Укажите уравнение спада мощности дозы

Контрольная работа: Оценка радиационной и химической обстановки

Таганрогский государственный радиотехнический университет

по дисциплине: «Безопасность жизнедеятельности»

«Оценка радиационной и химической обстановки»

студент группы ЭЗ-101

1. Оценка радиационной обстановки

1.1 После применения ядерного боеприпаса

Время ядерного взрыва боеприпаса в 00 часов 1.05.2005.

Через часов после ядерного взрыва доклад дозиметриста:

‘‘Наблюдается радиоактивность. Мощность дозы (уровень радиации) (рад/ч).’’

Данные выбираются согласно номеру варианта, т.е. по последним двум цифрам зачетной книжки. Откуда получаем часов, а рад/ч.

Решим несколько задач по оценке радиационной обстановки и сделаем выводы.

Принимаем: время обнаружения радиоактивности является временем начала спада мощности дозы и временем начала облучения ().

Определить мощность дозы на 1 час после взрыва (эталонную мощность дозы).

Эталонный уровень радиации (уровень радиации на 1 час после взрыва) можно определить по формуле (5) из [2], полагая, что :

рад/ч.

Определить и построить график спада мощности дозы () за период до 96 часов. От момента взрыва первые и вторые сутки определить на 1, 2, 6, 12, 18, 24, 30, 36, 42, 48 часов, третьи и четвертые сутки – 60, 72, 84, 96 часов.

Уровень радиации на местности, зараженной РВ, на произвольный момент времени , отсчитанный от момента взрыва, определяется согласно [2] по формуле:

рад/ч,

где – известный уровень радиации (рассчитанный или измеренный) на момент времени , для нашего случая выбираем, что ч;

– коэффициент, который зависит от времени и способа возникновения РВ, в нашем случае .

Т.к. по условию время обнаружения радиоактивности является временем начала спада дозы и временем начала облучения, то в результате этого к 96 часам прибавляем еще 7 часов и в итоге рассчитываем и строим график до 103 часов. Отсюда получаем конечную формулу, по которой производим расчет:

.

Полученные результаты приведены в таблице, а график на рис.1.

Рис. 1. График спада мощности дозы облучения при ядерном взрыве.

При ядерном взрыве территорией возможного заражения считается сектор, ограниченный углом 40 0 с вершиной в эпицентре взрыва. В секторе выделяются четыре зоны возможного заражения (рис.2). В нашем случае мы находимся в зоне ‘‘Б’’, т.е. зоне сильного заражения.

Рис.2 . Зоны возможного заражения.

* Зона ‘‘А’’– умеренного заражения, на схему наносят синим цветом.

* Зона ‘‘Б’’– сильного заражения, на схему наносят зеленым цветом.

* Зона ‘‘В’’– опасного заражения, на схему наносят коричневым цветом.

* Зона ‘‘Г’’– чрезвычайно опасного заражения, на схему наносят черным цветом.

– приведенная (эталонная) мощность дозы, рад/ч.

– доза до полного распада РВ, рад.

Реально же зоны заражения имеют сложную конфигурацию.

Определить, какую дозу получат люди, живущие в палатках, т.е. на открытой местности, за 4 и 15 суток (время начала облучения – время обнаружения РВ).

Для этого воспользуемся формулой (14) из [2]:

,

где – время начало облучения и выбирается как t=t_но =7 часам, а выбирается следующим образом; для 4-х суток t_ко =24*4+7=103 часа и для 15 суток

t_ко =24*15+7=367 часов, – коэффициент защиты. Подставив эти данные в формулу, получим следующие результаты:

для 4-х суток D₄ =305.721 рад;

для 15-ти D₁₅ =402.054 рад

Определить, какую дозу получат люди, находящиеся 4 суток в подвале, в доме (тип подвала и дома выбираются самостоятельно).

Выберем в качестве подвала – подвал кирпичного одноэтажного дома, у которого коэффициент защиты подвала равен , а дома – . Остальные данные берем как и в предыдущем пункте, и считаем по формуле (14):

для подвала =25.477 рад;

для дома =6.114 рад.

У людей находившихся 4 суток и 15 суток на открытой местности доза облучения составляет соответственно D₄ =305.721 рад и D₁₅ =402.054 рад, что соответствует второй степени лучевой болезни.

Смертельные исходы до 40%, процент нетрудоспособных людей может достичь цифры 80. В общем случае работоспособность ограничена. В умственной работе допускается 10-15% ошибок, физическая работа затруднена.

В результате, чего получается, что при ядерном взрыве любые дома, помещения, подвалы и убежища могут служить как защитные средства от облучения.

Определить какую дозу получат люди за 4 суток с момента выпадения РВ, если они 12 часов (с 8 до 20) находятся на открытой местности и 12 часов в сутки находятся в помещении (помещение выбирается самостоятельно), используя формулы (13), (14) из [2].

Для этого нам нужно вычислить дозу облучения отдельно на открытой местности и отдельно в помещении. Затем полученные дозы сложить и мы получим нужную нам дозу за одни сутки. После чего сделать это для каждых из 4 суток.

Теперь разобьем весь временной промежуток, часа, на интервалы, в соответствии с [2], получим следующие интервалы времени, и в качестве помещения возьмем подвал кирпичного трехэтажного дома, у которого :

на открытой местности: 8 – 20; 32 – 44; 56 – 68; 80 – 92;

в помещении: 7 – 8; 20 – 32; 44 – 56; 68 – 80; 92 – 103.

Подставляя полученные интервалы времени в формулы (13) и (14), получим следующие результаты:

;

на открытой местности:

Суммарная доза которую получат люди составляет

Какую дозу получат люди, вышедшие работать на открытую местность через 3 часа после выпадения РВ и работающие 8 часов. Используя формулы (13) и (14). Сделать вывод о воздействии РВ и его последствиях.

Приняв во внимание, что t_no =3+7=10 часов, t_no =10+8=18 часов и формула (14) будет иметь следующий вид, куда и поставим наши значения:

=75.907 рад.

Ввиду того, что при дозе облучения рад возникает лучевая болезнь первой степени, однако работоспособность сохраняется. Смертельные случаи могут наблюдаться в единичных случаях, нетрудоспособность достигает 15%, замедлено время реакции в сложной обстановке.

Через какой минимальный промежуток времени после взрыва можно выслать бригаду для проведения СНАВР на открытой местности, при условии, что они получили дозу облучения 10 Рад, (= 10 Рад). Время работы 8 часов. Использовать формулы (17), (18) [2].

,

зная что рад и , для открытой местности, найдем параметр a :

.

После чего из уравнения (17) [2] , обозначив искомое время начала работ за x и соответственно время окончания работ за x+8, получим уравнение:

.

Решив это уравнение получим значение x равным , т.е. через 78.2 часов после взрыва можно высылать бригаду рабочих, для проведения СНАВР.

