СПОСОБИ ЗАХИСТУ ВІД ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ
Нормами радіаційної безпеки НРБУ-97 встановлюються наступні категорії осіб, що можуть бути опромінені: Категорія А (персонал) – особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо ізджерелами ІВ. Категорія Б (персонал) – особи, які безпосередньо не зайняті роботою ізджерелами ІВ, але у зв’язку із розташуванням робочих місць у приміщеннях і на промислових майданчиках об’єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть отримати додаткове опромінення. Категорія В – все населення. Заходи радіаційного захисту персоналу і населення вимагають проведення комплексу спеціальних заходів та застосування різних способів і засобів, які залежать від конкретних умов роботи, природи впливу ІВ, його типу (закритого або відкритого) і повинні бути спрямовані на постійний контроль рівнів радіоактивного забруднення навколишнього середовища [6]. Ціль захисту людини від впливу ІВ – попередити будь-яке опромінення, або знизити рівень опромінення до гранично-припустимих значень. Джерела ІВ закритого типу – це джерела, конструкція і пристрій яких виключають потрапляння радіаційних ізотопів у навколишнє середовище. До джерел ІВ закритого типу відносять: a- і b-випромінювачі, рентгенівські апарати, прискорювачі заряджених часток. При роботі з такими джерелами персонал і населення можуть одержати тільки зовнішнє опромінення [6, 7, 9]. Джерелами ІВ відкритого типу називають джерела при експлуатації яких можливе потрапляння радіоактивних речовин у навколишнє середовище. При цьому можливо зовнішнє і внутрішнє опромінення персоналу і населення [6, 7]. Таке опромінення може відбутися при потраплянні радіоактивних ізотопів у газоподібному і твердому стані у зовнішнє середовище, забрудненні радіоактивними речовинами спеціального одягу персоналу. Захист від ІВ персоналу включає наступні заході [6]: 1. захист від закритих джерел ІВ; 2. захист від відкритих джерел ІВ; 3. організація необхідного радіаційного контролю навколишнього середовища та робочого місця; 4. захист при збиранні, зберіганні , транспортуванні та утилізації радіоактивних речовин; 5. медичний захист персоналу; 6. використання засобів індивідуального захисту; 7. спеціальна обробка персоналу і устаткування; 8. евакуація персоналу і населення. Захист від закритих джерел ІВ забезпечується [6]: 1. зменшенням потужності джерел ІВ до мінімально можливих значень (захист кількістю); 2. скороченням часу роботи із джерелом ІВ (захист часом); 3. збільшенням відстані від джерела ІВ до персоналу (захистом відстанню); 4. екрануванням джерел ІВ поглинаючими матеріалами (захист екраном). Формули для розрахунків наведені в табл. 4.
Таблиця 4 Основні принципи захисту від зовнішнього g-випромінювання
Примітка: m – активність джерела (мг∙екв.радія); r – відстань від джерела до людини (м); t – тривалість роботи з джерелом протягом робочого тижня (год); K – коефіцієнт ослаблення випромінювання екраном; PВ – потужність дози ІВ, виміряна на робочому місці (мкР/с); PГП – гранично-припустима потужність дози для даних умов (мкР/с).
Екранування засноване на використанні процесів поглинання іонізуючого випромінювання речовиною. Різні матеріали мають різну поглинаючу здатність, вона характеризується таким параметром, як шар половинного ослаблення. Шар половинного ослаблення – це товщина шару речовини, при проходженні через який g-променів або нейтронного потоку їхня інтенсивність зменшується в два рази. Захисні властивості різних укриттів оцінюються коефіцієнтом ослаблення (Косл). До засобів захисту відносяться екрани різноманітних конструкцій і засоби колективного захисту (укриття). Для захисту від g- та рентгенівського випромінювань, як захисний матеріал невеликої товщини застосовується свинець. При збільшенні товщини екрана використовують свинцеве скло, залізо, бетон, залізобетон, воду. Для захисту від b-випромінювань використовують екрани з органічного скла, пластмаси, алюмінію. Розрахунки за основними принципами захисту від зовнішнього Приклад 5.1 (захист кількістю)
Визначити, з якою припустимою активністю джерела ІВ можливо працювати без захисту протягом 41 годинного робочого тижня (t), якщо робоче місце знаходиться на відстані r=1 (м) від джерела випромінювання. Розв’язок 1. Визначаємо активність джерела за формулою (див. табл. 4):
Висновок: За умови 41-годинного робочого тижня на відстані від джерела випромінювання не менше 1 метра можна працювати з ІВ активністю не більше 2,93 (мг×екв.радія).
Приклад 5.2 (захист часом)
Визначити припустимий час перебування в годинах за тиждень (t) на робочому місці, яке знаходиться на відстані r=0,5 (м) від джерела ІВ з активністю m=100 (мг∙екв.радія). Розв’язок 1. Визначаємо тривалість роботи з джерелом протягом робочого тижня за формулою (див. табл. 4):
(год/тиждень).
Висновок: При активності джерела ІВ m=100 (мг∙екв.радія) на відстані не менше 0,5 метра можна працювати не більше 0,3 годин на тиждень. Приклад 5.3 (захист відстанню)
Визначити припустиму відстань (r) в метрах, на якій можливо працювати t=36 (год) на тиждень з препаратом радію активністю m=5 (мг∙екв.радія). Розв’язок 1. Визначаємо припустиму відстань на якій можливо працювати вказаний час за формулою (див. табл. 4):
(м).
Висновок: При активності препарату радію m=5 (мг∙екв.радія) з ним можна працювати не більше 36 годин на тиждень на відстані не менше 1,23 метри.
Приклад 5.4 (захист екраном)
Визначити товщину екрану зі свинцю, необхідну для ослаблення g-випромінювання від джерела 60Со із середньою енергією квантів Е=1,25 (МеВ) до гранично-припустимої потужності дози цього випромінювання РХ=0,75 (мкР/с), якщо виміряна на робочому місці потужність дози Р0=60 (мкР/с). Розв’язок 1. Визначаємо за формулою коефіцієнт ослаблення випромінювання (див. табл. 4):
2. За табл. Д 5.1 (див. додаток 5), для коефіцієнту ослаблення випромінювання К=80 та для енергії випромінювання Е=1,25 (МеВ) знаходимо, що необхідна товщину екрану зі свинцю 80 мм. Висновок: Для забезпечення безпеки роботи із джерелом g-випромінювання, яке має середньою енергією квантів Е=1,25 (МеВ), при встановленій гранично-припустимій потужності дози випромінювання РХ=0,75 (мкР/с) товщина захисного екрану зі свинцю повинна бути не менше 80 мм.
Захист від відкритих джерел ІВ забезпечується [6]: - скороченням часу роботи із джерелами ІВ (захист часом); - збільшенням відстані від джерела ІВ до персоналу (захист відстанню); - екрануванням джерел ІВ поглинаючими матеріалами (захист екраном); - герметизацією установок з метою ізоляції процесів, які можуть стати джерелами викиду радіоактивних речовин у навколишнє середовище. Зберігання джерел ІВ здійснюється в спеціальних контейнерах у підвальних або напівпідвальних приміщеннях. У лабораторних приміщеннях радіоактивні речовини повинні перебувати в кількостях, що не перевищують добової потреби. Медичний захист полягає в застосуванні спеціальних медичних засобів захисту, тобто медичних препаратів – радіопротекторів для попередження ураження людей при впливі ІВ і підвищення захисної реакції організму. Радіопротектори – лікарські засоби, що підвищують захисні властивості організму від іонізуючого випромінювання. Вони діють ефективно, якщо введені в організм перед опроміненням і присутні в ньому в момент опромінення. До спеціальних препаратів-радіопротекторів відносять: – препарат РС-1, що є радіопротектором швидкої дії, захисний ефект настає через 40-60 хв. і зберігається протягом 4-5 год; – препарат Б-190 - радіопротектор екстреної дії, захисний ефект якого настає через 5-15 хв. і зберігається протягом 1 год; – препарат РДД-77 радіопротектор тривалої дії, захисний ефект якого настає через 2 доби і зберігається 10-12 діб. Використання індивідуальних засобів захисту є ефективним для захисту людей від закритих і відкритих джерел ІВ. Всі індивідуальні засоби захисту діляться на групи: – засоби захисту органів дихання – протигази, респіратори, протипилові тканинні маски, ватно-марлеві пов’язки. – засоби захисту шкіри – комплекти фільтруючого одягу, захисні костюми, комбінезони, прогумований одяг і взуття. Спеціальна обробка складається із санітарної обробки людей (повної і часткової), дезактивації одягу, взуття, майна, техніки, будівель, споруд, харчів і води. Евакуація є крайнім заходом захисту персоналу та населення. До неї вдаються, коли через сильне радіоактивне забруднення перебування людей в даній місцевості не можливе. Рішення про евакуацію населення приймає уряд України на основі достовірних даних про те, що в перший рік після аварії рівні радіації можуть перевищувати встановлену межу дози зовнішнього опромінення з урахуванням коефіцієнта середньодобового захисту основної маси населення. Нижня межа гранично-припустимих доз опромінення, при яких приймається рішення про евакуацію наведена в таблиці 5 (НРБУ-97).
Таблиця 5 Нижня межа ГПД опромінення, при яких приймається рішення про евакуацію
Додаток 1
ПРОТОКОЛ виконання практичного завдання ©2015 arhivinfo.ru Все права принадлежат авторам размещенных материалов.
|