РАДІАЦІЙНА НЕБЕЗПЕКА У БУДІВНИЦТВІ ТА ЗАХИСТ ВІД ДЖЕРЕЛ ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ

7.1. Загальна характеристика радіаційної небезпеки

Нині у будівництві широко використовуються радіоактивні ре­човини — речовини, у склад яких входять природні або штучні радіоактивні ізотопи. Іонізуючі якості і проникна здатність радіо­активних ізотопів (які характеризуються видом випромінювань, що випускаються; числом частинок або квантів, що випроміню­ються при розпаді одного атома, і періодом напіврозпаду) дають можливість їх застосування для блокуючих пристроїв, які забез­печують безпеку при експлуатації різних будівельних машин, для визначення густини, вологості й однорідності бетонів і ґрунтів, для запобігання накопичення статичних зарядів електрики. Радіо­активні ізотопи дозволяють вести нагляд за ходом різних реакцій, технологічних процесів, можуть застосовуватися для досліджен­ня фільтрації води в ґрунтах, що має неабияке значення для гідро­технічного будівництва. В умовах будівельного майданчика, на підприємствах будівельної індустрії і промисловості будівельних матеріалів застосовують зазвичай закриті джерела випромінюван­ня, коли радіоактивні речовини заключені в оболонку.

Радіоактивне та іонізуюче випромінення — це електромагніт­не або порпускулярне самовільне випромінення а, р, у-частинок, нейтронів і рентгенівських променів. Шкідлива дія можлива шля­хом зовнішнього (якщо людина піддається дії тільки в той пері­од, коли вона знаходиться поблизу джерела випромінення) і внут­рішнього (коли радіоактивна речовина потрапляє всередину орга­нізму людини) безперервного опромінення протягом тривалого часу.

Радіаційна небезпека у будівництві

Біологічна дія радіовипромінювань залежить від отриманої дози опромінення за тривалий період. Тому санітарні правила ро­боти з радіоактивними речовинами і джерелами іонізуючих ви­промінювань визначають граничнодопустимі дози (ГДД) випро-мінення гамма-променями та іншими видами радіоактивного випромінення і граничнодопустимими концентраціями (ГДК) ра­діоактивного ізотопу в одиниці об'єму або маси.

ГДД опромінення встановлюється залежно від джерел випро­мінення радіоактивних речовин, що застосовуються: гамма- і рент­генівські промені, протони й альфа-частини, теплові нейтрони тощо. Згідно з НРБ-76 граничнодопустима доза зовнішнього оп­ромінювання персоналу: 5 Бер на рік, 100 мБер на тиждень, 17 мБер на день.

Санітарними нормами допускається одноразова доза зовніш­нього опромінення — 3 Бер у будь-який час кварталу за умови, що річна доза не перевищить 5 Бер. Сумарна доза Д для профе­сійного опромінення не повинна перевищувати: D < 5 (N - 18), Бер, де N — вік людини, років; 18 — вік початку професійного опро­мінення, років.

Сумарна доза до 30 років у жодних випадках не повинна пере­вищувати 60 Бер.

Профілюючі заходи із запобігання радіаційної небезпеки:

— забезпечення герметичності захисних пристосувань (контей­нерів) при знаходженні джерела в неробочому приміщенні з указаниям знаку радіаційної небезпеки;

— застосування працівниками екранів і маніпуляторів, а при роботі з джерелами активністю 0,2 моля і більше — дистан­ційного керування;

— направлення пучка випромінювання джерела в неробочому стані повинно бути в бік землі, а якщо це неможливо — на зовнішню стіну приміщення, в якій немає вікон;

— застосування перевірених приладів, що серійно випуска­ються;

— дотримання правил роботи з апаратами-випромінювачами (заборонено проводити будь-які маніпуляції з апаратом, об'єктом просвічування і касетою під час експонування);

-— винесення на максимальну відстань обслуговуючого персо­налу та усунення сторонніх осіб під час роботи джерела.

Радіоактивні й іонізуючі випромінення, зазвичай, не відчува­ються людиною, тому для їх виявлення і визначення концентрації

Розділ 7

в робочій зоні й на одязі застосовуються різні методи дозиметрич­ного і радіометричного контролю: іонізаційний, сцинтиляційний, фотографічний і хімічний.

Іонізаційний метод реєстрації вимірювання базується на здат­ності газів дією радіоактивних випромінювань ставати провідни­ком електричного струму.

Сцинтиляційний метод базується на здатності деяких твер­дих і рідких речовин люмінесцувати під дією радіоактивних ви­промінювань. При проходженні альфа- і бета- частинок або гам­ма-кванта через такі речовини внаслідок іонізації атомів виникає спалах світла, який називається сциктиляцією.

Фотографічний метод базується на здатності фотоемульсійно-го шару під дією радіоактивних випромінювань темніти після проявлення. Ступінь потемніння залежить від дози опромінення.

Хімічний метод базується на здатності деяких розчинів зміню­вати свій колір під дією іонізуючих випромінювань. Густина фар­бування визначається денситометром.

Методами радіометричного контролю визначається забруд­неність повітря, одягу, поверхонь предметів і приміщення радіо­активними речовинами, а дозиметричним контролем — індивіду­альні дози опромінення осіб, які працюють з радіоактивними речо­винами та інтенсивність потоків випромінення на робочих місцях.

Для дозиметричного і радіометричного контролю застосовують апаратуру, яка за своїм призначенням поділяється на дві групи: індикаторні прилади, призначені, основним чином, для швидко­го визначення джерел радіовипромінювання, і вимірювальні — для кількісних вимірювань дози і потужності опромінення.

До засобів індивідуального захисту від радіоактивного випро­мінювання належать: пневмокостюми, пластикові бахили, ґумові рукавиці, комбінезони, респіратори, плівкові хлорвінілові фар­тухи, щитки й окуляри для очей тощо.

Усі, хто поступив на роботу, пов'язану з застосуванням радіо­активних речовин, проходять медичний огляд, а повторний медог­ляд проводиться через 6 місяців або через рік, залежно від харак­теру роботи.

На всіх підприємствах і в організаціях, де використовуються радіоактивні речовини, має бути організована служба радіацій­ної безпеки, завдання якої — вести контроль за охороною праці і безпекою робіт у полях іонізуючих випромінювань.

радіаційна небезпека у будівництві

7.2. Правила та норми радіаційної безпеки

Для забезпечення безпечних умов під час роботи з радіоактив­ними речовинами й іншими джерелами іонізуючих випроміню­вань розроблені і діють "Норми радіаційної безпеки (НРБ-76)" і "Основні санітарні правила роботи з радіоактивними речовина­ми і іншими джерелами іонізуючих випромінювань (ОСП-72)".

У НРБ-76 прийняті такі визначення:

— поглинута доза випромінення визначається як енергія, яка поглинута одиницею маси речовини, що опромінюється, Дж/кг;

— граничнодопустима доза (ГДД) — найбільше значення інди­відуальної дози за рік, яке за рівномірної дії протягом 50 ро­ків не викликає в стані здоров'я персоналу (категорії А) нега­тивних змін;

— границя дози (ГД) — гранична еквівалентна доза за рік для обмеженої частини населення (категорія Б);

— потужність експозиційної дози — доза, віднесена до одиниці часу.

У вказаних нормах із допустимих основних дозових границь встановлені такі категорії опромінюваних людей:

— категорія А — персонал;

— категорія Б — населення області, держави.

У порядку зменшення радіочутливості прийняті три групи кри­тичних органів:

— І група — все тіло, червоний кістковий мозок;

— II група — м'язи, щитовидна залоза, жирова тканина, печін­ка, нирки, селезінка, легені, кришталик ока та інші орга­ни, за винятком тих, які належать до І і III груп;

— III група — шкіра, кісткова тканина, передпліччя і стопи.

Для кожної категорії осіб, які опромінені, встановлені три кла­си нормативів: основні дозові границі, допустимі рівні і контрольні Рівні.

В якості основних дозових границь залежно від групи критич­них органів для категорії А встановлена граничнодопустима доза за рік ГДД, а для категорії Б — границя дози за рік, ГД. Ці дози Заведені в табл'. 7.1.

Радіаційна небезпека у будівництві

7.3. Засоби захисту від іонізуючих випромінювань

Заходи радіаційної безпеки полягають у захисті від зовнішніх потоків випромінювання, запобіганні поширенню радіонуклідів у робочі приміщення, відповідному плануванні й оздобленні при­міщень, організації радіаційного контролю і санітарно-пропуск­ного режиму, використанні засобів індивідуального захисту і про­веденні дезактиваційних робіт.

Захист від зовнішнього опромінювання досягається зміною фактора часу, відстані до джерела та екрануванням. Для ефектив­ного захисту в цьому випадку необхідно знати спектральний склад випромінювання, його потужність, відстань до джерела, на яко­му перебувають робітники, час перебування під дією випроміню­вання (див. табл. 7.1).

Характеристика захисних матеріалів.Для захисту стаціонар­них установок від іонізуючих випромінювань їх ізолюють в окре­мих приміщеннях. У цьому випадку стіни, стеля, підлога, огля­дові вікна та інші огородження виготовляють із захисних мате­ріалів (наприклад, бетону, цегли, свинцевого скла). У пересувних установках захист від джерел випромінення здійснюють у вигля­ді захисних кожухів, екранів, ширм із свинцю, вольфраму, сталі. Для захисту від випромінення високих енергій використовують речовини з малим атомним номером.

Захист від а-частинок.Пробіг а-частинок у повітрі і більш щільних матеріалах, зважаючи на значну іонізуючу здатність ча­стинок і зв'язану з нею швидку втрату енергії, малий. Для газів ці пробіги досягають кількох сантиметрів, для більш щільних ма­теріалів — кількох мікрон. Тому відстань близько 10 см від дже­рела а-випромінювання або робота у спецодязі і в рукавичках га­рантує захист від зовнішнього а-випромінювання.

Товщина захисного екрану для повного поглинання потоку а-ча­стинок повинна бути не меншою за довжину пробігу їх у матері­алі, з якого виготовлений цей екран (рис. 7.1, а).

Пробіг а-частинок у матеріалі визначають за формулою:

R_a = 0,56R_pA^l/3 /(10*р) , см, (7.1)

радіаційна небезпека у будівництві

Розділ 7

з зовнішнім діаметром 800 мм. Кришка колодязя врівноважуєть­ся вантажем 6. Для опускання і підйому апарата існує гак 5. На вхідних дверях у сховище 8 зображений знак радіаційної небез­пеки 7. Сховище має огородження 9.

Для дослідження зносу деталей машини,зокрема в двигунах внутрішнього згоряння, застосовують метод радіоактивних інди­каторів (помічених атомів). У цьому випадку в поверхню дета­лей, що труться, попередньо вводять радіоактивні ізотопи. При роботі таких деталей продукти їх зносу разом з радіоактивними частинками потрапляють у мастило, яке стає радіоактивним. За інтенсивністю випромінювання мастила визначають величину і швидкість зносу деталей.

Стенд для подібного досліду компонують за схемою (рис. 7.5) з експериментальним двигуном 1 і фільтром 2. Радіоактивне ма­стило подають з двигуна в фільтр за допомогою насоса 4. Для ство­рення безпечних умов праці лаборантів фільтр оточений бетонно-свинцевим екраном 3.

Рис. 7.5. Схема автономної установки прокачуваннязмазки через

Спеціальний фільтр

Приклад

Для контролю якості зварних швів магістральних трубопроводів застосо­вують g-дефектоскоп ГУП-Cs-2-l. Дефектоскопіста разом із приладом розмі­щують на спеціальному пристрої всередині трубопровода.

радіаційна небезпека у будівництві

Дослідженням було встановлено, що найбільшому опроміненню дефекто-скопіст піддається в ділянці тазу. Необхідно визначити допустимий об'єм ро­боти дефектоскопіста.

Рішення

Згідно з НРБ-76, граничнодопустима доза зовнішнього опромінення пер­соналу — це 5 Бер на рік, що складає 100 мБер за тиждень, або 17 мБер за день при шестиденному робочому тижні.

Граничнодопустиму дозу опромінення дефектоскопіста протягом робочо­го дня визначають із рівняння

D = 2D_ycm + n(D_np+2D_mp), (7.10)

де D — допустима доза опромінення дефектоскопіста по НРБ-76, мБер/день; D — доза опромінення, яка отримується ним при виконанні роботи із транс­портування дефектоскопа до трубопровода і його встановленню. Цифра 2 оз­начає , що ця робота виконується двічі (напочатку роботи і вкінці). За даними дослідження, D = 0,25 мР, де п — кількість стиків при просвічуванні; D — доза опромінення дефектоскопіста при підготовці до просвічування і під час просвічування.

За даними дослідження, D = 0,36 мР , де D — доза опромінення при транспортуванні дефектоскопа до наступного шва; D = 0,01 мР.

Підставивши відомі величини в наведене рівняння, визначимо допусти­мий обсяг роботи дефектоскопіста:

17 = 2 х 2,05 + н(0,36 + 2 х 0,01)= 4,1 + п х 0,38

Звідси, п = 34 шви в день.

Враховуючи можливість внутрішніх джерел випромінювань для забезпечення захисту від опромінювання, особливу роль віді­грають 313 і особиста гігієна.Комплекс засобів індивідуального захисту вміщує: спецодяг (комбінезон), спецбілизну, шкарпетки, спецвзуття, рукавиці, паперові рушники і носові хусточки разо­вого використання, засоби захисту органів дихання. Дезактива­цію спецодягу і білизни необхідно проводити у спецпральнях до Рівня забруднення, який не перевищує нормативних значень.

Для контролю дотримання норм радіаційної безпеки,а також отримання інформації про дозу опромінення робітників необхід­но перевіряти: склад радіоактивних речовин у воді та повітрі, У тому числі у виробничих та житлових приміщеннях; рівень за­бруднення радіоактивними речовинами приміщень, обладнання, Шкіряних покривів та одягу працюючих, транспортних засобів і продуктів харчування.

Розділ 7

Дозиметричний контроль здійснюється за допомогою дозимет­ричних приладів. Для вимірювання у-випромінювань — мікро-рентгенметр МРП-1, прилад ИФКУи та ін.; для р-випромінюван-ня — прилади КИД-1, ИКС, КД-1, ИД-1, ДК-02 та ін.; потужності доз р- та у-випромінювань кишеньковий радіометр РК-02 та ін.; для вимірювання концентрацій а- та р-активних аерозолів у по­вітрі — установка РВ-4 та ін.; для виявлення наявності радіоак­тивних речовин — радіометр СРП-2.

радіаційна небезпека у будівництві

Питання для перевірки засвоєння матеріалу

1. Що представляють собою радіоактивне та іонізуюче ви промінення?

2. Від чого залежить біологічна дія радіоактивних випромі­нювань?

3. Залежно від чого встановлюють граничнодопустимі дози опромінення?

4. Яка одноразова доза зовнішнього опромінення допускаєть­ся санітарними нормами?

5. Якого значення не повинна перевищувати сумарна доза до ЗО років при всіх випадках?

6. Назвіть профілюючі заходи із запобігання радіаційної не­безпеки.

7. На чому оснований іонізаційний метод реєстрації вимірю­вання?

8. На чому оснований сцинтиляційний метод реєстрації ви­мірювання?

9. На чому оснований фотографічний метод реєстрації вимі­рювання?

10. На чому оснований хімічний метод реєстрації вимірюван­ня?

11. Що належить до засобів індивідуального захисту від радіо­активного випромінювання?

12. Назвіть три групи критичних органів.

13. За допомогою яких приладів здійснюється дозиметричний контроль?

Розділ 8

Поиск по сайту: