Средства обеспечения радиационной безопасности


Основные принципы радиационной безопасности

Существует три принципа радиационной безопасности.

  1. Принцип нормирования подразумевает соблюдение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений.

  2. Принцип обоснования запрещает все виды деятельности по использованию ионизирующих излучений, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.

  3. Принцип оптимизации означает поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующих излучений.

При реализации этого принципа принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 человеко-зиверт (чел.-Зв) приводит к потере 1 человеко-года жизни.

Нормами радиационной безопасности устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

  1. персонал (группа А) — лица, работающие с техногенными источниками излучения;

  2. персонал (группа Б) — лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия излучения;

  3. население — все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

Для этих категорий устанавливаются пределы эффективных и эквивалентных доз по трем группам органов (хрусталику глаза, коже, кистям и стопам) (табл. 4.14).

Таблица 4.14. Основные пределы доз (НРБ-99), мЗв

Категория

Эффективная доза

Эквивалентная доза за год

Хрусталик глаза

Кожа

Кисти и стопы

Персонал:

группа А

20 (в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50)

150

500

500

группа Б

5 (в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 12,5)

37,5

125

125

Население

1 (в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5)

15

50

50

Существует также опасность возникновения отдаленных эффектов и генетических последствий от воздействия радиации. Поэтому должны приниматься меры по максимально возможному ограничению облучения населения (в частности, при рентгенорадиологических исследованиях).

Доза внешнего облучения, полученного при работе с источником, зависит от активности источника, расстояния от него, времени облучения. Это создает возможность использовать указанные факторы для защиты от внешнего облучения. Правильное решение вопросов защиты возможно лишь на основании знания методов дозиметрии и принципов защиты.

Расчет основных параметров защиты от внешнего облучения

Рассмотрим расчеты, позволяющие создать безопасные условия работы с источниками ионизирующих излучений. Доза, полученная при работе с радионуклидами (Z), Зв), может быть рассчитана математически по формуле

где А — активность радионуклидов в источнике, мКи; К— постоянная для данного радионуклида; t— время облучения, ч; r — расстояние от облучателя, см.

Полученная таким образом величина не будет иметь высокой степени точности, так как отражает только общие закономерности и изменяется под влиянием большого числа факторов. Вместе с тем данная формула отражает общие закономерности формирования дозы облучения и поэтому может быть использована для получения принципиальной «формулы защиты».

Критерием при расчете параметров защиты от внешнего облучения является предел эффективной дозы, который для работающих с радиоактивными веществами (персонал, группа А) составляет 20 мЗв в год (см. табл. 4.14). Хотя в настоящее время предел доз на неделю не регламентируется, при расчетах удобнее пользоваться недельной дозой, которая при равномерном распределении годового облучения составляет 0,4 мЗв.

Подставив значение недельной дозы, приведя в соответствие единицы измерения величин и выразив расстояние в метрах, можно получить упрощенную формулу для расчета основных параметров защиты:

где A— активность источника облучения, Бк; t — время облучения за рабочую неделю, ч; r — расстояние от источника облучения, м; 1,8  108 — коэффициент пересчета.

Так как данная формула отражает соотношение между активностью источника, расстоянием и временем облучения при безопасных условиях работы, ее можно использовать для расчета основных параметров защиты.

Защита количеством заключается в определении предельно допустимой активности источника, с которой можно работать без экрана в течение данного времени на данном расстоянии.

Пример. Оператор постоянно работает на расстоянии 1 м от источника излучения в течение 36 ч в неделю. С какой максимальной активностью источника излучения он может работать?

В соответствии с формулой, Бк:

Защита временем заключается в определении срока работы с радиоактивным веществом в течение недели, при котором создаются безопасные условия (без превышения предела дозы) при постоянной работе.

Пример. В лаборатории работают с источником облучения активностью 5,6107 Бк на расстоянии 1 м от него. Необходимо определить допустимое время работы (за неделю).

В соответствии с формулой, ч в неделю:

Защита расстоянием заключается в определении расстояния от работающего до источника излучения, на котором (при данном источнике и времени) можно работать безопасно.

Пример. Сестра радиологического отделения в течение 6 ч шесть дней в неделю готовит препараты радия активностью 5,8106 Бк. На каком расстоянии от источника она должна работать?

В соответствии с формулой, м:

Защита экранами основана на способности материалов поглощать радиоактивное излучение. Интенсивность поглощения -излучения прямо пропорциональна плотности материалов и их толщине и обратно пропорциональна энергии излучения.

При наружном облучении -частицами в экранировании нет необходимости, так как -частицы имеют небольшой пробег в воздухе и хорошо задерживаются другими материалами (например, лист бумаги их не пропускает). Для защиты от -излучения следует применять легкие материалы: алюминий, стекло, пластмассы, так как при поглощении ими данного излучения образуется мягкое тормозное рентгеновское излучение в отличие от жесткого излучения при поглощении тяжелыми материалами. Слойалюминия толщиной 0,5 см полностью задерживает -частицы. Для полной защиты от -излучения целесообразно использовать двухслойные экраны: первый (из легкого материала) поглощает -частицы; второй (из более тяжелого) рассеивает тормозное излучение. Для защиты от -лучей следует применять экраны из тяжелых металлов: свинца, чугуна и других тяжелых материалов (бетона), наиболее хорошо рассеивающие излучение. Можно использовать также грунт, воду и т.д.

Толщину защитного экрана, который ослабит мощность -излучения до предельно допустимых уровней, можно рассчитать двумя способами:

  1. по таблицам (с учетом энергии излучения);

  2. слою половинного ослабления (без учета энергии излучения).

В зависимости от энергии -излучения его проникающая способность будет разной. Поэтому для точного расчета толщины защитных экранов составлены специальные таблицы, в которых учитывается кратность ослабления и энергия излучения (табл. 4.15).

Таблица 4.15. Толщина защитного экрана из свинца в зависимости от кратности ослабления и энергии -излучения (широкий пучок), мм

Кратность ослабления

Энергия -излучения, МэВ

0,1

0,2

0,3

0,4

0,5

0,6

0,7

0,8

0,9

1,0

1,25

1,5

1,75

2,0

2,5

3,0

4,0

6,0

8,0

10,0

1,5

0,5

1,0

1,5

2,0

2,0

3,0

4,0

6,0

7,0

8,0

9,5

11,0

12,0

12,0

12,0

13,0

12,0

10,0

9,0

9,0

2

1,0

2,0

3,0

4,0

5,0

7,0

8,0

10,0

11,5

13,0

15,0

17,0

18,5

20,0

20,0

21,0

20,0

16,0

15,0

13,5

5

2,0

4,0

6,0

9,0

11,0

15,0

19,0

22,0

25,0

28,0

34,0

33,0

41,0

43,0

44,0

46,0

45,0

38,0

33,0

30,0

8

2,0

5,0

8,0

11,0

15,0

19,5

23,5

28,0

32,0

35,0

42,0

48,0

52,5

55,0

57,0

59,0

58,0

50,0

43,0

38,0

10

3,0

5,5

9,0

13,0

16,0

21,0

26,0

30,5

35,5

38,0

45,0

51,0

56,0

59,0

61,0

65,0

64,0

55,0

49,0

42,0

20

3,0

6,0

11,0

15,0

20,0

26,0

32,5

38,5

44,0

49,0

58,0

66,0

72,0

76,0

78,0

83,0

82,0

71,0

63,0

56,0

30

3,5

7,0

11,5

17,0

23,0

30,0

36,5

43,0

49,5

55,0

65,0

73,0

80,0

85,0

88,0

93,0

92,0

80,0

72,0

63,0

40

4,0

8,0

13,0

18,0

24,0

31,0

38,0

45,0

52,0

58,0

68,5

78,0

86,0

91,0

91,0

100,0

99,0

87,0

78,0

68,0

50

4,0

8,5

14,0

19,5

26,0

32,5

39,5

46,0

53,0

60,0

72,0

82,0

90,0

96,0

100,0

106,0

105,0

92,0

83,0

73,0

60

4,5

9,0

14,5

20,5

27,0

34,5

42,0

49,5

56,0

63,0

75,0

85,0

95,0

101,0

104,0

110,0

109,0

97,0

87,0

77,0

80

4,5

10,0

15,5

21,5

28,0

37,0

45,0

53,0

60,0

67,0

80,0

92,0

101,0

107,0

111,0

117,0

116,0

104,0

94,0

82,0

100

5,0

10,0

16,0

23,0

30,0

38,5

47,0

55,0

63,0

70,0

84,5

96,5

106,0

113,0

117,0

122,0

121,0

109,0

99,0

87,0

Пример. Лаборант, фасующий радиоактивное золото 198Аu с энергией излучения 0,4 МэВ, без защиты получит через неделю дозу облучения 2,0 мЗв. Какой толщины свинцовый экран необходимо применить для создания безопасных условий работы лаборанта?

Величина коэффициента ослабления (кратность ослабления) определяется по формуле

где Кос — кратность ослабления; Р — полученная доза; Р0 — предел дозы.

В данном примере:

В табл. 4.15 на пересечении линий, соответствующих кратности ослабления 5 и энергии излучения 0,4 МэВ, находим, что необходимая толщина свинцового экрана должна быть 9 мм.

При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результат находят методом интерполирования либо используют последующие числа, обеспечивающие более надежную защиту.

Слоем половинного ослабления называется толщина материала, ослабляющая мощность -излучения в 2 раза. Число слоев половинного ослабления в зависимости от необходимой кратности ослабления представлено ниже:

кратность ослабления…………….....

2

4

8

16

32

64

128

256

512

1026

слои половинного ослабления, шт. ..

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

Пример. Требуется ослабить интенсивность -излучения 60Со в 1000 раз экраном из свинца, для которого один слой половинного ослабления равен 1,8 см. Находим, что для ослабления в 1000 раз требуется 10 слоев половинного ослабления свинца.

Следовательно, общая толщина свинцового экрана равна, см:

1,810= 18.