Определить коэффициенты защиты жилья, если за 10 суток поглощенная доза не превышает заданную дозу (рад), соответствующую номеру зачетки последнюю цифру плюс 2.

По формуле (14), принимая часам и соответственно часам, найдем необходимый коэффициент защиты жилья:

.

Основные направления предотвращения аварий и снижения потерь и ущерба при радиационных авариях:

а) рациональные размещения РОО (радиационный опасный объект) с учетом возможных последствий аварий;

б) специальные меры по ограничению распространению выбросов за пределы СЗЗ (санитарно-защитная зона);

в) меры по защите персонала и близживущего населения.

При проектировании РОО должны учитываться сейсмичность зоны, его геологический, гидрологический и ландшафтный особенности.

При выборе места для размещения РОО в первую очередь необходимо учитывать санитарно-гигиенические требования обеспечивающие предупреждения его вредного влияния на окружающую среду и местное население. Отдавать предпочтение следует участкам:

а) расположенным с подветренной стороны по отношению к населенному пункту, в малозаселенных местностях с ровным рельефом;

б) с глубоким слиянием грунтовых вод, чтобы наивысший уровень этих вод находился не менее чем на 1,5 метра ниже отметки пола подземных сооружений, в которых, возможно, есть радиоактивные жидкости;

в) хорошо продуваемым.

Для защиты продуктов питания и воды от заражения предусматривается комплекс мероприятий, направленный на подготовку в мирное время объектов народного хозяйства и транспорта к работе в особых условиях. В его состав входит:

а) организационные мероприятия, имеющие цель подготовить пищевые предприятия и водонососные станции к работе при нападении противника;

б) инженерно-технические мероприятия, направленные на герметизацию помещений, в которых размещаются пищевые предприятия, водонапорные станции, склады медикаментов, создания герметичной тары, и упаковочных материалов, а также транспортных средств для перевозки продовольствия и медикаментов;

в) санитарно-гигиенические мероприятия, обеспечивающие сохранность продовольствия и медикаментов.

Воду в домашних условиях можно хранить в закрывающихся стеклянных бутылках, банках или бочках.

1.2 После взрыва на АЭС с выбросом РВ

10.08.05 года в 00 часов произошла авария на АЭС.

Через 4 часа после аварии на открытой местности наблюдается мощность дозы

(рад/ч),

( – последняя цифра зачетной книжки).

Определить мощность дозы на 1, 2, 6, 12, 18, 24, 30, 36, 42, 48 часов в первые и вторые сутки, третьи и четвертые сутки — 60,72,84,96 часов по формуле (4’) [2].

Определим в начале эталонную мощность дозы по формуле (6) в [2]:

,

где – коэффициент для пересчета уровней радиации на различное время после взрыва.

В нашем случае выбирается как при аварии на АЭС. Подставив все данные в (4’), получим:

рад/ч.

Теперь получим таблицу значений и построим график .

Рис. 3. График спада мощности дозы после аварии на АЭС.

Анализируя полученные графики в п. 4.1.1. и п. 4.1.2. можно сделать следующие выводы при ядерном взрыве мощность дозы в сотни раз превышает мощность дозы после аварии на АЭС, однако спад мощности происходит по-разному, что видно из формул. При ядерном взрыве спад мощности дозы происходит быстрее, чем после аварии на АЭС. Так уже через час после ядерного взрыва мощность дозы уменьшается в два раза, а через шесть – уже в десять, в отличии от аварии на АЭС уменьшении мощности дозы в два раза происходит спустя шесть часов, и только в шесть раз спустя трое суток. Определить, какая мощность дозы будет за месяц, три месяца, полгода и за год без учета собственной дезактивации по формуле (4’). Используя указанную формулу, получим:

1) за месяц: ч., тогда рад/ч;

2) за 3 месяца: ч., тогда рад/ч;

3) за полгода: ч., тогда рад/ч;

4) за год: ч., тогда рад/ч.

Определить дозу с нарастающим итогом за первые 10 суток, через месяц, через три месяца, через год, если население находится 12 часов на открытой местности, 12 часов в помещении с (в соответствии с последней цифрой зачетной книжки ).

Для решения этой задачи воспользуемся формулой (16):

,

где уже было рассчитано ранее, часам, а выбирается в соответствии с заданным интервалом времени.

За 10 суток: ч, а рад. Откуда получаем, что на открытой местности доза составляет

рад,

а в помещении, где – рад. В итоге суммарная доза равна рад.

Аналогично рассчитаем и для других промежутков времени.

За месяц: ч, рад. Тогда на открытой местности доза равна рад, а в помещении – рад. В итоге суммарная доза равна рад.

За 3 месяца: ч, рад. Тогда на открытой местности доза равна рад, а в помещении – рад. В итоге суммарная доза равна рад.

За год: ч, рад. Тогда на открытой местности доза равна рад , а в помещении – рад. В итоге суммарная доза равна рад.

Какие мероприятия необходимо проводить по уменьшению РВ (эвакуация не производится)?

Основные способы защиты населения:

* укрытие в защитных сооружениях;

* применение СИЗ и медицинских средств защиты.

Укрытие населения в защитных сооружениях — основной и наиболее надежный способ защиты от всех поражающих факторов. Этот способ предусматривает применение системы защитных сооружений, отвечающих возможному характеру обстановки и требованиям защиты различных категорий населения. Если в городе нет специализированных защитных сооружений, то для этой цели используются метрополитены, подземные горные выработки, естественные полости, простейшие укрытия в виде открытых и перекрытых щелей.

В случае аварии РОО подается сигнал «Радиационная опасность», затем передается информация о сложившейся обстановке и конкретные рекомендации, в соответствии с которыми и действует персонал предприятий, учреждений и население. Если в поступившей информации рекомендации по действиям, необходимо защитить органы дыхания от радиоактивной пыли (респираторами, ватно-марлевыми повязками и т.д.) и по возможности быстро укрыться в ближайшем здании. Провести герметизацию помещения и продуктов питания, перед этим снять всю верхнюю одежду и положить в полиэтиленовый пакет. Затем включить телевизор радио и далее действовать в соответствии с указаниями поступающими из центра ГО.

Как решить вопрос с питанием и водой в течение первых полугода?

Чтобы не допустить заражения радиоактивными веществами, продукты при хранении должны быть защищены от загрязнения пылью. Продовольствие, находящиеся без тары или упаковки, хранящееся на складах, и других не поврежденных помещениях и в домашних условиях, считается достаточно надежным защищенным от загрязнения опасными дозами РВ во всех зонах следа радиоактивного облака. Следует иметь в виду, что открытые двери и окна, наличие щелей в стенах здания способствуют во время ветра проникновению радиоактивной пыли внутрь помещения.

