Cum se calculează protecția împotriva radiațiilor beta. Calcularea protecției împotriva radiațiilor alfa și beta. Cerințe pentru spațiile RK și lichidarea poluării radioactive

08.05.2020

Ridicați secțiunea transversală a traverselor fasciculului și a frânghiei pentru ridicarea arborelui rulant.

Datele inițiale:

Greutatea arborelui Q \u003d 160 kN;

lungime traversează l \u003d 6m;

traversele de fascicul de alergare la îndoire.

Faceți o diagramă de linii.

Alegeți o secțiune transversală a traversei, tipului și a secțiunii transversale a frânghiei.

Decizie:

Schema trucurilor de traversare la două puncte.

Smochin. 21 - Schema liniilor. 1 - Centrul de Gravitate al încărcăturii;

2 - traversați; 3 - role; 4 - Blocare

Determinarea forței de tensiune într-o singură ramură a șirului

S \u003d Q / (m · cos) \u003d k · q / m \u003d 1,42 · 160/2 \u003d 113,6 kN.

unde este efortul estimat atașat la sling fără a lua în considerare supraîncărcarea, KN;

Q - greutatea încărcăturii ridicate, kN;

- unghiul dintre direcția forței estimate a benzii;

k - Coeff, în funcție de unghiul de înclinare a ramurii verticale la vertical (la  \u003d 45 o K \u003d 1,42);

m este numărul total de ramuri ale slingului.

Determinați efortul discontinuu în ramura porcului:

R \u003d s · k z \u003d 113,6 · 6 \u003d 681,6KN.

unde K H este puterea forței pentru complot.

Alegem un tip TC 6x37 cu un diametru de 38 mm. Cu limita calculată a rezistenței firului de 1700 MPa, având o forță discontinuă de 704000 n, adică cea mai apropiată efort discontinuă necesară 681600 N.

Selectarea secțiunilor traverselor de fascicul

Fig.22 - Diagrama de traversare estimată

P \u003d q k n k d \u003d 160 · 1.1 · 1.2 \u003d 211.2

În cazul în care K N este coeficientul de suprasarcină, K D - coeficientul dinamic de sarcină.

Moment maxim de îndoire în traversare:

M max \u003d p · A / 2 \u003d 211.2 · 300/2 \u003d 31680 kN · cm,

unde a-umăr traversează (300 cm).

Momentul necesar de rezistență a secțiunii transversale a traverselor de fascicul:

W tr\u003e \u003d m max / (n · r out ) \u003d 31680 / (0,85 · 21 · 0.9) \u003d 1971.99 cm 3

unde n \u003d 0,85 este coeficientul condițiilor de lucru;

 - coeficientul de stabilitate;

R de la - rezistența estimată Când îndoiți în traversare, PA.

Alegeți designul secțiunii transversale de tăiere a fasciculului, constând din două conducte legate de plăcile de oțel nr. 45 și determină momentul rezistenței la traversă în ansamblu:

W d x \u003d 1231 cm 3

W x \u003d 2 · W d x \u003d 2 · 1231 \u003d 2462 cm 3\u003e W TR \u003d 1971.99 cm 3,

ce satisface starea forței secțiunii transversale estimate a traversei.

9. Calculații constructive și de rezistență

9.1. Calculul carcasei protectoare de transformare semi-automată verticală cu mai multe arbori multiplă 37

Datele inițiale:

Carcasa protectoare a semiautomului vertical de rotire multi-arbore este o structură de oțel dreptunghiulară cu o lungime L \u003d 750 mm, o lățime B \u003d 500 mm și o grosime a S. este fixată în suporturi în același mod în care sistemul poate fi considerat ca un fascicul situat pe două suporturi.

Chips-urile au o greutate g \u003d 0,2 g și zboară spre carcasă cu o viteză V \u003d 10 m / s și a lovit carcasa perpendiculară la mijlocul său.

Distanța de la scaunele de separare a cipului în zona de tăiere la carcasă:

Determinați grosimea, foaia, din care puteți face o carcasă de protecție.

DECIZIE:

Ca rezultat al loviturii de jetoane, carcasa primește o deformare. Cea mai mare deformare va provoca un cip în mijlocul său. Presiunea care corespunde acestei deformări este:

unde E este modulul elasticității carcasei materialelor. Pentru foaia de oțel:

E \u003d 2 · 10 6 kg / cm2;

I - momentul grinzilor de inerție - carcasă. Pentru secțiunile dreptunghiulare:

f-Deformarea carcasei la locul de impact:

l - lungimea carcasei.

Energia acumulată în cazul în carcasă este:

La momentul deformării maxime a carcasei, efectul forței se va transforma în întregime în energia potențială a deformării carcasei, adică

Calculul protecției împotriva radiațiilor alfa și beta

Metoda de protecție a timpului.

Metoda distanței de protecție;

Metoda de protecție (material);

Doza de iradiere externă din sursele de radiații gamma este proporțională cu timpul de iradiere. În plus, pentru acele surse care pot fi citite despre surse, doza este invers proporțională cu pătratul distanței de la acesta. În consecință, o scădere a dozei de iradiere a personalului din aceste surse poate fi realizată nu numai prin utilizarea unei metode de protecție a barierelor (material), ci și a restricționării timpului (protecția timpului) sau o creștere a distanței de la sursa de radiație la funcționare (Protecție la distanță). Aceste trei metode sunt utilizate în organizarea protecției la radiații la centralele nucleare.

Pentru a calcula protecția împotriva radiației alfa și beta, este de obicei suficientă pentru a determina lungimea maximă a kilometrajului, care depinde de energia lor inițială, precum și de numărul atomic, masă atomică și densitatea substanței absorbante.

Protecția împotriva radiațiilor alfa la centralele nucleare (de exemplu, acceptând "combustibili proaspeți), datorită lungimilor mici de runde în substanță, nu reprezintă dificultăți. Pericolul principal al nuclidelor alfa-active reprezintă numai cu iradierea internă a corpului.

Lungimea maximă a particulelor beta poate fi determinată în conformitate cu următoarele formule aproximative, cm:

pentru aer - R \u003d 450 E β, în cazul în care E β-energia de frontieră a particulelor beta, MEV;

pentru materiale ușoare (aluminiu) - R β \u003d 0,1e β (la e β< 0,5 МэВ)

R β \u003d 0,2e β (la e β\u003e 0,5 MeV)

În practica de lucru la NPP sunt surse de radiații gamma ale diferitelor configurații și dimensiuni. Rata dozei de la acestea poate fi măsurată cu dispozitive adecvate sau calculată matematic. În cazul general, rata dozei de la sursă este determinată de activitatea completă sau specifică, emisia de spectru și condițiile geometrice, dimensiunile sursei și distanța față de ea.

Cel mai simplu tip de emițător gamma este sursa de puncte . Este un emițător gamma, pentru care, fără o pierdere semnificativă a preciziei de calcul, este posibilă neglijarea dimensiunilor și a absorbției de auto-absorbție a radiației în ea. Aproape poate fi considerat un punct sursă orice echipament care este un emițător gamma la distanțe, mai mult de 10 ori mai mare decât dimensiunea sa.

Pentru a calcula protecția împotriva radiației fotonice, este convenabil să se utilizeze tabele universale pentru calcularea grosimii protecției în funcție de multiplicitatea de a slăbi emisiile la și de energia cuantei gamma. Astfel de tabele sunt date în cărți de referință pentru siguranța radiațiilor și calculate pe baza formulei de atenuare a substanței unui fascicul larg de fotoni dintr-o sursă de punct, luând în considerare factorul de acumulare.

Metoda de protecție a barieră (geometria unui fascicul îngust și larg). În dozimetrie, există concepte de grinzi de radiații fotonice largi "și" înguste ". Colimatorul este similar cu diafragma limitează lovirea radiației împrăștiate în detector (fig.6.1). Bundurul îngust este utilizat, de exemplu, în unele instalații de absolvire a dispozitivelor dozimetrice.

Smochin. 6.1. Schema unui fascicul îngust de fotoni

1 - container; 2 - sursa de radiații; 3. - diafragmă; patru. - Fasciculul îngust de fotoni

Smochin. 6.2. Slăbirea unui fascicul îngust de fotoni

Slăbirea fasciculului îngust al radiației fotonice în protecție ca urmare a interacțiunii sale cu substanța are loc în conformitate cu legea exponențială:

I \u003d i 0 E - M x (6.1)

unde este o caracteristică arbitrară (densitatea fluxului, doza, rata dozei etc.) a fasciculului inițial îngust de fotoni; I - caracteristici arbitrare ale unui fascicul îngust după trecerea grosimii x , cm;

m. - Coeficientul liniar de slăbire, care determină proporția de monoenergetic (având aceeași energie) de fotoni care au prezentat interacțiune în substanța protecției pe unitate, cm -1.

Expresia (7.1) este valabilă și atunci când se utilizează coeficientul de slăbire în masă, în loc de liniar. În acest caz, grosimea protecției trebuie exprimată în grame pe centimetru pătrat (g / cm2), atunci produsul M M M va rămâne fără dimensiuni.

În cele mai multe cazuri, o fază largă este utilizată în calculele atenuării radiației fotonice, adică fascicul de fotoni, unde este prezentă radiația împrăștiată, ceea ce nu poate fi neglijat.

Diferența dintre rezultatele măsurătorilor grinzilor înguste și largi este caracterizată de factorul de acumulare în:

B \u003d Ishire / IUP, (6.2)

care depinde de geometria sursei, energia radiației foton primare, materialul cu care radiația fotonului interacționează și grosimea sa exprimată în unități fără dimensiuni MX .

Legea slăbiciunii pentru o gamă largă de radiații fotonice este exprimată prin formula:

I shir \u003d i 0 b e - m x \u003d i 0 e - m shir x; (6.3),

unde m, lățimea m este un coeficient de atenuare liniară pentru grinzi înguste și largi de fotoni, respectiv. Valori M I. ÎN Pentru diverse energii și materiale, ele sunt date în directoare de siguranță la radiații. Dacă directoarele sunt specificate m pentru o gamă largă de fotoni, atunci factorul de acumulare nu trebuie luat în considerare.

Pentru a proteja împotriva radiației fotonice, sunt utilizate cel mai adesea următoarele materiale: plumb, oțel, beton, sticlă de plumb, apă etc.

Metoda de protecție a barierului (calculul protecției asupra straturilor de jumătate de slăbit). Multiplicitatea radiației K este raportul dintre puterea măsurată sau calculată a unei doze eficiente (echivalente) de nerestruiere, la nivelul admisibil al puterii medii anuale a unei doze eficiente (echivalente) de CP în același punct în urmă Ecranul protector al grosimii X:

P CF \u003d PD A / 1700 HOUR \u003d 20MZV / 1700 ore \u003d 12 μз / oră.;

unde P CF este nivelul admisibil al dozei medii anuale de putere (echivalente);

PD A - Doza eficientă (echivalentă) pentru personalul grupului A.

1700 de ore - personalul timpului de lucru al personalului Grupului A pentru anul.

K \u003d P Modificarea / P CF;

În cazul în care PSM - doză eficientă de putere (echivalentă) fără protecție.

Când se determină grosimea necesară a stratului de protecție a acestui material X (cm) pe mesele universale, energia fotonilor E (MEV) și multiplicitatea slăbirii radiațiilor la .

În absența tabelelor universale, definiția operațională a unei grosimi de protecție exemplară poate fi efectuată utilizând valorile aproximative ale somnului de jumătate de atenuare a fotonilor într-o geometrie largă a fasciculului. Stratul de slăbiciune δ 1/2 este o grosime a protecției care slăbește doza de radiații de 2 ori. Cu o multiplicitate cunoscută de atenuare K, este posibil să se determine numărul necesar de straturi de jumătate de slăbire N și, prin urmare, grosimea protecției. Prin definiție K. = 2 N În plus față de formula, oferim o relație aproximativă tabară între multiplicitatea de acoperire și numărul de straturi de slăbire:

Cu un număr cunoscut de straturi de jumătate de slăbire N, grosimea protecției x \u003d δ 1/2 n.

De exemplu, un strat de jumătate de slăbire δ 1/2 pentru plumb este de 1,3 cm, pentru sticlă de plumb - 2,1 cm.

Metoda de protecție la distanță.Puterea dozei de radiații fotonice din sursa de puncte din gol variază invers proporțională cu pătratul pătrat. Prin urmare, dacă rata dozei PI este definită la o anumită distanță RI , Puterea dozei PC la orice altă distanță RX este calculată prin formula:

R x \u003d P 1 R12 / R2 x (6.4)

Metoda de protecție a timpului.Metoda de protecție a timpului (restricționarea timpului de ședere a lucrătorului sub influența radiației ionizante) este cea mai largă utilizată în producția de radiații și lucrări periculoase în zona accesului controlat (ZKD). Aceste lucrări sunt întocmite cu un costum dozimetric, ceea ce indică timpul permis pentru producerea de muncă.

Capitolul 7 Metode de înregistrare a radiațiilor ionizante

Calculul protecției împotriva radiațiilor alfa și beta

Metoda de protecție a timpului.

Metoda distanței de protecție;

Metoda de protecție (material);

Doza de iradiere externă din sursele de radiații gamma este proporțională cu timpul de iradiere. În același timp, pentru acele surse care, în funcție de dimensiunea lor, pot fi considerate punct, doza este invers proporțională cu pătratul distanței de la acesta. În consecință, o scădere a dozei de iradiere a personalului din aceste surse poate fi realizată nu numai prin utilizarea unei metode de protecție a barierelor (material), ci și a restricționării timpului (protecția timpului) sau o creștere a distanței de la sursa de radiație la funcționare (Protecție la distanță). Aceste trei metode sunt utilizate în organizarea protecției la radiații la centralele nucleare.

Pentru a calcula protecția împotriva alfa și beta-radiației, este de obicei suficientă pentru a determina lungimea maximă de kilometraj, care depinde de energia lor inițială, precum și de numărul atomic, masa atomică și densitatea substanței absorbante.

Protecția împotriva radiațiilor alfa la centralele nucleare (de exemplu, la acceptarea unui "combustibil proaspăt"), datorită lungimilor mici de runde, nu există dificultăți în substanță. Pericolul principal al nuclidelor alfa-active reprezintă numai cu iradierea internă a corpului.

Lungimea maximă a particulelor beta poate fi determinată în conformitate cu următoarele formule aproximative, cm:

pentru aer - R \u003d 450 E β, în cazul în care E β-energia de frontieră a particulelor beta, MEV;

pentru materiale ușoare (aluminiu) - R β \u003d 0,1e β (la e β< 0,5 МэВ)

R β \u003d 0,2e β (la e β\u003e 0,5 MeV)

Cel mai simplu tip de emițător gamma este sursa de puncte . Este un emițător gamma, pentru care, fără o pierdere semnificativă a preciziei de calcul, este posibilă neglijarea dimensiunilor și a absorbției de auto-absorbție a radiației în ea. Puteți fi considerat practic un punct sursă orice echipament care este un emițător gamma la distanțe, mai mult de 10 ori mai mare decât dimensiunile sale.

Metoda de protecție a barieră (geometria unui fascicul îngust și larg). În dozimetrie, există concepte de grinzi de radiații fotonice largi "și" înguste ". Colimatorul este similar cu diafragma limitează lovirea radiației împrăștiate în detector (fig.6.1). Fasciculul îngust este utilizat, de exemplu, în unele instalații de absolvire a dispozitivelor dozimetrice.

Smochin. 6.1. Schema unui fascicul îngust de fotoni

1 - container; 2 - sursa de radiații; 3. - diafragmă; patru. - Fasciculul îngust de fotoni

Smochin. 6.2. Slăbirea unui fascicul îngust de fotoni

Slăbirea fasciculului îngust al radiației fotonice în protecție ca urmare a interacțiunii sale cu substanța are loc în conformitate cu legea exponențială:

I \u003d i 0 E - M x (6.1)

m. - Coeficientul de lineare de atenuare care determină cota de monoenergetic (având aceeași energie) de fotoni care se confruntă cu interacțiunea în substanța de protecție pe unitate, cm -1.

Expresia (7.1) este valabilă și atunci când se utilizează coeficientul de slăbire în masă în loc de linază. În acest caz, grosimea protecției trebuie exprimată în grame pe centimetru pătrat (g / cm2), atunci produsul M M M va rămâne fără dimensiuni.

Diferența dintre rezultatele măsurătorilor grinzilor înguste și largi este caracterizată de factorul de acumulare în:

B \u003d Ishire / IUP, (6.2)

care depinde de geometria sursei, energia radiației foton primare, materialul cu care radiația fotonului interacționează și grosimea sa exprimată în unități fără dimensiuni MX .

Legea slăbiciunii pentru o gamă largă de radiații fotonice este exprimată prin formula:

I shir \u003d i 0 b e - m x \u003d i 0 e - m shir x; (6.3),

În cazul în care m, m lățime este un coeficient de atenuare a liniei de lină pentru grinzi înguste și largi de fotoni, respectiv. Valori M I. ÎN Pentru diverse energii și materiale, ele sunt date în directoare de siguranță la radiații. Dacă directoarele sunt specificate m pentru o gamă largă de fotoni, atunci factorul de acumulare nu trebuie luat în considerare.

Pentru a proteja împotriva radiației fotonului, sunt utilizate cel mai adesea următoarele materiale: porci, oțel, beton, sticlă de plumb, apă etc.

P CF \u003d PD A / 1700 HOUR \u003d 20MZV / 1700 ore \u003d 12 μз / oră.;

unde P CF este nivelul admisibil al dozei medii anuale de putere (echivalente);

PD A - Doza eficientă (echivalentă) pentru personalul grupului A.

1700 de ore - personalul timpului de lucru al personalului Grupului A pentru anul.

K \u003d P Modificarea / P CF;

În cazul în care PSM - doză eficientă de putere (echivalentă) fără protecție.

Când este determinată de mese universale, o grosime extrem de importantă a stratului protector al acestui material X (cm) ar trebui să se concentreze asupra energiei fotonilor E (MV) și pe multiplicitatea emisiilor de radiații la .

În absența tabelelor universale, definiția operațională a unei grosimi de protecție exemplară poate fi efectuată utilizând valorile aproximative ale somnului de jumătate de atenuare a fotonilor într-o geometrie largă a fasciculului. Stratul de slăbiciune δ 1/2 este o grosime a protecției care slăbește doza de radiație de 2 ori. Cu o multiplicitate cunoscută de atenuare K, este posibil să se determine numărul necesar de straturi de jumătate de slăbire N și, prin urmare, grosimea protecției. Prin determinarea K. = 2 N În plus față de formula, oferim o relație aproximativă tabară între multiplicitatea de acoperire și numărul de straturi de slăbire:

Cu un număr cunoscut de straturi de jumătate de slăbire N, grosimea protecției x \u003d δ 1/2 n.

De exemplu, un strat de jumătate de slăbire δ 1/2 pentru plumb este de 1,3 cm, pentru sticlă de plumb - 2,1 cm.

Metoda de protecție la distanță.Puterea dozei de radiații fotonice din sursa de puncte din gol variază invers proporțională cu pătratul pătrat. Din acest motiv, dacă rata dozei PI este determinată la o anumită distanță RI , Puterea dozei PC la orice altă distanță RX este calculată prin formula:

R x \u003d P 1 R12 / R2 x (6.4)

Capitolul 7 Metode de înregistrare a radiațiilor ionizante

Agenția Federală pentru Educație

Instituția de învățământ de stat

superior educație profesională

"Universitatea de Stat din Ivanovo

numit după V.I. Lenin

Departamentul de stații electrice atomice

Siguranța radiațiilor
Și dozimetria radiației gamma externe

Orientări metodice pentru implementarea numărului de lucrări de laborator 1

Ivanovo 2009.

Compilatoare: A.Yu. Tokov, V.A. Krylov, A.N. Strahov.

Editor V.K. Semenov.

Instrucțiunile metodice sunt destinate studenților care învățau în "stațiile electrice și instalațiile atomice atomice" supuse atelierelor de laborator în fizica radiațiilor ionizante. Materialul teoretic dat în 1 secțiune completează și se duplică parțial citirea pe prelegeri.

Cyclova aprobat comisia metodică DACĂ.

Referent:

departamentul de stații electrice Atomic Govpo "Ivanovo Universitatea de Stat Energy numită după V. I. Lenin"

Securitatea radiațiilor și dozimetria

Radiația externă gamma

Instrucțiuni metodice K. lucrări de laborator №1

În cursul "Apărării împotriva emisiilor"

Compilatoare: Tokov Alexander Yuryevich,

Aripi Vyacheslav Andreevich,

Strahov Anatoly Nikolaevich.

Editor N.S. Breotayev.

Semnat în imprimare 7.12.09. Formatul 60x84 1/16.

Imprimare plat. SL. Pechs. L. 1.62. Circulația a 100 de exemplare. Comandă nu.

Govpo "Ivanovo Universitatea de Stat Energy numită după V. I. Lenin"

153003, Ivanovo, ul. Rabnakovskaya, 34.

Imprimate în Wiwall Igeu

1. Bazele siguranței radiațiilor

1.1. Efectul biologic al radiației ionizante

Radiația ionizantă, care afectează un organism viu, determină un lanț de schimbări reversibile și ireversibile, a cărui "declanșator" este ionizarea și entuziasmul Atomi și molecule de materie. Ionizarea (adică, conversia unui atom neutru într-un ion pozitiv) apare dacă particula ionizantă (α, p - particulele, x-radiologul sau fotonul) transmite un consumator de electroni cu o energie a unui atom suficient pentru separare a electronului orbital (de exemplu, depășirea energiei de comunicare). Dacă partea transmisă a energiei este mai mică decât energia comunicării, atunci se produce doar excitația carcasei electronice a atomului.

În substanțe simple, ale cărei molecule constau dintr-un atomi de elemente, procesul de ionizare este însoțit de procesul de recombinare. Atomul ionizat se alătură unuia dintre electronii liberi, care sunt întotdeauna disponibili în mediu și din nou devine neutru. Atomul excitat se întoarce într-o stare normală prin comutarea electronului de la nivelul superior al energiei la cel inferior, în timp ce fotonul radiației caracteristice este emis. Astfel, ionizarea și excitația atomilor de substanțe simple nu duc la nicio modificare a structurii fizico-chimice a mediului iradiat.

În caz contrar, atunci când iradiam molecule complexe constând din număr mare. Diverși atomi (molecule de proteine \u200b\u200bși alte structuri de țesături). Acțiunea directă a radiațiilor pe macromolecule duce la disocierea lor, adică la rupturi chimie chimică Datorită ionizării și excitației atomilor. Efectul indirect al radiațiilor pe molecule complexe se manifestă prin produsele de radiolizare a apei, ceea ce reprezintă cea mai mare parte a greutății corporale (până la 75%). Datorită absorbției energiei, molecula de apă pierde un electron, care își transferă rapid energia în moleculele de apă înconjurătoare:

H 2 O \u003d > H 2 O + + E – .

Ca rezultat, ioni, radicali liberi, radicali de ioni, având un electron nepermand (H, IT, hidroper în HO2), peroxid de hidrogen H202, oxigen atomic:

H 2 O + + N2O \u003d > H 3 o + + el – + N. ;

N. + O 2 \u003d > Dar 2. ; Dar 2. + Dar 2. => H20 2 + 2O.

Radicalii liberi care conțin electroni neplătiți au o reactivitate extrem de ridicată. Durata de viață a unui radical liber nu depășește 10 -5 s. În acest timp, produsele de radiolizare a apei sunt fie recombinate între ele, fie intră în reacții catalitice în lanț cu molecule de proteine, enzime, ADN și alte structuri celulare. Indusă de radicalii liberi reacții chimice Multe sute și mii de molecule care nu sunt afectate de radiații se dezvoltă cu o cale mare și se implică în acest proces.

Efectul radiației ionizante asupra obiectelor biologice poate fi împărțit în trei etape care apar la diferite niveluri:

1) La nivelul atomic - ionizarea și excitarea atomilor care apar în ordine de aproximativ 10-16 - 10 -14 s;

2) nivel molecular. - modificări fizico-chimice în macromolecule datorită efectelor directe și radiolitice ale radiației, ceea ce duce la încălcări ale structurilor intracelulare, în decizia de 10-10-10 -6 s;

3) La nivel biologic - tulburările funcțiilor și organelor din țesături care se dezvoltă în cursul a câteva secunde până la câteva zile sau săptămâni (cu leziuni acute) sau de-a lungul anilor sau decenii (consecințe îndepărtate ale iradierii).

Celula principală a organismului viu este o celulă, miezul cărora la om conține 23 perechi de cromozomi (molecule ADN) care transportă informații genetice codificate, care asigură reproducerea celulară și sinteza proteinelor intracelulare. Zonele separate ale ADN-ului (genele) responsabile pentru formarea unei caracteristici non-elementare a corpului sunt situate în cromozomul într-o ordine strict definită. Celula în sine și relația sa cu mediul extracelular sunt susținute folosind un sistem complex de membrană semicondabil. Aceste membrane reglează fluxul de apă, nutrienți și electroliți din celulă și retragerea din ea. Orice daune poate amenința viabilitatea celulei sau capacitatea sa de a juca.

Printre diversele forme de încălcări sunt cele mai importante daune ale ADN-ului. Cu toate acestea, celula are sistem complex Procese de recuperare, în special în cadrul ADN-ului. Dacă recuperarea nu este completă, poate apărea o celulă viabilă, dar modificată (mutantă). La apariția și reproducerea celulelor modificate pot afecta, în plus față de iradiere, și alți factori care apar atât înainte de expunerea la radiație, cât și după aceasta.

La cele mai înalte organisme, celulele sunt organizate în țesături și organe care efectuează o varietate de funcții, de exemplu: producția și stocarea energiei, activitatea musculară pentru mișcare, digestie și selecția deșeurilor, alimentarea cu oxigen, căutarea și distrugerea celulelor mutante etc. . Coordonarea acestor tipuri de activități corporale se efectuează sisteme nervoase, endocrine, hematopoietice, imune și alte sisteme, care, la rândul lor, constau, de asemenea, din celule, organe și țesuturi specifice.

Distribuția aleatoare a actelor de absorbție a energiei generate de radiații poate deteriora părțile vitale ale dublei Helix DNA și a altor macromolecule ale celulei. Dacă un număr semnificativ de organe sau celule de țesut au decedat sau nu pot juca sau funcționarea normală, funcția organului poate fi pierdută. În organul sau țesutul iradiat, procesele metabolice încalcă, activitatea sistemelor enzimatice este suprimată, creșterea țesuturilor este încetinită și se oprește, compuși chimici noi, nu caracteristici ai corpului, sunt toxine. Efectele de radiații finite sunt împărțite în somatice și genetice.

Efecte somatice se manifestă direct de la cele mai iradiate sau ca efecte detectate timpurie Iradierea (acută sau cronică boală de radiații și leziunile radiale locale) sau ca consecințe la distanță (reducerea speranței de viață, apariția tumorilor sau a altor boli), manifestată în câteva luni sau duzină de ani după iradiere . Genetică sau ereditară, efecte - Acestea sunt consecințele iradierii genomului celulelor germinale, transmise prin moștenire și cauzând deformări congenitale și alte tulburări de la descendenți. Aceste efecte ale iradierii pot fi foarte îndepărtate și răspândite în mai multe generații de oameni.

Severitatea efectului efectelor dăunătoare depinde de țesutul iradiat specific, precum și de capacitatea corpului de a compensa sau de a restabili daunele.

Capacitatea de recuperare a celulelor depinde de la vârsta omului La momentul iradierii, pe podea, starea de sănătate și predispoziția genetică a corpului, precum și de la valoarea doză absorbită (energii de radiații absorbite într-o unitate de masă de biotizări) și în cele din urmă de la specii de radiații primare impactul asupra corpului.

1.2. Pragul și efectele non-libere pentru iradierea umană

In conformitate cu idei moderneUrmată la publicarea a 60 μR și stabilită de Radiația Radiation Safety Rantion NRB-99, eventual dăunătoare efectelor de iradiere ale sănătății sunt împărțite în două tipuri: prag (determinist) și non-free (stochastic).

1. Efecte deterministe (prag) - Bolile radiale imediate, detectate clinic, care au praguri de doză sub care nu apar și mai sus - severitatea efectelor depinde de doză. Acestea includ boala de radiații acute sau cronice, cataracta de radiație, încălcarea funcției de reproducere, deteriorarea cosmetică a pielii, deteriorarea distrofică a diferitelor țesături etc.

Acut Boala de radiații apare după depășirea excesului de o anumită doză de iradiere cu o singură dată și se caracterizează prin simptome în funcție de nivelul dozei obținute (tabelul 1.1). Cronic Boala de radiații se dezvoltă cu iradierea sistematică repetată, dacă dozele unice sunt sub cele care provoacă leziuni de raze ascuțite, dar semnificativ mai mari decât limitele admise. Semnele de boală cronică de radiații sunt modificări ale compoziției sanguine (scăderea numărului de leucocite, anemie) și o serie de simptome de la sisteme nervoases. Simptome similare apar și în alte boli asociate cu slăbirea imunității, deci este foarte dificil să se identifice boala de radiații cronice dacă nu este specificată faptul că iradierea nu este specificată.

În multe organe și țesuturi există un proces continuu de pierderi și înlocuiți celulele. Creșterea pierderilor pot fi compensate de o creștere a ratei de înlocuire, dar poate apărea temporară și, uneori, o scădere constantă a numărului de celule capabile să susțină funcția organului sau țesutului.

Pierderea pierderii celulare poate provoca o încălcare gravă care poate fi detectată clinic. În consecință, severitatea efectului observat depinde de doza de iradiere și de există un prag , sub care pierderea celulelor este prea mică pentru a întrerupe considerabil funcția țesutului sau organului. În plus față de moartea celulară, radiația poate duce la deteriorarea țesutului și alte metode: afectând numeroasele funcții ale țesăturilor, incluzând controlul proceselor celulare, reacțiile inflamatorii, suprimarea sistemului imunitar, sistemul hematopoietic (măduva osoasă roșie). Toate aceste mecanisme determină în cele din urmă severitatea efectelor deterministe.

Valoarea dozei de prag este determinată de radiosensibilitatea celulelor organului sau țesutului afectat și capacitatea organismului de a compensa sau de a restabili o astfel de înfrângere. De regulă, efectele deterministe ale radiațiilor sunt specifice și nu apar sub acțiunea altor factori fizici, iar relația dintre efect și iradierea este lipsită de ambiguitate (determinată). Dozele de prag de efecte determinante rezultate care duc la ambulanța adulților sunt prezentate în Tabelul 1.2. În cazul iradierii cronice pe termen lung, aceleași efecte apar la doze totale mari decât în \u200b\u200bcazul iradierii unice.

Pragurile medii ale dozei de efecte deterministe sunt date în tabel. 1.1 - 1.3. Severitatea efectului (gradul de severitate a acesteia)

creșterea persoanelor cu radiosensibilitate mai mare (copii, persoane cu sănătate sănătoasă slabă cu contraindicații medicale pentru a lucra cu surse de radiații). Pentru astfel de persoane, ratele de doză ale iradierii specificate în tabelul 1.1 pot fi sub 10 sau mai multe ori.