Толщина одного слоя половинного ослабления составляет, см: для свинца — 1,8; бетона — 10; дерева — 25; грунта — 14.

studfiles.net

Методы и способы обеспечения радиационной безопасности при

Методы и способы обеспечения радиационной безопасности при использовании инспекционно -досмотровых комплексов

Стационарные инспекционно-досмотровые комплексы Радиационная безопасность персонала обеспечивается: 1. Наличием радиационной защиты инспекционного тоннеля, обеспечивающей снижение уровней излучения на его внешней поверхности до величин, не превышающих 1, 0 мк. Зв/ч. 2. Наличием радиационной защиты рабочих мест персонала. 3. Наличие датчиков контроля мощности дозы рентгеновского излучения в инспекционном тоннеле и на рабочих местах персонала. 4. Проведением индивидуального дозиметрического контроля персонала. 5. Наличие звуковой и световой сигнализации о готовности системы к включению излучения и о ее работе. 5. Наличие систем видеонаблюдения за инспекционным тоннелем. 6. Наличие кнопок и растяжек аварийного прекращения генерации пучка излучения. 7. Наличие у сотрудника, отвечающего за обеспечение выхода шофера контролируемого автомобиля и пассажиров из инспекционного тоннеля и закрытия защитных ворот, специального ключа, без которого включение установки невозможно. 8. Наличие блокировок, исключающих возможность включения установки при неисправности одной из систем, в том числе при открытых защитных воротах.

Стационарные инспекционно-досмотровые комплексы Радиационная безопасность населения обеспечивается: 1. Наличием радиационной защиты инспекционного тоннеля, обеспечивающей снижение уровней излучения на его внешней поверхности до величин, не превышающих 1, 0 мк. Зв/ч. 2. Наличие звуковой и световой сигнализации о готовности системы к включению излучения и о ее работе. 3. Наличие систем видеонаблюдения за инспекционным тоннелем. 4. Наличие кнопок и растяжек аварийного прекращения генерации пучка излучения. 5. Наличие у сотрудника, отвечающего за обеспечение выхода шофера контролируемого автомобиля и пассажиров из инспекционного тоннеля и закрытия защитных ворот, специального ключа, без которого включение установки невозможно. 6. Наличие блокировок, исключающих возможность включения установки при неисправности одной из систем, в том числе при открытых защитных воротах. 8. Проведение периодического радиационного контроля на наружных стенах здания.

Мобильные инспекционно-досмотровые комплексы Радиационная безопасность персонала обеспечивается: 1. Наличием радиационной защиты рабочих мест персонала. 2. Наличие датчиков контроля мощности дозы рентгеновского излучения на рабочих местах персонала. 3. Проведением индивидуального дозиметрического контроля персонала. 4. Наличие звуковой и световой сигнализации о готовности системы к включению излучения и о ее работе. 5. Наличие систем видеонаблюдения за зоной контроля. 6. Наличие кнопок и растяжек аварийного прекращения генерации пучка излучения. 7. Наличие специального ключа, без которого включение установки невозможно. 8. Наличие блокировок, исключающих возможность включения установки при неисправности одной из систем.

Мобильные инспекционно-досмотровые комплексы Радиационная безопасность населения обеспечивается: 1. Наличие звуковой и световой сигнализации о готовности системы к включению излучения и о ее работе. 2. Наличие систем видеонаблюдения за зоной контроля. 3. Наличие кнопок и растяжек аварийного прекращения генерации пучка излучения. 4. Наличие у сотрудника, отвечающего за обеспечение выхода шофера контролируемого автомобиля и пассажиров за границу зоны контроля, специального ключа, без которого включение установки невозможно. 6. Наличие блокировок, исключающих возможность включения установки при неисправности одной из систем. 7. Наличие маркировки зоны контроля и инфракрасных барьеров. 8. Проведение периодического радиационного контроля на площадке.

Радиационная безопасность контролируемого груза обеспечивается: 1. Малой дозой, получаемой грузом за одно сканирование – не более 20 мк. Гр. 2. Наличием блокировки, прекращающей генерацию излучения при остановке сканирования.

Нестандартное размещение мобильного инспекционно-досмотрового комплекса 1. Стандартное размещение: - площадка 30 х50 м; - расстояние до задней боковой границы 4, 4 м; - расстояние до передней боковой границы 36 м. Для уменьшения ширины площадки до 15 м необходима защитная стенка из бетона толщиной 40 -50 см.

Требования к стационарным ИДК • Конструкция ИДК должна обеспечивать прекращение генерации тормозного излучения при остановке сканирования объекта контроля. • Стационарный ИДК должен размещаться в специальном здании, обеспечивающем радиационную защиту персонала и населения при работе ИДК. Максимальное значение мощности дозы тормозного излучения в 10 см от внешней поверхности наружных стен здания, защитных ворот или защитных ограждений, исключающих доступ посторонних лиц, при работе ИДК не должно превышать 1, 0 мк. Зв/ч. • Защитные ворота для въезда и выезда объектов контроля должны иметь блокировки, исключающие возможность включения генерации тормозного излучения при незакрытых воротах. • Внутри досмотрового зала должны быть предусмотрены специальные средства для выключения генерации тормозного излучения в случае случайного попадания туда людей.

Требования к мобильным ИДК Мобильные ИДК должны размещаться на специальной досмотровой площадке, внешний периметр которой обеспечен техническими средствами ограничения доступа людей на досмотровую площадку при работе ИДК (ограждение) или средствами прекращения генерации излучения при входе людей на досмотровую площадку. Конструкция ИДК для заданного размера досмотровой площадки и размещения на ней ИДК при любом допустимом режиме его работы должна обеспечивать выполнение следующих требований: - для ИДК с неподвижным источником мощность дозы тормозного излучения в любой точке на границе зоны досмотра не должна превышать 1 мк. Зв/ч; - для ИДК с движущимся источником доза за одно сканирование в любой точке на границе зоны досмотра не должна превышать 4000/N м. Зв, где N – максимальное число сканирований в год.

present5.com

Основные принципы обеспечения радиационной безопасности

Поиск Лекций

• Принцип обоснования— запрет всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного облучением. Должен применяться на стадии принятия решения уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, выдаче лицензий и утверждении нормативно-технической документации на использование источников излучения, а также при изменении условий их эксплуатации.