Вне помещений и складов не заражаются радиоактивными веществами продукты упакованные в пыленепроницаемую тару (бочки, плотные деревянные, фанерные и картонные ящики и т.п.). Продукты, хранящиеся на открытой местности без пыленепроницаемой упаковки, до выпадения радиоактивных осадков должны быть укрыты от пыли полиэтиленовой пленкой или брезентом.

Закрытая водопроводная сеть хорошо защищает воду от заражения. Однако при обширных разрушениях не исключены повреждения водопровода и загрязнения воды. Это требует усиления охраны источников водоснабжения и контроля их работы. Резервуары с водой герметизируются, ведется систематическое наблюдение за смотровыми колодцами.

Если водонапорная сеть питается от открытых водоемов, то на водонапорных станциях должны создаваться дополнительные запасные фильтровальные установки. Необходим периодический дозиметрический контроль состояния воды.

Права и задачи городской комиссии по чрезвычайным ситуациям, ее состав.

* для организации работ по ликвидации последствий стихийных бедствий и оказании помощи министерствам, ведомствам и организациям в ликвидации последствий аварий и катастроф;

* для обеспечения постоянной готовности органов управления и привлекаемых сил к действиям чрезвычайных условиях;

* для осуществления контроля за реализацией мер, направленных на снижение ущерба от этих стихийных бедствий, аварий и катастроф.

Для городских комиссий рекомендован следующий состав:

1). председатель – 1-й заместитель председателя городского исполнительного комитета (1-й заместитель главы администрации города);

2). 5 заместителей председателя комиссии: председателя городской плановой комиссии, начальник штаба ГО города, начальник городского управления внутренних дел, начальник городского отдела здравоохранения и начальник гарнизона (заместитель председателя по войскам), расположенного в городском центре;

3). члены комиссии – сотрудники городских органов местного самоуправления, руководители городских отделов, ведомств и управлений по отраслям и представители общественных организаций.

2. Оценка химической обстановки

радиационный химический ядерный заражение

Оперативному дежурному штаба ГО и ЧС города поступило сообщение:

‘‘В часов (выбирается согласно варианту часов) на железнодорожной станции произошла авария, повлекшая за собой разрушение железнодорожной цистерны, содержащей тонн СДЯВ аммиака (тонн, СДЯВ выбираются согласно двум последним цифрам зачетной книжки)’’.

Данные прогноза погоды: направление ветра ‘‘на вас’’, облачность 0 баллов, ясно. Скорость ветра м/с.

Вертикальная устойчивость воздуха в соответствии с метеоусловиями и временем года и суток определяется по табл. 8 прил. 1 [2], для данного варианта – инверсия .

Определить эквивалентное количество вещества в первичном облаке, пользуясь формулой (23) и табл. 4. [2].

Эквивалентное количество вещества в первичном облаке определяется по формуле:

, т,

где – коэффициент, зависящий от условий хранения СДЯВ (табл. 4а прил. 1) для аммиака – ;

– коэффициент, равный отношению пороговой токсдозы аммиака к пороговой токсдозе другого СДЯВ (фосфора треххлористого) (табл. 4а прил. 1);

– коэффициент, учитывающий степень вертикальной устойчивости атмосферы; для инверсии ;

– коэффициент, учитывающий влияние температуры воздуха (табл. 4а прил. 1) ;

– количество выброшенного (разлившегося) при аварии вещества т.

После вычисления получим т.

Определить время испарения СДЯВ.

Воспользуемся формулой (34):

где – толщина слоя СДЯВ, м, для свободного разлива;

– плотность СДЯВ, т/м 3 — для аммиака;

– коэффициент, зависящий от физико-химических свойств СДЯВ (прил. 1 табл. 4а), ;

– коэффициент, учитывающий скорость ветра (прил. 1 табл. 6), ;

– коэффициент, учитывающий влияние температуры воздуха (табл. 4а прил. 1) .

Подставив все данные в эту формулу получим время испарения аммиака: ч.

Определить эквивалентное количество вещества во вторичном облаке по формуле (27):

, т,

где – коэффициент, зависящий от времени N, прошедшего после начала аварии и определяется как ч.,

а все составляющие этой формулы описаны выше и имеют следующие значения:

т, м, т/м 3 , , , ,, , .

Подставив все вышеуказанные выражение получим: т.

Определить глубину зоны заражения для первичного облака СДЯВ аммиака по табл. 5.

км.

Определить глубину зоны заражения для вторичного облака СДЯВ аммиака согласно табл. 5 [2] интерполированием.

Найдем глубину заражения для вторичного облака, согласно табл. 5 [2], глубина зоны заражения для 0.5 т составляет 3.16 км, а для 1 т – 4.75 км. Интерполированием находим глубину заражения для 0.894 т СДЯВ аммиака:

км.

Определить полную глубину зоны заражения.

Полная глубина зоны заражения вычисляется следующим образом:

км.

Определить предельно возможные значения глубины переноса воздушных масс по формуле (29).

Предельно возможным значением переноса воздушных масс , определяется по формуле:

,

где – время от начала аварии, которое принимаем равным ч;

– скорость переноса переднего фронта зараженного воздуха при данной скорости ветра и степени вертикальной устойчивости воздуха. Ее мы определяем из табл.7, для нашего случая км/ч.

В результате вычисления получаем: км/ч.

Определить площади возможного и фактического заражения по формулам (31) и (32).

Площадь зоны возможного заражения для первичного (вторичного) облака СДЯВ аммиака определяется по формуле:

,

где – площадь зоны возможного заражения СДЯВ аммиака, км 2 ;

Г – глубина зоны заражения, км;

– угловые размеры зоны возможного заражения (табл. 2);.

В итоге получим: км.

Площадь зоны фактического заражения (км 2 ) рассчитывается по формуле:

,

где – коэффициент, зависящий от степени вертикальной устойчивости воздуха, принимается равным для инверсии 0,081;

N – время, прошедшее после начала аварии, ч; выбираем в соответствии с вариантом ч.

Подставляя все величины в выражение, получим:

км 2 .

Определить время подхода облака зараженного воздуха к границе объекта по формуле (33) [2]. Расстояние от объекта до места аварии принимается равным км в соответствии с вариантом.

На карте составить схему заражения, используя рис. 3,б и прил. 2 [2].

Описать необходимые мероприятия по защите работающих и населения, используя табл. 11,12 прил. 1 [2].

Время подхода облака СДЯВ аммиака к заданному объекту зависит от скорости переноса облака воздушным потоком и определяется по формуле:

,

где x – расстояние от источника заражения до заданного объекта, км; км.

– скорость переноса переднего фронта облака зараженного воздуха, км/ч; км/ч.

Подставляя значения получим: мин.

При скорости ветра по прогнозу 0.5 м/с зона заражения имеет вид окружности:

Рис. 5 Схемы зон химического заражения и очагов химического поражения.

* Точка 0 соответствует источнику заражения;

* угол ; радиус окружности равен r.

Химическое заражение является следствием аварий на химически опасном объекте (ХОО) и транспортных средствах, перевозящих СДЯВ. Решающее значение при таких авариях имеет скорость выполнения мероприятий по защите населения.

При угрозе или возникновении аварии немедленно, в соответствии с действующими планами производится оповещение работающего персонала и проживающего вблизи населения. Населению дают указания о порядке поведения.

Об аварии руководитель объекта или дежурный диспетчер докладывает начальнику ГО города, области.

Обслуживающий персонал в соответствии с действующими на объекте инструкциями принимает меры по ликвидации или локализации аварии. По мере прибытия к этим работам приступают подразделения спасательных служб и специализированные невоенизированные формирования.

По сигналу оповещения:

* население надевает средства защиты органов дыхания (табельные либо простейшие) и выходит из зоны заражения в указанный район;

* личный состав органов управления собирается на пунктах управления;

* личный состав подразделений спасательных служб прибывает к месту аварии;

* специализированные невоенизированные формирования, формирования медицинской службы и охраны общественного порядка прибывают в назначенные пункты сбора.

В первоочередном порядке организуется разведка, которая устанавливает место аварии, вид СДЯВ, степень заражения им территории и воздуха, состояние людей в зоне заражения, направление и скорость ветра, направление распространения загрязнения. После проведения разведки и принятия решений начинается организованное ведение спасательных работ. До этого меры по спасению людей принимаются работающим персоналом объекта и самим населением в порядке само — взаимопомощи.

В зоне заражения намечаются участки объекты, на которые вводятся спасательные и медицинские формирования. Пораженные после оказания им помощи доставляются на незараженную территорию, а при необходимости — в лечебные учреждения. Население, оказавшееся в зоне заражения, эвакуируется за ее пределы.

Основные нормы поведения и действия населения при авариях с выбросом СДЯВ:

* использование СИЗ и убежищ с режимом изоляции;

* применение антидотов (противоядий) и средств обработки кожных покровов;

* соблюдение режимов поведения (защиты) на зараженной территории;

* эвакуация людей из зоны заражения, возникшей при аварии;

* санитарная обработка людей, дегазация одежды, территории, сооружений, транспорта, техники и имущества.

Для уменьшения вероятности появления большого числа жертв при подобных авариях необходимо обеспечить персонал предприятий и население близлежащих территорий соответствующими СИЗ, так как статистика показывает, что процент обеспечения населения противогазами обратно пропорционален проценту потерь среди населения при химическом заражении (табл. 12 прил.1 [2]). Также населению при обнаружении химического заражения необходимо как можно быстрее укрыться в простейших укрытиях (квартирах, зданиях и т.д.), что тоже ведет к снижению процента зараженных. Также необходимо вести разъяснительную работу среди населения, чтобы люди имели представление о пользовании СИЗ.

При вынужденном нахождении на зараженной местности необходимо строго соблюдать следующие правила:

* двигаться быстро, но не бежать и не поднимать пыли;

* не прислоняться к зданиям и не касаться окружающих предметов;

* не наступать на встречающиеся на пути капли жидкости или порошкообразные россыпи неизвестных веществ;

* не снимать СИЗ до распоряжения;

* при обнаружении капель СДЯВ на коже, одежде, обуви, СИЗ снять их тампоном из бумаги, ветоши или носовым платком;

* по возможности оказать необходимую помощь пострадавшим детям, престарелым, неспособным двигаться самостоятельно.

После выхода из зоны заражения нужно пройти санитарную обработку.

Лабораторная работа по курсу «Безопасность жизнедеятельности» «Определение и выбор режимов радиационной защиты»

Московский государственный институт электроники и математики

Кафедра «Экология и право»

по курсу «Безопасность жизнедеятельности»

«Определение и выбор режимов радиационной защиты»

студенты группы С-94:

Теоретическая часть. 3

Практическая часть: 5

Контрольные вопросы.. 13

Теоретическая часть

1.ВЫЯВЛЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Фактическая радиационная обстановка выявляется по данным разведки на основании измеренных уровней радиации после выпадения радиоак­тивных веществ из облака ядерного взрыва (или теплового взрыва АЭС) и образования следа облака на местности.

Исходными данными для выявления фактической радиационной обстановки в первую очередь являются измеренные уровни радиации в отдельных точках местности и время их измерения относительно момента взрыва (выброса).

Выявление фактической радиационной обстановки производится в следу­ющей последовательности:

1.1.Пересчитывают измеренные уровни радиации на 1 час после взры­ва (выброса)

Pt=P1*Kt, где Pt — уровень радиации через t часов относительно взрыва (выброса).

Kt — коэффициент пересчета на время t, учитываю­щий закон спада радиации. Kt — есть t в степени 1,2 для ядерного взрыва и в степени 0,4 для аварии на АЭС.

1.2.На карту (план местности) в точках измерения наносят уровни радиации, пересчитанные на 1 час после взрыва (аварии).

1.3.Проводят границы с одинаковыми (близкими) уровнями радиации на карте и приступают к оценке радиационной обстановки.

2.ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Для оценки радиационной обстановки необходимо иметь следующие исходные данные:

— уровни радиации в месте предстоящих работ.

— коэффициенты защиты зданий и защитных сооружений.

— установленную допустимую дозу облучения для работающих и населения.

— поставленные задачи и сроки их выполнения (время начала работ).

Оценка радиационной обстановки включает решение следующих задач:

2.1.Определение режима работы предприятия.

2.2.Определение режима радиационной защиты рабочих и населения.

2.3.Определение возможных доз облучения за время пребывания на заражен­ной местности.

2.4.Определение допустимой продолжительности пребывания людей на зара­женной местности по заданной дозе облучения.

2.5.Определение потребного количества смен для выполнения работ на зара­женной местности, время начала и конца работы смен, а так же получен­ную всеми сменами дозу облучения.

2.6.Возможность проживания людей на зараженной местности в следствии ава­рии на АЭС, с учетом первоначального уровня загрязнения по данному радио­нуклиду, его энергетического уровня, периода полураспада и допустимых доз для проживания населения.

3.1.Режим работы предприятия и режим радиационной защиты рабочих и населе-

ния определяется по типовым режимам радиационной защиты с учетом условия радиации на 1 час после взрыва (выброса) — Р1 и коэффициентов ослабления зданий и защитных сооружений.

3.2.Определение возможных доз облучения производится по формулам: Д=Рср*t/Косл

Рн — уровень радиации в начале работы на зараженной местности.

Рк — уровень радиации в конце работы на зараженной местности.

t — время работы.

Косл — производственного здания (защитного сооружения, жилого здания).

Для точного расчета дозы можно использовать формулы:

для взрыва: Д=5*(Рн*tн-Рк*tк)/Косл

для аварии: Д=1,7*(Рн*tн-Рк*tк)/Косл,

где tн, tк — время начала и конца работы.

3.3.Определение допустимой продолжительности пребывания людей на зара­женной местности происходит по таблице, исходя из отношения:

Ддоп*Косл/Рt, где Рt — уровень радиации на определенное время после взрыва или выброса.

Для случая аварии на АЭС: а=Рt/(Кt*Ддоп*Косл).

3.4.Определение потребного количества смен для выполнения работ производит­ся из отношения n>=Драсч/Ддоп.

Время начала работы и конец работы первой смены и последующих смен опре­деляется эксперементально с учетом того, чтобы не превысить Ддоп (смотри пункт 3.2.).

3.5.Возможность проживания людей на зараженной местности в следствии ава-

рии на АЭС и выброса зараженных радионуклидов определяется по формулам: Pо=0,2*м*Е*Nо*n ,где:

Ро — уровень радиации за год [рад/час (рад/год)].

м — линейный коэффициент ослабления гамма-лучей воздухом [1/см].

Е — энергия гамма-квантов [МэВ].

Nо — первоначальный уровень загрязнения радионуклидами [Кю/км^2].

n — число гамма-квантов, приходящихся на один распад.

Тпр — период полураспада радионуклида [лет]. t1,t2 — годы.

Косл — коэффициент ослабления жилых зданий. Возможность проживания определяется неравенством:

Контрольные вопросы

1. Что понимается под радиационной обстановкой и из чего она складывается?

Под радиационной обстановкой понимаются масштабы и степень радиоактивного загрязнения (заражения) окружающей природной среды, оказывающее влияние на жизнедеятельность населения и работу объектов народного хозяйства. Радиационная обстановка может создаваться при применении ядерного оружия, а также авариях (разрушениях) атомных электростанций, предприятий отрасли вследствие заражения радиоактивными веществами воздуха, местности и расположенных на ней сооружений, техники и имущества.

2.Дать характеристику радиационной обстановки, сложившейся в результате ядерного взрыва.

Исходными данными для прогнозирования радиационной обстановки при испытании ядерного оружия являются:

время, координаты, вид, мощность ядерного взрыва, Направление и скорость среднего ветра.

При этом, с вероятностью 0,9, считается, что заражение возможно на территории, ограниченной центральным углом 400 с вершиной в эпицентре взрыва. Фактическая площадь заражения в пределах указанного района составит примерно 30% площади данного сектора.

Для ядерного взрыва в секторе выделяют 4 зоны возможного заражения А, Б,В и Г. На внешней границе возможного умеренного заражения (А) доза радиации до полного распада радиоактивных веществ составляет 40Р, а уровень радиации через 1ч после взрыва 8Р/ч. На внешних границах зон возможного сильного (Б), опасного (В), и чрезвычайно опасного (Г) заражения дозы радиации до полного распада радиоактивных веществ соответственно равны 400,1200 и 4000 Р, а уровни радиации через 1 ч после аварии-80, 240 и 800Р/ч.

Приближенно удаление внешних границ зон от эпицентра взрыва по оси следа радиоактивного облака может быть определено по формуле:

где R — удаление внешней границы зоны от эпицентра, км;

q-мощность взрыва, кт;

V-скорость среднего ветра, км/ч;

P1-уровень радиации на границе зоны через 1ч после взрыва, Р/ч.

Прогнозирование позволяет в короткие сроки определить ожидаемые масштабы и степень радиоактивного заражения. Фактическая радиационная обстановка может быть выявлена только по данным радиационной разведки.

3.Каковы особенности радиоактивного заражения местности в случае аварий (разрушений) АЭС?

Наиболее опасным по масштабам последствий являются авария АЭС с выбросом в атмосферу радиоактивных веществ, в результате чего имеет место длительное загрязнение местности на огромных площадях.

Методика расчета радиоактивной обстановки при авариях АЭС является сложной, многофакторной задачей, ибо последняя зависит как от особенностей выброса АЭС (высота, дисперсность), так и климатических условий (скорость ветра, влажность атмосферы). Первая особенность методики расчета связана с оценкой зон радиоактивного заражения. Известно, что возможная зона радиоактивного заражения имеет вид сектора, боковые границы которого отклоняются от направления среднего ветра на ±200. Однако выброс радионуклидов за пределы аварийного блока ЧАЭС представлял собой растянутый во времени процесс, в течение которого направление ветра изменилось на 3600, что привело к распределению уровней радиации на следе.

Формирование радиоактивных выпадений в ближайшей зоне закончилось в первые 4-5 суток.

Таким образом, если след от ядерного облака при ядерном взрыве обычно вытянут по направлению среднего ветра в виде эллипса, то в случае аварии ЧАЭС конфигурация зоны радиоактивного загрязнения имеет веерный, очаговый характер и целиком определяется метеоусловиями в течение всего времени выброса.

При ядерном взрыве показатель степени, характеризующий величину спада радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов, равно 1,2.

Величина спада радиации при авариях АЭС, где другой изотопный состав радионуклидов, чем при ядерном взрыве, должна в каждом конкретном случае определяться по данным разведки.

Таким образом, при оценке радиационной обстановки при аварии АЭС можно ориентировочно принять, что

При таком законе спада уровня радиации за 7-кратный промежуток времени уменьшаются примерно в 2 раза, а не в 10 раз, как при ядерном взрыве.

4.Что понимается под оценкой радиационной обстановки и к чему она сводится на практике?

Под оценкой радиационной обстановки понимают определение на основе анализа данных радиационной обстановки, возможности производственной деятельности объектов народного хозяйства, действий ГО и населения в условиях радиоактивного заражения.

На практике оценка радиационной обстановки сводится к решению задач по определению возможных доз облучения, допустимой продолжительности пребывания людей на зараженной местности, возможного времени начала ведения спасательных работ, режимов защиты рабочих, служащих, производственной деятельности объектов и т. д.

Исходными данными для оценки радиационной обстановки по данным разведки являются:

· уровни радиации и время их измерения;

· коэффициенты ослабления зданий и защитных сооружений;

· допустимые (установленные) дозы облучения;

· поставленная задача и срок ее выполнения.

5. Дайте краткую характеристику приборов радиационной разведки и дозиметрического контроля.

Измерители мощности дозы ДП-5А (Б) и ДП-5В предназначены для измерения уровней радиации на местности и радиоактивной заражен­ности различных предметов по гам­ма-излучению. Мощность гамма-из­лучения определяется в миллирентгенах или рентгенах в час для той точки пространства, в которой помещен при измерениях соответствующий счетчик прибора. Кроме того, имеется возможность обнаружения бета излучения.
Диапазон измерений по гамма-из­лучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч в ди­апазоне энергий гамма квантов от 0,084 до 1,25 Мэв. Приборы ДП-5А, ДП-5Б и ДП-5В имеют шесть поддиапазонов измерений. Отсчет показа­ний приборов производится по нижней шкале микроамперметра в Р/ч, по вер­хней шкале — в мР/ч с последующим умножением на соответствующий коэффициент поддиапазона. Участки шка­лы от нуля до первой значащей цифры являются нерабочими. Приборы имеют звуковую индика­цию на всех поддиапазонах, кроме первого. Звуковая индикация прослу­шивается с помощью головных теле­фонов.

Белла — дозиметр бытовой предназначен и оценки мощности дозы гамма-излучения, а также для измерения мощности полевой эквивалентной дозы (МЭД) гамма-излучения по цифровому табло.

6. Назовите допустимые дозы облучения на мирное и военное время.

Предельно допустимые дозы облучения

По отношению к облучению население делится на 3 категории.
Категория А облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.
Категория Б облучаемых лиц или ограниченная часть населения — лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений.
Категория В облучаемых лиц или население — население страны, республики, края или области.
Для категории А вводятся предельно допустимые дозы -наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Для категории Б определяется предел дозы.
Устанавливается три группы критических органов:
1 группа — все тело, гонады и красный костный мозг.
2 группа — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам.
3 группа — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.
Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице

Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (бэр/год). Таблица 1

Дозовые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения, бэр за календарный год

Группы критических органов

Предельно допустимая доза (ПДД) для категории А

Предел дозы (ПД) для категории Б(ПД)

Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.

Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже в таблице 2 дан перечень единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.

Основные радиологические величины и единицы

Величина

Наименование и обозначение

единицы измерения

Соотношения между

единицами

Внесистемные

Активность нуклида, А

Беккерель (Бк, Bq)

Экспозиционная доза, X

Поглощенная доза, D

Эквивалентная доза, Н

Интегральная доза излучения

Рад-грамм (рад·г, rad·g)

Грей — кг (Гр·кг, Gy·kg)

Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt) :

Единица активности в системе СИ — Беккерель (Бк).
Внесистемная единица — Кюри (Ки).

Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону:

N(t) = N0 exp(-tln2 / T1/2) = N0 exp(-0.693t / T1/2)

где No — число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т1/2 — период полураспада — время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер.
Массу m радионуклида активностью А можно рассчитать по формуле :

m = 2.4*10-24 M T1/2 A

где М — массовое число радионуклида, А — активность в Беккерелях, T1/2 — период полураспада в секундах. Масса получается в граммах.
Экспозиционная доза (X). В качестве количественной меры рентгеновского и -излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу, определяемую зарядом вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества (dm) при полном торможении всех заряженных частиц :

Единица экспозиционной дозы — Рентген (Р). Рентген — это экспозиционная доза рентгеновского и
-излучения, создающая в 1куб. см воздуха при температуре О°С и давлении 760 мм рт. ст. суммарный заряд ионов одного знака в одну электростатическую единицу количества электричества. Экспозиционной дозе 1 Р
соответствует 2.08*109 пар ионов (2.08*109 = 1/(4.8*10-10)). Если принять среднюю энергию образования 1 пары ионов в воздухе равной 33.85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р одному кубическому сантиметру воздуха передается энергия, равная :
(2.08*109)*33.85*(1.6*10-12) = 0.113 эрг,
а одному грамму воздуха :
0.113/возд = 0.113/0.001293 = 87.3 эрг.
Поглощение энергии ионизирующего излучения является первичным процессом, дающим начало последовательности физико-химических преобразований в облученной ткани, приводящей к наблюдаемому радиационному эффекту. Поэтому естественно сопоставить наблюдаемый эффект с количеством поглощенной энергии или поглощенной дозы.
Поглощенная доза (D) — основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме :

Единица поглощенной дозы — Грей (Гр). Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества.
Эквивалентная доза (Н). Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы Dr, созданной облучением — r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель wr (называемый еще — коэффициент качества излучения)

Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование Зиверт (Зв).

Методы оценки радиационной опасности и защиты от облучения

» data-shape=»round» data-use-links data-color-scheme=»normal» data-direction=»horizontal» data-services=»messenger,vkontakte,facebook,odnoklassniki,telegram,twitter,viber,whatsapp,moimir,lj,blogger»>

Методы оценки радиационной опасности и параметров защиты от внешнего облучения

Приложение 1. Учебная инструкция по расчету параметров защиты от внешнего бета-облучения

Все без исключения α-излучатели и подавляющее большинство β-излучающих радионуклидов параллельно излучают и гамма-излучением. Таким образом защита от внешнего гамма-излучения полностью обеспечивает и защиту от α- и β-излучения.

Лишь чистые -излучатели, в которых полностью отсутствует -излучение (P 32 , S 35 , C 14 , Ca 46 , Sr 89 , Sr 90 , Ir 90 ), требуют проведения защитных мероприятий, отличающихся от используемых для -излучения. Такая защита основана на длине пробега β-частичек в воздухе или в экранирующих материалах. Длина пробега, в свою очередь, зависит от максимальной энергии этого излучения.

Для определения безопасного расстояния или толщины защитного экрана в табл. 1 “Основные физические характеристики некоторых радионуклидов” находят максимальную энергию β-излучения данного изотопа, а в табл. 2 ‑ безопасное расстояние (длина пробега в воздухе) или толщину защитного экрана ‑ из алюминия, силикатного, органического стекла, пластиков и др.

Таблица 1. Основные физические характеристики некоторых радионуклидов

Таблица 2. Максимальный пробег бета-частиц в разных средах в зависимости от энергии

Приложение 2. Учебная инструкция по расчету параметров защиты от внешнего γ-облучения на основании недельных доз облучения, выраженных в рентгенах

Для оценки условий труда при работе с источниками γ-излучения и расчета защиты от внешнего облучения пользуются формулами (1), (2), которые позволяют определять зависимость дозы облучения (Д) от количества радионуклида (активности источника), времени облучения и расстояния между источником излучения и облучаемым объектом:

где: Q ‑ активность источника в милликюри;

M ‑ активность источника в мг/экв радия;

К_γ ‑ γ-постоянная радионуклида (таблица 1);

8,4 ‑ γ-постоянная радия;

t ‑ время облучения за рабочую неделю ‑ в часах (30 часов у рентгенологов и радиологов при работе с закрытыми источниками; 27 часов ‑ при работе с открытыми источниками);

R ‑ расстояние между источником и облучаемым объектом в сантиметрах;

Оценка условий труда проводится путем сравнения расчетной дозы с допустимым для категории А уровнем – 20 мЗв/на 50 рабочих недель = 0,4 мЗв/неделю, которая для γ-излучения равняется 0,04 рентгена/неделю.

Преобразовав вышеупомянутую формулу относительно Q или М, t, R, можно определить активность, время или расстояние, которые обеспечивают безопасность персонала. В преобразованных формулах доза облучения обозначается D_о и отвечает допустимой дозе за рабочую неделю ‑ 0,04 рентген (0,4 мЗв).

В случае, если защита количеством, расстоянием или временем не обеспечивают радиационную безопасность, применяют экранирование.

Для определения толщины защитного экрана находят прежде всего кратность ослабления ‑ число, которое показывает, во сколько раз с помощью экрана необходимо ослабить излучение, чтобы созданная доза облучения не превышала допустимый лимит дозы. Кратность ослабления находят по формуле (3):

где: D ‑ рассчитанная фактическая доза облучения для конкретных условий работы;

D_о – допустимая доза облучения.

На основании кратности ослабления и энергии γ-излучения данного радионуклида (которую находят в табл. 1) в специальных таблицах (см. табл. 3, 4, 5) находят толщину защитного экрана из соответствующего материала ‑ свинца, железа, бетона.

Таблица 3. Толщина защиты из свинца в зависимости от кратности ослабления и энергии гамма-излучения (в мм)

Таблица 4. Толщина защиты из железа (в см) в зависимости от кратности ослабления и энергии -излучения (широкий пучок; =7,89 г/см 3 )

Таблица 5. Толщина защиты из бетона (в см) в зависимости от кратности ослабления и энергии -излучения (широкий пучок; =2,3 г/см 3 )

Учебная инструкция по расчету параметров защиты от внешнего γ-облучения на основании определения мощности поглощенных в воздухе доз, выраженных в микрогреях в час

Для оценки эффективности противорадиационной защиты при работе с источниками гамма-излучения и расчета, в случае необходимости, ее параметров необходимо располагать следующими исходными данными об условиях облучения:

• активность источника гамма-излучения в беккерелях (Бк);
• энергию гамма-излучения в мега-электронвольтах (МэВ);
• расстояние от источника излучения до объекта облучения в метрах (м);
• время облучения в часах (ч);
• керма радионуклида;
• мощность поглощенной в воздухе дозы в микрогреях в час, (мкГр/ч);
• материал защиты (его название и плотность);

Оценка соответствия параметров противорадиационной защиты требованиям действующего законодательства базируется на сравнении расчетной мощности поглощенной в воздухе дозы (ПД) с допустимой мощностью поглощенной в воздухе дозы (ДМД).

Величину мощности поглощенной в воздухе дозы внешнего облучения рассчитывают по формуле:

где: Р – мощность поглощенной в воздухе дозы Гр/ч (рассчитанная по этой формуле мощность поглощенной в воздухе дозы выражена в Гр/ч. Для перерасчета в мкГр/ч ее умножают на 10 -6 );

А ‑ активность источника γ-излучения в беккерелях (Бк);

G ‑ керма радионуклида ‑ суммарная начальная кинетическая энергия всех заряженных частичек, создаваемых в единице массы облученной среды действием вторично ионизирующего излучения. Системной единицей кермы является Грей, внесистемной – рад. Значение кермы находят или в специальной таблице или рассчитывают умножением гамма-постоянной радионуклида на коэффициент ‑ 6,55, а γ-постоянную находят в табл. 1 (“Физические характеристики радионуклидов”);

t ‑ время облучения в секундах (если это время выражено в часах, то для перерасчета на время, выраженное в секундах, его умножают на 3 600);

R ‑ расстояние от источника излучения до объекта облучения в метрах (м).

Аналогично расчетам по формулам (1) и (2), преобразовав формулу (4) относительно А, t или R, можно, при необходимости, определить параметры защиты количеством (активностью), расстоянием или временем.

При этом в преобразованных формулах мощность дозы обозначается как Р₀ и должна отвечать величине допустимой мощности поглощенной в воздухе дозы (см. табл. 6).

Расчет защиты от внешнего γ-облучения с помощью экранов проводится аналогично приведенному выше.

Первый этап расчета защиты с помощью экранов ‑ расчет мощности поглощенной в воздухе дозы от конкретного источника по приведенной выше формуле.

Второй этап расчета ‑ определение необходимой кратности ослабления мощности поглощенной в воздухе дозы. Для этого пользуются формулой (5):

где: К ‑ кратность (коэффициент ослабления);

Р ‑ рассчитанная фактическая мощность поглощенной в воздухе дозы;

Р₀ – допустимая мощность поглощенной в воздухе дозы (см. табл. 6).

Третий этап ‑ нахождение толщины защитного экрана из соответствующего материала (свинца, железа, бетона) по величинам необходимой кратности ослабления γ-излучения и его энергии. При этом используют те же таблицы 3, 4, 5.

Таблица 6. Допустимые мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, которые используются для проектирования защиты от внешнего облучения

Другие помещения и территории

Учебная инструкция по методике расчета толщины защитных устройств от рентгеновского излучения

Расчет толщины стен, пола, потолка помещений рентгенкабинета, защитных ширм и экранов состоит из трех действий:

‑ определения необходимого коэффициента ослабления рентгеновского излучения (К), который показывает, во сколько раз нужно снизить мощность дозы к допустимой;

‑ определения толщины защиты из свинца, необходимого для снижения мощности поглощенной в воздухе дозы, создаваемой источником рентгеновского излучения, к допустимой величине;

‑ перерасчета найденной толщины защиты из свинца на тот материал, из которого проектируются или существуют строительные конструкции или другие устройства.

Для расчета коэффициента ослабления рентгеновского излучения при определении мощности дозы в воздухе в рентгенах за час пользуются формулой (6):

где: І_ст – стандартный анодный ток рентгеновской трубки (1-3 mА);

R ‑ расстояние от рентгеновской трубки до места защиты, м;

ДМД ‑ допустимая мощность поглощенной в воздухе (экспозиционной) дозы излучения, Р/час (см. табл. 7).

Допустимая мощность дозы (ДМД) в рентгенотделениях и кабинетах, мР/час

Необходимую толщину защиты из свинца в зависимости от коэффициента ослабления и напряжения на рентгеновской трубке находят в специальной таблице (табл. 8).

Толщину защиты из строительных материалов находят на основании их свинцовых эквивалентов в табл. 9.

Таблица 8. Толщина защиты из свинца (в мм) для ослабления первичного пучка рентгеновского излучения в зависимости от коэффициента ослабления (К) и напряжения на рентгеновской трубке, кВ

Таблица 9. Свинцовые эквиваленты разных строительных материалов

Свинцовый эквивалент просвинцованной резины:

плотностью 3,3 г/см 3 – 0,2 мм Рb;

плотностью 5,8 г/см 3 – 0,45 мм Рb.

Приложение 2. Учебная инструкция по расчету защиты от рентгеновского излучения при определении мощности доз в мкГр/час

Аналогично расчетам в рентгенах в час при выражении мощности доз в мкГр/ч, расчет защиты от рентгеновского излучения экранированием основывается на определении коэффициента (кратности) ослабления мощности поглощенной в воздухе дозы рентгеновского излучения (ПД) при отсутствии защиты к уровню допустимой мощности поглощенной в воздухе дозы (ДМД) в той же точке помещения за счет экрана.

Стационарные средства противорадиационной защиты процедурной рентгеновского кабинета (стены, потолок, пол, окна, дверь, обзорное окно между процедурной и комнатой управления) должны обеспечивать ослабление рентгеновского излучения до уровня, при котором мощность поглощенной в воздухе дозы на рабочих местах персонала, в совмещенных помещениях и на близлежащей к процедурной территории, при размещении рентгенкабинета на первом этаже не будет превышать допустимой мощности поглощенной дозы.

Кратность ослабления рентгеновского излучения (К) рассчитывается по формуле (7):

где: ПД ‑ рассчитанная фактическая мощность поглощенной в воздухе дозы рентгеновского излучения в контролируемой точке, мГр/час;

ДМД ‑ допустимая мощность поглощенной в воздухе дозы за средствами стационарной защиты, мкГр/ч (см. табл. 10);

10 3 – коэффициент для перерасчета мощности поглощенной в воздухе дозы, выраженной в мГр на мощность, выраженную в мкГр;

Н – радиационный выход – мощность поглощенной в воздухе дозы в первичном пучке рентгеновского излучения на расстоянии 1 метр от фокусного пятна рентгеновской трубки мГр · м 2 /мАмин. Значение радиационного выхода берут из технического паспорта рентгеновской трубки, а при его отсутствии – из таблицы (табл. 11).

W ‑ рабочая нагрузка (анодный ток) рентгеновского аппарата (мА · мин)/в неделю. Она рассчитана, исходя из регламентированной продолжительности проведения рентгенологических исследований при стандартизованных значениях анодного напряжения. Эти данные, в зависимости от типа и назначения рентгеновского аппарата, приведены в таблице 12.

N ‑ коэффициент направленности излучения. В рентгеновских аппаратах этот коэффициент принимается равным 1, в аппаратах с подвижным источником излучения (рентгеновский компьютерный томограф, панорамный томограф) коэффициент направленности равняется 0,1, а в направлениях, куда попадает только рассеянное излучение ‑ 0,05.

30 ‑ значение нормированного времени работы рентгеновского аппарата в течение недели (ч/неделю);

r ‑ расстояние от фокуса рентгеновской трубки к точке измерения уровня излучения (в метрах); определяется по проектной документации на рентгеновский кабинет.

Таблица 10. Допустимые мощности поглощенной дозы рентгеновского излучения (ДМД) за стационарной защитой процедурной рентгеновского кабинета

Таблица 11. Значение радиационного выхода Н на расстоянии 1 м от фокуса рентгеновской трубки

(анодное напряжение постоянное, сила анодного тока 1 мА, дополнительный фильтр 2 мм А1, для 250 кВ ‑ 0,5 мм Сu)

Таблица 12. Стандартизованные значения рабочей нагрузки W и анодного напряжения U при расчете стационарной защиты

Расчет защиты принято проводить для точек, размещенных:

‑ вплотную к внутренней поверхности стен помещений, которые прилегают к процедурной рентгеновского кабинета или внешним стенам;

‑ на расстоянии 0,5 м от уровня пола при размещении процедурной под помещением, которое имеет защиту;

‑ на расстоянии 2 м от уровня пола при размещении процедурной над помещением, которое имеет защиту.

Используя рассчитанные значения кратностей ослабления (К) по таблице 8 с учетом анодного напряжения на рентгеновской трубке находят свинцовые эквиваленты защиты, которые используют для следующего расчета толщины защиты из других материалов (табл. 9).

Приложение 3. Образцы задач для самостоятельной работы студентов на занятии

Задача 1. Эталонный препарат из стронция-90 активностью 10 мКи (370 кБк) используется на протяжении 4 часов рабочего дня 5-дневной рабочей недели в ремонтной лаборатории дозиметрических приборов. Определите толщину защитного экрана из органического стекла для безопасной работы с эталоном.

Задача 2. Радиоактивный фосфор-32 с активностью 40 мКи (1,48 МБк) сохраняется в стеклянном флаконе с толщиной стенок 3 мм. Обеспечивает ли флакон защиту от бета-облучения? Если нет, то какая толщина стенок флакона должна быть.

Задача 3. Рассчитайте дозу внешнего облучения, создаваемого радиоактивным цезием-137, активность которого 10 мКи (370 кБк) на расстоянии 0,5 м при работе на протяжении 20 часов в неделю.

Задача 4. Рассчитайте количество радиоактивного йода-131 (в мКи или кБк), с которой можно работать без защитного экрана и манипуляторов на протяжении 25 часов в неделю. Рабочее расстояние R = 50 см.

Задача 5. В радиоизотопной лаборатории при проверке и градуировании приборов предполагается использование эталонного источника гамма-излучения кобальта-60 активностью 30 мКи (10,1 МБк).

Определить: 1) расстояние, которое обеспечивает безопасность работы с источником на протяжении половины рабочего времени (15 часов в неделю);

2) толщину защитного экрана из свинца, позволяющего работать с этим источником на расстоянии длины предплечья от источника (40 см);

Задача 6. В радиологическом отделении больницы планируется использование радиоактивного йода-131 для диагностики и лечения тиреотоксикозов. Предполагаемая продолжительность работы с этим изотопом – 3 часа ежедневно. Максимальная активность на рабочем месте 30 мКи (10,1 МБк). Определите два варианта рекомендаций, которые бы обеспечили безопасность персонала от внешнего облучения.

Задача 7. Предполагается, что источник гамма-излучения цезий-137, активность которого 10 кюри (37 ГБк), в защитном контейнере из свинца будет постоянно находиться в радиоизотопной лаборатории на расстоянии 3 м от рабочих мест персонала. Будет ли обеспечена при этом безопасность работающих в лаборатории.

Задача 8. Для внутритканевой радиометрии опухолей планируется использование 10 игл из кобальта-60 активностью 20 мКи (740 кБк) каждая. Иглы сохраняются в свинцовом контейнере, откуда их процедурная сестра вынимает корнцангом и вводит больным. Рабочее расстояние при введении R=0,5 м (длина предплечья и корнцанга). Продолжительность процедуры ‑ 3 часа ежедневно при 5-дневной рабочей неделе.

Рассчитайте толщину защитного экрана из свинца, который обеспечивал бы безопасные условия работы медсестры.

Задача 9. Определите необходимую толщину экрана из просвинцованной резины плотностью 3,3 г/см 3 перед рабочим местом врача-рентгенолога в рентгеновском кабинете. Анодный ток на рентгентрубке 2 мА, напряжение 100 кв. Расстояние рабочего места рентгенолога от фокуса рентгентрубки равняется 170 см.

Задача 10. Достаточна ли защитная эффективность стены между процедурной рентгенкабинета и сопредельной лабораторией, состоящей из ½ полнотелого кирпича (12 см) и 4 см обычной штукатурки? Расстояние от фокуса рентгеновской трубки к точке за стеной – 2,5 м. Анодный ток на трубке 3 мА, напряжение 250 кв.