Определение показателей радиационной безопасности на строительных объектах

Размещено на http://www.allbest.ru

Размещено на http://www.allbest.ru

1. Основные положения

Радиоактивность (радиация) - физическое свойство атомов нестабильных химических элементов и их изотопов самопроизвольно переходить в атомы других элементов в результате перехода ядра из одного устойчивого состояния в другое, сопровождаемое испусканием энергии ионизирующими излучениями.

Ионизирующие излучения - содержащиеся в строительных материалах ограждающих конструкций здания и в подстилающем грунте и определяющие радиационный показатель качества жилья в силу своих физических и химических свойств не обеспечивают получение человеком информации о их наличии и воздействии на организм (нет психологического фактора о наличии опасности). Коварство радиационной опасности для человека заключено также в том, что ионизирующие излучения радионуклидов в силу своих физических и химических свойств не дают информации человеку о их влиянии, а последствия воздействия сказываются на состоянии здоровья через длительный скрытый период времени. Основными источниками ионизирующего излучения естественного происхождения являются космические излучения и естественные радионуклиды (ЕРН), содержащиеся в горных породах,почве, воздухе, воде, пище и в организме человека. Источники излучений применяются в таких приборах, как медицинские гамма-терапевтические аппараты, гамма-дефектоскопы, плотномеры, толщиномеры, нейтрализаторы статического электричества, радиоизотопные релейные приборы, измерители зольности угля, сигнализаторы обледенения, дозиметрическая аппаратура со встроенными источниками и т.п.

К ионизирующим излучениям относятся корпускулярные альфа (б)-, бета (в)-излучения, и электромагнитное гамма (г)-излучение.

Внутренняя доза облучения обусловлена поступлением радионуклидов в организм вместе с воздухом, водой, пищей. Большую опасность внутреннего облучения представляют радионуклиды, распад которых сопровождается корпускулярные альфа-бета-излучениями.

Внешняя доза облучения вызывается радионуклидами, находящимися вне организма, но ионизирующие излучения которых проходят через кожный покров и вызывает поражение внутренних органов и тканей организма человека. Опасность внешнего облучения представляют радионуклиды, ионизирующими излучениями которых являются электромагнитное гамма-излучение и корпускулярные бета-излучения.

Изотоп - разновидности химических элементов с разными атомными массами (при равном количестве протонов имеется разное количество нейтронов).

Радионуклид - химические элементы и их изотопы, ядра которых со временем распадаются.

Стабильный радионуклид - изотопы химических элементов, ядра которых не претерпевают изменений во времени.

Нестабильный радионуклид - химические элементы и их изотопы, которые распадаются со временем.

Эквивалентная доза облучения (Нэкв) - это произведение поглощенной дозы на коэффициент качества данного вида ионизирующего излучения Кии.

Нэкв=Д · Кии.

В качестве единицы эквивалентной дозы в органе и ткани в международной системе измерений СИ принят 1 Зивверт. Внесистемная единица бэр: 1 Зв =100бэр

Эффективная доза облучения(Нэф) - умножение эквивалентной дозы і - го органа Ні экв на его взвешивающий коэффициент Wi и суммирование их по всем органам и тканям организма; нормируемая величина, по которой оценивают допустимый лимит доз на человека в год.

Нэф=Нвнеш+Нвнутр

Поглощенная доза облучения (Д) - это количество энергии различных видов ионизирующих излучений dE, поглощенное единицей массы облучаемого вещества:

Д=dE/dm

В качестве единицы поглощенной дозы в международной системе измерений СИ принят 1 Дж/кг. Эта единица получила название грей (Гр). Внесистемная единица рад: 1 Гр=1 Дж/кг=100 рад

Альфа-излучение - это поток тяжелых загрязненных частиц ядра гелия, которые движутся со скоростью, равной десяткам тысяч километров в секунду.

При альфа-распаде ядра атома происходит уменьшения его массы на четыре единицы и заряда на две единицы.

