Exemple de rezolvare a problemelor

Problema 9.1. Determinați grosimea ecranului de plumb pentru a proteja operatorul de radiația gamma a substanței radioactive dacă echivalentul gama al substanței radioactive este de 84 mgCeq.Ra; distanța de la sursă la locul de muncă este de 0,6 m; durata muncii cu sursa 24 de ore pe saptamana; energia radiației gamma este de 1,25 MeV.







Soluția. În conformitate cu UXO 76/87 [1, tab. 5.1] operatorul se referă la grupa A a persoanelor iradiate, doza efectivă pentru care Daff nu trebuie să depășească 50 mSv. pe an. Cu o iradiere uniformă, Duff timp de o săptămână este:

unde 52 reprezintă numărul de săptămâni într-un an,

Doza maximă permisă de proiectare pentru o durată de 24 ore pe săptămână:

Doza pe care operatorul o va primi fără protecție:

unde R este distanța de la sursa de radiație la locul de muncă, cm,

Deoarece în condițiile sarcinii iradierea operatorului este radiația gamma, doza de expunere este egală cu doza efectivă și va ajunge la 47 mSv.

Deoarece doza eficace pe săptămână nu trebuie să depășească 0,96 mSv, iar doza efectivă a operatorului de lucru fără protecție va fi de 47 mSv, prin urmare, se așteaptă ca multitudinea de atenuare:

Conform [3, tabelul. 5.8] alegeți grosimea ecranului de protecție de 7,2 cm.

Problema 9.2. Pentru a neutraliza încărcările statice pe monitor și unitatea de sistem a computerului personal, utilizați sursa b. Se calculează gama liniară a particulelor b în aer și se determină grosimea ecranului de ecranare dacă energia maximă a particulelor b este de 3 MeV; material de protecție - fier.

Soluția. Gama liniară a particulelor b, cm, în aer, este determinată de formula

unde Eb este energia maximă a particulelor b, MeV,

Grosimea ecranului de protecție este determinată de expresie

unde d este grosimea protecției, g / cm2,

Dacă grosimea protecției este cunoscută, d, exprimată în termeni de masă per inch pătrat, grosimea ecranului de protecție, exprimată în unități de lungime, se calculează pornind de la dependența

unde r este densitatea fierului, g / cm3,

Un strat de fier de 0,18 cm grosime va asigura funcționarea în siguranță a operatorului de calculatoare.

Problema 9.3. Detectorul de defecțiuni GUP-S5-2-1 este utilizat pentru a controla calitatea cusăturilor. Definiți radiographer volumul de muncă admisibilă dacă este conform [1] doza maximă admisă externă de 5 rem pe an, ceea ce corespunde la 100 millirem pe săptămână sau 17 millirem pe zi pentru săptămâna de lucru de șase zile.

Soluția. Doza maximă admisibilă de expunere a defectoscopului în timpul zilei este determinată din ecuație

unde D este doza permisă de radiație a defectoscopului prin [1], mber / dn; PRAF - doza de iradiere primită de acestea în executarea lucrărilor în timpul transportului la locul de muncă al detectorului defect și instalați-l, figura 2 arată că această lucrare este efectuată de două ori (la începutul și la sfârșitul schimburi). Conform studiului, DUST = 2,05 mR; n este numărul de îmbinări sudate în cazul translucenței; DPR - doza de iradiere a defectoscopului în pregătire pentru examinarea cu raze X și transmiterea articulațiilor (DPR = 0,36 mR); DTP - doza de radiație în timpul transportului detectorului defect la următoarea sudura (DTP = 0,01 mR).

Înlocuind datele cunoscute în (9.8), obținem:

Defectoscopul nu va primi iradiere peste rata stabilită dacă o zi nu va supraveghea mai mult de 34 de articulații.

Problema 9.4. Determinați distanța de siguranță B pe care poate fi localizată operatorul care efectuează măsurarea densității betonului în absența unui ecran și grosimea ecranului de protecție dacă sursa de radiație este neutron; puterea sursei 10 6 neutri / s; energia neutronilor 5 MeV; material de protecție - beton, stratul de slăbire pe jumătate este de 16 cm; dacă există protecție, operatorul se află la o distanță de 0,5 m față de sursă; săptămâna de lucru - standard; iradierea este efectuată de un fascicul paralel.

Găsim distanța sigură la care poate fi localizat operatorul, ceea ce înseamnă că

Din expresia (9.9), distanța de siguranță R va fi determinată de formula

unde este densitatea fluxului de neutroni în prezența protecției la o distanță R de la sursă, determinată prin formula

- densitatea fluxului de neutroni la o distanță de sursa fără protecție; h este grosimea stratului; d este stratul de atenuare pe jumătate.

Grosimea ecranului de protecție este obținută din expresie

În expresie - densitatea fluxului de neutroni în absența protecției la o distanță de 1 m față de sursa conform [1, Tabelul. 10.6] nu trebuie să depășească 10 părți / (cm 2h s), dar determinată prin formula (9.9)

Distanța de siguranță la care operatorul poate fi localizat în absența protecției este de 89 cm.

Dacă locul de muncă al operatorului este la 0,5 m de la sursă, atunci grosimea protecției betonului trebuie să fie de 13,7 cm.

Problema 9.5. Determinați doza de radiații pe care muncitorii și angajații depoului locomotivei o vor primi, care lucrează în clădiri industriale între 4 și 16 ore după explozie, dacă în 3 ore de la explozie nivelul radiațiilor în zona depozitului era de 20 R / h.







Soluția. Cu aprox. 5 tab. 1 pentru momentul începerii iradierii tH = 4 h și durata iradierii timp de 12 h, se constată coeficientul a = 1,2.

Cu ajutorul adj. 5 tab. 2 vom da nivelul de radiație pentru o oră după explozie

unde Rn este coeficientul nivelului de radiație, pe care îl găsim în apendice. 5 tab. 2.

Cu aprox. 5 tab. 4 constatăm că pentru clădirea depozitului (producția pe un etaj) coeficientul de atenuare este Kc = 7.

Determinăm doza de radiație pe care muncitorii și angajații depozitului vor primi, conform formulei

La anunțul repetat. 5 tab. 3), adică o parte din doza totală de radiații primită mai devreme, dar care nu a fost restaurată de organism până la acea dată. Corpul uman este capabil să restabilească până la 90% din daunele cauzate de radiații, iar procesul de recuperare începe la 4 zile de la începutul primei iradieri. Jumătate din doza administrată este restabilită aproximativ 28-30 de zile.

Problema 9.6. Se determină durata lucrărilor în clădirea trenului depou, în cazul în care va începe la 6 ore după o explozie nucleară, și 4 ore după aceasta în nivelul de depozit de radiații a fost de 40 R / h și iradiere, doza de radiație reziduală Dost (

doza stabilită de iradiere pe zi 20 R.

Soluția. Am stabilit nivelul de radiație în depozit timp de 1 oră după explozie, folosind adj. 5 tab. 2.

Folosind formula (9.13), obținem

Cu aprox. 5 tab. 4 constatăm că = 7.

Calculam coeficientul a prin formula

unde DY este doza stabilită de iradiere,

Cu aprox. 5 tab. 1 pentru tn = 6 h, găsim valoarea a = 1,5, care corespunde duratei admisibile a muncii în clădirea depozitului Tdop = 12 h.

Dacă lucrările din clădirea depozitului de autovehicule încep la 6 ore de la explozie, lucrătorii și angajații vor primi o doză de cel mult 20 R timp de 12 ore de lucru.

Problema 9.7. Trenul de pasageri trebuie să treacă de-a lungul secțiunii infectate cu lungimea L = 60 km la o viteză V = 40 km / h. În mijlocul zonei de infectare trenul trebuie să treacă 4 ore după explozie. Pentru a determina doza de radiații pe care pasagerii obține în secvența de timp a site-ului infectat, dacă nivelurile de radiație P a redus la 1 oră după explozie, au fost succesiv la stațiile A 3 R / h, D 192 R / h,
G 60 R / h, D 3 R / h, distanțele dintre stații sunt aproximativ egale.

Soluția. Se determină nivelul mediu al radiațiilor în zona infectată, redus la 1 oră după explozie

Am stabilit timpul de mișcare de-a lungul zonei infectate (timpul de iradiere)

Cu aprox. 5 tab. 4 găsim coeficientul de atenuare a dozei de radiații de către autoturisme

Se determină doza de radiații, care ar primi pasagerii la depășirea zonei infectate, la 1 oră după explozie (trenul traversează zona de contaminare la mijlocul):

Calculăm doza de radiații în timpul depășirii locului infectat la 4 ore după explozie

unde Kп = 5,28 este factorul de conversie al nivelului de radiație de la 4 ore la 1 oră (apendicele 5 din tabelul 2);

În mod similar, determinați doza de radiații în timpul depășirii sitului infectat sau în orice alt moment folosind factorul de conversie.

Problema 9.8. După 1,5 ore, după un nivel nuclear radiație explozie la gară este: în apropierea stației, 31 R / h, în zona depot 49 R / h. Pentru a efectua operațiunile de salvare și alte servicii de urgență (ASiDNR) la stația necesită 24 de ore. Pentru a determina timpul de intrare în unitățile de salvare stație, numărul și durata modificărilor, în cazul în care prima modificare este de a opera timp de 2 ore, iar prima iradiere set zi doza de 25 R.

Soluția. Cu ajutorul adj. 5 tab. 2 determină nivelurile de radiații, R / h, timp de 1 oră după explozie:

- lângă stație

Conform [2, app. 8] găsim timpul de începere a lucrului și durata deplasărilor la o doză fixă ​​de radiație de 25 R.

Rezultatele sunt rezumate în Tabelul. 9.1

Tabel 9.1 Timp de pornire, h (numărător) și durata schimburilor, h (numitor)

Adăugând numitorii, constatăm că 24 de ore de lucru necesită 4 schimbări în zona stației, 5 schimburi în zona depozitului, iar cel de-al cincilea schimbă 4,4 ore.

Acțiunile din zonele cu contaminare radioactivă sunt asociate cu un risc de supraexpunere a persoanelor și necesită o monitorizare constantă a dozelor de radiații. Pentru a facilita controlul, se elaborează o schemă a activității de schimbare a echipelor de salvare în condiții de contaminare radioactivă (Figura 9.1).

Exemple de rezolvare a problemelor

Fig. 9.1. Programul de lucru în schimburi al unităților de salvare a stației aflate sub conducerea ASiDNR în condițiile de contaminare radioactivă

Problema 9.9. Lucrătorii și angajații fabricii de reparații auto trăiesc în case de piatră (Kosl = 10). Adăpostul lucrătorilor și al angajaților este planificat în adăposturi (Kosl = 1000). Clădirile de producție ale instalației sunt de un etaj (Kosl = 7). Definiți regimurile tipice de protecție pentru lucrători și angajați, inclusiv dacă, într-o oră după explozia nucleară din instalație, se măsoară nivelul de radiație de 300 R / h.

Soluția. Din tabelele de moduri tipice găsesc că condițiile de viață (Khosla = 10), munca (Khosla = 7) și capacul la obiect (Khosia = 1000) se potrivesc cu modurile tipice de protecție împotriva radiațiilor №7 [2, adj. 13].

Ca regimuri tipice №7 determină că nivelul de radiație 1 oră după explozie, 300 R / oră corespunde modului de securitate B-1 durată totală de 15 zile (4 c [2, adj 11-13.].), Inclusiv:

I etapă - adăpost în adăposturi (activitatea obiectului este terminată) în 12 ore (secțiunea 5);

Etapa a II-a - lucrările instalației în două schimburi în clădirile de producție cu schimburi gratuite în adăposturi timp de 1,5 zile (camera 6);

Stadiul III - lucrările instalației în două schimburi în clădirile de producție cu schimburi de odihnă în clădirile rezidențiale și cu restricția de ședere în aer liber la 1-2 ore pe zi timp de 13 zile (camera 7) (Figura 9.2).

Fig. 9.2. Programul instalatiei de reparare a autovehiculelor pe regimul de protectie impotriva radiatiilor nr. 7 B-1 in conditiile de contaminare radioactiva: - adapostul muncitorilor si salariatilor in adăposturi cu încetarea muncii; - să se odihnească în adăposturi; - lucrul în spațiile de producție; - odihnă în case de apartamente

Problema 9.10. Calculați factorul de siguranță pentru următorul mod de protecție împotriva radiațiilor pentru lucrătorii pe șine, dacă s-a produs o contaminare radioactivă la 2 ore de la explozie:

- lucrul pe căi (K1 = 1) în timpul T1 = 6 ore (t1 = 6 ore);

- rămâne în clădiri din lemn (K1 = 2) pentru T2 = 2 ore (t2 = T1 + T2 = 6 + 2 = 8 ore);

- rămâneți în case de piatră rezidențiale (K3 = 20) pentru T3 = 16 ore (t3 = T1 + T2 + T3 = 6 + 2 + 16 = 24 ore).

Soluția. Cu aprox. 5 tab. 5 pentru timpul de infectare tp = 2 h, găsim:

pentru t3 = 24 ore, N3 = 100 - 70 = 30 ore,

unde N1. N2. N3 - durata iradierii.

Gasim coeficientul de protectie prin formula

Coeficientul de protecție al lucrătorilor rutieri este de 1,5.

1. Normele de securitate a radiațiilor din Republica Populară Bulgară 76/87 / Goskomsanepidnadzor. - M. 1987.

2. Yurpolsky, I.I. Apărarea civilă în transportul feroviar: Manual pentru instituțiile de învățământ superior. tr-ta / II. Yurpolsky, G.T. Ilyin, N.N. Yanchenkov; Ed. II Yurpolskogo. - M. Transport, 1987.







Articole similare

Trimiteți-le prietenilor: