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 Определение параметров
ионизирующих излучений при распаде РАДИЯ-226
Распад каждого радионуклида
характеризуется своим сочетаний видов ионизирующих излучений (a, b, g) при его распаде.
Параметрами ионизирующих излучений
являются:
энергия излучения, E, МєВ;
длина свободного пробега, lпр, см
Длина свободного пробега - это путь
проходимый ионизирующим излучением в воздухе/веществе до полной отдачи энергии,
затрачиваемой на ионизацию их молекул.
коэффициент ионизации, kион
Коэффициент ионизации - это число
пар ионов образуемых на пути пробега данным ионизирующим излучением. Для
образования одной пары ионов расходуется удельная энергия .
период полураспада, это время, за которое число
радиоактивных ядер определенного типа уменьшится в 2 раза.
Таблица 1
Наименование
частиц
|
Обозначение
|
Масса,
кг
|
Заряд,
Кл
|
Число
в атоме
|
Электрон
|
e
|
9,1⋅10-31
|
1,6⋅10-19
|
Z
|
Протон
|
P
|
1,6⋅10-27
|
1,6⋅10-19
|
Z
|
Нейтрон
|
n
|
1,6⋅10-27
|
-
|
N
|
Общее число протонов и нейтронов в
ядре атома характеризует массовое число A=Z+N.
Таблица 2
ИИ
|
Энергия
излучения,МэВ
|
Длина
свободного пробега в воздухе (биоткане)
|
Ионизирующая
способность Кион
|
Коэффициент
качества Qии
|
Альфа
|
3-9
|
(1-2)⋅105
|
20
|
Бета
|
0,5-3,5
|
600 см (5 мм)
|
(1-3)⋅104
|
1
|
Гамма
|
0,1-1,5
|
100
м
|
(2-6)⋅103
|
1
|
Характеристика Радий -226
Последовательность полураспала
|
Наименование радионуклидов
|
Энергия излучения,МэВ (интенсивность %)
|
Период полураспада
|
|
|
|
ɣ
|
|
|
Радий-226
|
4,6 (96)
|
0,186(4)
|
1600 года
|
Параметры ионизирующего - излучения определяется так:
в воздухе:
в биоткани
Параметры ионизирующего - излучения определяется так:
Коэффициент ионизации kион
рассчитывается на каждый вид ионизирующего излучения, который сопровождает
распад данного радионуклида:
(пар ионов)
Вывод. Иониизирующиее
излучения обуславлевает внешнее (через кожный покров ) и внутреннее облучение
органов. Внешнее облучение вызывается теми иониизирующими излучениями, длина
пробега которых в биоткане більше толщины кожного покрова
)
Внутреннее излучение вызывается
попаданием радионуклидов в органы вместе с воздухом, водой и пищей - источники
- ɣ,-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 -
.1 Определяем активности, которые
создают доминирующие радионуклиды в «чистом сырье» массой в 1 г. (, ,)
Исходные данные:
гравий кг/м3;
удельная активность Бк/кг
Бк/кг, Бк/кг
Таблица 3
Радионуклид
|
Период
полураспада Т1/2
|
Энергия
излучения МэВ (% содержания)
|
Содержание
в почве, %
|
Радий-226
|
1600
лет
|
Еα=4,8
(96) Еγ=0,186
(4)
|
9⋅10-11
|
Торий-232
|
1,4⋅1010 лет
|
Еα=4,08
(77) Еα=3,9
(14)
|
1,3⋅10-3
|
Калий-40
|
1,28⋅109 лет
|
Еβ=1,3
(89) Еγ=1,46
(11)
|
2,5
|
1 год=
где Eуд = 33,85
эВ/пар ионов, - удельная энергия распада.
год=3,15*107с
При Т1/2Ra=1600 лет
При Т1/2Th=1.41*1010лет
.2 Определяем содержание (массу)
каждого радионуклида в строительном материале Зола ТЭС
Вывод. Из доминирующих радионуклидов в
строительных материалах наибольшую опасность представляет радий, т. к. он имеет
наименьший период полураспада Т1/2Ra=1600
лет и соответственно наибольшую активность.
Наиболее радиационно опасный радионуклид Ra-226
закладывается природой горных породах в наименьшем количестве по массе в
сравнении с торием Th, калием К.
Определение радионуклидов в строительных
материалах на практике производится на базе измерений удельной активности Ауд
Ra, Ауд Th(K)
прибором гаммаспектрометром и знания плотности строительных материалов ƍс.
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 -
.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
.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
. С помощью математической модели
. 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 ɣ-излучением доминирующими радионуклидами методом экспресс
оценки:
Выводы:
1. Расчетная величина может использоватся в гражданском
строительстве, промышленном и дорожном.
. 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
. Эффективная удельная
активность готовых строительных конструкций характеризует внешнию составляющею
дозу облучения обусловленную ɣ и α-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
- для круглопустотной плиты: dпп=0,22
м
Габаритные размеры из помещения
.1 Определяем
обьемы ограждающих конструкций исходя из
4.2 Определяем
массу i-той
ограждающей конструкции
Принимаем ρок=150
кг/м3
4.3 Определяем эффективную удельную
активность в помещении здания с приминением i-тых
ограждающих конструкций (кирпича и плит перекрытий):
.4 Определяем мощность поглощенной дозы:
в помещении:
на открытом воздухе
=
, т.к. на воздухе действует только
подстилающий грунт
.5 Определяем внешнюю составляющую суммарной
дозы облучения
где 1,3 - переводной коэффициент из поглощенной
дозы в эффект;
,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
. Мощность поглощенной дозы
помещения, принято оценивать (измерять) 1 раз на стадии сдачи готового объекта
в эксплуатацию (т.к γ-фон внутри
помещения в течении эксплуатации не изменяется). γ-фон измеряют
прибором - дозиметром (дозиметр - радиометром) в центре помещения на высоте 1 м
от пола.
. характеризуется β-излучением
(5%) и γ-излучением
(95%) и, следовательно, характеризует γ-фон внутри помещения здания.
5. Расчет радонопоступлений из
источников в воздух помещения здания
Источником поступления радона
(торона)в воздух помещения здания явл. подстилающий грунт под зданием,
ограждающие конструкции и атмосферный воздух.
Контролируемый параметром является
ЭРОА соответственно концентрация радона (торона) и их ДПР. По которым
установлены регламенты допустимых значений.
Радон продукт распада радия
Радон- это радиоактивный газ, не
имеющий ни цвета, ни запаха, ни вкуса и тяжелее воздуха в 7.5 раз. Его распад
сопровождается 100% α-
излучением.
Радон несет опасность только
внутреннего облучения.
Процесс образования радона бывает:
1. Эманация- образование промежуточного
радиоактивного газа при распаде твердого радионуклида;
. Диффузия- процесс поступления радона по
порам материала в помещении здания;
· Определяем пористость грунта:
Пористость грунта Р, как физический показатель
его диффузионных свойств определяется , как отношение суммарного объема пор
пустот V2 к единице объема массы V1
материала образца.
· Определяем плотность :ρs=2500
Плотность минеральных частиц грунта ρs
определяет путем измерения образца грунта или строительной конструкции или
материала при природной влажности грунта W=12%.
· Определяем длину диффузии:
Где - это коэффициент диффузии радона,
м2/с;
Т1/2-период полураспада , с.
Ограждающие конструкции
Подстилающий грунт
Определяем постоянную распада
радона:
,
,
Определяем скорость эксхаляции из
источников в воздухе помещения:
=0,0148
Вывод:
1. Дина диффузии Rn222 значительно
привышает длина диффузии Th220 из за большого периода полураспада.
. 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.
. 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.
. Определяем объёмную активность Rа
в воздухе помещений:
. Определяем объёмную активность Rа
в воздухе верхних помещений:
. 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:
эт.
эт.
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.
. Величина внутренней составляющей
не фиксируется документально, так как она однозначна и определяется по
результатам изменения ЭРОАпомещ.(открыт. возд).
ионизирующий
излучение радионуклид радий
Литература
1. Норми
радіаційної безпеки України (НРБ-97).-Київ: МОЗ, 1997
2. ДБН
В.1.4-97 «Система норм і правил зниження рівня іонізую випромінювань
радіонуклідів у будівництві»
3. Запрудин
В.Ф., Соколов І.А., Пилипенко А.В. «Радіоекологія будівельного виробництва»
Дніпропетровськ: ПДАБА, 2003.
4. Козлов
В.Ф. «Посібник по радіаційній безпеці». - Енергоатоміздат, 1991