Радиобиология Экология. Радиобиология. Излучений с помощью защитных экранов
 Скачать 0.75 Mb.
|
|
РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 1. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ С ПОМОЩЬЮ ЗАЩИТНЫХ ЭКРАНОВ Ионизирующее излучение - это физическое явление, связанное с излучением потока альфа-, бета-, гамма- частиц или электромагнитной энергии, приводящее к ионизации окружающей среды. Методы и средства защиты от ионизирующего излучения основываются на следующем: 1 Установление предельно допустимых доз облучения. 2 Контроль уровня радиации. 3 Изоляция излучающих объектов. 4 Применения вентиляции и вытяжных шкафов. 5 Применения защитных экранов. Защитными экранами от ионизирующих излучений являются стенки контейнеров для перевозки изотопов, стенки сейфов для хранения изотопов, а также специальные экраны. Для защиты от α-частиц достаточно слоя воздуха толщиной 5-6 см, поэтому используют экраны из органического стекла. Для защиты от β - излучений применяют экраны из материалов малой атомной массы (алюминий, плексиглас, карболит). Для защиты от β - и γ – излучений используется защита из комбинированных двух и многослойных экранов, у которых со стороны источника излучения устанавливают экран из материала с меньшей атомной массой, а за ним – с большей массой (свинец, сталь и др.). Для защиты от γ – излучения, рентгеновского излучения (высокая проникающая способность) используют материал с большой атомной массой и плотностью (свинец, вольфрам и др.), а также сталь, железо, бетон, чугун, кирпич. Для защиты от нейтронного излучения используют: водородсодержащие материалы (вода, парафин, полиэтилен), то есть материалы, имеющие в своем составе атомы водорода; бром, бериллий, кадмий или графит. Нейтронные излучения сопровождаются гамма-излучением, поэтому используют многослойные экраны: свинец – полиэтилен; сталь – вода. Для одновременного поглощения нейтронного и гамма-излучения используют водные растворы гидроксидов тяжелых металлов (например, гидроксид железа - Fе(ОН)3). Особое место занимает защита от ионизирующих излучений при эксплуатации ядерных реакторов и при обращении с ядерными отходами. На современных АЭС применяют многобарьерную систему защиты окружающей среды от ионизирующих излучений. Отходы после переработки (отделение ценных продуктов) подвергаются стеклованию, бетонированию и захоронению в могильниках. Жидкие отходы выпаривают, осадки заливают в стекло. Радиоактивные газы выдерживаются в газгольдерах до снижения активности и выбрасываются в атмосферу. Для расчета защитных экранов от ионизирующих излучений необходимо знать об источнике излучения, расстояние до источника, материал защитного экрана. Задание. Рассчитать защитный экран для защиты от источника ионизирующих излучений в рабочем помещении по вариантам (таблица 3). Согласно нормативу при 6-часовом рабочем дне предельно допустимая доза облучения составляет Wд=1,4мР/ч. Таблица 3 - Исходные данные для расчета
К= (8,4*661000) / (1902*1,4) =109,8 1 Рассчитывают коэффициент ослабления экрана по формуле  где mRa, [мг-экв.Ra] - γ-эквивалент источника - условная масса 226Ra, создающего на некотором расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник (1 мг-экв.Rа=8,4Р/ч на расстоянии 1см); R - расстояние от источника, см; Wд - предельнодопустимая доза облучения, мР/ч. 2 Выбирают материал и его толщину по графику зависимости коэффициента ослабления материала от его толщины (рисунок 1).  Рисунок 1 – Определение коэффициента ослабления материала Ответ: К= 109,8 Свинец толщина 10 см, Железо толщина 17 см. РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 2 7.1 Выполнение измерений 1 Разместить дозиметр в выбранной точке измерений. 2 Через 30 секунд снять показания на цифровом табло в микрозивертах в час (мкЗв/ч) или микрорентген в час (мкР/ч). 3 Снять пять показаний в данной точке измерения. 4 Показания дозиметра записать в таблицу 7. 5 На карте-схеме точек контроля радиационного фона (приложение) пометить опорные точки, в которых проведены измерения мощности дозы. 7.2 Обработка и оформление результатов измерений 1 Вычислить среднее арифметическое значение показаний мощности дозы (мкЗв/ч) по формуле Р = (Р1 + Р2 + … РN)/N, где N – количество измерений, и записать в графу №7 таблицы 7. 2 Рассчитать суммарную дозу, которую получит человек в течение года на данной территории (см. п.1.3), и записать в графу №8 таблицы 7. 3 Сопоставить полученные значения дозы за год (Р, Зв/год) с предельно допустимыми (см. п.5), записать в графу №9 таблицы 7. 4 На основе анализа полученных данных сделать вывод о радиационной обстановке исследованной территории; ответить на вопрос, к какой категории согласно нормативным документам норм облучения, относятся люди, проживающие на данной территории; указывать, как использованы или будут использоваться полученные результаты. РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 3 1 Определить фон окружающей среды. Эта величина характеризует суммарную величину радиоактивности воздуха и радиоактивности космических лучей, обычно по бета-излучению составляет 10-15 имп./мин. Превышение этой величины говорит об увеличении радиоактивности воздуха. 2 Определить радиоактивность почвы (песок, глина, чернозем), промышленных образцов. Радиоактивность почвы (имп./кг почвы) - из измеренной величине вычитают радиоактивность фона и делят на величину навески почвы. 3 Результаты оформляют в виде таблицы. 4 На основе анализа полученных данных сделать вывод о радиационной обстановке почв территории. Таблица 7 – Результаты исследования территории студенческого городка УГНТУ
На основе анализа полученных данных можно сделать вывод о том, что радиационная обстановка почв территории находится в пределах допустимой дозы Зв/год. Согласно нормативным документам норм облучения, люди, проживающие на данной территории, относятся к категории В- население страны, республики, края и области. Карта точек контроля радиационного фона изучаемой территории  | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||