НА ГОЛОВНУ

Безпека життєдіяльності та охорона праці || Хімічні науки || Бізнес та заробіток || Гірничо-геологічна галузь || Природничі науки || Зарубіжна література || Інформатика, обчислювальна техніка і управління || Мистецтво. Культура || Історія || Літературознавство. Фольклор || Міжнародні відносини та політичні дисципліни || Науки про Землю || Загальноосвітні дисципліни || Психологія || Релігієзнавство || Соціологія || Техніка || Філологія || Філософські науки || Екологія || Економіка || Юридичні дисципліни
ГоловнаБезпека життєдіяльності та охорона праціБезпека життєдіяльності (БЖД) → 
« Попередня Наступна »
Бєлов С.В., Сівков В.П., Ільницька А.В., Морозова Л.Л. та ін БЕЗПЕКА ЖИТТЄДІЯЛЬНОСТІ / Підручник, 2005 - перейти до змісту підручника

6.6.4. Захист від іонізуючих випромінювань

Якщо в момент часу t число нераспавшіхся атомів радіоактивного джерела N = N (t), то за інтервал часу dt розпадеться dN атомів і активність радіонукліда * А =-N, а постійна розпаду ? =-N / N. Звідси випливає:

A (t) = N (t)? = N0? E-? T = Aoe-? T (6.65)

* Тут і далі прийняті наступні позначення, точка над деякою величиною х = x (t) позначає відношення приросту величини х за інтервал часу dr до цього інтервалу xo = dx / dt. Через xo позначається значення величини х в початковий момент часу: xo = x (0).

Оскільки маса одного атома дорівнює а / п (де а-атомна маса, а п == 6,022? 1023-число Авогадро), то N атомів мають масу М = Na / n і, отже , активність джерела масою М дорівнює

А =? Мп / а

З виразу (6.65) видно, що постійна розпаду? пов'язана з напівперіодом розпаду T1 / 2 T1 / 2-час, за який розпадається половина атомів джерела: N (t) = No / 2) співвідношенням? = Ln2/T1/2.

Захист від?-Випромінювання. Потужність (поглиненої) дози?-Випромінювання в повітрі D (АГР / с) прямо пропорційна активності А (Бк) точкового нуклида і обернено пропорційна квадрату відстані r (м) від ізотропного джерела до приймача:

Рис . 6.55. Схема проходження випромінювань крізь захист

де Г - керма-постійна, (АГР - м2) (c - Бк). Інтегруючи вираз (6.66), можна знайти дозу в повітрі за деякий інтервал часу Т

Формули (6.66) і (6.67) справедливі для розрахунку полів випромінювання точкових джерел * в непоглинаючих і нерассеівающей середовищі. Вони дозволяють вибрати такі значення А, r, t, при яких будуть дотримуватися встановлені нормами гранично допустимі рівні випромінювання. Якщо нормам задовольнити не можна, то між джерелом і приймачем?-Випромінювання розташовують захист.

Точковим джерелом зазвичай можна вважати джерело, розміри якого значно менше відстані до приймача і довжини вільного пробігу в матеріалі джерела (можна знехтувати ослабленням випромінювання в джерелі).

При проходженні випромінюванням захисного середовища приймач реєструє (рис. 6.55) як непровзаімодействовавшіе з середовищем випромінювання 1, так і одноразово 2 і багаторазово 3 і 4 розсіяне випромінювання. Випромінювання 5 ... 9 не досягає приймача: випромінювання 5, 6 через поглинання в середовищі, випромінювання 7, 8 через напрямки траєкторії за захисною середовищем не на приймач, а випромінювання 9 - внаслідок відображення. У першому наближенні розрахунок захисту можна виробити, враховуючи тільки нерозсіяних випромінювання. Потужність дози випромінювання D при установці захисного екрана товщиною h (див. рис. 6.55) зазнає зміна на відстані г за експоненціальним законом:

де? - Лінійний коефіцієнт ослаблення.

Визначаючи коефіцієнт захисту у вигляді kw = D + / D-знаходять ефективність захисту

e = 10lgkw? 4,34 бh

Щоб врахувати розсіяне випромінювання, потужність поглиненої дози представляють у вигляді суми

де D і B - відповідно потужність дози нерозсіяного випромінювання за наявності захисту і деяка надбавка до цієї потужності, що враховує наявність розсіяного випромінювання; безрозмірна величина В = B ( ? h,?, z) називається фактором накопичення.