В условиях радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. При этом в качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным мероприятием дозу. Однако мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, должны проводиться в обязательном порядке.

• Принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных действующими нормами), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов. В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации должен применяться к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством.

• Принцип нормирования, требующий непревышения установленных Федеральными законами РФ и действующими нормами РБ индивидуальных пределов доз и других нормативов РБ, должен соблюдаться всеми организациями и лицами, от которых зависит уровень облучения людей.

Пути обеспечения радиационной безопасности

Радиационная безопасность на объекте и вокруг него обеспечивается за счет:

• качества проекта радиационного объекта; • обоснованного выбора района и площадки для размещения радиационного объекта; • физической защиты источников излучения; • зонирования территории вокруг наиболее опасных объектов и внутри них; • условий эксплуатации технологических систем; • санитарно-эпидемиологической оценки и лицензирования деятельности с источниками излучения; • санитарно-эпидемиологической оценки изделий и технологий; • наличия системы радиационного контроля; • планирования и проведения мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при нормальной работе объекта, его реконструкции и выводе из эксплуатации;

• повышения радиационно -гигиенической грамотности персонала и населения.

Радиационная безопасность персонала обеспечивается:

• ограничениями допуска к работе с источниками излучения по возрасту, полу, состоянию здоровья, уровню предыдущего облучения и другим показателям; • знанием и соблюдением правил работы с источниками излучения; • достаточностью защитных барьеров, экранов и расстояния от источников излучения, а также ограничением времени работы с источниками излучения; • созданием условий труда, отвечающих требованиям действующих норм и правил РБ; • применением индивидуальных средств защиты; • соблюдением установленных контрольных уровней; • организацией радиационного контроля; • организацией системы информации о радиационной обстановке;

• проведением эффективных мероприятий по защите персонала при планировании повышенного облучения в случае угрозы и возникновении аварии.

Радиационная безопасность населения обеспечивается:

• созданием условий жизнедеятельности людей, отвечающих требованиям действующих норм и правил РБ; • установлением квот на облучение от разных источников излучения; • организацией радиационного контроля; • эффективностью планирования и проведения мероприятии по радиационной защите в нормальных условиях и в случае радиационной аварии;

• организацией системы информации о радиационной обстановке.

Организационные мероприятия, обеспечивающие радиационную безопасность работ:

Согласно действующим в РФ нормам РБ организационными мероприятиями, обеспечивающими радиационную безопасность работ, являются:

• оформление работы нарядом или распоряжением; • допуск к работе; • надзор во время работы; • оформление перерывов в работе;

• оформление окончания работы.

Вопрос 49

Одним из способов защиты населения, персонала и больных является укрытие в защитных сооружениях. Защитные сооружения (ЗС) подразделяются на убежища, противорадиационные укрытия (ПРУ) и простейшие укрытия. Индивидуальные средства защиты. К индивидуальным средствам защиты относятся:

- средства защиты органов - дыхания и средства защиты кожи.

Индивидуальные средства защиты предохраняют органы дыхания, глаза и кожные покровы от воздействия на них паров, капель и аэрозолей ОВ, а также от попадания радиоактивной пыли, болезнетворных микробов и токсинов.

К средствам индивидуальной защиты органов дыхания относятся противогазы и респираторы, а также простейшие средства - противопыльная тканевая маска (ПТМ) и ватно-марлевая повязка (ВМП).

Простейшие средства защиты могут быть изготовлены самостоятельно. При отсутствии и этих средств можно воспользоваться тканью, сложенной в несколько слоев, полотенцем и т.п.

Противогазы. Они делятся на фильтрующие и изолирующие (последние могут быть выданы личному составу формирований). Взрослое население использует фильтрующие противогазы ГП-5 и ГП-7, предназначенные главным образом для защиты лица, глаз и органов дыхания от отравляющих веществ. Если потребуется, их можно применять и для защиты от радиоактивных веществ и бактериальных средств. Противогазы ГП-5 и ГП-7,а также детские противогазы ПДФ-7 и ПДФ-Д защищают органы дыхания от таких СДЯВ, как хлор, сероводород, соляная кислота, сернисный газ, синильная кислота, тетраэтилсвинец, нитробензол, фенол, фосген, флорэтан.

В качестве простейших средств защиты органов дыхания от радиоактивной пыли, вредных газов, паров и аэрозолей применяют респираторы. Респираторы делят на два типа: 1) у которых полумаска и фильтрующий элемент одновременно служат и лицевой частью противогаза 2) фильтрующие патроны присоединяются к полумаске.

Для защиты глаз необходимо надеть специальные очки, которые должны плотно прилегать к лицу. Средства защиты кожи: По своему назначению они подразделяются на специальные и подручные. Специальные средства защиты кожи: - легкий защитный костюм (Л-1), - защитный комбинезон в комплекте с резиновыми сапогами и перчатками, - защитный плащ ОП-1 в комплекте с защитными чулками и перчатками, - защитная фильтрующая одежда (ЗФО) в комплекте с резиновыми сапогами и перчатками. Подручные средства защиты кожи при необходимости использует все население, а также личный состав формирований при отсутствии специальных средств. Изолирующие средства защиты кожи: Защитное действие изолирующих материалов, из которых изготовляются многие специальные костюмы и комбинезоны, состоит в том, что отравляющее вещество, попавшее на них, задерживается в течение некоторого времени.

Снимают специальные средства защиты только на незараженной местности. При этом необходимо обратить особое внимание на то, чтобы незащищенными частями тела не касаться внешней стороны.

Стоять необходимо лицом против ветра. Перед тем, как снять защитную одежду, зараженную ОВ или БС, необходимо обработать обеззараживающими растворами переднюю часть прорезиненнного комбинезона и перчатки. При загрязнении одежды РВ резиновые перчатки, сапоги, чулки необходимо обмыть водой, обтереть влажной тряпкой. Медицинские средства индивидуальной защиты : Это медицинские препараты, материалы и специальные средства, предназначенные для использования в ЧС с целью предупреждения поражения или снижения эффекта воздействия поражающих факторов и профилактики осложнений. К табельным медицинским средствам индивидуальной защиты относятся: * аптечка индивидуальная АИ-2 (шприц-тюбик с противоболевым средством, профилактическое средство при отравлении ФОВ,противобактериальное средство, радиозащитное средство, противорвотное средство)

Вопрос 48

Основной задачей дозиметрии является обнаружение и оценка степени опасности ионизирующих излучений для населения в различных условиях радиационной обстановки. С помощью дозиметрических приборов осуществляются:

– обнаружение и измерение мощности экспозиционной и поглощенной дозы излучения для обеспечения жизнедеятельности населения;

– измерения активности радиоактивных веществ, плотности потока излучений; удельной, объемной, поверхностной активности различных объектов для определения необходимости и полноты проведения дезактивации и санитарной обработки;

– измерения экспозиционной и поглощенной доз облучения в целях определения работоспособности и жизнеспособности населения в радиационном отношении;

– лабораторное измерение степени загрязнения радиоактивными веществами продуктов питания, воды и т.д.

Дозиметры. Предназначены для определения суммарной дозы облучения (экспозиционной или поглощенной), или же соответствующих мощностей доз гамма- или рентгеновских излучений. В качестве детектора (датчика) используются ионизационные камеры, газоразрядные счетчики, сцинтилляционные счетчики и др. К стационарным относятся СПСС-02, СД-1М и др. Переносные дозиметры – СРП-68-01, КИД-2, комплект дозиметров ДП-24, ДК- 0,2 и др. Промышленность выпускает также так называемые бытовые (карманные) дозиметры, предназначенные для измерения экспозиционной дозы в воздухе, т.е. работающие как рентгенметры («Мастер-1», «Горизонт», «Бела-2», «Сосна» и др.). Их применяют в загрязненных районах для того, чтобы контролировать уровень гамма-фона и избежать сильного загрязнения цезием-137.

Индикаторы. Это простейшие приборы для обнаружения излучения и ориентировочной оценки мощности экспозиционной дозы (уровня радиации) главным образом гамма- и бета-излучений. Детектором служит газоразрядный счетчик. К этой группе относятся индикатор-сигнализатор ДП-64, измеритель мощности дозы ИМД-21 и др.

Рентгенметры. Они предназначены для измерения мощности дозы рентгеновского или гамма- излучения. Диапазон измерения – от сотых долей рентгена до нескольких сот рентген в час (Р/ч). В качестве датчиков используют ионизационные камеры или газоразрядные счетчики. К ним относятся рентгенметр ДП-3Б, «Кактус», ДП-2 и др.

Радиометры (измерители радиоактивности). Применяются для обнаружения и определения степени радиоактивного загрязнения поверхностей, оборудования альфа- и бета – частицами; плотности потоков или интенсивности радиоактивных излучений; активности проб внешней среды.

Вопрос 47

Основные задачи, определяемые национальным законодательством по контролю радиационной обстановки в зависимости от характера про­водимых работ, следующие:

—контроль мощности дозы рентгеновского и гамма-излучений, по­токов бета-частиц, нитронов, корпускулярных излучений на рабочих мес­тах, смежных помещениях и на территории предприятия и наблюдаемой зоны;

—контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей в воз­духе рабочих и других помещений предприятия;

—контроль индивидуального облучения в зависимости от характера работ: индивидуальный контроль внешнего облучения, контроль за со­держанием радиоактивных веществ в организме или в отдельном крити­ческом органе;

—контроль за величиной выброса радиоактивных веществ в атмос­феру;

—контроль за содержанием радиоактивных веществ в сточных во­дах, сбрасываемых непосредственно в канализацию;

—контроль за сбором, удалением и обезвреживанием радиоактивных твердых и жидких отходов;

— контроль уровня загрязнения объектов внешней среды за предела­ ми предприятия.

«Защита количеством», т.е. проведение работ с минимальной активностью радионуклидов, основывается на уменьшении мощности излучения в прямой пропорции. Этот способ защиты не имеет широкого применения, так как он ограничен требованиями того или иного процесса технологии. Кроме того, уменьшение активности источника увеличивает срок облучения различных объектов, подвергаемых воздействию ионизирующего излучения.

«Защита временем» основывается на тех же закономерностях, что и «защита количеством». Сокращая срок работы с источни- ками, можно в значительной степени уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип защиты особенно часто следует соблюдать при работе с источниками относительно малой активности, при прямых манипуляциях с ними персонала.

«Защита расстоянием» - простой и надежный способ защиты, который обеспечивается достаточным удалением работающих от

излучателя.

В комплексе защитных мероприятий по созданию условий радиационной безопасности важное место занимают средства индивидуальной защиты, предназначенные для защиты органов дыхания и кожного покрова. Только в отдельных случаях при работе с β-излучателями и источниками мягкого рентгеновского излучения применяют соответственно щитки из органического стекла и просвинцованные резиновые фартуки и перчатки.

мероприятия общего характера, такие как герметизация оборудования, планировочные решения, дистанционное управление и др., позволяют создать условия, предупреждающие распространение радионуклидов в рабочей зоне. Однако при ремонтных и аварийных работах (например, при выходе из строя манипуляторов, вентиляционных агрегатов, «горячих» камер и др.), а также при устройстве новых технологических линий, когда значительная часть работ связана с выполнением ручных операций и непосредственным контактом работающих с загрязненным оборудованием, чаще всего радиоактивные элементы переносятся

на спецодежду и инструменты, а радиоактивные газы и аэрозоли поступают в воздух рабочих помещений. В этих условиях в системе обеспечения радиационной безопасности персонала средства индивидуальной защиты играют ведущую роль.

Вопрос 46

Зона радиоактивной аварии — местность, на которой произошло выпадение радиоактивных веществ.

Радиационные аварии подразделяются на:

· локальные -нарушение в работе РОО, при котором не произошел выход радиоактивных продуктов или ионизирующих излучений за предусмотренные границы оборудования, технологических систем, зданий и сооружений в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации предприятия значения;

· местные -нарушение в работе РОО, при котором произошел выход радиоактивных продуктов в пределах санитарно-защитной зоны и в количествах, превышающих установленные нормы для данного предприятия;

· общие -нарушение в работе РОО, при котором произошел выход радиоактивных продуктов за границу санитарно-защитной зоны и в количествах, приводящих к радиоактивному загрязнению прилегающей территории и возможному облучению проживающего на ней населения выше установленных норм.

Классы радиационных аварийсвязаны, прежде всего, с их масштабами. По границам распространения радиоактивных веществ и по возможным последствиям радиационные аварии подразделяются на локальные, местные, общие.

По техническим последствиям выделяются следующие виды радиационных аварий.

1. Проектная авария. Это предвиденные ситуации, то есть возможность воз­никновения такой аварии заложена в техническом проекте ядерной уста­новки. Она относительно легко устранима.

2. Запроектная авария - возможность такой аварии в техническом проекте не предусмотрена, однако она может произойти.

3. Гипотетическая ядерная авария - авария, последствия которой трудно предугадать.

4. Реальная авария - это состоявшаяся как проектная, так и запроектная ава­рия. Практика показала, что реальной может стать и гипотетическая авария (в частности, на Чернобыльской АЭС).

Однако в результате аварий, когда защитные барьеры оказываются разрушенными, из реакторов во внешнюю среду могут выбрасываться с потоками пара газообразные и возгоняющиеся радиоактивные элементы: радиоактивные благородные газы, радионуклиды йода и цезия.

Для аварий на радиационно опасных объектах характерен выброс радиоактивных продуктов в окружающую среду. Он приводит к радиационному загрязнению воздуха, воды, почвы и, следовательно, к облучению персонала объекта, а в некоторых случаях и населения . При этом из атомных реакторов выбрасываются в атмосферу радиоактивные вещества в виде мельчайших пылинок и аэрозолей. Может произойти разлив жидкости, приводящий к радиоактивному загрязнению местности, водоемов.

Вопрос 45.

В момент взрыва образуется мощное ионизирующее излучение, называемое первичной радиациией, обладающей высокой проникающей способностью, это гамма- и нейтронное излучение. Расстояние, на котором оно может причинить вред не превышает расстояние взрывной волны. После взрыва первичная радиации идет на убыль. Вторичная радиация в виде радиоактивных осадков, которые могут распространиться на большие расстояние. На площадь загрязнения радиоактивными осадками влияет вид ядерного взрыва, мощность и направление и сила ветра. При наземном взрыве на высоту 10-20 км поднимается в виде гриба, огромное количество пыли с радиоктивными частицами. Наиболее крупные частицы выпадают в течении первых 30-40 минут, но более мелкие частицы остаются в облаке. При чем, чем сильнее по мощности происходит взрыв, тем меньше по размеру образуются частицы, и ,соответственно, их больше переносится ветром. Поэтому наземный взрыв более опасен из-за своей вторичной радиации. После взрыва решающее значение играет направление ветра. Усложняет прогнозирование различное направление ветра на разных высотах.

Вопрос 44

Радиационная безопасность – неотъемлемое условие санитарно-эпидемиологического благополучия. Ее обеспечение требует постоянного внимания к проблеме защиты человека и объектов среды его обитания от неблагоприятного воздействия ионизирующих излучений. На сегодняшний день наибольшую опасность представляет внутреннее облучение, которому человек подвергается в результате потребления загрязненных радионуклидами продуктов питания.

