоп - разновидность атомов (и ядер) одного химического элемента с разным количеством нейтронов в ядре.

- Стабильный радионуклид - это нуклид который не испытывает спонтанных радиоактивных превращений из основного состояния ядра.

- Не стабильный радионуклид - радионуклиды, которые все время превращаются в другие нуклиды.

- Альфа - излучение - это поток тяжелых зараженных частиц ядра гелия , которые движутся со скоростью , равной десяткам тысяч километров в секунду. Задерживается небольшими препятствиями, например, листом бумаги и практически не способно проникнуть через наружный слой кожи. Поэтому оно не представляет опасности до тех пор, пока радиоактивные вещества, испускающие альфа - частицы, не попадут внутрь организма. Пути проникновения могут быть разными: через открытую рану, с пищей, водой или с вдыхаемым воздухом или паром. В этом случае они становятся чрезвычайно опасными.

- Бета - изучение ( - это поток легких заряженных частиц электронов ( и позитронов ( , которые движутся со скоростью, близкой к скорости света. Обладает большей проникающей способностью: она проходит в ткани организма на глубину один - два сантиметра и более, в зависимости от величины энергии.

- Гамма - излучение - это электромагнитное излучение высокой частоты возникающее при перестройке атомного ядра, в процессе его перехода из возбужденного состояния в основное. Гамма - излучение распространяется со скоростью света, очень велика: его может задержать лишь толстая свинцовая или бетонная плита.

- Суммарная доза облучения -

- внешняя - создается радиоактивными веществами и воздействующими на организм проникновением их ионизирующих излучений через кожный покров;

- внутренняя - попавшими радионуклидами внутрь организма вместе с воздухом, водой, пищей.

- Эманация - в физике, испускание лучей радиоактивными веществами; то, что выделяется таким излучением, газообразный продукт распада радиоактивных веществ; в химии, Em, название, часто употребляемое применительно к любому из природных изотопов радона. Ранее «эманацией» называли сам химический элемент радон.

- Эксхаляция - постепенное выделение газов и паров.

- Дозы:

- поглощенные (Д) - это количество энергии различных видов ионизирующих излучений dE, поглощенное единицей массы облучаемой среды dm:



За единицу поглощенной дозы принят Грей (Гр) 1Гр=1Дж/кг - это мощность излучения, при которой облучаемому веществу, массой в один килограмм передается энергия ионизирующего излучения в один Джоуль. Внесистемная единыца - рад (1 рад=0,01 грэй). Не отражает биологический эффект облучения.

- эффективные (Нэф) - это умножение эквивалентной дозы і-того органа Ні на его взвешивающий коэффициент Wі и суммирование по всем органам и тканям организма, измеряется в Зв или бэр:

Используется в радиационной защите для оценки риска возникновения стохастических эффектов облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.

- эквивалентные (Н), характеризирующая биологический эффект - это произведение поглощенной дозы на коэффициент качества данного вида ионизирующего излучения:

Н=ДQии,

в эквивалентной дозе, единицами измерений которой служат зиверт (Зв) и биологический эквивалент рада (бэр). При воздействии различных видов излучения с различными коэффициентами качества, эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.

- экспозиционная доза Х - это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака в элементе объема воздуха к массе воздуха в этом объема:

Экспозиционная доза характеризует ионизационный эффект гамма излучений в воздухе под воздействием ионизирующего источника.

Единицей поглощения дозы в системе СИ является

1. Расчет содержания доминирующих радионуклидов в строительных материалах

1.1 Определение параметров ионизирующих излучений при распаде РАДИЯ-226

Распад каждого радионуклида характеризуется своим сочетаний видов ионизирующих излучений (, , ) при его распаде.

Параметрами ионизирующих излучений являются:

- энергия излучения, E, МєВ;

- длина свободного пробега, lпр, см

Длина свободного пробега - это путь проходимый ионизирующим излучением в воздухе/веществе до полной отдачи энергии, затрачиваемой на ионизацию их молекул.

- коэффициент ионизации, kион

Коэффициент ионизации - это число пар ионов образуемых на пути пробега данным ионизирующим излучением. Для образования одной пары ионов расходуется удельная энергия .

