Примеры решения задач. Задача 9.1. Определить толщину свинцового экрана для защиты оператора от гамма-излучения радиоактивного вещества

Задача 9.1. Определить толщину свинцового экрана для защиты оператора от гамма-излучения радиоактивного вещества, если гамма-эквивалент радиоактивного вещества 84 мгЧ экв.Ra; расстояние от источника до рабочего места 0,6 м; продолжительность работы с источником 24 часа в неделю; энергия гамма-излучения 1,25 МэВ.

Решение. В соответствии с НРБ 76/87 [1, табл. 5.1] оператор относится к группе А облучаемых лиц, эффективная доза для которых Д_эфф не должна превышать 50 мЗв. в год. При равномерном облучении Д_эфф за одну неделю составляет:

(9.1)

где 52 – количество недель в году,

мЗв.

Предельно допустимая проектная мощность дозы при продолжительности работы 24 часа в неделю:

, (9.2)

мЗв/ч.

Доза, которую получит оператор без защиты:

, (9.3)

где R – расстояние от источника излучения до рабочего места, см,

Р.

Так как по условиям задачи облучение оператора происходит гамма-излучением, то экспозиционная доза равна эффективной дозе и составит 47 мЗв.

Поскольку эффективная доза за неделю не должна превышать 0,96 мЗв, а эффективная доза оператора, работающего без защиты, составит 47 мЗв, отсюда рассчитываем кратность ослабления:

, (9.4)

рад.

По [3, табл. 5.8] выбираем толщину защитного экрана 7,2 см.

Задача 9.2. Для нейтрализации статических зарядов на мониторе и системном блоке персонального компьютера используют b -источник. Рассчитать линейный пробег b -частиц в воздухе и определить толщину защитного экрана, если максимальная энергия b -частиц 3 МэВ; защитный материал – железо.

Решение. Линейный пробег b -частиц, см, в воздухе определяем по формуле

(9.5)

где Еb – максимальная энергия b -частиц, МэВ,

см.

Толщину защитного экрана определяем из выражения

, (9.6)

где d – толщина защиты, г/см²,

г/см².

Если известна толщина защиты, d, выраженная в единицах массы, приходящаяся на 1 см², то толщина защитного экрана, выраженная в единицах длины, рассчитывается по зависимости

(9.7)

где r – плотность железа, г/см³,

см.

Слой железа толщиной 0,18 см обеспечит безопасную работу оператора компьютера.

Задача 9.3. Для контроля качества швов применяется гамма-дефектоскоп ГУП–С5–2–1. Определить допустимый объем работы дефектоскописта, если согласно [1] предельно допустимая доза внешнего облучения составляет 5 бэр в год, что соответствует 100 мбэр в неделю или 17 мбэр в день при шестидневной рабочей неделе.

Решение. Предельно допустимую дозу облучения дефектоскописта в течение дня определяем из равенства

(9.8)

где D – допустимая доза облучения дефектоскописта по [1], мбэр/дн; D_УСТ – доза облучения, полученная им при выполнении работы при транспортировке дефектоскопа к месту работы и установке его, цифра 2 показывает, что эта работа проводится дважды (в начале смены и в конце). По данным исследования D_УСТ = 2,05 мР; n – количество сварочных стыков при просвечивании; D_ПР – доза облучения дефектоскописта при подготовке к просвечиванию и просвечиваний стыков (D_ПР = 0,36 мР); D_ТР – доза облучения при транспортировке дефектоскопа к следующему сварному шву (D_ТР = 0,01 мР).

Подставляя известные данные в равенство (9.8), получим:

Отсюда

шт.

Дефектоскопист не получит облучения выше установленной нормы, если в день будет обследовать не более 34 стыков.

Задача 9.4. Определить безопасное расстояние В, на котором может находиться оператор, проводящий измерения плотности бетона при отсутствии экрана, и толщину защитного экрана, если источник излучения – нейтронный; мощность источника 10⁶ нейтр/с; энергия нейтронов 5 МэВ; защитный материал – бетон, слой половинного ослабления которого 16 см; при наличии защиты оператор находится на удалении 0,5 м от источника; рабочая неделя – стандартная; облучение проходит параллельным пучком.

Решение. По [1, табл. 5.1] определяем, что оператор относится к персоналу категории А. В соответствии с [1, табл. 10.6] предельно допустимая плотность потока нейтронов j _О = 10 аст/(см^2Ч с).

Находим безопасное расстояние, на котором может находиться оператор, имея ввиду, что

(9.9)

Из выражения (9.9) безопасное расстояние R будет определяться по формуле

(9.10)

где – плотность потока нейтронов при наличии защиты на удалении R от источника, определяемая по формуле

(9.11)

– плотность потока нейтронов на удалении от источника без защиты; h – толщина слоя; d – слой половинного ослабления.

Толщину защитного экрана получаем из выражения

(9.12)

см.

В выражении – плотность потока нейтронов в отсутствие защиты на удалении 1 м от источника согласно [1, табл. 10.6] не должна превышать 10 част/(см^2Ч с), а определяем по формуле (9.9)

нейтр/(см^2Ч с).

Тогда

см.

Безопасное расстояние, на котором может находиться оператор при отсутствии защиты, составляет 89 см.

Если рабочее место оператора находится на расстоянии 0,5 м от источника, то в этом случае толщина защиты из бетона должна составлять 13,7 см.

Задача 9.5. Определить дозу радиации, которую получат рабочие и служащие локомотивного депо, работая в производственных зданиях с 4 до 16 часов после взрыва, если через 3 часа после взрыва уровень радиации на территории депо был 20 Р/ч.

Решение. По прил. 5 табл. 1 для времени начала облучения t_Н = 4 ч и продолжительности облучения 12 ч находим коэффициент а = 1,2.

С помощью прил. 5 табл. 2 приводим уровень радиации на 1 ч после взрыва

(9.13)

где К_п – коэффициент уровня радиации, который находим по прил. 5 табл. 2.

Р/ч.

По прил. 5 табл. 4 находим, что для здания депо (одноэтажное производственное) коэффициент ослабления К_осл = 7.

Определяем дозу радиации, которую получат рабочие и служащие депо, по формуле

(9.14)

P.

При повторном прил. 5 табл. 3), т.е. часть суммарной дозы облучения, полученной ранее, но не восстановленной организмом к данному сроку. Организм человека способен восстанавливать до 90 % радиационного поражения, причем процесс восстановления начинается через 4 сут от начала первого облучения. Половина полученной дозы восстанавливается примерно за 28–30 сут.

Задача 9.6. Определить продолжительность работ в здании вагонного депо, если они начнутся через 6 ч после ядерного взрыва, а через 4 ч после него на территории депо уровень радиации составлял 40 Р/ч и облучении учитывают остаточную дозу облучения D_ост (

установленная доза облучения за сутки 20 Р.

Решение. Устанавливаем уровень радиации на территории депо на 1 ч после взрыва, пользуясь прил. 5 табл. 2.

Пользуясь формулой (9.13), получим

Р/ч.

По прил. 5 табл. 4 находим К_осл = 7.

Рассчитываем коэффициент а по формуле

(9.15)

где D_У – установленная доза облучения,

.

По прил. 5 табл. 1 для t_н = 6 ч находим величину а = 1,5, которой соответствует допустимая продолжительность работы в здании депо Т_доп = 12 ч.

Если работы в здании вагонного депо начнутся через 6 ч после взрыва, рабочие и служащие получат за 12 ч работы дозу облучения не более 20 Р.

Задача 9.7. Пассажирский поезд должен проследовать по зараженному участку длиной L = 60 км со скоростью V = 40 км/ч. Середину зоны заражения поезд должен пройти через 4 ч после взрыва. Определить дозу радиации, которую получат пассажиры за время следования по зараженному участку, если уровни радиации Р, приведенные к 1 ч после взрыва, составляли последовательно на станциях А 3 Р/ч, Б 192 Р/ч,
Г 60 Р/ч, Д 3 Р/ч, расстояния между станциями примерно равны.

Решение. Определяем средний уровень радиации на зараженном участке, приведенный к 1 ч после взрыва

(9.16)

Р/ч.

Устанавливаем время движения по зараженному участку (время облучения)

(9.17)

ч.

По прил. 5 табл. 4 находим коэффициент ослабления дозы радиации пассажирскими вагонами

.

Определяем дозу радиации, которую получили бы пассажиры при преодолении зараженного участка через 1 ч после взрыва (время пересечения поездом середины зоны заражения):

(9.18)

Р.

Рассчитываем дозу радиации за время преодоления зараженного участка через 4 ч после взрыва

(9.19)

где К_п = 5,28 – коэффициент пересчета уровня радиации с 4 ч на 1 ч (прил. 5 табл. 2),

Р.

Аналогично определяют дозу радиации за время преодоления зараженного участка или любое другое время, используя коэффициент пересчета.

Задача 9.8. Через 1,5 ч после ядерного взрыва уровень радиации на железнодорожной станции составляет: в районе вокзала 31 Р/ч, в районе депо 49 Р/ч. Для выполнения аварийно-спасательных и других неотложных работ (АСиДНР) на станции требуется 24 ч. Определить время ввода на станцию спасательных формирований, число и продолжительность смен, если первая смена должна работать 2 ч и на первые сутки установлена доза облучения 25 Р.

Решение. С помощью прил. 5 табл. 2 определяем уровни радиации, Р/ч, на 1 ч после взрыва:

– в районе вокзала

;

Р/ч;

– в районе депо

;

Р/ч.

По [2, прил. 8] находим время начала работ и продолжительность смен при установленной дозе радиации 25 Р.

Результаты сводим в табл. 9.1

Таблица 9.1 Время начала работ, ч (числитель), и продолжительность смен, ч (знаменатель)

Объекты работ	Смены
Вокзал (Р1=50 Р/ч)	2,3	4,3 4,5	8,8	16,8 9,5	–
Депо (Р1=80 Р/ч)	3,8	5,8 3,4	9,2 6,2	15,4	23,4 4,4

Сложив знаменатели, находим, что на 24 ч работ требуется в районе вокзала 4 смены, в районе депо – 5 смен, причем пятая смена работает 4,4 ч.

Действия в районах радиоактивного заражения связаны с риском переоблучения людей и требуют постоянного контроля доз облучения. Для облегчения контроля разрабатывается график посменной работы спасательных формирований в условиях радиоактивного заражения (рис. 9.1).

Рис. 9.1. График посменной работы спасательных формирований станции при ведении АСиДНР в условиях радиоактивного заражения

Задача 9.9. Рабочие и служащие вагоноремонтного завода проживают в каменных домах (К_осл=10). Укрытие рабочих и служащих планируется в убежищах (К_осл=1000). Производственные здания завода – одноэтажные (К_осл=7). Определить типовые режимы защиты рабочих и служащих, в том числе, если через 1 час после ядерного взрыва на территории завода замерен уровень радиации 300 Р/ч.

Решение. По таблицам типовых режимов находим, что условиям проживания (К_осл = 10), работы (К_осл = 7) и укрытия на объекте (К_осл = 1000) соответствуют типовые режимы радиационной защиты №7 [2, прил. 13].

По типовым режимам №7 определяем, что уровню радиации на 1 ч после взрыва 300 Р/ч соответствует режим защиты В-1 общей продолжительностью 15 сут (гр. 4 по [2, прил. 11–13]), в том числе:

I этап – укрытие в убежищах (работа объекта прекращается) в течение 12 ч (гр. 5);

II этап – работа объекта в две смены в производственных зданиях с отдыхом свободной смены в убежищах в течение 1,5 сут (гр. 6);

III этап – работа объекта в две смены в производственных зданиях с отдыхом смен в жилых домах и с ограничением пребывания на открытой местности до 1–2 ч в сутки в течение 13 сут (гр. 7) (рис. 9.2).

Рис. 9.2. График работы вагоноремонтного завода по режиму радиационной защиты №7 В-1 в условиях радиоактивного заражения: – укрытие рабочих и служащих в убежищах с прекращением работы; – отдых в убежищах на объекте; – работы в производственных помещениях; – отдых в жилых домах

Задача 9.10. Рассчитать коэффициент защищенности для следующего режима радиационной защиты путевых рабочих, если радиоактивное заражение произошло через 2 ч после взрыва:

– работа на путях (К₁ = 1) в течение Т₁ = 6 ч (t₁ = 6 ч);

– пребывание в деревянных зданиях (К₁ = 2) в течение Т₂ = 2 ч (t₂ = Т₁ + Т₂ = 6 + 2 = 8 ч);

– пребывание в жилых каменных домах (К₃ = 20) в течение Т₃ = 16 ч (t₃ = Т₁ + Т₂ + Т₃ = 6 + 2 + 16 = 24 ч).

Решение. По прил. 5 табл. 5 для времени заражения t_зар = 2 ч находим:

для t₁ = 6 ч, N₁ = 62 ч;

для t₂ = 8 ч, N₂ = 70 – 62 = 8 ч;

для t₃ = 24 ч, N₃ = 100 – 70 = 30 ч,

где N₁, N₂, N₃ – продолжительности облучения.

Находим коэффициент защищенности по формуле

, (9.20)

.

Коэффициент защищенности путевых рабочих равен 1,5.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Нормы радиационной безопасности НРБ 76/87 / Госкомсанэпиднадзор. – М.: 1987.

2. Юрпольский, И.И. Гражданская оборона на железнодорожном транспорте: Учеб.для вузов ж.-д. тр-та / И.И. Юрпольский, Г.Т. Ильин, Н.Н. Янченков; Под ред. И.И. Юрпольского. – М.: Транспорт, 1987.

3. Журавлев, В.П. Защита населения и территорий в чрезвычайных ситуациях: Учеб. пособие / В.П. Журавлев, С.Л. Пушенко, А.М. Яковлев. – М.: Изд-во АСВ, 1999.