Фактор накопичення залежить від усіх характеристик джерела і захисного середовища, в тому числі від товщини екрана. Його зазвичай визначають експериментально і представляють у вигляді В = (1 +? D? / D?), Де? і z - відповідно енергія у-квантів і атомний номер захисного середовища. У табл. 6.12 наведені значення фактора накопичення та лінійного коефіцієнта ослаблення для деяких матеріалів. З урахуванням розсіяного випромінювання коефіцієнт і ефективність захисту рівні:

Як приклад обчислимо коефіцієнт і ефективність захисту для свинцевого екрану товщиною h = 13 см при роботі з точковим радіонуклідним джерелом. Користуючись табл. 6.12, визначаємо, що без урахування розсіяного випромінювання е = 4,34 0,77 - 13,0 = 43,4 дБ {kw »2,2 - 104), а з урахуванням розсіяного випромінювання е = 43,4 - 101g3, 74? 37,7 дБ (kw »5.9 - 103).

Для випадку, коли лінія І-П (див. рис. 6.55) нормальна до поверхні захисного пристрою (екрана).

Таблиця 6.12. Фактор накопичення лінійний коефіцієнт ослаблення деяких матеріалів, використовуваних при захисті від випромінювань Матеріал

е = 4МеВ

8, см-1

Дозовий фактор накопичення В при? h

I

4

10

20

Вода

0,05

0,20

4,42

22,6

90,9

323

0,50

0,10

2,44

12,8

62,9

252

1,00

0,07

2,08

7,68

26,1

74,0

5,00

0,03

1,57

3,16

6,27

11,41

10,00

0,02

1,37

2,25

3.86

6,38

АЛЮМІНІЙ

0,05

0,86

1,70

6,20

12

19

0,50

0,22

2,37

9,47

38,9

141

1,00

0,16

2,02

6,57

21.2

58,5

5,00

0,08

1,48

2,96

6,19

11,9

10,00

0,06

1,28

2,12

3,96

7 , 32

Свинець

0,05

82.1

-

-

-

-

0,50

1,70

1,24

1,69

2,27

2,73

1,00

0,77

1,37

2,26

3,74

5,86

5,10

0 , 48

1,21

2,08

5,55

23,6

10,00

0,55

1,11

1,58

4,34

39,2

Захист від нейтронного випромінювання. Просторовий розподіл щільності потоку (потужності дози) нейтронів в більшості випадків можна описати експериментальної залежністю? =? 0с8h. У розрахунках замість лінійного коефіцієнта ослаблення? часто використовують масовий коефіцієнт ослаблення? =? / p, де р-щільність захисного середовища. Тоді твір 6h може бути представлено у вигляді? H =? *? (Ph) =? * M * де m,-поверхнева щільність екрану. З урахуванням цього

де L і L * - відповідно лінійна і масова довжина релаксації нейтронів в середовищі. На довжині релаксації, тобто при h = L або при m * = L *, щільність потоку (потужність дози) нейтронів ослабляється в е раз (kw = е).

Деякі значення т * і L *, для різних захисних середовищ дані в табл. 6.13.

Таблиця 6.13. Довжини релаксації нейтронів в середовищі залежно від середовища та енергії нейтронів середу

? = 4МеВ

? = 14 ... 15 МеВ

m * г/см2

L * r/см2

?

m *, г/см2

L * г/см2

?

Вода

Вуглець Залізо Свинець

90

118

350

565

6,2

19

59,5

169

5,4

1,4

4, 9

4,0

120

118

430

620

14,2

32,9

64,2

173

3

1,3

2,7

2,9

Так як довжина релаксації залежить від товщини захисту, щільність потоку (потужність дози) нейтронів зазвичай визначають за формулою

де? hi і т - відповідно товщина i-го шару захисту, при якій довжина релаксації може бути прийнята постійною, рівною Li, і число шарів, на які розбита захист.

На початковій ділянці товщиною (2 ... 3) L закон ослаблення може відрізнятися від експоненціального, що враховують коефіцієнтом? (Див. табл. 6.13), на який збільшуються праві частини співвідношень (6.68) і (6.69).

При проектуванні захисту від нейтронного випромінювання необхідно враховувати, що процес поглинання ефективний для теплових, повільних і резонансних нейтронів, тому швидкі нейтрони повинні бути попередньо уповільнені. Важкі матеріали добре послаблюють швидкі нейтрони. Проміжні нейтрони ефективніше послаблювати водневомісний речовинами. Це означає, що слід шукати таку комбінацію важких і водородосодсржащіх речовин, які давали б найбільшу ефективність (наприклад, використовують комбінації Н2О + Fe, Н2О + Pb).

Захист від заряджених частинок. Для захисту від? і?-частинок випромінювання достатньо мати товщину екрану, що задовольняє нерівності: h> Ri,, де Ri, - максимальна довжина пробігу? (I =?) Або? (I =?) Часток в матеріалі екрану. Довжину пробігу розраховують за емпіричними формулами. Пробіг R?-Частинок (см) при енергії? = 3 ... 7 МеВ і щільності матеріалу екрану? (Г/см3)

Максимальний пробіг?-Часток

Звичайно шар повітря в 10 см, тонка фольга, одяг повністю екранують?-частинки, а екран з алюмінію, плексигласу, скла товщиною кілька міліметрів повністю екранують потік?-частинок. Однак при енергії?-Частинок?> 2 МеВ істотну роль починає грати гальмівне випромінювання, яке вимагає більш посиленого захисту.

« Попередня Наступна »
= Перейти до змісту підручника =
Інформація, релевантна " 6.6.4. Захист від іонізуючих випромінювань "
  1. 3.1.2. Залежність оптичної щільності реакційних систем від часу
    іонізуючого випромінювання на розчини Р4 в нитробензоле За ходом реакції, ініційованої іонізуючим випромінюванням, за участю молекули Р4 стежили за освітою полімеру (червоного фосфору, кількість якого висловлювали для зручності в моль / л) і кількості не вступив в реакцію елементного фосфору. У таблиці 3.5 представлені результати досліджень реакції утворення ФСП в нитробензоле.
  2. 2.2. Джерела випромінювання і дозиметрія
    випромінюванням радіонукліда б0Со на установці МРХ-у-100 [121]. Для розрахунку поглиненої дози використовували дані ферросульфатной дозиметричної системи [122]. Для приготування дозиметричного розчину використовували дистильовану воду та реактиви марки ХЧ. Стандартний дозиметричний розчин мав наступній склад:
  3. Ергономічні показники бурових установок Критерії опеньки умов праці залежно від важкості та напруженості трудового процесу
    захисту і при строгому дотриманні режимів, регламентованих для таких
  4. 3.2.4. Іонізуючі випромінювання
    захисту, част. / (См2? Хв) Об'єкт забруднення?-Активні нукліди?-Активні нукліди окремі інші Неушкоджена шкіра, рушники, спец-білизна, внутрішня поверхня лицьових частин засобів індивідуального захисту 2 2200 Основна спецодяг, внутрішня поверхня додаткових засобів індивідуального захисту, зовнішня поверхня спецвзуття 20 травня 2000 Зовнішня поверхня додаткових засобів
  5. 1.2. Основні закономірності утворення червоного фосфору
    іонізуюче випромінювання, акустичні поля та ін) сприяють більш енергійному протіканню реакції [19]. Слід очікувати, що при взаємодії іонізуючого випромінювання з білим фосфором буде відбуватися утворення ряду проміжних частинок: електронів, іонів, радикалів, збуджених молекул. У той же час немає систематичних даних з цього питання. Відповідно до запропонованих в
  6. 12.1. Відкриття явища радіоактивності
    захист з шару свинцю товщиною 1,6 см або шару бетону товщиною 10 см. Чим коротше довжина хвилі, тим більшу проникаючу здатність мають у-промені. Таким чином, під проникаючою радіацією розуміють потік у-променів і нейтронів. Коефіцієнти половинного ослаблення наведено в табл. 12.1. Таблиця 12.1. Коефіцієнти половинного ослаблення матеріалів, см Матеріал Проникаюча радіація у-промені нейтрони
  7. ВСТУП
    іонізуючих випромінювань на системи з фосфором, обумовлений ще й тим, що істотно збільшується швидкість реакцій полімеризації , а, отже, можна говорити про специфічний механізмі перетворення мономерного білого фосфору в червоний. На жаль, неорганічні полімери стоять особняком у полімерній хімії, і не існує єдиного погляду на особливості протікання процесів полімеризації для
  8.  1.3. Розрахунок сил і засобів для протипожежного забезпечення СНАВР
      випромінювання від палаючих будівель досягається за допомогою водяних струменів. Одне пожежне відділення на автоцистерні може виконати роботу щодо зниження інтенсивності теплового випромінювання до безпечних меж на ділянці з одностороннім фронтом вогню не більше 50 м. Тривалість роботи на одній ділянці приймається не менше 30 хв. Крім того, для зниження інтенсивності теплового випромінювання слід
