От гамма-излучения экраном из стекла.

↑

▷ Содержание

⇐ ПредыдущаяСтр 10 из 11Следующая ⇒

Определяем толщину слоя половинного ослабления экрана из стекла:

d = 0,693/μ = 0,693/0,157 = 4,414 см,

μ = 0,157 см^–1 по табл. 9.1 для варианта № 36.

Коэффициент ослабления гамма-излучения находим по формуле:

К_осл = 2^х/d = 2^0,2/4,414 = 1,032,

где х = 0,2 см – толщина стекла по табл. 9.1 для варианта № 36.

Полученный результат свидетельствует о том, что экран из стекла толщиной 0,2 см ослабляет гамма-излучение всего на 3% и не может обеспечить защиту населения от облучения.

Оценка возможности защиты населения от

Гамма-излучения в зданиях, построенных из кирпича.

Определяем толщину слоя половинного ослабления гамма-излучения кирпичной кладкой:

d = 0,693/μ = 0,693/0,157 = 6,133 см,

μ = 0,113 см^–1 по табл. 9.1 для варианта № 36.

Коэффициент ослабления гамма-излучения находим по формуле:

К_осл = 2^х/d = 2^40/6,133 = 91,9,

где х = 40 см – толщина кирпичной кладки по табл. 9.1 для варианта № 36.

Полученный результат свидетельствует о том, что кирпичная кладка толщиной 40 см ослабляет гамма-излучение в 91,9 раз и может обеспечить защиту населения при размещении в зданиях, построенных из кирпича.

Оценка возможности защиты населения

От бета-излучения экраном из стекла.

Определяем глубину проникновения бета-частиц в стекле:

R_ср = 450Е_β ^. 0,0013/ ρ_с = 450 ^. 0,77 ^. 0,0013/6,4 = 0,0704 см,

где Е_β = 0,77 МэВ и ρ_с = 6,4 г/см³ по табл.9.1 для варианта № 36.

Полученный результат свидетельствует о том, что экран из стекла, толщина которого превышает 0,7 мм, полностью защищает население от бета-излучения.

Оценка возможности защиты от бета-излучения

В зданиях, построенных из кирпича.

Определяем глубину проникновения бета-излучения в кирпичной кладке:

R_ср = 450Е_β ^. 0,0013/ ρ_к = 450 ^. 0,82 ^. 0,0013/2,05 = 0,234 см,

где Е_β = 0,82 МэВ и ρ_к = 2,05 г/см³ по табл.9.1 для варианта № 36.

Полученный результат свидетельствует о том, что бета-излучение полностью останавливается кирпичной кладкой и население в кирпичных зданиях полностью защищено от облучения бета-частицами.

Защита населения от гамма-излучения временем

Облучения.

Рассчитаем безопасное допустимое время работы на заданном расстоянии R, см от источника цезия-137 с заданной активностью А, мКи:

t_дв = Х_дд ^. R²/(А ^. Г) = 5 ^. 30² /(9 ^. 3,24) = 154,32 ч,

где: Х_дд = 5 бэр, R = 30 см и А = 9 мКи по табл.9.1 для варианта № 36,

а Г = 3,24 (Р · см²) / (ч · мКи)для цезия-137.

При продолжительности работы с источником цезия-137 в 6 часов в день работы необходимо закончить за 25 рабочих дней.

Задача 6.9. Защита от гамма-облучения расстоянием.

Рассчитаем безопасное расстояние R,см работы с источником кобальта-60 с активностью А, мКи:

R² = А ^. Г ^. t / Х_дд = 17 ^. 13,85 ^. 3800/5 = 178942 см² ,

извлекая квадратный корень из полученной величины, определим

R = 423 см,

где А = 17 мКи, t = 3800 ч за год и Х_дд = 5 бэр по табл.9.1 для варианта № 36,

а Г = 13,85 (Р · см²) / (ч · мКи)для кобальта-60.

Защита применением минимальной массы

Радионуклида.

Определяем допустимую активность радиоизотопа радия-226, обеспечивающего безопасную работу с ним в течение года на заданном расстоянии:

А= X_ДД ^. R² /(Г ^. t) = 2 ^. 120² /(9,03 ^. 1400) = 2,278 мКи

А = 2,278 ^. 10^-3. 3,7 ^. 10¹⁰ = 8,43 ^. 10⁷ Бк,

где X_ДД = 2 бэр, R = 120 см и t = 1400 ч по табл.9.1 для варианта № 36.

Рассчитываем допустимую массу радиоизотопа радия-226, обеспечивающего безопасную работу с ним в течении года на заданном расстоянии по формуле:

m = 7,56 ּ 10^–17 М · А · Т = 7,56 ^. 10^-17. 226 ^. 8,43 ^. 10^7. 1600 = 2,3 ^. 10^-3 г = 2,3 мг,

где: М = 226 – массовое число радия-226,

Т = 1600 лет - период полураспада радия-226.

Приложения

Таблица 9.1

Исходные данные для решения задач

Продолжение таблицы 9.1

Продолжение таблицы 9.1

Окончание таблицы 9.1

Таблица 9.2

ОТЧЕТ

О выполнении расчетной работы по теме

«Радиационная опасность и способы

Противорадиационной защиты»

студента ____________________ ___________ учебной группы. Вариант N___

(Фамилия, инициалы)

Литература

1. Нормы радиационной безопасности НРБ–2000.

2. Батырев, В. А., Бусел, А. В., Дорожко, С. В. Методическое пособие по радиационной безопасности и радиационной экологии для студентов технических и технологических вузов Республики Беларусь.– Мн., 1992.

3. Саечников, В.А., Зеленкевич, В.М. Основы радиационной безопасности. – Мн., 2002.

4. Дорожко, С.В., Бубнов, В.П., Пустовит, В.Т. Защита населения и хозяйственных объектов в чрезвычайных ситуациях. Радиационная безопасность. Пособие в 3 ч. Ч.3 Радиационная безопасность– Мн.: Дикта, 2009.

5. Сидоренко А. В., Пустовит В.Т. Практикум по курсу «Защита населения и хозяйственных объектов в чрезвычайных ситуациях. Радиационная безопасность» – Мн.: Акад. упр. при Президенте Респ. Беларусь, 2007.

Занятие 10. РАСЧЕТ ДОЗ РАДИОАКТИВНОГО ОБЛУЧЕНИЯ

1. Цель работы – научить студентов рассчитывать дозы внешнего и внутреннего облучения человека и выбирать способы защиты при постоянном или временном проживании на радиоактивно загрязненной местности.

2. Порядок выполнения работы:

2.1. Переписать форму отчета на отдельный лист (табл. 10.2).

2.2. Изучить учебно-методические материалы.

2.2. Выбрать исходные данные своего варианта из табл. 10.1. Номер варианта соответствует порядковому номеру фамилии студента в журнале учета занятий.

2.3. Иметь конспект лекций или учебное пособие, рекомендованное преподавателем.

2.4. Приступить к выполнению работы согласно приведенной методике.

3. Материально-техническое обеспечение: мультимедийное оснащение аудитории, микрокалькуляторы.

Познавательные статьи:



Формы дистанционного обучения

Передача мяча двумя руками снизу

Значение правильной осанки для жизнедеятельности человека

Основные ошибки при выполнении передач мяча на месте