Бета-излучение - это поток легких заряженных частиц (электронов и позитронов), которые движутся со скоростью, близкой к скорости света. Этот вид излучения обусловлен способностью протонов и нейтронов ядра к взаимным превращениям. Так при избытке нейтронов в ядре атома последние превращаются в протоны, а при их недостатке - протоны превращаются в нейтроны при соблюдении законов сохранения массы, энергии и заряда. Закон сохранения соблюдается за счет того, что при превращениях нейтрона в протон и обратно возникает частица - нейтрина, не несущая электрического заряда и масса которого близка к нулю:

Гамма-излучение - коротковолновое электромагнитное излучение с длинной волны л < 0,1нм, которые возникают: при распаде радиоактивных ядер, сопровождаемых корпускулярными ионизирующими излучениями (б-, в -излучениями); при переходе ядер из возбужденного состояния в основное; при взаимодействии быстрых заряженных частиц с веществом, аннигиляции электронно-позитронных пар.

При гамма-излучении не изменяются ни порядковый номер Z, ни атомная масса (Z+N) радионуклида.

Нейтроннное излучение -- поток незаряженных частиц (нейтронов) с высокой проникающей способностью; испускание нейтронов различными устройствами (ускорители заряженных частиц, ядерные реакторы и др.), в которых идут ядерные реакции. Возникает при взрыве ядерных боеприпасов и является одним из поражающих факторов ядерного оружия.

Протонное излучение - это поток протонов, составляющих основу космического излучения, а также наблюдаемых при ядерных взрывах. Их пробег в воздухе и проникающая способность занимают промежуточное положение между альфа и бета-излучением.

Электрон - элементарная частица с электрическим зарядом1,6·10-19 Кл и массой 9,1·10-31 кг.

Протон - стабильная частица, обладающая положительным зарядом, который равен по величине заряду электрона, и массою 1,6·10-27 кг.

Нейтрон - неустойчивая частица (способная претерпевать изменения) не имеет электрического заряда, его масса равна1,6·10-27 кг.

2. Определение содержания доминирующих радионуклидов в строительном материале

радионуклид ионизирующий строительный

Исходные данные:

Строительный материал: Легкий бетон.

Плотность с, кг/м3 2100.

Ауд. Ra (Th, K) Бк/кг 23 (35,360).

Из более чем 60 радионуклидов радиацию строительных материалов принято оценивать по содержанию долгоживущих радионуклидов, а именно: Радий-226, Торий-222, Калий-40.

Для радиоактивных рядов Урана-228, Тория-222 характерны общие черты:

· Родоначальником каждого ряда распада является долгоживущие изотопы с -распада.

· Каждый ряд распада имеет радиоактивный газ для Уран-радив-радон-232, ториевого - торон-220 (торий-232 - долгоживущий).

Каждый ряд заканчивается стабильным радионуклидом. Калий-40 хоть и имеет достаточно низкую активность, был выбран доминирующим радионуклидом, так как Т1/2=1,28·109 лет, а также по содержанию его в почве 2,5%.

Табл. 1.

Радионуклид	Период полураспада, Т1/2	Энергия излучения(%)	Удельная активность, Ауд, Бек/кг
Радий-226	1600		3,7·1013
Торий-232	1,41·1010		4,05·106
Калий-40	1,28·109		2,6·108

3) Построение графиков зависимости, уменьшая график по пути свободного пробега.

Рис. 1

Вывод 1: Из доминирующих радионуклидов в строительных материалах наибольшую опасность представляет , так как он имеет наименьший период полураспада Т1/2=1600лет по отношению и и соответственно наибольшую активность АRa=3,7*1010 Бк.

Вывод 2: Наиболее радиационно-опасный радионуклид закладывается природой в горных породах в наименьшим количестве по массе по сравнению с .

Вывод 3: Определение радионуклидов в строительных материалах на практике производится на базе измерений б-спектрометра, в- спектрометра.

3. Определение радиоактивности строительных материалов, изделий и конструкций

Определяем активность доминирующих радионуклидов для каждого вида строительного сырья в данной строительной конструкции - неармированные фундаментные блоки.

А Ra (Th, K) =Ауд. Ra (Th, K) ·mстр.сырья

Исходные данные:

Строительная конструкция (изделие) - неармированные фундаментные блоки.

Масса, кг 1630.

Объём, кг/м3 0,67.

Габаритные размеры l x b x h,мм 2380х580х500.

Массы, кг [ их Ауд. Ra (Th, K), Бк/кг]:

Щебня 900 [60(85,1180)].

Песка 515 [15(36,165)].

Цемента 149 [6(24,218)].

Воды 115 [3(5,18)].

Металла 25 [7(9,35)].

Щебень:

АRa=60·900=54000 Бк;

АTh=85·900=76500 Бк;

АK=1180·900=1062000 Бк;

Песок:

АRa=15·515=7725 Бк;

АTh=36·515=18540 Бк;

АK=165·515=84975 Бк;

Цемент:

АRa=6·149=894 Бк;

АTh=24·149=3576 Бк;

АK=218·149=32482 Бк;

Вода:

АRa=3·115=345 Бк;

АTh=5·115=575 Бк;

АK=18·115=2070 Бк;

Металл:

АRa=7·25=175 Бк;

АTh=9·25=225 Бк;

АK=35·25=875 Бк.

Ащебня = 54000+ 76500+1062000= 1192500 Бк;

Апеска = 7725+18540+84975=111240 Бк;

Ацемента= 894+3576+32482 = 36952 Бк;

Аводы = 345+575+2070 = 2990 Бк;

Аметалла= 175+225+875 = 1275 Бк.

Определяем эффективную удельную активность строительной конструкции

Аэф сс = КRa ·Ауд.Ra +КTh ·Ауд.Th +КK ·Ауд. K, Бк/кг,

где КRa=1;

КTh=1,31;

КK=0,085.

Аэфнеарм ФБ=38,74+1,31·60,99+0,085·725,4=180,3 Бк/кг.

Вывод 1: Аэф является первым регламентируемым радиационным параметром. Если Аэф?370 Бк/кг, то строительным материал может использоваться для всех видов строительства без ограничений. Согласно расчету Аэф=180,3 Бк/кг, то есть строительный материал может использоваться для всех вводов строительства без ограничений.

Вывод 2: Эффективную удельную активность строительных материалов, изделий, конструкций определяют г-спектрометром и радиометрометром.

Вывод 3: Эффективную удельную активность характеризует внешнюю составляющую суммарной дозы облучения и обусловлено г и в ионизирующие излучения доминирующих радионуклидов данных изделии.

Допустимые уровни радиационных параметров.

Строительные объекты на территории Украины делятся на следующие группы:

- Группа 1. Построены, реконструированы и капитально отремонтированные объекты жилищно-гражданского и промышленного или иного назначения при вводе их в эксплуатацию.

- Группа 2. Объекты жилищно-гражданского и промышленного или другого назначения, которые введены в эксплуатацию до 01.01.1992 года.

- Группа 3. Объекты промышленного и дорожного назначения, где исключено длительное пребывание людей, и строительство путей в пределах то- территорий населенных пунктов и зон перспективной застройки.

- Группа 4. Отдельные изолированные объекты или конструктивных объектов
закрытые и открытые промышленного, хозяйственного и дорожного назначения (основы дорог, плотины, подземные сооружения и т.д.), эксплуатация которых практически не связана с пребыванием людей, или в рамках на ленных пунктов покрыты слоем грунта или другого материала толщиной не меньше, чем 0,5м.

4. Определение мощности поглощенной дозы (МПД) и внешней составляющей суммарной дозы облучения

Определяем эффективную удельную активность для ограждающей конструкции -- красный кирпич:

Исходные данные:

с = 1760 кг/м3

Аэф = 190 Бк/кг;

з = 0,21ч0,34

Ауд.Ra(Th,) = 37(42) Бк/кг

bдиф = 1,6х10-6 м2/с

с = 23 %

d = 0,5 м

Принимаем дополнительные исходные данные:

- толщина наружной ограждающей конструкции: dнарст=d=0,5 м;

- толщина внутренней стены: dвнутрст=d/2=0,25 м;

- одна стена наружная и три внутренних;

- пол и потолок - плита круглопустотная: dпк=0,22 м.

