Безопасность жизнедеятельности: в вопросах и ответах, задачах и решениях
|
|
Скачать 3.29 Mb.
|
Низшая теплота сгорания некоторых материалов
Удельная пожарная нагрузка q, МДж м-2 определяется из соотношения  , где S – площадь размещения пожарной нагрузки, м2, (но не менее 10 м2).Задача Определить категорию помещения по пожарной опасности площадью S=84 м2. В помещении находится: 12 столов из деревостружечного материала массой по 16 кг; 4 стенда из деревостружечного материала массой по 10 кг; 12 скамеек из ДСП по 12 кг; 3 хлопчатобумажные шторы по 5 кг; доска из стеклопластика массой 25 кг; линолеум массой 70 кг. Решение 1. Определяется низшая теплота сгорания материалов, находящихся в помещении (табл. 7.6): Q  =16,6 МДж/кг – для столов, скамеек и стендов;Q  =15,7 МДж/кг – для штор;Q  =33,5 МДж/кг – для линолеума;Q  =25,1 МДж/кг – для доски из стеклопластика.2. По формуле 7.9 определяется суммарная пожарная нагрузка в помещении  3. Определяется удельная пожарная нагрузка q  Сравнивая полученные значения q=112,5 с приведенными в таблице 7.4 данными, помещение по пожарной опасности относим к категории В4. ^ 8.1. Основные понятия и определения Вопрос Какое излучение называют ионизирующим? Ответ Ионизирующее излучение (в дальнейшем – ИИ) – излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака. ИИ состоит из заряженных ( и частицы, протоны, осколки ядер деления) и незаряженных частиц (нейтроны, нейтрино, фотоны). Вопрос Какие физические величины характеризуют взаимодействие ИИ с веществом и с биологическими объектами? Ответ Взаимодействие ИИ с веществом характеризуется поглощенной дозой. Поглощенная доза D – основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dw, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме: D=dw/dm. (8.1) Энергия может быть усреднена по любому определенному объёму, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объёму, деленной на массу этого объёма. В системе СИ поглощенная доза измеряется в Дж/кг и имеет специальное название грэй (Гр). Внесистемная единица – рад, 1рад = 0,01 Гр. Приращение дозы за единицу времени называется мощностью дозы  :=dD/dt. (8.2)Для оценки радиационной опасности хронического облучения человека согласно 8.2 вводятся специальные физические величины – эквивалентная доза в органе или ткани НT,R и эффективная доза Е. Эквивалентная доза НT,R – поглощенная доза в органе или ткани Т, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент данного вида излучения WR: НT,R=WR DT,R , (8.3) где DT,R – средняя поглощенная доза в ткани или органе Т; WR – взвешивающий коэффициент для излучения вида R. При воздействии различных видов ИИ с различными взвешивающими коэффициентами WR эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов ИИ:  (8.4)Значения взвешивающих коэффициентов приведены в табл. 8.1 8.1 . ^
Эффективная доза Е – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она равна сумме произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты радиочувствительности WT 8.2 :  (8.5)где НТ – эквивалентная доза в органе или ткани Т; WT – взвешивающий коэффициент радиочувствительности для органа или ткани Т; их значения приведены в табл. 8.2. ^
Единица эффективной дозы – зиверт (Зв). Внесистемная единица – бэр (биологический эквивалент рада), 1 Зв=100 бэр. Приращение доз за единицу времени (секунду, минуту, час) называется мощностью дозы.  (8.6)Вопрос Что является источником ионизирующего излучения? Ответ Источником ионизирующего излучения (в дальнейшем – ИИИ) является радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ИИ. ИИИ могут быть как природного (космические частицы, радиоактивные изотопы земной коры и т.п.), так и искусственного происхождения (топливо ядерных энергетических установок, радиоактивные отходы, ускорители и т.п.). Вопрос Какие физические величины характеризуют интенсивность радиоактивных изотопов как ИИИ? Ответ Интенсивность радиоактивных изотопов как источников ИИ можно характеризовать несколькими физическими величинами:
Активность – мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени 8.2 : А=dN/dt , (8.7) где dN – ожидаемое количество спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк), 1 Бк=1 распад/с. Внесистемная единица активности – кюри (Ки). 1 Ки=3,7 1010 Бк. При распаде радионуклидов образуются фотоны и частицы иногда разного типа, например, и , и нейтроны, и , и т.д. Среднее количество частиц, образующихся при распаде одного ядра данного радионуклида называется выходом данных частиц: =Ni/N, (8.8) где Ni – количество частиц i-го типа, образовавшихся при распаде N ядер данного радионуклида. Выход частиц может быть как больше, так и меньше 1. Образующиеся при распаде частицы и фотоны имеют вполне определенную энергию Е, характерную для распада данного радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии. Таким образом, зная активность А радионуклида и выход частиц , можно определить поток фотонов или частиц i-го вида, испускаемых данным радионуклидом: Fi=A i . (8.9) Это количество частиц радионуклид испускает равномерно во все стороны сферы, т.е. в телесный угол 4 . Тогда на расстоянии r от данного ИИИ плотность потока частиц или фотонов можно найти по следующему соотношению: Ф=F/4 r2 , (8.10) где Ф – плотность потока частиц или фотонов, частиц/см2. ^ Оценка радиационной обстановки заключается в определении эффективной эквивалентной дозы, которую человек может получить находясь в данных условиях, и сравнении её с предельно допустимым значением. Исходными данными при этом могут быть:
В зависимости от исходных данных используются различные методы расчета эффективной эквивалентной дозы. Например, известен состав ИИ, мощность эффективной эквивалентной дозы и время облучения. Тогда эффективная эквивалентная доза определяется следующим образом:  (8.11)где  – мощность эффективной эквивалентной дозы, Зв/c; – время облучения, с. Полученное значение Е сравнивают с предельно допустимым. Последнее установлено для трех категорий облучаемых лиц:
Согласно НРБ-99 8.2 установлены основные пределы доз (ПД) для всех категорий облучаемых лиц, значения которых приведены в табл. 8.3. Таблица 8.3
Если значение Е, полученное по (8.11), не превосходит соответствующий предел дозы по табл.8.3, то условия труда являются допустимыми. В противном случае следует принимать меры либо к уменьшению времени облучения, либо к уменьшению мощности дозы. В другом случае известен состав ИИ, мощность поглощенной дозы, создаваемой каждой составляющей ИИ, облучаемые органы и время облучения. Тогда эффективная доза определяется следующим образом:  (8.12)где  – мощность поглощенной дозы, создаваемая в Т-м органе R-й составляющей ИИ, Гр/c;WR – коэффициент качества R-й составляющей ИИ; WT – коэффициент радиочувствительности Т-го органа; n1 – количество облучаемых органов; n2 – количество различных видов ИИ; – время облучения, с. Обычно при подобных ситуациях облучается всё тело, поэтому WT=1 и формула (8.12) упрощается:  (8.13)Полученное по (8.12) или (8.13) значение Е сравнивают с соответствующим пределом дозы из табл. 8.3 и аналогично предыдущему делают вывод о радиационной обстановке. Возможна ситуация, когда при прогнозе радиационной обстановки, создаваемой -активным радионуклидом, известны активность радионуклида А, Бк, расстояние до источника и время облучения. В этом случае при оценке радиационной обстановки можно использовать следующее соотношение 8.1 :  (8.14)где А – активность радионуклида, Бк; Г – гамма-постоянная данного радионуклида, аГрм2/cБк; r – расстояние до ИИИ, м. Гамма-постоянной радионуклида Г называется мощность поглощенной дозы в воздухе, создаваемая -излучением точечного изотропного радионуклидного источника активностью А=1 Бк на расстоянии 1 м от него без начальной фильтрации излучения. В системе СИ единица измерения Г-постоянной аГрм2/cБк (аттогрейм2/с Бк). Приставка "атто" означает множитель 10–18. В подобных ситуациях есть только один вид ИИ и облучается, как правило, всё тело. Следовательно, эффективная доза численно равна поглощенной дозе, а ее значение может быть определено по соотношению:  (8.15)Поскольку при облучении всего тела WT=1, то (8.15) упрощается:  (8.16)Еще