Основной отрицательный эффект радионуклидов на здоровье человека связан с канцерогенным и мутагенным действием радиоактивного излучения. Особенностью в этом случае является то, что альфа-излучение употребляемых в пищу продуктов питания, в отличие от его внешнего воздействия (когда источник находится вне организма) играет значительную роль, т.к. при внутреннем облучении длины пробега альфа-частиц достаточно для поражения организма.

Характер и уровень содержания радионуклидов в продуктах питания определяется сложившейся радиационной обстановкой. Продукты питания могут содержать отдельные радионуклиды, а также различного рода их смеси. Загрязнение может носить поверхностный или структурный характер, когда в результате метаболических процессов в предыдущих звеньях радионуклиды накапливаются в форме биокомплексов в структурах растительных и животных организмов. Накопление радионуклидов в растительных и животных организмах может превышать содержание их в окружающей среде. Путь радионуклидов до организма людей может быть очень сложным. Основными пищевыми цепями являются: растения – человек; растения – корова – молоко – человек; растения – животные – мясо – человек; вода – гидробионты – человек. Часто в эти цепи могут включаться промежуточные звенья.

В организм животных радионуклиды поступают через желудочно-кишечный тракт, органы дыхания и кожные покровы.

Вопрос 43.

Эффекты воздействия радиации на человека обычно делятся на две категории: 1) Соматические (телесные) - возникающие в организме человека, который подвергался облучению.

2) Генетические - связанные с повреждением генетического аппарата и проявляющиеся в следующем или последующих поколениях: это дети, внуки и более отдаленные потомки человека, подвергшегося облучению.

Различают пороговые (детерминированные) и стохастические эффекты. Первые возникают когда число клеток, погибших в результате облучения, потерявших способность воспроизводства или нормального функционирования, достигает критического значения, при котором заметно нарушаются функции пораженных органов.

Хроническое облучение слабее действует на живой организм по сравнению с однократным облучением в той же дозе, что связано с постоянно идущими процессами восстановления радиационных повреждений. Считается, что примерно 90% радиационных повреждений восстанавливается. Стохастические (вероятностные) эффекты, такие как злокачественные новообразования, генетические нарушения, могут возникать при любых дозах облучения. С увеличением дозы повышается не тяжесть этих эффектов, а вероятность (риск) их появления.

Эффект радиационного воздействия может проявиться совсем не в том месте, которое подвергалось облучению. Превышение дозы радиации может привести к угнетению иммунной системы организма и сделать его восприимчивым к различным заболеваниям. При облучении повышается также вероятность появления злокачественных опухолей.

Радиоактивный распад (радиоактивность) — спонтанное изменение состава нестабильных атомных ядер путём испускания элементарных частиц или ядерных фрагментов. Радиоактивными называют вещества, подверженные такому распаду, а также содержащие радиоактивные ядра.

poisk-ru.ru

Методы и средства обеспечения радиационной безопасности, Безопасность жизнедеятельности - Курсовая работа

Содержание

ВВЕДЕНИЕ 3

1. ПРАВОВАЯ ЗАЩИТА НАСЕЛЕНИЯ ОТ РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ 5

2. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ 11

3. ПРИМЕР МЕТОДОВ И СРЕДСТВ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРЕДПРИЯТИЙ АТОМНОЙ ОТРАСЛИ 19

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 32

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 33

Выдержка из текста

Актуальность работы. Воздействие предприятий атомной энергетики и промышленности на окружающую среду традиционно принято связывать исключительно с радиацией, что не вполне соответствует реальной ситуации. Для производственной деятельности предприятий отрасли, как и для любых сфер производственной деятельности, характерен весь комплекс антропогенных воздействий — нарушение и отчуждение земель, выбросы и сбросы химически вредных веществ, накопление токсичных отходов, тепловое загрязнение. Охрана населения от радиационной опасности записана в Конституции РФ и Федеральных законах [1−4].

Однако специфическими экологическими последствиями использования атомной энергии являются появление и накопление в биосфере радионуклидов техногенного происхождения и, как следствие, дополнительное радиационное воздействие на человека и объекты живой природы.

Испытания ядерного оружия, крупные радиационные аварии, выбросы и сбросы предприятий атомной энергетики и промышленности привели к появлению техногенных радионуклидов в биосфере в целом и повышенному радиоактивному загрязнению отдельных территорий.

Наиболее существенными с позиций обеспечения экологической безопасности являются последствия оборонной деятельности. К ним относятся [5, 6]:

• загрязнение природной среды в районе расположения ФГУП «ПО „Маяк“» в первые годы производства ядерного оружия;

• накопление на предприятиях ядерного топливного цикла (ЯТЦ) большого количества радиоактивных материалов, в том числе радиоактивных отходов, значительная часть которых не переведена в безопасное для окружающей среды состояние; • наличие большого количества ядерно- и радиационно опасных объектов, среди которых — остановленные реакторные установки и производства ядерных материалов оружейного качества, делящиеся материалы, высвобождающиеся в результате ликвидации и утилизации ядерного оружия. Напряженная радиоэкологическая ситуация в России, сложившаяся в зоне воздействия предприятий ядерного топливного цикла, связана прежде всего с использованием на предприятиях жидкостных технологий в уран-плутониевом цикле и в экстрагировании трансурановых элементов, представляющих постоянный источник радиоактивных и других отходов, которые порождают проблему водоемовнакопителей, емкостей-хранилищ. Переход на принципиально иные виды технологий пока не планируется и, следовательно, будет продолжаться интенсивное загрязнение окружающей среды [7].

