Open Library - открытая библиотека учебной информации. Защита от ионизирующих излучений

17.02.2024

Расчет защиты от альфа и бета-излучения

Метод защиты временем.

Метод защиты расстоянием;

Метод защиты барьером (материалом);

Доза внешнего облучения от источников гамма-излучения пропорциональна времени облучения. Кроме того, для тех источников, которые по своим размерам можно считать точечными, доза обратно пропорциональна квадрату расстояния от него. Следовательно, уменьшение дозы облучения персонала от этих источников может быть достигнуто не только использованием метода защиты барьером (материалом), но и ограничением времени работы (защита временем) или увеличением расстояния от источника излучения до работающего (защита расстоянием). Эти три метода используются при организации радиационной защиты на АЭС.

Для расчета защиты от альфа и бета-излучения обычно достаточно определить максимальную длину пробега, которая зависит от их начальной энергии, а также от атомного номера, атомной массы и плотности поглощающего вещества.

Защита от альфа-излучения на АЭС (например, при приемке «свежего» топлива) из-за малых длин пробегов в веществе не представляет сложностей. Главную опасность альфа-активные нуклиды представляют только при внутреннем облучении организма.

Максимальную длину пробега бета-частиц можно определить по следующим приближенным формулам, см:

для воздуха- R β =450 E β , где E β -граничная энергия бета-частиц, МэВ;

для легких материалов (алюминий) - R β = 0,1E β (при Е β < 0,5 МэВ)

R β =0,2E β (при Е β > 0,5 МэВ)

В практике работы на АЭС встречаются источники гамма-излучения различной конфигурации и размеров. Мощность дозы от них может быть измерена соответствующими приборами или рассчитана математически. В общем случае мощность дозы от источника определяется полной или удельной активностью, испускаемым спектром и геометрическими условиями - размерами источника и расстоянием до него.

Простейшим типом гамма-излучателя является точечный источник. Он представляет собой такой гамма-излучатель, для которого без существенной потери точности расчета можно пренебречь его размерами и самопоглощением излучения в нем. Практически можно считать точечным источником любое оборудование, являющееся гамма-излучателем на расстояниях, более чем в 10 раз превышающих его размеры.

Для расчета защиты от фотонного излучения удобно пользоваться универсальными таблицами расчета толщины защиты в зависимости от кратности ослабления излучения К и энергии гамма-квантов. Такие таблицы приведены в справочниках по радиационной безопасности и вычислены на основании формулы ослабления в веществе широкого пучка фотонов от точечного источника с учетом фактора накопления.

Метод защиты барьером (геометрия узкого и широкого пучка) . В дозиметрии существуют понятия "широкие" и "узкие" (коллимированные) пучки фотонного излучения. Коллиматор подобно диафрагме ограничивает попадание рассеянного излучения в детектор (рис. 6.1). Узкий пучок используют, например, в некоторых установках для градуировки дозиметрических приборов.

Рис. 6.1. Схема узкого пучка фотонов

1 - контейнер; 2 - источник излучения; 3 - диафрагма; 4 - узкий пучок фотонов

Рис. 6.2. Ослабление узкого пучка фотонов

Ослабление узкого пучка фотонного излучения в защите в результате взаимодействия его с веществом происходит по экспоненциальному закону:

I = I 0 e - m x (6.1)

где Iо - произвольная характеристика (плотность потока, доза, мощность дозы и др.) первоначального узкого пучка фотонов; I - произвольная характеристика узкого пучка после прохождения защиты толщиной х, см;

m - линейный коэффициент ослабления, определяющий долю моноэнергетических (имеющих одинаковую энергию) фотонов, испытавших взаимодействие в веществе защиты на единицу пути, см -1 .

Выражение (7.1) справедливо также при использовании массового коэффициента ослабления m m вместо линейного. При этом толщина защиты должна быть выражена в граммах на квадратный сантиметр (г/см 2), тогда произведение m m x будет оставаться безразмерным.

В большинстве случаев при расчетах ослабления фотонного излучения используют широкий пучок, т. е. пучок фотонов, где присутствует рассеянное излучение, которым пренебречь нельзя.

Различие между результатами измерений узкого и широкого пучков характеризуется фактором накопления В:

В = Iшир/Iузк, (6.2)

который зависит от геометрии источника, энергии первичного фотонного излучения, материала, с которым взаимодействует фотонное излучение, и его толщины, выраженной в безразмерных единицах mx.

Закон ослабления для широкого пучка фотонного излучения выражается формулой:

I шир = I 0 B e - m x = I 0 e - m шир х; (6.3),

где m, m шир - линейный коэффициент ослабления для узкого и широкого пучков фотонов соответственно. Значения m и В для различных энергий и материалов приведены в справочниках по радиационной безопасности. Если в справочниках указан m для широкого пучка фотонов, то фактор накопления учитывать не следует.