Tabelul 1.1. Impactul diferitelor doze de radiații asupra sănătății adulților

Cu o singură iradiere

Doză echivalentă	Tipuri de efecte somatice în corpul uman
0,1 - 0,2 Bair (1 - 2 MW)	Doza medie anuală de radiație naturală pentru satul Pământ la nivelul mării (nu există efecte de până la 5 - 10 MW)
(20 - 50mzv)	Limitele sigure ale dozei anuale de iradiere pentru personalul care lucrează cu surse de radiație (a se vedea tabelul 1.4)
Până la 10 - 20 de Bare (100 - 200 mzv)	Modificări temporare, normalizate rapid în compoziția sângelui; Sentimentul de oboseală. În iradierea sistematică - oprimarea sistemului imunitar, dezvoltarea bolii de radiații cronice
	Modificări moderate în compoziția sângelui, o pierdere semnificativă a capacității de a lucra, în 10% din cazuri - vărsături. Cu o iradiere unică, starea de sănătate este normalizată
	Începutul bolii acute de radiație (LB). Reducerea bruscă a imunității
	Forma luminii de lb. Limfopenie lungă, severă; În 30 - 50% din cazuri - vărsături în prima zi după iradiere
250 - 400 Bair (2.5 - 4 SL)	Lb de severitate medie. Greață și vărsături în prima zi. O scădere bruscă a leucocitelor din sânge. În 20% din cazuri, un rezultat fatal după 2-6 săptămâni după iradiere
400 - 600 Bair	Heavy lb formă. Hemoragii subcutanate. În 50% din cazuri, un exod fatal într-o lună
	Formă LB extrem de severă. După 2 - 4 ore după iradiere - vărsături, sângerări subcutanate multiple, diaree sângeroasă. Leucocitele dispar complet. În 100% din cazuri - un rezultat fatal din bolile infecțioase și hemoragii interne

Notă . În prezent, există o serie de fonduri anti-guler și au acumulat o experiență de succes în tratamentul bolii de radiații, permițând prevenirea morții la doze de până la 10 SL (1000 BER).

Tabelul 1.2. Gama de impact acut care duce la moartea omului

Dependența de supraviețuire din doza de iradiere este caracterizată printr-o doză medie absorbită D 50/60, în care jumătate dintre oameni vor muri după 60 de zile. Pentru un adult sănătos, o astfel de doză (medie pe întregul corp) este de 3 - 5 gr (gri) cu iradiere acută (tabelul 1.2).

În condițiile de producție, apariția unor efecte deterministe este posibilă numai cu un accident de radiație atunci când sursa de radiații se află într-o stare de manevră. În acest caz, limitarea iradierii persoanelor se realizează prin luarea de măsuri urgente - intervenții. Acceptat în criteriile dozei NRB-99 pentru intervenția urgentă în cazul accidentelor de radiații se bazează pe date privind dozele de prag de apariție a efectelor deterministe periculoase (Tabelul 1.3).

Tabelul 1.3. Dozele de prag de efecte deterministe

și criteriile de intervenție urgentă în timpul accidentului de radiații

Organe iradiate	Efect determinist	Doza de prag, GR	Criteriul intervenției urgente în timpul accidentului - doza prevăzută de către 2 zile, gr


	Pneumonie


Glanda tiroida	Distrugere glandele
Ochi de cristal	Salon
Ochi de cristal	Cataractă
(Tsemenniki, ovariană)	Sterilitate

Limitele stabilite ale dozelor de expunere profesionale sunt în zeci și sute de ori mai mici decât valorile dozelor de prag de efecte deterministe, prin urmare principala sarcină a siguranței moderne de radiații este de a limita posibilitatea unor efecte stochastice la om datorită iradierii sale în condiții normale.

2. Stochasticitate sau nemaiauzită, efecte - Consecințele la distanță ale iradierii, care nu au prag de doză, probabilitatea căreia este direct proporțională cu doza de iradiere, iar severitatea nu depinde de doză. Acestea includ cancer și boli ereditare, apărând spontan de-a lungul anilor în multe motive naturale.

Fiabilitatea relației unei anumite părți a acestor efecte cu iradierea a fost dovedită de statisticile internaționale medicale și epidemiologice la începutul anilor 1990. Efectele stochastice sunt de obicei găsite după o perioadă lungă de timp după iradiere și numai cu observarea pe termen lung a grupurilor mari de populație în zeci și sute de mii de oameni. Perioada medie latentă este de aproximativ 8 ani pentru leucemie și de 2-3 ori mai mult pentru alte tipuri de cancer. Riscul de a muri din cauza cancerului datorită iradierii neodynakilor la bărbați și femei și variază în funcție de timpul după iradiere (figura 1.1).

Probabilitatea renașterii maligne a celulei afectează dimensiunea dozei de radiații, în timp ce severitatea unui anumit tip de cancer depinde doar de tipul și localizarea acestuia. Trebuie remarcat faptul că, dacă celula iradiată nu a murit, atunci are o anumită capacitate de a autoevalua codul ADN deteriorat. Dacă acest lucru nu sa întâmplat, atunci într-un corp sănătos de trai este blocat de sistemul imunitar: celula reborn este fie distrusă, fie nu se înmulțește la moartea sa naturală. Astfel, probabilitatea de cancer este mică și depinde de "sănătatea" sistemelor imune și nervoase ale corpului.

Procesul de reproducere a celulelor canceroase este aleatoriu, deși din cauza caracteristicilor genetice și fiziologice, oamenii pot varia foarte mult de sensibilitatea la cancerul cauzat de iradiere. Unii oameni cu boli genetice rare pot fi mult mai sensibile decât persoana obișnuită.

Cu aditivi mici ai dozei la iradierea naturală (fundal), probabilitatea de a provoca cazuri suplimentare de cancer, în mod natural și numărul așteptat de cazuri care pot fi atribuite unei doze suplimentare de grup de persoane iradiate poate fi mai mică de 1 grup mare.ro Persoane. Deoarece fundalul radiațiilor naturale există întotdeauna, deoarece există un nivel spontan de efecte stochastice, atunci orice activități practice, ducând la o iradiere suplimentară, duce la o creștere a probabilității efectelor stochastice. Probabilitatea apariției lor se presupune a fi direct proporțională cu doza și severitatea manifestărilor - independentă de doza de iradiere.

Fig.1.2 ilustrează relația dintre iradierea și frecvența cancerului în populație. Se caracterizează printr-un nivel semnificativ de cancer spontan într-o populație și o probabilitate relativ mică de apariție a bolilor suplimentare sub acțiunea radiațiilor. În plus, potrivit NKDAR ONU, nivelul spontan de morbiditate și mortalitate din cazurile de cancer variază semnificativ de la o țară la alta și de la an la an într-o singură țară separată. Aceasta înseamnă că, analizând efectele emisiilor într-un grup mare de persoane iradiate cu aceeași doză, puteți stabili o conexiune de probabilitate între doza de iradiere și numărul de cancer suplimentari care au apărut din cauza iradierii, cu toate acestea, este imposibil să se indice ce boală este o consecință a iradierii și care a apărut spontan.

Figura 1.3 prezintă o evaluare a numărului grupului de adulți la fel de iradiați necesari pentru confirmarea fiabilă a conexiunii dintre o creștere a numărului total de cancere în grupul și doza de iradiere. Linia a-in Cifra definește estimarea teoretică a numărului grupului necesar pentru detectarea unor efecte de radiații stochastice suplimentare cu un interval de încredere de 90%. Deasupra acestei linii este o zonă în care dovada teoretică a comunicării între o creștere a numărului de efecte stochastice într-un grup și o iradiere este posibilă. Sub această linie este de a dovedi această conexiune teoretic imposibilă. Spectacolul punctat arată că, pentru identificarea fiabilă a efectelor suplimentare de la iradierea uniformă a corpului adulților cu fotoni cu o doză de 20 mgru, egală cu doza de iradiere profesională, este necesar să se examineze cel puțin 1 milion de persoane cu astfel de o doză.

Astfel, sarcina de a asigura siguranța radiațiilor este redusă: 1) pentru a preveni efectele deterministe de lucru prin controlul surselor de radiații; 2) la o scădere a riscului suplimentar de efecte stochastice prin limitarea dozelor de iradiere și numărul de persoane iradiate.

1.3 Principalele valori dozimetrice și unități ale măsurătorilor acestora

Activitate (a) – Măsurarea numărului de radionuclizi din sursă sau în orice substanță, inclusiv corpul uman. Activitatea este egală cu viteza descompunerii radioactive a atomilor nucleari ai radionuclidului. Cantitatea de activitate totală caracterizează radiația potențială a pericolului premiselor în care este în curs de desfășurare lucrări cu substanțe radioactive.

Unitatea de Si - Bk. (BECKEL), egal cu 1 decădere pe secundă ( c -1.).

Unitate introdusă - Ki. (Curie); 1 ki \u003d 37 GBK \u003d 3,7 × 10 10 S -1.

Fluxul de particule ( F) - Număr particule elementare (alfa, beta, fotoni, neutroni), emise de sursă sau care afectează o țintă pe unitate de timp. Unitate de măsurare - parte / s, foton / s sau pur și simplu c - 1. .

Forma și numărul de particule emise în timpul transformărilor nucleare (fotoni) sunt determinate de tipul de decădere a miezurilor de radionuclizi. Deoarece direcția de plecare a particulei este aleator, fluxul se extinde în toate direcțiile din sursă. Fluxul complet al radiației sursă este asociat cu activitatea sa de raport

unde v. ,% - coeficientul de ieșire al particulelor la 100 decări (acționează în cărți de referință pe radionuclizi; pentru radionuclizi diferiți, ieșirea diferă semnificativ, v. \u003d 0,01% - 200% sau mai mult).

Fluens Particulele (F) - raportul dintre numărul de particule elementare (alfa, beta, fotoni, neutroni) penetrează sfera elementară, la secțiunea centrală a acestei sfere. Fluențe, precum și doza, există un aditiv de magnitudine și un înțeles-ul său este întotdeauna acumulat în timp. Unitate de măsurare - partea / cm2, foton / cm2 sau doar cm –2 .

Densitatea fluxului de particule ( j) - Fluens pe unitate de timp. Unitatea de densitatea fluxului de particule sau cuanțe - cm -2 · C -1. Densitatea fluxului caracterizează nivelul (intensitatea) radiației în acest punct de spațiu (sau situația radiației în acest punct al camerei).

Energie (E. R. ) - Este cea mai importantă caracteristică a radiației ionizante. ÎN fizica nucleara A folosit o unitate extra-sistem de conținut de energie electronică (EV). 1 EV \u003d 1,6020 × 10 -19 J.

Doza de expunere (x) - Măsurarea numărului de distrugere a ionizării a atomilor și a moleculelor corporale în timpul iradierii. Egală cu raportul dintre încărcarea totală a tuturor ionilor unui semn creat de radiația fotonică în aer, la masa volumului de aer iradiat. Doza de expunere este utilizată numai pentru radiațiile fotonice cu o energie de până la 3 MeV. În domeniul siguranței radiațiilor, acesta este derivat din consum din 1996

Unitatea de Si - CL / kg. (pandantiv pe kilogram).

Unitate introdusă - R. (Raze X); 1 p \u003d 2,58 × 10-4 CI / G; 1 cl / kg \u003d 3872 R.

Doza absorbită sau doar o doză ( D) - măsurarea efectelor fizice ale radiației ionizante asupra substanței (la nivel molecular). Este egal cu raportul dintre energia de radiație absorbită în substanță pe formarea de ioni, la masa substanței iradiate.

Unitatea de Si - G. (Gri); 1 grad \u003d 1 j / kg.

Unitate introdusă - black. (Doza absorbită radiații radiații);

1 run \u003d 0,01 g \u003d 10 mgr.

Doza de expunere de radiație fotonică x \u003d 1p corespunde dozei absorbite în aerul D \u003d 0,87 Rad (8,7 mgr) și în biți d \u003d 0,96 rad (9,6 mgr) datorită diferitelor lucrări ale ionizării moleculelor. În scopuri practice ale siguranței radiațiilor, putem presupune că 1 P corespunde cu 1 rad sau 10 mgr.

Doza echivalentă (H) - Măsurarea efectelor biologice ale radiațiilor asupra organului sau țesutului (la nivelul celulelor, organelor și țesuturilor vii). Egală cu produsul dozei absorbite colaborarea coeficientului de radiații W. R. care ia în considerare calitatea radiațiilor (liniară capacitatea de ionizare). Pentru radiații mixte, doza echivalentă este definită ca suma prin tipul de radiații « R. » :

N \u003d å D. R. × W. R.

Valorile coeficienților de radiații de cântărire W. R. Acceptat în NRB-99. Pentru emisii alfa, beta, fotonice și neutronice, ele sunt egale:

W. A \u003d 20; W. B \u003d. W. G \u003d 1; W. N \u003d 5 - 20 (W N depinde de energia neutronică).

Unitatea de Si - ZV. (Siver); Pentru radiația gamma 1 sv \u003d 1 gr.

Unitate introdusă - bERE (Echivalentul biologic al Radei);

1 Bair \u003d 0,01 sv \u003d 10 MW.

Comunicarea cu alte unități de doză:

Pentru radiațiile X, beta și gamma 1 SN \u003d 1 gr \u003d 100 ber »100 p;

Pentru radiațiile alfa (W r \u003d 20) 1 gr \u003d 20 SL sau 100 Rad \u003d 2000 BER;

Pentru radiațiile neutronice, doza absorbită 1 este rară (10 mgr) va corespunde dozei echivalente de 5-20 ber (50-200 mVV), în funcție de energia neutronică.

Doza efectivă (E) - Măsurarea riscului de apariție a efectelor stochastice la distanță (pentru doze mici de iradiere), ținând cont de radiosensibilitatea inegală a organelor și țesuturilor. Cu iradierea uniformă a întregului corp, o doză eficientă coincide cu echivalentul: E \u003d H, Unde N. - aceeași doză echivalentă la toate organele și țesăturile .

În cazul expunerii inegale, o doză eficientă este definită ca o cantitate de organe și țesuturi. "T" :

E \u003d. Å N. T. × W t. (T \u003d 1 ... 13),

unde n t este o doză echivalentă pe organ sau țesătură "t »; W. T. – cântărirea coeficientului de sensibilitate radio a organului (țesuturilor) . V Valorile au fost luate în NRB-99 pentru 13 organe (țesuturi), în sumă, ele constituie o unitate (vezi Tabelul 2.1). Unitate de măsurare a dozei efective msv. (milisyver).

Doza colectivă ( S) - Măsurarea potențialului deteriorare a societății cu privire la posibila pierdere a anilor omului de viață completă a populației datorită realizării efectelor la distanță ale iradierii. Egală cu cantitatea de doze efective individuale individuale de E Am primit de către un colectiv de la n om:

S \u003d. å E. I. (I \u003d 1 ... n).

Unitate de măsură - persoană-star. (Man-Ziver).

Pentru a justifica costurile de protecție împotriva radiațiilor în NRB-99, se presupune că iradierea în doza colectivă S \u003d 1 a persoanei duce la eventualele daune egale cu pierderea a 1 persoană-an de viață capabilă a populației .

Doza de putere (sau) - derivat de timp din valoarea dozei corespunzătoare (adică rata de acumulare a dozei). Direct proporțional cu amploarea densității fluxului de particule j. , acționând asupra corpului. Pe lângă densitatea fluxului, rata dozei caracterizează mediul de radiație (nivel de radiație) în punctul de cameră sau pe teritoriu.

Următoarea continuare a termenului este adesea utilizată:

MD. (Mpd) - puterea dozei (doză absorbită) ( 1 μg / h \u003d 100 μr / h);

NEBUN - putere echivalentă a dozei ( 1 μv / h \u003d 100 μber / h).

Fundal natural - Acesta este nivelul radiației gamma naturale, care este în medie la nivelul mării datorită 1/3 raze spațiale. și pe 2/3 - emisia de radionuclizi naturali conținute în pământ Kore. și materiale. Fundalul de radiație naturală poate fi măsurat în unități de densitate de flux (J) sau în unități de alimentare cu doză.

Nivelul radiației naturale (fundal) gamma în zona deschisă în unitățile de putere ale dozei de expunere este în interior \u003d (8-12) mkr / h . Aceasta corespunde densității fluxului J. aproximativ 10 fotoni / (cm 2 · s) și, de asemenea,:

În unități de MPD \u003d (8-12) mkd / h \u003d (0,08-0,12) μg / h \u003d (80-120) ngr / h,

În unități de nebun \u003d \u003d (0,08-0,12) mkzv / h \u003d (80-120) din NW / h.

În unele clădiri, datorită concentrației crescute de radionuclizi naturali în materialele de construcție, nebunul radiației naturale gamma este permis deasupra nivelului de fundal din zona deschisă cu până la 0,2 μSv / h, adică La (0,25-0,35) mkzb / h.

In unele locuri glob Fundalul natural poate ajunge
(0,5-0,6) MKZV / H, care ar trebui considerat un fenomen normal.

O doză anuală de iradiere naturală (obținută în 8760 h) poate fi astfel de la 0,8-1 MW la 2-6 MW pentru diferiți rezidenți ai Pământului.

1.4. Principalele prevederi ale standardelor de siguranță la radiații NRB-99

NRB-99 Standarde de siguranță la radiații sunt utilizate pentru a asigura siguranța umană în toate condițiile de impact asupra radiației ionizante a originii artificiale sau naturale.

Conform managementului surselor și controlului de iradiere în normele diferă patru tipuri de expunere la radiații pe om :

· Din surse provocate de om în operațiunea normală (sursă și protecția împotriva radiațiilor sunt controlate și gestionate);

· Același lucru, în condițiile accidentului de radiație (iradierea necontrolată);

· Din surse naturale de radiație (iradierea incontrolabilă);

· Din surse medicale la diagnosticarea și terapia bolii.

Cerințele pentru restricționarea impactului radiațiilor sunt formulate în NRB-99 separat pentru fiecare tip de iradiere. Doza totală de la toate cele patru tipuri de iradiere nu este luată în considerare.

Tehnogenic. Se numește surse artificiale Special creat de om pentru radiații utile (dispozitive, aparate, instalații, incluzând radionuclizi naturali special concentrați) sau surse care sunt produse aprofundate ale activității umane (de exemplu, deșeuri radioactive).

Normele de cerințe se extind Pe surse, prin iradierea de la care puteți controla. De la control sursele de radiații care nu sunt capabile să creeze doza eficientă anuală individuală de mai mult de 10 μs și o doză colectivă de mai mult de 1 persoană pe an în orice condiții de tratament cu acestea (riscul creșterii efectelor stochastice la astfel de doze este banal și nu depășește 10 - 6 1 / persoane).

Scopul principal Securitatea radiațiilor este protecția sănătății publice, inclusiv a personalului, din efectele dăunătoare ale radiațiilor, fără restricții nerezonabile activități utile Când utilizați radiații în diferite domenii ale fermei, în știință și medicină.

Pentru a asigura siguranța radiațiilor în timpul funcționării normale a surselor aplicați trei principii de bază ale Republicii Belarus:

· principiul raționamentului - interzicerea tuturor tipurilor de activitate asupra utilizării surselor de radiații, în care beneficiile obținute pentru oameni și societate nu depășesc riscul unui prejudiciu posibil cauzat de iradierea suplimentară;

· principiul raționalizării – limitele nelegate doze individuale de iradiere a cetățenilor din toate sursele de iradiere;

· principiul optimizării - Întreținere pe un nivel posibil scăzut și realizabil Luând în considerare factorii economici și sociali doze individuale de iradiere și număr de persoane iradiate (În practica internațională, acest principiu este cunoscut sub numele de Arara - la fel de scăzut la fel de realizabil - atât de scăzut ca fiind rezonabil la modă).

Cerințe privind NRB-99 pentru a limita iradierea tehnologică în condiții controlate (cu exploatarea normală a surselor de radiații).

1. Se stabilesc următoarele categorii de persoane iradiate:

· personalul grupului A. (persoanele care lucrează direct cu surse de om);

· personalul B. Grupul (persoanele aflate în funcție de locul de muncă în domeniul impactului lor);

· populație (Toate persoanele, inclusiv personalul din afara sferei și condițiile de producție).

Grupul Un personal include persoane care nu sunt sub 20 de ani, care nu au contraindicații medicale care să lucreze cu radiații ionizante, trecut Învățare specială Și în viitor, examinarea medicală anuală care trece. Grupul Personal B - Persoanele care nu au sub 18 ani (inclusiv elevii care trec ateliere de laborator cu surse). În categoria "Populația" se evidențiază, de regulă, copiii cu vârsta de la 0 ani. Multe concepte din NRB-99 sunt standardizate, de exemplu, speranța de viață medie atunci când se ia în considerare riscul de efecte nempresifice este adoptat egal cu 70 de ani.

· limitele principale ale dozei (PD) – astfel de valori ale unei doze efective anuale individuale, despre care garantează eliminarea completă a efectelor deterministe prag și probabilitatea efectelor uniforme stochastice nu depășește riscul acceptabil pentru societate;

· niveluri admise (DF) - derivate din dozele principale de doze pentru a evalua situația radiațiilor. Pentru un singur factor Iradierea din surse externe este rata medie anuală a dozei admise în spațiile de lucru ( DMD. );

· nivelurile de control (KU) - realizat efectiv în organizarea nivelurilor de doze de iradiere, activitate, densități de fluxuri etc., asigurând scăderea iradierii personalului la fel de scăzută ca fiind în mod rezonabil realizabilă prin măsuri de protecție împotriva radiațiilor.

3. Limitele principale ale dozei (PD) nu include Doze din iradierea naturală și medicală, precum și doze datorate accidentelor de radiații. Aceste tipuri de expunere stabilește restricții speciale. Valorile PD pentru categoriile de persoane iradiate sunt prezentate în Tabelul 1.4, iar tabelul 12.5 prezintă valorile DMD cu timpul standard de iradiere.

4. O doză eficientă de expunere a personalului timp de 50 de ani de activitate a muncii nu ar trebui să depășească 1000 de metri, iar pentru populația pentru perioada de 70 de ani - 70 MSV.

5. Cu impactul simultan asupra unei persoane de surse de iradiere externă și internă (iradierea multifactorului) Limitele principalelor doze indicate în tabelul 1.4 sunt legate de doza anuală totală, Efectuate de toți factorii. Prin urmare, valorile UA (DMD) pentru fiecare factor de iradiere ar trebui să fie luate mai puțin decât în \u200b\u200btabelul. 1.5.

6. Pentru femei La vârsta de 45 de ani, au fost introduse restricții suplimentare ale grupului A, au fost introduse restricții suplimentare: doza echivalentă la partea inferioară a abdomenului nu ar trebui să depășească 1 MW pe lună. În aceste condiții, o doză eficientă de iradiere a fătului timp de 2 luni. Sarcina non-declarată nu va depăși 1 mSv. După stabilirea faptului de sarcină, întreprinderea este obligată să traducă o femeie la muncă care nu este asociată cu radiațiile.

7. Enradiere planificată Deasupra limitelor de doze stabilite (PD \u003d 50 MW pentru o doză eficientă) este rezolvată la eliminarea sau prevenirea unui accident numai dacă aveți nevoie pentru a salva oamenii și (sau) pentru a preveni iradierea lor. O astfel de iradiere este permisă numai pentru bărbații de peste 30 de ani numai cu consimțământul lor scris voluntar, după informarea cu privire la posibilele doze și riscuri pentru sănătate. Iradierea în doze de până la 2 PD (100 MW) sau până la 4 PD (200 MW) este permisă numai cu permisiunea stărilor teritoriale sau federale ale statului-poidnadzor și numai pentru persoanele legate de personalul grupului A.

8. Lista dozelor de peste 4 pd (200 MW) Este considerat potențial periculos. Persoanele care suferă radiații în astfel de doze, lucrările de urmărire cu surse de radiații sunt permise numai individual prin decizia Comisiei medicale competente.

Cazuri iradierea a crescut a crescut Oamenii din doze peste PD investighează.

Tabelul 1.4. Limitele principale ale dozei

**Toate valorile personalului PD și DU pentru grupul B sunt egale 1 / 4 de la valorile corespunzătoare pentru personalul grupului A.

Tabelul 1.5. Niveluri admise cu iradiere externă unică

2.1. Pregătirea pentru muncă

scopul de a lucra

1. Evaluarea siguranței radiațiilor studenților și a personalului de laborator atunci când lucrați cu o sursă închisă de radionuclizi de radiații gamma.

2. Studiul legii de slăbire a radiațiilor gamma cu distanța de la sursă.

3. Înregistrați citirile diverselor dozimetre cu o rată a dozei.

Echipamente și materiale aplicabile

1. O sursă de radionuclizi închisă de radiație gamma cu izotop 27 CO 60 (COBALT-60), plasată într-un container de protecție cu o grosime a peretelui de 10 cm. Containerul este echipat colimator. (canalul de deschidere, permițând obținerea unui fascicul limitat de radiații G).

2. Carucior și conducător mobil cu diviziuni pentru măsurarea distanței de la sursă la senzorul de măsurare (detector).

3. Dozimetre cu detectoare care înregistrează radiațiile gamma.

Principalele caracteristici ale instalării cu sursa radiației gamma

Termen "Sursă închisă de radionuclizi" înseamnă produsul tehnic a căror proiectare elimină propagarea substanțelor radioactive În mediul înconjurător în condițiile de utilizare și de uzură, pe care este proiectat. Gamma-sursă Cobalt Gik-2-9 este o capsulă din oțel inoxidabil sigilată (cilindru 10 x 10 mm), în interiorul care este un izotop radioactiv de SO-60. Fluxul util al cuantelor gamma pătrunde în mod liber prin pereții subțiri ai capsulei (cu filtrare minoră). În scopul acestei lucrări, sursa poate fi considerată punct, izotrop și monoenergetic.

Pentru a proteja împotriva radiației gamma, sursa GIC-2-9 este plasată într-un recipient de plumb cu grosimea peretelui x \u003d 10,5 cm, în care există un canal de colimare încrucișat, închis de un dop de plumb. Când scoateți ștecherul, un pachet de lucru ușor extins de radiații gamma, regizat de oameni. Acest pachet produce puterea dozei la diferite distanțe de la sursă.

Raportul privind lucrul cu un poster de laborator trebuie să fie scris:

· Schița unui container de protecție cu o sursă (în context);

· Energia fotonilor de radiații gamma de cobalt (de exemplu \u003d 1,25 MeV);

· Timpul de înjumătățire al izotopului de izotop de CO-60 (T 1/2 \u003d 5,27 ani);

· Activitatea sursă primară AO. (BC) și data de certificare a sursei;

· Puterea de pașaport a dozei de expunere la o distanță de 1 m (Mkr / h);

· Valoarea gamma - Constance Cobalt-60 g (NGR × m 2 / (cu × GBK))

2.2. Evaluarea siguranței radiațiilor atunci când lucrați cu sursa

Persoanele care se află în laboratorul de dozimetrie, Ordinul Universității includ categoriile de "personal al grupului A" (profesori și angajați) și "personalul grupului B" (studenți). Limitele admise ale dozei anuale eficiente de NRB-99 sunt egale pentru acestea, respectiv PD A \u003d 20 mSv și Pd B \u003d 5 mSv.

Pentru a evalua siguranța radiațiilor, este necesar să se estimeze doza anuală eficientă a angajatului, separarea componentei tehnogene din naturale. Pentru astfel de măsurători, dozimetrul digital MKS-08 este cel mai potrivit inclus în modul de măsurare a dozei echivalente (MKZB / H). Atenţie: Pentru a obține citirile corecte, instrumentul trebuie să fie direcționat de detectorul (partea din spate a cazului) la sursa de radiație.

1. Bypassingul laboratorului cu un dozimetru, efectuați informații despre radiații, adică. Găsiți locuri cu un nivel ridicat de radiații gamma. Se recomandă măsurarea nebun pe suprafața tuturor dispozitivelor marcate cu semne de pericol de radiație. (Containere, seifuri, seturi sursă pe alte desktop-uri). Înregistrați la valoarea raportului de nebun pentru 3 - 4 puncte caracteristice care le indică pe planul camerei.

2. Determinați valoarea medie a fundalului natural (puterea dozei echivalente f) prin puncte situate la distanța maximă de la sursele provocate de om, precum și, dacă este posibil, în afara ferestrei (în acest caz, acordați atenție diferența în citirile din afara ferestrei și în interior).

3. Măsurați valoarea medie a dozei echivalente de putere de R.M la locul de muncă, care este în imediata apropiere a sursei, adică cu cel mai mare nivel de radiație. Canalul de colimare sursă trebuie deschis, adică Cea mai gravă situație de radiație a fost creată. Scaderea pentru a găsi componenta tehnogenă a capacității de doză echivalentă:

R.M - F.

4. În aceleași condiții, calculați puterea unei doze eficiente la locul de muncă. Pentru a face acest lucru, este necesar să se țină seama de iradierea neuniformă a organelor și a țesuturilor corpului în apropierea sursei, adică Măsurați Mad T pentru 13 organe și țesuturi și apoi le multiplicați pe coeficienții de cântărire de sensibilitate radio W. În condițiile noastre, este suficient să se limiteze măsurătorile pentru patru puncte de control ale corpului: 1 cap, 2-țâțe, 3 gonade , 4 picioare și acceptați pentru ei, coeficienții de cântărire mărită W K (vezi Tabelul 2.1).

Pentru poziția acceptată a corpului la locul de muncă ("ședința" sau "în picioare" pentru a instrui profesorul) pentru a măsura puterea dozei echivalente la patru puncte de control. Deduceți din toate citirile de fundal naturale medii F, definită la alineatul (2).

\u003d Σ (la · W K), (2.1)

unde K \u003d 1 ... 4 este numărul corpului corpului, K este componenta tehnogenă a MAD și W K - cântărind coeficientul de organe și țesuturi pentru fiecare punct (Tabelul 2.1).

Tabelul 2.1. Pentru a determina puterea unei doze eficiente la locul de muncă

Punctul de control K.	Organe (țesături)	Coeficienți de cântărire
		W T (NRB-99)
	1. Fierul în formă de sine
	2. "Restul"
	3.Colly. Co. creier

	5. Ferics
	6. Grătar de fier

	8.Pishchevode

	10.Tolish intestinul
	11. Bubble de mese

	13. Bloturi de suprafață osoasă
Verificați suma

Total: \u003d Σ (k · wq) \u003d ___________ μSv / h

Găsiți un coeficient de iradiere non-uniformitate egal cu raportul dintre o doză eficientă la mărturia unui dozimetru:

α = /

Și să încheie dacă este recomandabil în aceste condiții să se țină seama de iradierea inegală la determinarea unei doze eficiente.

6. Având în vedere că studentul se află la acest loc de muncă, toate cele 16 ore de atelier de laborator, pentru a determina o doză maximă eficientă de iradiere a studenților pentru anul curent:

E stud \u003d · 16.

7. Din considerații de estimare a maximei doze anuale posibile a personalului Grupului A, adoptarea timpului standard de lucru al angajaților din 1700 H:

E pers \u003d · 1700.

7. Determinați doza efectivă de iradiere naturală pentru același lucru an calendaristic (8760H), crezând că iradierea naturală afectează uniform organele și țesutul uman:

E mănâncă \u003d F · 8760.

Evaluați posibila variație a dozei de iradiere naturală, a acceptat rudit intervalul de încredere la valorile maxime și minime de fond măsurate în clauza 2:

Δ \u003d (Max - min) · 8760,

unde mak, valorile min - fundal. Trimiteți valoarea dozei anuale de iradiere naturală, luând în considerare variația posibilă a MSV a Formularului E ± 1/2.

8. Prin intermediul unei doze eficiente pentru a evalua riscul suplimentar de pe tot parcursul vieții de pe tot parcursul vieții de efecte independente în studenți și angajați, 1 / (persoană · · · an) asociat cu condițiile de muncă luate:

r \u003d e stud, pers · r e,

În cazul în care coeficientul riscant trebuie luat egal cu R E \u003d 5,6 · 10 - 2 1 / (persoană · · Св).

9. Faceți concluzii privind siguranța radiațiilor în laborator, pentru care este de a compara dozele anuale de iradiere tehnologică a angajaților și studenților cu dozele corespunzătoare de doze de PD A și PD B. Calculați labilitatea rezervei la limitele dozei .

Se potrivesc dozelor de iradiere tehnologică a angajaților și studenților cu doza anuală așteptată de iradiere naturală și cu împrăștierea acesteia.

2.3. Îndepărtarea dependenței de putere a dozei la distanță

În această parte a lucrării, este necesar să se elimine dependența ratei dozei de la distanță la sursă alternativ de trei dozimetri diferiți în condițiile unui colimator deschis și închis pe un recipient cu o sursă.

Cu un colimator deschis Detectorul situat în gama de radiații gamma, "vede" direct sursa punctului și înregistrează radiația directă. Absorbția și împrăștierea în aer la distanțe mici pot fi neglijate, astfel încât în \u200b\u200bacest caz se efectuează legea pătratelor inverse : Intensitatea radiației în vid este invers proporțională cu pătratul pătrat de la punctul izotropic, de exemplu:

1/2 \u003d (R2 / R1) 2.

Cu colimator închis Detectorul înregistrează radiația, slăbită în mod semnificativ (300 sau de mai multe ori) și împrăștiată în protecția plumbului. Sursa radiației împrăștiate este întreaga suprafață a recipientului, prin urmare, sursa poate fi deja considerată punct și legea pătratelor inverse poate fi efectuată numai la distanțe lungi de la acesta.

Pentru măsurători Detectorul dozimetrului selectat este montat pe un cărucior, care se mișcă de-a lungul unei linii cu diviziuni de centimetru. Se recomandă să porniți de la o distanță lungă (R \u003d 150 cm) și apoi se apropie treptat de detectorul la sursă, pentru a găsi marginea în care dispozitivul nu "trece". În intervalul selectat, îndepărtați testele de alimentare cu 4-5 la distanțe diferite și scade fundalul . Dozele și dozele de doze sunt înregistrate în jurnalul de observare (Tabelul 2.2). Jurnalul ar trebui să efectueze traducerea mărturiei dozimetrelor într-o unitate de nebun (MKZB / H) dacă dispozitivul este separat în alte unități.

Măsurătorile trebuie repetate în mai multe instrumente atunci când colimatorul este deschis și închis. În același timp, se poate înțelege că, datorită sensibilității diferită a dozimetrelor, unele dintre ele pot fi "folosite" într-un fascicul deschis, iar altele nu prezintă nimic cu închis. Dispozitiv UHIM-2-2, separat în unitățile C -1, măsoară fluxul fotonic prin detector (F) și se numește radiometru . Pentru a transfera mărturia la o unitate de doză, utilizați dependențele de calibrare de pe desktop.

Rezultatele măsurătorilor dependenței nebune de la distanță trebuie depuse în două diagrame (una pentru deschidere, cealaltă pentru colimatorul închis). Pentru fiecare dintre ele sunt aplicate în 3 curbe care netezi punctele experimentate.

Tabelul 2.2. Masurarea mediului de măsurare a dozei echivalente de putere

Tipul dispozitivului.	unitate de măsură	Distanța r, cm
Tipul dispozitivului.	unitate de măsură
*Colimatorul este deschis*
ISS-01-P
ISS-08-P



*Colimatorul este închis*
ISS-01-P
ISS-08-P

Notă: Din mărturia marcată *, este necesar să se scape fundalul natural.

2.4. Calculul ratei dozei de activitate sursă

Calculele puterii dozei sunt efectuate convenabil sub formă de masă. 2.3.

Tabelul 2.3. Magazine pentru calculele ratei dozei

	Distanța r, m
	*Colimatorul este deschis.* Izotop: ______ g \u003d ________ Activitatea A \u003d _______ la data muncii
	Sursă neprotejată, excluzând slăbirea în aer Doza echivalentă de putere O, μз / h
Coeficientul liniar de atenuare a aerului μ B \u003d ________ SM -1
	Producția μ în x în (x in \u003d r)
	Factorul de acumulare a aerului în ∞ (μ în x in)
	Multiplicitatea atenuării aerului K \u003d ExR (μ în x C) / în ∞
	Sursă neprotejată, luând în considerare slăbirea în aer: doza echivalentă de putere 1 \u003d O / K
	*Colimatorul este închis.* Grosimea plumbului x pb \u003d 10,5 cm
Coeficientul liniar de slăbire de plumb μ *Pb.* = ______ cm - 1
Amendamentul factorului de acumulare pe geometria barierului d. =_______
Factorul acumulării de protecție împotriva plumbului în P B. (μH) p B. = _______________
Multiplicitatea plumbului de slăbire La pb \u003d μh) p b / (în p B · d) \u003d _________ ori
	Nebun, având în vedere slăbirea în plumb: 2 \u003d 1 · ExR (-μH) P B · în P B · D \u003d 1 / până la Pb

DAR = AO. / 2 N, (2.2)

unde n este numărul de perioade de înjumătățire care au trecut de la data certificării metrologice a sursei până la data experimentului: n \u003d (t-t) / t 1/2

t - data experimentului curent, apoi - data certificării, t 1/2 - timpul de înjumătățire (n ar trebui să fie fără dimensiuni); AO. - activitatea inițială a sursei prin pașaport (date din posterul de laborator).

2. Recalculați în același mod din data experimentului Passport Passport al dozei de expunere La o distanță de 1 m de la sursă, care este indicată pe posterul de laborator la data certificării sale. Traduceți-l în unitatea de alimentare a unei doze echivalente (MKZB / H).

3. Calculați valorile MAD la diferite distanțe de la sursa situată în afara recipientului de protecție - O (R), MKZB / H. Pentru calcule, se utilizează legea pătratelor inverse: rata dozei de la o sursă izotropică punct este direct proporțională cu activitatea sa și invers proporțională cu pătratul distanței de la acesta:

G · DAR / R2, Ngr / C, (2.3)

unde - puterea dozei absorbite, NGR / C; G - Radionuclid constant Gamma, NGR × m 2 / (cu × GBK); DAR - activitatea sursei, GBK; R - distanța, m.

Pentru a determina puterea dozei echivalente (μSV / h), coeficientul de radiație de cântărire W R este introdus în formula, egal cu unitatea gamma-radiații și raportul estimat de 3,6 \u003d 3600/1000:

O (r) \u003d r · DAR / R2 · 3.6 · W r, μSV / h. (2.4)

Calcule conform formulei (2.4) scrieți într-o linie cu numărul 2 Tabelul 2.3.

Pentru distanța r \u003d 1 m comparați valoarea MAD cu o valoare de pașaport, care a fost obținută la alineatul (2).

4. Faceți amendamente la slăbirea radiațiilor gamma în aer. Grosimea stratului de aer este luată egală cu distanța de la sursă la detector, x \u003d r.

Multiplicitatea atenuării stratului de aer al grosimii x în cm este

K \u003d ехр (μ în x c) / în ∞,

unde μ este un coeficient liniar de atenuare a aerului, în funcție de energia cuantei gamma, cm-1; În ∞ - factorul de acumulare în geometria infinită, care ia în considerare contribuția aerului abuzat la radiații (depinde de energia cuantelor gamma și de produsul μH). Aceste valori sunt luate în tabelele din revendicarea 1 și paragraful 2 pentru energia radiației gamma a sursei.

Mend la distanțe diferite, luând în considerare slăbirea în aer, 1 \u003d O / K trebuie înregistrată în tabelul 6 al liniei 2.3.

5. Calculați valorile MAD la aceleași distanțe pentru cazul în care sursa se află într-un recipient de plumb închis (geometria de protecție împotriva plumbului poate fi considerată o barieră). Multiplicitatea protecției plumbului de slăbire cu o grosime de x p B \u003d 10,5 cm este

K p b \u003d exr (μ p b x p b) / (în p b · d),

unde μ P B este coeficientul liniar al plumbului de slăbire, este luat de energia cuantei gamma (tabelul P.1); În P B - factorul de acumulare a plumbului pentru geometria infinită, primită în conformitate cu fila. P.2 și D - Modificarea geometriei barierei (depinde numai de energia Gamma Quanta), primită de fila. P.3. MAD, luând în considerare slăbirea în plumbul 2 \u003d 1 / k p B, trebuie înregistrată în locul 8 Tabelul 2.3.

6. Rezultatele calculelor conform tabelului 2.3 ar trebui să fie aplicate la două grafice relevante obținute ca urmare a măsurării nebunului de la distanță: o diagramă pentru cazul unei surse neprotejate - 1 (R), altul pentru sursa plasată în recipientul - 2 (R). Pentru comoditate, mărturia dozimetrelor cu calcule pe orare ar trebui să figureze puncte experimentale din tabelul 2.2.

7. În concluziile pentru această parte a lucrării rezultă:

Formulați legea de slăbire a radiației cu o creștere a distanței de la sursă;

Thunder posibilele motive pentru abaterile de dispozitive pentru instrumentele din valorile calculate;

Evaluați capacitatea de absorbție a aerului;

Controlați întrebările

1. Efectele acțiunii radiațiilor ionizante asupra corpului uman.

2. Efecte de radiații deterministe, mecanism de dezvoltare.

3. Efecte de radiații stochastice, mecanism de dezvoltare.

4. Impactul direct și indirect al radiațiilor biologice.

5. Doza absorbită și echivalentă - definiție, unități de măsurare.

6. Doză eficientă, domeniul de aplicare.

7. Doza colectivă și daunele colective.

8. Puterea dozei. Fundal natural de radiații.

9. Obiectivele de securitate și modalități de radiație de a le atinge.

10. Principii pentru asigurarea siguranței radiațiilor.

11. Principiul rațiunii.

12. Principiul raționalizării.

13. Principiul de optimizare.

14 Tipurile de iradiere umană, considerate în NRB-99.

15. Tipuri de surse de radiație eliberate de la control și contabilitate.

16. Principalele limite ale dozei sunt definirea și conținutul conceptului.

17. Niveluri admise cu iradiere tehnologică externă - Comunicare cu limitele principalelor doze.

18. Sursa constantă gamma. Doza de alimentare a dozei generate de o sursă izotropică punct de radiație γ, cu activitate și distanță.

19. Legea slăbiciunii radiațiilor cu distanța.

20. Legea de slăbire a radiațiilor în substanță.

21. Numirea, principiul de funcționare și principalele caracteristici ale instrumentelor utilizate în lucrarea de față. Posibile domenii de aplicare a acestor dispozitive.