- период полураспада, это время, за которое число радиоактивных ядер определенного типа уменьшится в 2 раза.

Таблица 1

Наименование частиц	Обозначение	Масса, кг	Заряд, Кл	Число в атоме
Электрон	e	9,1?10-31	1,6?10-19	Z
Протон	P	1,6?10-27	1,6?10-19	Z
Нейтрон	n	1,6?10-27	-	N

Общее число протонов и нейтронов в ядре атома характеризует массовое число A=Z+N.

Таблица 2

ИИ	Энергия излучения,МэВ	Длина свободного пробега в воздухе (биоткане)	Ионизирующая способность Кион	Коэффициент качества Qии
Альфа	3-9	1-5см (100 мкм)	(1-2)?105	20
Бета	0,5-3,5	600 см (5 мм)	(1-3)?104	1
Гамма	0,1-1,5	100 м	(2-6)?103	1

Характеристика Радий -226

Последовательность полураспала	Наименование радионуклидов	Энергия излучения,МэВ (интенсивность %)	Период полураспада
			?
	Радий-226	4,6 (96)	0,186(4)	1600 года

Параметры ионизирующего - излучения определяется так:

- в воздухе:

- в биоткани

Параметры ионизирующего - излучения определяется так:

Коэффициент ионизации kион рассчитывается на каждый вид ионизирующего излучения, который сопровождает распад данного радионуклида:

(пар ионов)

Вывод. Иониизирующиее излучения обуславлевает внешнее (через кожный покров ) и внутреннее облучение органов. Внешнее облучение вызывается теми иониизирующими излучениями, длина пробега которых в биоткане більше толщины кожного покрова

)

Внутреннее излучение вызывается попаданием радионуклидов в органы вместе с воздухом, водой и пищей - источники - ?,-излучения.

Наличие Радия -226 в строительном материале, распад которого сопровождается

-излучением, несет угрозу внешнего облучения.

2. Определение содержания доминирующих радионуклидов в строительном материалах (сырье)

Радиоактивность строительных материалов принято оценивать по содержанию в них доминирующих радионуклидов (радий Ra226, торий Th232,калий К40).

Радиоактивность строительных материалов сырья оценивается по величине их удельной активности -

2.1 Определяем активности, которые создают доминирующие радионуклиды в «чистом сырье» массой в 1 г. (, ,)

Исходные данные:

гравий кг/м3;

удельная активность Бк/кг

Бк/кг, Бк/кг

Таблица 3

Радионуклид	Период полураспада Т1/2	Энергия излучения МэВ (% содержания)	Содержание в почве, %
Радий-226	1600 лет	Еб=4,8 (96) Ег=0,186 (4)	9?10-11
Торий-232	1,4?1010 лет	Еб=4,08 (77) Еб=3,9 (14)	1,3?10-3
Калий-40	1,28?109 лет	Ев=1,3 (89) Ег=1,46 (11)	2,5

1 год=

где Eуд = 33,85 эВ/пар ионов, - удельная энергия распада.

1год=3,15*107с

При Т1/2Ra=1600 лет

При Т1/2Th=1.41*1010лет

При Т1/2K=1.28*109лет

2.2 Определяем содержание (массу) каждого радионуклида в строительном материале Зола ТЭС

Вывод. Из доминирующих радионуклидов в строительных материалах наибольшую опасность представляет радий, т. к. он имеет наименьший период полураспада Т1/2Ra=1600 лет и соответственно наибольшую активность.

Наиболее радиационно опасный радионуклид Ra-226 закладывается природой горных породах в наименьшем количестве по массе в сравнении с торием Th, калием К.

Определение радионуклидов в строительных материалах на практике производится на базе измерений удельной активности Ауд Ra, Ауд Th(K) прибором гаммаспектрометром и знания плотности строительных материалов ?с. м.

3. Определение радиоактивности изготовленных строительных материалов изделий и конструкций

Радиоактивность строительных материалов, изделий и конструкций оценивается по содержанию в них 3-х доминирующих радионуклидов ((, ,и определяются по величине удельной активности -

3.1 Определяем активность доминирующих радионуклидов для каждого вида строительного сырья, из которой изготовляется данная конструкция:

Для щебня:

Для песка:

Для цемента:



Для воды:

Для металла:

3.2 Определяем активность доминирующих радионуклидов в изделии (конструкции)

3.3 Определяем удельную активность доминирующих радионуклидов в строительных изделиях и конструкциях

3.4 Определение эффективной удельной поверхности

где - коэффициенты

Величина эффективной удельной активности является первым регламентируемым радиационным параметром НРБУ-97; ДБНВ 1.4-1.01-97:

Вывод: Данное сырье (строительную конструкцию) можно использовать в промышленном, жилищном и дорожном строительстве.

Определяем мощность поглащенной дозы создаваемые гаммаизлучателями доминирующими радионуклидами строительных конструкций и строительными изделиями. Для определения мощности поглащенной дозы существует три метода:

1. Экспресс метод оценки мощности поглащенной дозы

2. С помощью математической модели

3. Эксперементальные методы (натуральные)

МПД=Кпер.Ra(Th,k)*Aуд.Ra(Th, K )

Кпер.

МПД=4.15*10-5*29.72=123.34*10-5мкГр/ч

МПД=6,1*10-5*55,62=339,28*10-5мкГр/ч

МПД=3,9*10-4*654,9=2554,11*10-4мкГр/ч

Определяем суммарную мощность поглащенной дозы создаваемая ?-излучением доминирующими радионуклидами методом экспресс оценки:

Выводы:

1. Расчетная величина может использоватся в гражданском строительстве, промышленном и дорожном.

2. Величина Аэф. Изготавливаемых строительных конструкций, материалов, изделий конструкций определяется с помощью гаммаспектрометров и радиометров, а расчетный метод используют для оценки радиоактивности на стадии проектирования при выборе компонентов необходимых видов сырья вход. В конструкцию

3. Эффективная удельная активность готовых строительных конструкций характеризует внешнию составляющею дозу облучения обусловленную ? и б-излучениями доминирующих радионуклидов изделей.

4. Эффективной удельной активности ограждающих конструкций

Принимаем исходные величины для данного расчета:

- для наружной и внутренней стены:

dнар=d=0,6 м

dвнутр=

- для круглопустотной плиты: dпп=0,22 м

Габаритные размеры из помещения

4.1 Определяем обьемы ограждающих конструкций исходя из

4.2 Определяем массу i-той ограждающей конструкции

Принимаем сок=150 кг/м3

4.3 Определяем эффективную удельную активность в помещении здания с приминением i-тых ограждающих конструкций (кирпича и плит перекрытий):

4.4 Определяем мощность поглощенной дозы:

- в помещении:

- на открытом воздухе

=

, т.к. на воздухе действует только подстилающий грунт

4.5 Определяем внешнюю составляющую суммарной дозы облучения

где 1,3 - переводной коэффициент из поглощенной дозы в эффект;

0,8 и 0,2 - средневзвешенные коэффициент пребывания человека в помещении и на открытой местности.

Выводы:

1.В результате расчета была получена величина

Данный параметр является регламентированным НРБУ-97; ДБНВ 1.4-1.01-97:

Данное помещение можно использовать только как жилого.

2. Мощность поглощенной дозы остается на одном уровне на протяжении всего цикла эксплуатации данного здания. т.к период эксплуатации здания рассчитан на 100-150 лет , а период полураспада радия

3. Мощность поглощенной дозы помещения, принято оценивать (измерять) 1 раз на стадии сдачи готового объекта в эксплуатацию (т.к г-фон внутри помещения в течении эксплуатации не изменяется). г-фон измеряют прибором - дозиметром (дозиметр - радиометром) в центре помещения на высоте 1 м от пола.

4. характеризуется в-излучением (5%) и г-излучением (95%) и, следовательно, характеризует г-фон внутри помещения здания.

5. Расчет радонопоступлений из источников в воздух помещения здания

Источником поступления радона (торона)в воздух помещения здания явл. подстилающий грунт под зданием, ограждающие конструкции и атмосферный воздух.

Контролируемый параметром является ЭРОА соответственно концентрация радона (торона) и их ДПР. По которым установлены регламенты допустимых значений.

Радон продукт распада радия

Радон- это радиоактивный газ, не имеющий ни цвета, ни запаха, ни вкуса и тяжелее воздуха в 7.5 раз. Его распад сопровождается 100% б- излучением.

Радон несет опасность только внутреннего облучения.

Процесс образования радона бывает:

1. Эманация- образование промежуточного радиоактивного газа при распаде твердого радионуклида;

2. Диффузия- процесс поступления радона по порам материала в помещении здания;

· Определяем пористость грунта:

Пористость грунта Р, как физический показатель его диффузионных свойств определяется , как отношение суммарного объема пор пустот V2 к единице объема массы V1 материала образца.



· Определяем плотность :сs=2500

Плотность минеральных частиц грунта сs определяет путем измерения образца грунта или строительной конструкции или материала при природной влажности грунта W=12%.

· Определяем длину диффузии:

Где - это коэффициент диффузии радона, м2/с;

Т1/2-период полураспада , с.

Ограждающие конструкции

Подстилающий грунт

Определяем постоянную распада радона:

,

,

Определяем скорость эксхаляции из источников в воздухе помещения:

=0,0148

Вывод:

1. Дина диффузии Rn222 значительно привышает длина диффузии Th220 из за большого периода полураспада.

2. Скорость эксхаляции радона из грунтов в большенстве случаев превышает скорость эксхаляции радона из ограждающих конструкций (за исключением гранита). Исходя из расчетных параметров основным источником радонопоступления в воздух помещения является грунт.

3. Поступление радона из грунта сказывается на людей в помещении, которые находятся на первых этажах(1-2 этажи), в полуподвальных и цокольных этажах Поступление радона же с ограждающих конструкций не зависит от этажности и приблизительно равнозначно по отношению к временам года. Наибольшая эксхаляция радона из ограждающих конструкций присуща для строительных материалов(изделий, конструкций), которые не поддаются воздействию высоких температур при изготовлении.

6. Определение эквивалентной равновесной объемной активности Rа и его дочерних продуктов распада в воздухе помещений здания

Определение внутренней составляющей суммарной дозы облучения.

1. Определяем объёмную активность Rа в воздухе помещений:

2. Определяем объёмную активность Rа в воздухе верхних помещений:

3. Определяем эквивалентную равновесную объёмную активность (ЭРОА) и её дочерние продукты распада в воздухе помещения здания:

ЭРОА=0 пом, Бк/м3

где - коэффициент равновесия, является функцией кратной воздухообмена.

ЭРОА=33,94*0,63=21,3822 Бк/м3

ЭРОА=33,92*0,63=21,3696Бк/м3

ЭРОА=3*0,75=2,25 Бк/м3

Величина ЭРОА пропорциональна мощности внутренней составляющей дозы за год. ЭРОА пропорциональна МПД в легкой ткани организма, поэтому формула для определения внутренней составляющей воздуха следующая:

1эт.

1эт.

верх.

Вывод:1. Внутренняя составляющая доминирует по вкладу в суммарную дозу облучения по сравнению с внешней составляющей, так как доза внутреннего облучения человека в помещении сопровождается распадом радия на изотопы радона (газ), который сопровождается 100% -излучением, поступающим в организм посредством легких и обеспечивается облучение внутренних органов высокой энергией частиц.

2. Величина внутренней составляющей не фиксируется документально, так как она однозначна и определяется по результатам изменения ЭРОАпомещ.(открыт. возд).

ионизирующий излучение радионуклид радий

Литература

1. Норми радіаційної безпеки України (НРБ-97).-Київ: МОЗ, 1997

2. ДБН В.1.4-97 «Система норм і правил зниження рівня іонізую випромінювань радіонуклідів у будівництві»

3. Запрудин В.Ф., Соколов І.А., Пилипенко А.В. «Радіоекологія будівельного виробництва» Дніпропетровськ: ПДАБА, 2003.

4. Козлов В.Ф. «Посібник по радіаційній безпеці». - Енергоатоміздат, 1991

Размещено на Allbest.ru