Для защиты от фотонного излучения наиболее часто применяют следующие материалы: свинец, сталь, бетон, свинцовое стекло, воду и т. п.

Метод защиты барьером (расчет защиты по слоям половинного ослабления). Кратность ослабления излучения К представляет собой отношение измеренной или рассчитанной мощности эффективной (эквивалентной) дозы Р изм без защиты, к допустимому уровню среднегодовой мощности эффективной (эквивалентной) дозы Р ср в той же точке за защитным экраном толщиной х:

Р ср = ПД А /1700 час = 20мЗв / 1700час = 12 мкЗв/час.;

где Р ср – допустимый уровень среднегодовой мощности эффективной (эквивалентной) дозы;

ПД А - предел эффективной (эквивалентной) дозы для персонала группы А.

1700 час – фонд рабочего времени персонала группы А за год.

K = Р изм / Р ср;

где Р изм - измеренная мощность эффективной (эквивалентной) дозы без защиты.

При определении по универсальным таблицам необходимой толщины защитного слоя данного материала х (см), следует знать энергию фотонов e (Мэв) и кратность ослабления излучения К.

При отсутствии универсальных таблиц оперативное определение примерной толщины защиты можно выполнять, пользуясь приближенными значениями споя половинного ослабления фотонов в геометрии широкого пучка. Слой половинного ослабления Δ 1/2 представляет собой такую толщину защиты, которая ослабляет дозу излучения в 2 раза. При известной кратности ослабления К можно определить требующееся число слоев половинного ослабления n и, следовательно, толщину защиты. По определению K = 2 n Кроме формулы, приведем приближенную табличную зависимость между кратностью ослабления и числом слоев половинного ослабления:

При известном количестве слоев половинного ослабления n толщина защиты х = Δ 1/2 n.

К примеру слой половинного ослабления Δ 1/2 для свинца равен 1,3 см, для свинцового стекла - 2,1 см.

Метод защиты расстоянием. Мощность дозы фотонного излучения от точечного источника в пустоте изменяется обратно пропорционально квадрату расстояния. Поэтому если мощность дозы Pi определена на каком-то известном расстоянии Ri, то мощность дозы Рх на любом другом расстоянии Rx рассчитывается по формуле:

Р х = Р 1 R 1 2 / R 2 x (6.4)

Метод защиты временем. Метод защиты временем (ограничение времени пребывания работника под воздействием ионизирующего излучения) наиболее широко применяется при производстве радиационно-опасных работ в зоне контролируемого доступа (ЗКД). Эти работы оформляются дозиметрическим нарядом, где указывается разрешенное время производства работ.

Глава 7 МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Федеральное агентство по образованию

Государственное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«Ивановский государственный энергетический университет

имени В.И.Ленина»

Кафедра атомных электрических станций

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
И ДОЗИМЕТРИЯ ВНЕШНЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

Методические указания к выполнению лабораторной работы №1

Иваново 2009

Составители: А.Ю. ТОКОВ, В.А. КРЫЛОВ, А.Н. СТРАХОВ

Редактор В.К. СЕМЕНОВ

Методические указания предназначены для студентов, обучающихся по специальности «Атомные электрические станции и установки», проходящих лабораторный практикум по физике ионизирующих излучений. Теоретический материал, приведенный в 1 разделе, дополняет и частично дублирует читаемый на лекциях.

Утверждены цикловой методической комиссией ИФФ

Рецензент:

кафедра атомных электрических станций ГОУВПО «Ивановский государственный энергетический университет имени В. И. Ленина»

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ И ДОЗИМЕТРИЯ

ВНЕШНЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

Методические указания к лабораторной работе №1

по курсу «Защита от излучений»

Составители: Токов Александр Юрьевич,

Крылов Вячеслав Андреевич,

Страхов Анатолий Николаевич

Редактор Н.С.Работаева

Подписано в печать 7.12.09. Формат 60х84 1/16.

Печать плоская. Усл. печ. л. 1,62. Тираж 100 экз. Заказ №

ГОУВПО «Ивановский государственный энергетический университет имени В. И. Ленина»

153003, г. Иваново, ул. Рабфаковская, 34.

Отпечатано в УИУНЛ ИГЭУ

1. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

1.1. Биологическое действие ионизирующих излучений

Ионизирующее излучение, воздействуя на живой организм, вызывает в нем цепочку обратимых и необратимых изменений, «спусковым механизмом» которой является ионизация и возбуждение атомов и молекул вещества. Ионизация (т.е. превращение нейтрального атома в положительный ион) происходит в том случае, если ионизирующая частица (α, β – частица, рентгеновский или γ – фотон) передает электронной оболочке атома энергию, достаточную для отрыва орбитального электрона (т.е. превышающую энергию связи). Если передаваемая часть энергии меньше энергии связи, то происходит лишь возбуждение электронной оболочки атома.

