Курсовая работа-Радиационная безопастность

Подождите немного. Документ загружается.

Министерство образования и науки Украины

Приднепровская государственная академия строительства и

архитектуры

Кафедра безопасности жизнедеятельности

Расчетно-графическая работа

на тему:

«Обеспечение радиационной безопасности объектов

строительства и пути ёё повышения»

По курсу РБОС

Выполнил : студ.902-АД гр.Литвиненко М.А.

Проверил : к.т.н. доцент Пилипенко А.В.

Днепропетровск 2010

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,9которые 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 (Н

эф

) – это умножение эквивалентной дозы і-того органа Н

на

его взвешивающий коэффициент W

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=Д Q

ии

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

Вариант №17

1.Расчет содержания доминирующих радионуклидов в строительных

материалах.

1.1 Определение параметров ионизирующих излучений при распаде РАДИЯ-226

Распад каждого радионуклида характеризуется своим сочетаний видов ионизирующих

излучений (, , ) 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

эВE

уд

8.33

- 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

Протон P

1,6⋅10

-27

1,6⋅10

-19

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

Ионизирующая

способность

Коэффициент

качества

воздухе

(биоткане)

ион

ии

Альфа 3-9 1-5см (100 мкм)

(1-2)⋅10

Бета 0,5-3,5 600 см (5 мм)

(1-3)⋅10

Гамма 0,1-1,5 100 м

(2-6)⋅10

Характеристика Радий -226:

Последовательность

полураспала

Наименование

радионуклидов

Энергия

излучения,МэВ

(интенсивность %)

Период полураспада

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 k

ион

рассчитывается на каждый вид ионизирующего излучения,

который сопровождает распад данного радионуклида:

(пар ионов)

 

ììl

ENZ

áò

ïð

0148.06.42261010

343









Вывод по 1.1 :

1) 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 -2 2 6 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 Ra

226

, торий Th

232

,калий К

Радиоактивность строительных материалов сырья оценивается по величине их удельной

активности -

2.1.Определяем активности, которые создают доминирующие радионуклиды в

«чистом сырье» массой в 1 г. ( , , )

Исходные данные:

гравий

2310



кг/м3;

удельная активность



Raóä

Бк/кг



Thóä

Бк/кг

262



Kóä

Бк/кг Таблица 3

Радионуклид Период полураспада

1/2

Энергия излучения

МэВ (% содержания)

Содержание в почве,

Радий-226 1600 лет Е

=4,8 (96)

9⋅10

-11

=0,186 (4)

Торий-232

1,4⋅10

лет

=4,08 (77)

=3,9 (14)

1,3⋅10

-3

Калий-40

1,28⋅10

лет

=1,3 (89)

=1,46 (11)

2,5

1 год=

где E

уд

= 33,85 эВ/пар ионов, - удельная энергия распада.

1год=3,15*10

При Т

1/2

=1600 лет

При Т

1/2

=1.41*10

лет

При Т

1/2

=1.28*10

лет

2.2.Определяем содержание (массу) каждого радионуклида в строительном

материале Зола ТЭС:

Вывод :9

Из доминирующих радионуклидов в строительных материалах наибольшую

опасность представляет радий, т. к. он имеет наименьший период полураспада Т

1/2

=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 А

уд Ra,

уд Th(K)

прибором гаммаспектрометром и

знания плотности строительных материалов ƍ

с. 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 -

3.1.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:

3.4 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

2. С помощью математической модели

3. Эксперементальные методы (натуральные)

МПД=К

пер.Ra(Th,k)

уд.Ra(Th, K )

пер.

МПД=4.15*10

-5

*29.72=123.34*10

-5

мкГр/ч

МПД=6,1*10

-5

*55,62=339,28*10

-5

мкГр/ч

МПД=3,9*10

-4

*654,9=2554,11*10

-4

мкГр/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.

2. Величина А

эф.

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

3. 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: