Радиационная безопасность

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

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

Таблица 2

Характеристика Радий -226

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

1 год=

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

1год=3,15*107с При Т½Ra=1600 лет

При Т½Th=1.41*1010лет

При Т½K=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 Т½Ra=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 Радонэто радиоактивный газ, не имеющий ни цвета, ни запаха, ни вкуса и тяжелее воздуха в 7.5 раз. Его распад сопровождается 100% бизлучением.

Радон несет опасность только внутреннего облучения.

Процесс образования радона бывает:

1. Эманацияобразование промежуточного радиоактивного газа при распаде твердого радионуклида;

2. Диффузияпроцесс 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;

Т½-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

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