Радиационная безопасность

Министерство образования и науки РФ

Южно-Уральский государственный университет

Заочный инженерно-экономический факультет

Кафедра БЖД

Контрольная работа

Радиационная безопасность

Выполнил: студент гр. 445-С

Корниенко А.А.

Проверил: преподаватель

Пожбелко Г.С.

Челябинск 2005 г.

Содержание

Вопрос 1. Процесс взаимодействия фотонов с веществами

Вопрос 2. Концепция приемлемого риска

Вопрос 3. Материалы для защиты от нейтронного излучения

Вопрос 4. Организация работы с открытыми источниками ионизирующих излучений

Задача 1

Задача 2

Задача 3

Задача 4

Задача 5

Литература

Вопрос 1. Процесс взаимодействия фотонов с веществами

Фотон - квант электромагнитного поля, элементарная частица с нулевой массой покоя и спином, равным единице.

Процесс взаимодействия фотонов с электронами и позитронами - это квантовая электродинамика, предсказания которой проверены в экспериментах с огромной точностью.

Масса покоя фотона равна нулю, это означает, что фотон невозможно ни остановить, ни замедлить. Независимо от своей энергии, он обречен двигаться с фундаментальной скоростью (С). Если предположить наличие у фотона некоторой массы, то все же конечной массы (m_v), то можно исследовать возникающие при этом наблюдательные эффекты. Как и у обычных частиц, скорость фотонов тогда должна была бы зависеть от их энергий (т.е. от длины волны излучения) и быть всегда меньше (С).

Эффект дисперсии электромагнитных волн в вакууме можно было бы в принципе обнаружить по излучению пульсаров. Образно говоря, синие лучи придут к наблюдателю раньше красных.

Наличие у фотона конечной массы покоя привело бы к появлению конечного радиуса действия электромагнитных сил.

В самом деле, если заряд испускает виртуальный фотон, то возникает неопределенность в энергии.

∆Е»m_v*с²,

и по соотношению неопределенностей такой фотон может существовать в течение времени:

∆t»h/∆Е»h/m_v*с²

За это время он пройдет расстояние, не больше:

λ_v=∆t*с»h/m_v*с²,

после чего должен поглотиться другим зарядом. Эффекты конечной массы покоя фотона проявлялись бы, следовательно, на расстояниях, больших или порядка λ_v.

Фотон - одна из наиболее изученных элементарных частиц с относительно простыми свойствами. Возможно, дальнейшее углубление нашего понимания природы фотона и его роли в микромире произойдет с развитием теорий, объединяющих воедино все виды фундаментальных взаимодействий.

Вопрос 2. Концепция приемлемого риска

Изучая НРБ-99 (СП 2.6.1758-99), приемлемый риск можно сформулировать следующим образом:

Человечество, работая с материалами, излучающими радиацию, всегда подвержено риску облучения, необходимо применять все методы защиты при работе и источниками И.И., чтобы в итоге предел дозы не превышал нормативы.

Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Многие легко мирятся с факторами, связанными с гораздо большим риском для жизни и здоровья, такими, например, как курение или езда на автомобиле. Для гражданина какой-либо промышленно развитой страны, получающего сполна всю среднюю индивидуальную дозу облучения как от естественных, так и от техногенных источников радиации, вероятность погибнуть в автомобильной катастрофе в пять раз, а вероятность преждевременной смерти из-за курения (при выкуривании 20 сигарет в день) более, чем в 100 раз превышает вероятность умереть от рака вследствие облучения.

Почти не привлекают к себе внимания и такие аспекты, как последствия экономии энергии и чрезмерного облучения при рентгенологических обследованиях, - два основных фактора, ведущие к неоправданному облучению населения. Создается впечатление, что все внимание общественности и все опасения по поводу радиационной опасности сосредоточились главным образом на атомной энергетике, вклад от которой в суммарную дозу облучения населения один из самых скромных.

Зачастую легче подсчитать стоимость ущерба от какого-либо действия, чем оценить, насколько оно выгодно. Более того, недостаточно доказать, что какая-то опасная процедура выгодна обществу в целом; люди, которые рискуют больше других, хотят иметь уверенность в том, что выгода лично для них перевешивает последствия риска. При лучевой терапии рака шанс для больного излечиться намного перевешивает риск, которому он подвергается, получая большие дозы облучения, и больные, которые получают эти дозы, - как раз те самые люди, которые имеют при этом какую-то выгоду. Неоправданно большие дозы облучения при рентгенологических исследованиях также укладываются в эту простую схему: пациент подвергается дополнительному риску, не имея от этого никакой дополнительной выгоды.

Облучение в результате радиоактивного загрязнения окружающее среды предприятиями атомной энергетики гораздо труднее оценить однозначно. Во-первых, все выгоды, которые может дать получение энергии таким способом, достаются всему обществу в целом, а люди, живущие рядом с такими предприятиями, на которых падает весь риск, получают лишь малую толику этих выгод. Во-вторых, не кончаются дебаты по поводу того, так ли уж выгодна атомная энергетика в сравнении с другими способами получения энергии, использующими другие виды топлива, хотя два главных альтернативных способа получения энергии также представляют определенную опасность для человека и окружающее среды. При сжигании угля в атмосферу поступают радиоактивная зольная пыль и другие не менее вредные загрязняющие вещества, а меры по экономии энергии имеют свом источники радиационной опасности для населения.

И курение, и езда на автомобиле принадлежат именно к этой категории добровольного риска, что является одной из причин, почему масса людей находит эти виды риска вполне приемлемыми.

В то время как свобода рисковать собственной жизнью и здоровьем является неотъемлемым элементом личной свободы, свободы принуждать к такому риску других людей есть покушение на личную свободу. И то и другое всегда находит свое отражение в общественном мнении, которое всегда более враждебно воспринимает риск по принуждению или риск не по своей воле. Если люди чувствуют себя к тому же беспомощными перед лицом грозящей им опасности, не имея возможности ее контролировать либо не располагая средствами защиты от нее, они проявляют еще меньше терпимости. Облучение от предприятий ядерного топливного цикла соединяет в глазах общественности все эти нежелательные свойства.

Люди задают вопрос, не безнравственно ли завещать свои радиоактивные отходы, которые не перестанут быть опасными и в далеком будущем, грядущим поколениям.

Отношение людей к той или иной опасности определяется тем, насколько хорошо она им знакома. С одной стороны, имеются опасности, о существовании которых люди часто и не подозревают и которые поэтому, к сожалению, почти не привлекают к себе внимания. Возможно, именно эти объясняется тот факт, что в большинстве стран не обсуждается вопрос об облучении, связанном с наличием радона в закрытых помещениях, или вопрос о неоправданно больших дозах облучения при рентгенологических обследованиях. С другой стороны, то, что слишком хорошо известно, перестает вызывать страх. В одном недавнем исследовании было показано, что такие хорошо известные источники риска, как езда на мотоцикле, горнолыжный спорт, альпинизм, курение и даже… грабители и героин, мало кого пугают. Атомная энергетика парадоксальным образом представляла собой один из наименее знакомых широкой публике и одновременно один из самых опасных, по ее мнению, источников риска; любопытно, что атомная энергетика внушала гораздо больше опасений, чем, например, такая болезнь, как асбестоз, о которой, по мнению публики, она знала гораздо больше.

Вопрос 3. Материалы для защиты от нейтронного излучения

При проектировании защиты от нейтронного излучения необходимо учитывать, то процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены. Средняя потеря энергии при упругом рассеянии максимальная на легких ядрах (например, водороде) и минимальна на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии возрастает на тяжелых ядрах и с увеличением энергии нейтрона. Тепловые нейтроны диффундируют через защиту до тех пор, пока не будут захвачены или не выйдут за ее пределы, поэтому важно обеспечить быстрое поглощение тепловых и медленных нейтронов выбором наиболее эффективных поглотителей. После захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает вторичное γ-излучение, которое необходимо ослабить.

Таким образом, защита должна иметь в своем составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой атомной массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабления от захватного γ-излучения, элементы с высоким эффективным сечением S_а поглощения тепловых нейтронов.

Вопрос 4. Организация работы с открытыми источниками ионизирующих излучений

Все работы с открытыми радиоактивными веществами подрязделяются на тир класса (табл. 1). Класс устанавливается в зависимости от радиационной опасности нуклида как потенциального источника внутреннего облучения и фактической его активности на рабочем месте. Классом работ определяются требования к размещению и оборудованию помещения, в которых проводятся работы с открытыми источниками. На дверях таких помещений вывешивается знак радиационной опасности с указанием класса работ. По степени опасности нуклиды делятся на четыре группы: А, Б, В, Г.

Работы по III классу выполняются в вытяжных шкафах, рекомендуется устройство душевой и помещения для хранения и фасовки растворов вещества.

Помещения для работы II класса должны размещаться в отдельной части здания и иметь вход через санпропускник или душевую и пункт радиационного контроля на выходе.

Таблица 1. Активность на рабочем месте для трех классов работ

Примечание: Допускается увеличение активности нуклидов на рабочем месте при простых операциях с жидкостями (без упаривания, перегонки, барботажа и т.п.) в 10 раз и при хранении в 100 раз.

Помещения для работы I класса размещают в отдельном здании или изолированной части здания с отдельным входом только через санпропускник, они делятся на три зоны:

I зона - камера, боксы и другие герметичные устройства; необслуживаемые помещения, где размещаются технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками радиоактивного загрязнения;

II зона - периодически обслуживаемые ремонтно-транспортные помещения для проведения ремонта оборудования и других работ, связанных с вскрытием технологического оборудования; узлы загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, временного хранения и удаления отходов;

III зона - помещения постоянного пребывания персонала, операторские пульты управления и др.

Загрязненный воздух, удаляемый из помещений, где ведутся работы с радиоактивными веществами, необходимо очищать на эффективных фильтрах, а при работе по I и II классам кроме фильтров предусматривается еще и выбросные трубы. Высота трубы должна обеспечивать снижение загрязнения воздуха в приземном слое до значений, не превышающих ДК_Б, предусмотренных НРБ-76, или до тех рабочих контрольных уровней, которые должны быть установлены согласно НРБ-76.

Задача 1

На сколько уменьшится плотность загрязнения почвы (А_o/s, кБк/м²) и масса (m₀, г) радиоактивного цезия-137 (₅₅¹³⁷Cs), рассеянного на территории (S, км²) через 20 лет? Через сколько лет радиоактивное загрязнение снизится по плотности загрязнения цезием-137 до 0,2 Ки/км².

) Определим активность цезия:

A_o= А_o/s×S=350×10³×4000×10⁶=1,4×10¹⁵ (Бк)

) Определим массу m₀ радиоактивного цезия:

m₀=а₁×А×Т_1/2×А_о

а₁=7,56×10^-17 (год)

Т_1/2=30,17 (лет)

m₀=7,56×10^-17×137×30,17×1,4×10¹⁵ =437 (г)

) Рассчитаем поверхностную активность цезия через 20 лет:

4) Определим массу (m_t) цезия через 20 лет:

) Определим, на сколько снизилась плотность загрязнения:

) Определим, на сколько уменьшилась масса:

∆m=m_o-m_t=437-275=162 (г)

) Определим через сколько лет снизится плотность загрязнения до 0,2 Ки/км²:

Выразим А_o/s (Бк/м²) в (Ки/км²):

Задача 2

излучение радиация нейтронный техногенный

На каком расстоянии (r) от незащищенного источника ионизирующего излучения (ИИИ) активностью (А) можно работать персоналу 5 часов в день при 6-ти дневной неделе (50 недель в году), чтобы доза облучения персонала не превысила предела дозы за год?

) Определим керму - постоянную (Г_б) источника по справочнику:

(⁶⁰Cо) Г_б=84,23 (аГр×м)/(с×Бк)

W_R=1 Зв/Гр

) Определим допустимую мощность эффективной дозы для персонала за год:

) Рассчитаем безопасное расстояние для персонала:

Задача 3

Какой слой свинца (d) ослабляет мощность поглощенной дозы (Д) γ-излучения источника с энергией фотонов (Еγ, МэВ) в 20 раз в геометрии узкого пучка? Рассчитать слой половинного ослабления.

) Определим линейный коэффициент ослабления для свинца:

μ (Рв, Ео=2,75 МэВ)=0,48 (1/см)

) Рассчитаем слой свинца (d), ослабляющий в 20 раз мощность поглощенной дозы (Д) γ-излучения:

Д ₀/Д=20, отсюда Д ₀=20Д

Д= Д ₀×е^-μd

/20= е^-μd

ln 0,05=-μd

,995=-0,48×d

d=2,995/0,48=6,24 (см)

) Рассчитаем слой половинного ослабления:

∆_1/2=0,693/μ=0,693/0,48=1,44 (см)

Задача 4

Определить толщину (d) защитного материала, обеспечивающую на заданном расстоянии (r) от источника ₅₅¹³⁷Cs+₅₆¹³⁷Ва активностью (А)=10 ГБк предел годовой дозы для персонала.

) Определим керма - постоянную радиониклида и энергию фотонов по справочнику:

Г_б(₅₅¹³⁷Cs+₅₆¹³⁷Ва)=21,24 (аГр×м)/(с×Бк)

Е_γ=0,66 МэВ

) Определим допустимую мощность эффективной дозы для персонала:

) Рассчитаем мощность эквивалентной дозы (Н), создаваемую источником на расстоянии (r) без защиты:

) Определим требуемую кратность ослабления защитой:

) С помощью таблиц (с. 135-138) по требуемой кратности ослабления (К) и энергии фотонов определим d для свинца:

при 17,7»2,8 см

крат. 20 - 3,0

Задача 5

На восстановительной стадии радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение территорий долгоживущими радионуклидами средняя мощность экспозиционной дозы в зданиях - Х_зд, мкР/ч, а на открытом воздухе Х_о.в., мкР/ч. Определить годовую эффективную дозу жителей села на загрязненной территории, если 6 часов в день они проводят на открытом воздухе. К какой зоне можно отнести эту территорию?

) Рассчитаем экспозиционную дозу в зданиях и на открытом воздухе:

Х=Х×t, мкР

Х_зд=0,4×(24-6)×365=2628 (мкР)

Х_о.в.=300×6×365=657000 (мкР)

) Рассчитаем общую экспозиционную дозу облучения:

SХ= Х_зд+ Х_о.в.=2628+657000=659628 (мкР)=0,66 (Р)

) Рассчитаем эффективную годовую дозу:

Е=0,95×W_R×Х×10^-2=0,95×1×659628×10^-2=6266 (мкЗв)=6,3 (мЗв)

) Эту территорию можно отнести ко 2 зоне - зоне ограниченного проживания населения.

Литература

1.   Справочник по радиационной безопасности. Козлов В.Ф. Энергоатомиздат.

2.      Радиация. Дозы, эффекты, риск. Издательство "Мир".