одна ситуация, когда при прогнозе радиационной обстановки, создаваемой точечным радионуклидом, известны его активность, выход частиц, их энергия. В этом случае оценка радиационной обстановки может быть дана путём сопоставления реальной и допустимой плотности потока частиц на рабочем месте. Плотность потока частиц на рабочем месте Ф определяется в соответствии с (8.9) и (8.10) как Ф=А /4 r2 , (8.17) где А – активность радионуклида, Бк; – выход частиц или фотонов; r – расстояние до ИИИ, м. Значение Ф, полученное по (8.17), сравнивают со среднегодовой допустимой плотностью потока для частиц или фотонов данного вида и данной энергии, определяемой по табл. 8.5 и 8.8 НРБ-99 8.2 . Если полученное по (8.17) значение Ф больше значения Фдоп, определенного из 8.2 , то условия труда недопустимы и требуется уменьшение плотности потока частиц или фотонов на рабочем месте. Наконец, известен вид ИИ, плотность потока частиц или фотонов и время облучения. Тогда оценка радиационной обстановки может быть дана путем сопоставления реальной эффективной дозы с соответствующим пределом дозы по табл. 8.3. В этом случае реальная эффективная доза за время облучения определяется по соотношению: Е=hФ , (8.18) где h – эффективная доза на единичный флюенс, Звсм2; значение h определяется из табл. 8.2 и зависит от вида и энергии частиц и фотонов; Ф – плотность потока частиц или фотонов на рабочем месте, см–2с–1; – время облучения, с. Если человек облучается потоками различных частиц или фотонов, то эффективная доза определяется по соотношению: Е= hФ, (8.19) где Ф, h – соответственно плотность потока частиц или фотонов данного вида и эффективная доза на единичный флюенс данного вида частиц или фотонов. Задача Мощность эффективной дозы на рабочем месте равна 1мкЗв/ч. Работник из числа персонала группы А находится на этом рабочем месте 1000 часов в году. Оценить условия труда. Решение Используя соотношение (8.11) находим:  Для персонала группы А ПДА=20 мЗв/год (табл. 8.3). Полученная доза меньше предела дозы, следовательно, радиационная обстановка на данном месте при данных условиях работы соответствует нормам. Задача Мощность поглощенной дозы от источника нейтронов энергией 0,5 эВ на рабочем месте равна 1мкГр/ч. Работник из числа персонала группы А находится на этом рабочем месте 1000 часов в году. Облучается всё тело. Оценить условия труда. Решение Используем соотношение (8.13) и принимая во внимание, что у нас только один вид ИИ, находим:  Здесь WR=5 по табл. 8.1 для нейтронов энергией менее 10 кэВ. Полученная доза меньше предела дозы 20 мЗв/год, следовательно, радиационная обстановка на данном месте при данных условиях работы соответствует нормам. Задача Оценить условия труда работника из числа персонала группы А, находящегося 100 дней в году в течение 1 часа на расстоянии 1м от радионуклида 57Со, активностью 1 Ки. Решение Оценка условий труда сводится к определению годовой эффективной дозы и сопоставлении её с пределом дозы для персонала группы А. При данных условиях облучается всё тело, поэтому WT=1, а т.к. используется -источник, то WR=1 (табл.8.1). Определяем годовое время облучения: =100дн/год1час/день3600с/ч=3,6105 с/год. По таблице из 8.1 находим Г-постоянную 57Со Г=3,64 аГр м2/с Бк. Используя (8.16), определяем годовую эффективную дозу:  Сравнивая полученное значение с пределом дозы для персонала группы А ПДА=20 мЗв/год, видим, что радиационная обстановка не соответствует нормам – условия труда недопустимы. Задача Активность источника нейтронов энергией 5 МэВ А=1 Ки, выход нейтронов =0,001. Оценить условия труда на рабочем месте, расположенном на расстоянии 1 м от источника, если возможно пребывание работника из числа персонала группы А в течение 100 дней в году по 1 ч ежедневно. Решение Как и в предыдущем примере оценка условий труда сводится к определению годовой эффективной дозы и сопоставлении её с пределом дозы для персонала группы А. Продолжительность облучения известна =3,6 105 с. Для определения годовой эффективной дозы воспользуемся соотношением (8.18), но вначале по (8.17) определим плотность потока нейтронов на данном рабочем месте, переведя расстояние в сантиметры: Ф=А /4 r2=3,710100,001/4 1002=2,9102 нетр./см2 с. По таблице из 8.1 определяем эффективную дозу на единичный флюенс для нейтронов таких энергий h = 2,72 10-10 Зв см2 (для изотропного поля излучения). Тогда по (8.19) определяем годовую эффективную дозу: Е=Фh =2,91022,7210–103,6105=28 мЗв/год. Сравнивая полученное значение с пределом дозы для персонала группы А ПДА=20 мЗв/год, видим, что условия труда недопустимы. ^ При прохождении через вещество в результате взаимодействия с ним интенсивность -излучения падает. Однако законы ослабления -излучения различаются в зависимости от вида источника ИИ. Пусть на барьер-поглотитель падает моноэнергетический параллельный пучок -излучения начальной плотностью потока фотонов Фо. Тогда после прохождения в веществе расстояния х плотность потока будет равна: Фх=Фо е– х, (8.20) где – линейный коэффициент ослабления, 1/см, зависит от материала защиты и энергии фотонов; значения для некоторых материалов и энергий фотонов приведены в табл. 8.4. ^
Более подробные таблицы коэффициентов приведены в 8.2 . Соотношение (8.20) не учитывает рассеяние фотонов и справедливо только для так называемой геометрии узкого пучка, которая создается путем коллимации потока фотонов. Пучок фотонов, не удовлетворяющий этим условиям, называется широким. В абсолютном большинстве случаев при проектировании защиты рассеянием фотонов пренебрегать нельзя. В этом случае плотность потока будет равна: Фх=Фо ехр(– х)В(Е , Z, х), (8.21) где В(Е, Z, х) – фактор накопления, безразмерная величина, показывающая во сколько раз учет рассеяных фотонов увеличивает плотность потока фотонов за защитой. Фактор накопления зависит от вещества защиты (Z – атомный номер), энергии фотонов Е , толщины защиты х, расположения источника и детектора по отношению к защите, геометрии и компоновке защиты. Фактор накопления может относиться к различным измеряемым параметрам -излучения: числу фотонов (числовой фактор накопления – Вч); дозе излучения (дозовый фактор накопления – ВД). В зависимости от геометрии защиты и расположения источника и детектора относительно её возможны следующие варианты:
Некоторые значения факторов накопления изотропного источника в барьерной геометрии приведены в табл. 8.5. ^  Отношение Фо/Фх, где Фх определено по (8.21), часто называют коэффициентом ослабления широкого пучка или кратностью ослабления широкого пучка, Косл. Используя это понятие и для упрощения расчета защиты, разработаны таблицы для определения толщины защиты в зависимости от материала, кратности ослабления и энергии фотонов. Полностью эти таблицы приведены в 8.2 . Ниже, в табл. 8.6, приведен фрагмент одной из этих таблиц. ^
Если источник -излучения точечный, то он излучает фотоны равномерно во все стороны. При удалении от него даже при отсутствии поглощения в веществе плотность потока фотонов, а следовательно, и мощность дозы падают обратно пропорционально квадрату расстояния. Если расчетная точка находится на расстоянии х от точечного источника и между ними расположена бесконечная пластина толщиной из материала с атомным номером Z, то плотность потока фотонов в расчетной точке можно определить по следующему соотношению:  (8.22)где Вчб(Е ,Z, х) – числовой фактор накопления в барьерной геометрии; А – активность источника, Бк; – выход фотонов. Мощность дозы в расчетной точке определяется как Dx=(Dr/x2) ехр(– х) ВДб(Е ,Z, х), (8.23) где Dx,Dr – соответственно мощности доз на расстоянии х и r от ИИИ; ВДб(Е ,Z, х) – дозовый фактор накопления в барьерной геометрии. Используя понятие кратности ослабления для барьерной геометрии, соотношение (8.23) можно представить в виде Dx=(Dr/x2)/Косл(Е ,Z, х). (8.24) |
|||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Ваша оценка этого документа будет первой.
Ваша оценка:
Похожие:
База данных защищена авторским правом ©MedZnate 2000-2016
allo, dekanat, ansya, kenam
обратиться к администрации | правообладателям | пользователям
allo, dekanat, ansya, kenam
обратиться к администрации | правообладателям | пользователям