Определяем объемы ограждающих конструкций:

Наружная ограждающая конструкция.

V1=0,5·3·3=4,5 м3.

Внутренние стены.

V2,3=0,25·3·3=2,25 м3.

V4=0,25·3·3=2,25 м3.

Пол и потолок.

V5,6=0,22·3·3=1,98 м3.

Определяем массу ограждающей конструкции:

m1=1800·4,5=8100 кг;

m2-4=1800·2,25=4050кг;

m5,6=1760·1,98=3484,8 кг.

Определяем эффективную активность ограждающей конструкции:

Аэф 1-4 = 190 Бк/кг,

Аэф 5-6 = 169 Бк/кг.

Определяем мощность поглощенной дозы.

Для определения МПД существует 3 метода:

1. Метод экспресс оценки.

2. Экспериментальный метод (натуральный).

3. Метод с помощью математических моделей.

Расчет мощности поглощенной дозы методом экспресс оценки данных:

МПДпог дозы = Кпер· Ауд. Ra (Th, K), мкГр/ч

Кпер. - коэффициент пересчета,

Кпер. Ra=3,15·10-5.

Кпер.Th=6,1·10-5.

Кпер.K=3,9·10-4.

МПД пом Ra=3,15·10-5·3 8,74=122,03·10-5 мкГр/ч.

МПД пом Th=6,1·10-5·60,99=372,04·10-5 мкГр/ч.

МПД пом K =3,9·10-4·725,4=2829,1·10-5 мкГр/ч.

Определяем суммарную дозу для строительного изделия:

МПД=МПД, мкГр/ч.

МПД= 122,03·10-5+372,04·10-5+2829,1·10-5=3323,17·10-5 мкГр/ч.

Экспериментальный метод натуральный)

При проведении исследовательских работ определение поглощенной дозы фотонного (гамма- и рентгеновского) излучения и ускоренных электронов чаще всего проводят методом химической дозиметрии, подробно описанной в научно-технической литературе. Метод основан на количественном измерении химических превращений, происходящих с веществом - индикатором при облучении системы, его содержащей (в дальнейшем изложении, "дозиметрическая система"), ионизирующими излучениями. Поглощенную дозу излучения при использовании химических дозиметров рассчитывают по формуле:

D = с 100NA/ G = 6,02.1025 с / G (эВ/дм3 ) = 9,65.109 с /(G ) (Гр),

где с - концентрация (моль/дм3) накопившегося продукта радиолиза или распавшегося исходного вещества в результате воздействия излучения на дозиметрическую систему в течение заданного времени t, G - радиационно-химический выход продукта радиолиза или распада исходного вещества (частица/100 эВ) , - плотность дозиметрической системы ( кг/м3 ) и NА - число Авогадро.

В лабораторной практике чаще всего используется дозиметр Фрикке - насыщенный воздухом 10-3 моль/дм3 раствор сульфата двухвалентного железа (или соли Мора) в 0,8 серной кислоте. Для определения поглощенной дозы спектрофотометрическим методом измеряется концентрация ионов Fe3+, образующихся в результате радиационно-химического окисления ионов железа (2+), равная:

с = A /[ (Fe3+) l],

где А - оптическая плотность облученного раствора относительно необлученного, (Fe3+) = 2095 дм3/(моль.см) - коэффициент экстинкции при 304 нм, l длина оптического пути. Полученные значения концентрации подставляют в формулу (10.1). Радиационно-химический выход окисления двухвалентного железа в дозиметре Фрикке G(Fe3+)= 15, 45 ион/100 эВ.

Отклик дозиметра Фрикке линеен до дозы 400 Гр при мощности дозы в интервале 1 - 10 Гр/св случае дозиметрии непрерывных потоков излучения.