  9.  1.3. Радіаційно-ініційована полімеризація елементного фосфору е наведених розчинах
      іонізуючого випромінювання [37-42] При порівняно невисоких поглинених дозах іонізуючого випромінювання в розчинах білого фосфору накопичується осад характерного червоного кольору. Відтінок кольору варіюється від світлого до темного в залежності від температури експерименту, причому більш темний осад утворюється при підвищеній температурі. Елементи структури осаду являють собою сферичні
  10.  4.1. Відомості про захисних спорудах цивільної оборони
      захисту людей від впливу ядерної зброї, отруйних речовин, бактеріальних засобів, вторинних вражаючих факторів і звичайних засобів ураження. Захисні споруди за своїми захисними властивостями поділяються на притулку, протирадіаційні укриття і укриття найпростішого типу. Притулку - споруди, що забезпечують захист переховуваних від впливу вражаючих факторів ядерного вибуху,
  11.  3.2.6. Одночасне дію шкідливих факторів
      іонізуючого випромінювання та хімічного фактора. Особливо злободенні два аспекти цієї проблеми: перший - зменшення руйнуючої дії радіації шляхом одночасного впливу шкідливої ??речовини, використовуючи явище антагонізму. Наприклад, встановлено, що гостре вплив отрут, що викликає в організмі гіпоксію (зниження кисню в тканинах) і одночасне і послідовне дію іонізуючої
  12.  5. Елементарні частинки. Походження Всесвіту
      випромінювання є «спадщиною» від більш ранніх стадій існування нашого Всесвіту. На початок 1930-х рр.. було відомо, що більшість зірок складається з гелію. Однак залишалося загадкою - звідки береться вуглець. У 1950-і рр.. Англійський астрофізик, письменник, адміністратор, драматург Фред Хойл відновив хід реакцій в зірках. Саме ці міркування дозволили Хойлу в 1953 р. передбачити
  13.  4.6. Система інформаційної безпеки ІТКМ
      захисту системи в цілому. Формулюючи поняття "інформаційна безпека", слід сказати, що це таке якість інформаційних систем, при якому ризик відповідних загроз зменшується до прийнятного рівня шляхом застосування необхідних заходів. Вона базується на архітектурі системи безпеки, яка повністю визначає вимоги, правила і реалізацію спільної системи безпеки в
  14.  13. Квантова механіка
      випромінювання. В основі теорії теплового випромінювання лежала статистична фізика і класична електродинаміка. Ці дві галузі науки витратило не доповнювали один одного, а навпаки, приводили до протиріччя всю теорію теплового випромінювання. Суть його точки зору полягає в тому, що світло випромінюється не безперервно, а порціями. А точніше - дискретними порціями енергії, тобто квантами. У квантовій
  15.  4.2. Кінетичні закономірності реакцій елементного фосфору в присутності різних агентів 4.2.1. Кінетичні закономірності утворення ФСП в нитробензоле
      іонізуючого випромінювання (табл. 4.2) [127]. Таблиця 4.2. Продукти радіолізу нитробензола [127] Продукт G, молекул/100 еВ 2 Січень Н2 0,003 N2 0,16 NO 0,017 1 лютому зі 0,013 со2 0,006 СбНб 0,006 с6н5он 0,088 c6h5no 0,134 Дифеніл 0,01 динітробензолу 0,11 Нітродіфеніли 0,161 Дінітродіфеніли 0,035 G (нітробензолу ) 0,743 Сумарний раднаціонно-хімічний вихід убутку нитробензола по ароматичним ядрам
  16.  1.1. Загальні положення
      захисту від теплового випромінювання. Під суцільним пожежею мається на увазі одночасне інтенсивне горіння переважної кількості будівель і споруд на даній ділянці забудови. Просування людей і техніки через ділянку суцільної пожежі неможливе без засобів захисту від теплового випромінювання. Суцільні пожежі можуть бути на ділянках з щільністю забудови будівлями і спорудами IV і V
  17.  ЗАХИСТ РАДІОТЕХНІЧНИХ ДЕТАЛЕЙ
      захисту торців, оскільки водопоглинання торцями в кілька разів вище, ніж іншою поверхнею. Для забезпечення Радіопрозрачні стінка обтічника повинна мати дуже малі коливання по товщині. Тому при нанесенні тієї чи іншої системи покриттів вона не повинна перевищувати товщину, встановлену відповідними інструкціями. Підготовка поверхні перед фарбуванням. На забарвлення деталі повинні
енциклопедія  заливне  український  гур'ївська  окрошка