Целью настоящей работы является изучение методов и средств обеспечения радиационной безопасности.

Задачи исследования:

1) Изучить правовую защиту населения от радиационной опасности .

2) Исследовать пример методов и средств обеспечения радиационной безопасности предприятий атомной отрасли.

Список использованной литературы

1. Конституция Российской Федерации: принята на всенародном голосовании 12.12.1993 г. — М., 2016.-48 с.

2. Об охране окружающей среды: федер. закон от 10.01.2002 г. N 7-ФЗ (ред. от 28.12.2013) // СЗ РФ. — 2002. — № 2. — Ст. 133; 2013. — № 52 (ч.Г).

3. Об использовании атомной энергии: федер. закон от 21.11.1995 N 170-ФЗ (ред. от 02.07.2013) // СЗ РФ. — 2007. — № 7. — Ст. 834; 2012. — № 53 (ч.Г).

4. О радиационной безопасности населения: федер. закон от 09.01.1996 г. N 3-ФЗ (ред. от 19.07.2011) // СЗ РФ. — 1996. — № 3. — Ст. 141; 2011. — № 30 (ч.Г).

5. Шафиков А.М. К вопросу о реализации конституционного права на благоприятную окружающую среду и радиационную безопасность // Вестник Омской юридической академии. 2014. № 3 (24).

С. 23−27.

6. Производство электроэнергии [Электронный ресурс]

// Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» — режим доступа: www.rosatom.ru/aboutcorporatiori/activity/energy_complex/electricitygeneratiori/

7. Григорьев Ю. Алгоритмы радиобиологии. Атомная радиация, космос, звук, радиочастоты, сотовая связь. — М.: Экономика, 2015. — 266 с.

8. Сафонова В.Ю. Радиационная безопасность. Малые дозы — особенности биологического действия / Под редакцией В. Ю. Сафоновой В. А. Сафонова. Оренбург, 2012.

9. Привалов В.Е., Фотиади А.Э., Шеманин В.Г. Лазеры и радиационная безопасность // Национальная безопасность и стратегическое планирование. 2013. № 1. С. 69−74.

10. Иванов С.И., Акопова Н.А. Радиационная безопасность персонала при проведении рентгенологических исследований // Заместитель главного врача. 2011. № 8 (63).

С. 86−97.

11. Мазокин В.А., Васильев А.П., Васюхно В.П., Шишкин В.А., Пименов А.О. Промышленная утилизация атомных подводных лодок, ядерная и радиационная безопасность // Атомная энергия. 2012. Т. 113. № 1. С. 37−43.

12. Карасев A.A., Силкин В.И. АЭС и радиационная безопасность // Наука и общество. 2011. № 1. С. 59−64.

13. Муратов О.Э. Ядерная и радиационная безопасность в Северо-Западном регионе России // Энергия: экономика, техника, экология. 2011. № 6. С. 30−39.

14. Воробьева В.В. VI Съезд по радиационным исследованиям (радиобиология, радиоэкология, радиационная безопасность), Вестник Дальневосточного отделения Российской академии наук. 2011. № 1. С. 154−157.

15. Хвостова М.С. Радиационная и экологическая безопасность предприятий атомной отрасли // Безопасность в техносфере. 2012. № 3. С. 23−29.

16. Моисеев Д.В. Радиационная безопасность под контролем // Российские полярные исследования. 2011. № 4 (6).

С. 32−33.

17. Ядерная, радиационная безопасность и нераспространение. II региональный образовательно-научный семинар с международным участием / НТИ НИЯУ МИФИ. 2015.

18. Ваганов Н.В. Радиационная безопасность медицинских рентгенологических процедур. В сборнике: Стратегия развития онкологической службы в Российской Федерации материалы Всероссийской научно-практической конференции. под ред. А. В. Важенина. Челябинск, 2011. С. 20−21.

19. Селезнева С.А., Асламова В.С. Разработка учебно-методического комплекса по дисциплине «Радиационная безопасность» // Транспортная инфраструктура Сибирского региона. 2013. Т. 1. С. 190−193.

20. Рыбаков Ю.С., Дальков М.П. Химическая и радиационная безопасность источников пресных вод // Безопасность жизнедеятельности. 2014. № 5. С. 23−27.

21. Чибисова М.А., Остренко С.Ю. Организация и радиационная безопасность рентгено-стоматологических исследований в свете современных нормативных документов и санитарных правил // Институт стоматологии. 2014. № 4 (65).

С. 16−17.

22. Пелешко В.Н. Радиационную безопасность обеспечивают профессионалы // Наукоград наука производство общество. 2014. № 2. С. 53−56.

23. Лисовский И.В. Радиационная безопасность зданий и сооружений. Возможные риски в Российской Федерации / Санкт-Петербург, 2014.

24. Степкина К.В. Радиационная безопасность в российском законодательстве // Молодой ученый. 2016. № 6−6 (110).

С. 106−107.

referatbooks.ru


Смотрите также