22. Principii de protecție împotriva iradierelor după timp, distanțe și ecrane.

23. Timpul estimat de iradiere și puterea dozei admise.

24. Timpul admisibil de lucru cu sursa de radiații (în ce cazuri este necesar să îl evaluați și cum).

Lista bibliografică

2. Federal Legea "privind siguranța radiațiilor populației". № 3-FIP din 09.01.1996.

3. Norma Siguranța radiațiilor / NRB-99. - M.: TSSEN Ministerul Sănătății din Federația Rusă, 1999. - 116 p.

4. întreținere Reguli de siguranță sanitare / OsPort-99. - M.: TSSEN Ministerul Sănătății din Federația Rusă, 2000. - 132 p.

5. Kutkov, V.A. Dispoziții de bază și cerințe documente de reglementare În practica de asigurare a radiațiilor privind siguranța centralelor nucleare: studii. Visobia / V.A. Kutkov [și alții] - M: Ed. Oiate, 2002. - 292 p.

6. Kozlov, V.F. . Referința siguranței radiațiilor / V.F. Kozlov. - M.: Energoatomizdat, 1999. - 520 p.

7. Norma NRB-76/87 Siguranța radiațiilor și principalele reguli sanitare pentru lucrul cu substanțe radioactive și alte surse de radiație ionizantă a OSP-72/87 / Ministerul Sănătății al URSS. - M.: Energoatomizdat, 1988. - 160 p.

8. Golubev, B.P. Dosimetrie și protecție împotriva radiațiilor ionizante / B.P.GOLUBYEV. - M.: Energoatomizdat, 1986. - 464 p.

aplicație

Tabelul P.1. Coeficienți liniari de slăbire μ , cm-1, pentru unele substanțe, în funcție de energia radiației fotonice

	Material
			Aluminiu

Clauza de masă 2. Factori de dozare de acumulare în geometria infinită în ∞

pentru o sursă izotropică punct

E. g. ,	Compoziţie μh. (Indicator de relaxare)
E. g. ,


















Conduce (în cazul unei surse monofurizate plane)

Tabelul 3.3. Amendamentul la Tabelul 2 pentru calcularea factorului de acumulare ÎN B. Sursa izotropică punct în geometria barieră ( d \u003d B. B / B. ∞ )

1. Bazele siguranței radiațiilor .............................. .... 3

1.1. Efectul biologic al radiației ionizante ............................. 3

1.2. Prag și efecte independente atunci când iradierea umană ....... ....... ... 5

1.3 Principalele valori dozimetrice și unități ale măsurătorilor acestora ....................................... .............................................. ..12.

1.4. Principalele prevederi ale standardelor NRB-99 de siguranță la radiații ...... .. ... 15

2.1. Pregătirea pentru muncă ............................................... ................................... 18.

2.2. Evaluarea siguranței radiațiilor atunci când lucrați cu o sursă .............. 19

2.3. Eliminarea dependenței de rată a dozei de la distanță ............................. 21

2.4. Calcularea ratei dozei pentru activitatea sursei ...............................23

Întrebări de control ................................................ ..................................... 25.

Lista bibliografică ................................................ ............. ... 26.

Anexa ................................................. ................................................ 26.

Comisia internațională privind protecția radiologică, înființată în 1928. La al doilea Congres Radiological Internațional. Împreună cu Comisia internațională privind unitățile și măsurătorile de radiații (SPA, 1925), unește experții în domeniul măsurătorilor de radiații, efectul biologic al radiațiilor, dozimetriei și siguranței radiațiilor.

Comitetul științific al ONU privind acțiunea radiațiilor atomice. Organizația Națiunilor Unite înființate în 1955 pentru a evalua consecințele pentru sănătatea oamenilor de efectele radiației ionizante.

Amploarea tensiunii atingerii pentru omul care stă pe pământ și atinsă de stresul carcasei împământate, poate fi definită ca diferența dintre potențialul mâinii (corpului) și picioarelor (solului), luând în considerare coeficienți:

 1 - Luând în considerare forma intrării și distanța de la acesta până la punctul pe care există o persoană;  2 - luând în considerare rezistența suplimentară în lanțul unei persoane (haine, încălțăminte) UPR \u003d U3 1 2 și trecerea curentă prin IHM uman \u003d (i3 * R3 *  1 2) / RH Cel mai periculos pentru oameni este o atingere a unei carcase sub tensiune și localizată în afara câmpului de împrăștiere (figura 3) .

Smochin. 3. Atingeți tensiunea la părțile inactive întemeiate, care cauzate de tensiune ::

I - Curba potențială de distribuție; II - Curba de distribuție a tensiunii touch

Tensiunea pasului (tensiunea pas cu pas) este tensiunea dintre cele două puncte ale circuitului curent, situată una dintre celeilalte la o distanță de etapă, pe care persoana este simultan (GOST 12.1.009).

US \u003d U3  1 2, IH \u003d I3 * (R3 / RR1 2,

 1 - Coeficientul care ia în considerare forma împământării;

 2. Coeficient, luând în considerare rezistența suplimentară în lanțul unei persoane (încălțăminte, îmbrăcăminte). Astfel, dacă o persoană se află pe pământ lângă împământare, de la care fluxul curent, curentul curentului poate fi ramificat și trece prin picioarele persoanei de la bucla de jos (figura 4).

Smochin. 4. Pornirea tensiunii pasului

Tensiunea cea mai mare va fi aproape de împământare și mai ales când persoana este un picior peste împământare, iar cealaltă se află la o distanță de la ea. Dacă o persoană este în afara câmpului de împrăștiere sau pe o linie de echipotențial, atunci tensiunea pasului este zero (figura 5).

Trebuie să se țină cont de faptul că valorile maxime de  1 și  2 sunt mai mult astfel  1 și  2, astfel încât tensiunea pasului este semnificativ mai mică decât tensiunea tensiunii.

a-schema generală; B - împrăștierea curentului de la suprafața de susținere a unui bărbat

În plus, calea curentului "picior-picior" este mai puțin periculoasă decât calea "mână-mână". Cu toate acestea, există multe cazuri de leziune de persoane atunci când sunt expuse la stresul pas, care este explicat prin faptul că, atunci când este expus la tensiune pas, se ridică crampe și o persoană cade. După căderea unei persoane, circuitul curent se închide prin alte părți ale corpului, în plus, o persoană poate închide punctele cu potențiale mari.

Determinați grosimea necesară a pereților de beton între laborator, în care există o instalație cu un tub de raze X și spații industriale învecinate. Datele sursă: Cel mai apropiat loc de muncă din camera adiacentă cu laboratorul este situat la o distanță de 3m de tubul cu raze X. Durata tubului cu raze X în timpul zilei este de 6 ore. Puterea tubului este egală cu 0,8. Tensiunea de pe tubul anodului este de 150kV.

1. Ecrane de protecție din radiații directe cu raze X.

Radiația cu raze X are un spectru energetic continuu, a cărui energie maximă corespunde tensiunii nominale pe tubul X-Ray U0. La calcularea ecranelor de protecție din radiația cu raze X, este necesar să se ia în considerare modificarea compoziției sale spectrale, care apare ca urmare a unei absorbții mai puternice a componentelor cu spectru scăzut de energie cu o creștere a grosimii stratului protector. Pentru a determina grosimea ecranului de protecție din beton la o tensiune pe un anod 150kV, tabelul trebuie să fie utilizat. 1 (aplicație). Grosimea ecranului de protecție în acest caz este determinată în funcție de coeficientul K2

, unde t-ora tubului cu raze X pe săptămână (t \u003d 36h), puterea I a tubului curent, MA; R-distanța dintre tub și locul de muncă, m; D0-doza de radiații săptămânale de la distanță egală cu 1 mp.

Atunci , apoi în Tabelul 1 din aplicație găsim grosimea ecranului de protecție din beton D0 \u003d 200 mm.

La determinarea grosimii ecranului de protecție, se recomandă, de asemenea, creșterea grosimii sale calculate la un strat de jumătate de atenuare. În conformitate cu tabelul 2 (Anexa), definim grosimea grosimii stratului de jumătate de oxid D1 / 2 \u003d 23 mm. Ca rezultat, sa obținut că grosimea ecranelor de protecție din radiația directă cu raze X este: D \u003d D0 + D1 / 2 \u003d 200 + 23 \u003d 223 mm.

Calculul grosimii ecranelor de protecție din radiația cu raze X împrăștiate.

Pentru a determina grosimea ecranului protector al betonului, folosim datele tabelului 3 (Anexa), unde coeficientul K2 este același ca și în cazul radiației directe cu raze X. În acest caz, distanța r de la locul de împrăștiere a dispersiei până la cel mai apropiat loc de muncă din camera adiacentă, folosind tabelul 3, primim d \u003d 100mm.

Calculați valoarea grosimii înfășurării secundare a transformatorului de curent zero, înfășurată de conductorul PTTV și încheie posibilitatea de a plasa înfășurările primare, dacă DN \u003d 0,5D2, dimensiunea miezului K20x10x5, diametrul firului de cupru 0.27mm, n2 \u003d 1500, .

Conform dimensiunii miezului (KD1xd2xh, unde D1 și D2-exterior și diametrele interioare ale miezului, CM; H-înălțimea miezului) determină D2 \u003d 10 cm.

Găsiți lungimea medie a stratului de plăgii:

Găsiți numărul mediu de rotiri în stratul secundar de înfășurare

Unde KU este coeficientul de styling de sârmă, care este KA \u003d 0,8; DIZA DIAMETRU A SIGURALOR DE ÎNCĂLZIRE cu izolație, care este determinată de apendicele 2 DIP \u003d 0,31 mm

atunci

Determinați numărul de straturi ale înfășurării secundare

, acceptați NSL \u003d 3

Valoarea rafinată a grosimii bobinei secundare, luând în considerare izolația și coeficientul de umflare al Republicii Kârgâz \u003d 1,25, determină cu formula:

Efectuați verificați: Starea este efectuată.

Designul și localizarea conductorilor de înfășurări primare trebuie să furnizeze o mică valoare a amplitudinii semnalului de nonbalance la ieșirea transformatorului. Suficient mod eficient Reducerea nonbalansurilor sunt orientarea și divizarea conductorilor primari în fereastra Toroid. În primul mod (orientare) este că sistemul conductorilor primari fixați rigid este rotit în jurul axei toroide până la atingerea minimului de nemechilibru. Se stabilește experimental că, cu două înfășurări primare, valorile de neechilibru în funcție de unghiul de rotație a sistemului pot diferi de 4 ori. Principalul dezavantaj al acestei metode este luarea în considerare a setării transformatorului.