В лабораторной практике для определения поглощенной дозы интенсивных или импульсных потоков излучения часто используют модификации дозиметра Фрикке - "супер дозиметр Фрикке" (дозиметр Фрикке, насыщенный не воздухом, а кислородом), дозиметр с добавками ионов меди (2+) и др. , а также бихроматный дозиметр Кабакчи.

Мощность поглощенной дозы при использовании дозиметра Фрикке при спектрофотометрическом (измерение при длине волны 304 нм, длина оптического пути 1 см) определении концентрации ионов Fe3+, образовавшихся при облучении потоком нейтронов в течение времени t, равна:

P = 9,65.109 A /(2095 G(Fe3+) t ), Гр/с.

Если используют дозиметр Фрикке с добавками борат-ионов, то формула записывается в виде:

f = 6,16.109 P /[ВO3-], см-2*с-1,

где мощность поглощенной дозы определяется по формуле с использованием G(Fe3+) = 4, 15 0,1 ион/100 эВ.

Если в дозиметр Фрикке добавляют соль лития, то для вычисления плотности потока тепловых нейтронов применяют другую формулу:

f = 3,21.1010 P/[Li+] , см-2*с-1.

Здесь мощность дозы Р определяется также по формуле, но при этом принимается G(Fe3+) = 5, 4 0,3 ион/100 эВ.

Метод с использованием математических моделей:

МПДпом.=1,42·10-3· Аэф.ок = 1,42·10-3·212 = 0,30 мкГр/ч.

Определение мощности поглощенной дозы атмосферного воздуха:

МПДвозд.=0,32·МПДпом., мкГр/ч.

МПДвозд.= 0,32·0,3 = 0,096 мкГр/ч.

Согласно НРБУ - 2005 и ДБН В.1.4 - 97 мощность поглощенной дозы (МПД) является вторым регламентируемым параметром.

МПДпом?0,26мкГр/ч - для жилых зданий.

МПДпом?0,44мкГр/ч -для промышленных зданий.

Определение внешней составляющей суммарной дозы облучения для человека за год:

Нэфвнеш=1,3(0,8 МПДпом.+0,2 МПДвозд.), мЗв/год,

где - 1,3 - переводной коэффициент от поглощенной дозы к эффективной дозе,

0,8 и 0,2 - соответственно средневзвешенные коэффициенты времени пребывания человека в помещении и на открытой местности.

Нэфвнеш=1,3(0,8·0,3+0,2·0,096)=0,34 мЗв/год

Вывод 1: В результате расчета красный кирпич может использоваться для жилых зданий и для промышленных зданий, согласно НРБУ - 2005 и ДБН В.1.4 - 97, где мощность поглощенной дозы МПДпом?0,26мкГр/ч и МПДпом?0,44мкГр/ч.

Вывод 2: Внешнее составляющие дозы облучения человека за год характеризуется на 90-95% - г-ионизирующими излучениями, а 10-15% - в-ионизирующими излучениями и дает общую характеристику г-фона внутри здания.

Литература

1. Закон Украины о защите человека от воздействия ионизирующих излучений.

2. НРБУ-97 «Нормы радиационной безопасности Украины».

3. ОСПУ-2005 «Основные санитарные правила Украины».

4. ISO 9001-9004, 14000, 22000 Международная система стандартов качества продукции.

5. Справочник по Радиационной безопасности, Козлов В.Ф., Москва. Атомиздат. 1991 г.

6. учебное пособие «Радиоэкология строительного производства», Соколов И.А., Запрудин В.Ф., Пилипенко А.В. - Днепропетровск. 2003.

7. Радиационное качество жилых зданий и пути его обеспечения Соколов И.А., Запрудин В.Ф. и др. - Днепропетровск. 2007.

8. Радонова безпека житлових будівель. - Соколов І.А., Запрудін В.Ф. та ін. - Дніпропетровськ. 2008.

9. Радиационная безопасность зданий с учетом инновационных направлений в строительстве. - Запрудин В.Ф., Беликов А.С. и др. - Днепропетровск. 2009.

Размещено на Allbest.ru