В простых веществах, молекулы которых состоят из атомов одного элемента, процессу ионизации сопутствует процесс рекомбинации. Ионизированный атом присоединяет к себе один из свободных электронов, которые всегда имеются в среде, и вновь становится нейтральным. Возбужденный атом возвращается в нормальное состояние путем перехода электрона с верхнего энергетического уровня на более низкий, при этом испускается фотон характеристического излучения. Таким образом, ионизация и возбуждение атомов простых веществ не приводят к каким-либо изменениям физико-химической структуры облучаемой среды.

Иначе обстоит дело при облучении сложных молекул, состоящих из большого числа различных атомов (молекулы белка и других тканевых структур). Прямое действие излучения на макромолекулы приводит к их диссоциации, т.е. к разрывам химических связей вследствие ионизации и возбуждения атомов. Косвенное действие излучения на сложные молекулы проявляется через продукты радиолиза воды, составляющей основную часть массы тела (до 75 %). За счет поглощения энергии молекула воды теряет электрон, который быстро передает свою энергию окружающим молекулам воды:

Н 2 О => Н 2 О + + е – .

В результате образуются ионы, свободные радикалы, ион-радикалы, имеющие неспаренный электрон (Н , ОН , гидроперекись HО 2 ), перекись водорода H 2 O 2 , атомарный кислород:

Н 2 О + + Н 2 О => Н 3 О + + ОН – + Н ;

Н + О 2 => НО 2 ; НО 2 + НО 2 => Н 2 О 2 + 2О.

Свободные радикалы, содержащие неспаренные электроны, обладают чрезвычайно высокой реакционной способностью. Время жизни свободного радикала не превышает 10 -5 с. За это время продукты радиолиза воды либо рекомбинируют друг с другом, либо вступают в цепные каталитические реакции с молекулами белка, ферментов, ДНК и других клеточных структур. Индуцированные свободными радикалами химические реакции развиваются с большим выходом и вовлекают в этот процесс многие сотни и тысячи молекул, не затронутых излучением.

Действие ионизирующего излучения на биологические объекты можно разделить на три этапа, происходящие на разных уровнях:

1) на атомном уровне – ионизация и возбуждение атомов, происходящие за время порядка 10 -16 – 10 -14 с;

2) на молекулярном уровне – физико-химические изменения макромолекул, обусловленные прямым и радиолитическим действием излучения, приводящие к нарушениям внутриклеточных структур, за время порядка 10 -10 – 10 -6 с;

3) на биологическом уровне – нарушения функций тканей и органов, развивающиеся за время от нескольких секунд до нескольких суток или недель (при острых поражениях) либо за годы или десятилетия (отдаленные последствия облучения).

Основной ячейкой живого организма является клетка, ядро которой у человека содержит 23 пары хромосом (молекул ДНК), несущих закодированную генетическую информацию, которая обеспечивает воспроизведение клетки и внутриклеточный синтез белков. Отдельные участки ДНК (гены), ответственные за формирование какого-либо элементарного признака организма, располагаются в хромосоме в строго определенном порядке. Сама клетка и ее отношения с внеклеточным окружением поддерживаются с помощью сложной системы полупроницаемых мембран. Эти мембраны регулируют поступление воды, питательных веществ и электролитов в клетку и вывод из нее. Любое повреждение может угрожать жизнеспособности клетки или ее способности к воспроизведению.

Среди разнообразных форм нарушений наиболее важным является повреждение ДНК. Однако клетка обладает сложной системой процессов восстановления, особенно в пределах ДНК. Если восстановление не является полным, то может появиться жизнеспособная, но измененная клетка (мутант). На появление и размножение измененных клеток могут повлиять, помимо облучения, и другие факторы, возникающие как до воздействия излучения, так и после него.

У высших организмов клетки организованы в ткани и органы, выполняющие разнообразные функции, например: производство и хранение энергии, мышечная активность для движения, переваривание пищи и выделение отходов, снабжение кислородом, поиск и уничтожение клеток-мутантов и др. Координацию этих видов активности тела осуществляют нервная, эндокринная, кроветворная, иммунная и другие системы, которые в свою очередь также состоят из специфических клеток, органов и тканей.

Случайное распределение актов поглощения энергии, создаваемых излучением, может различными путями повредить жизненно важные части двойной спирали ДНК и других макромолекул клетки. Если значительное число клеток органа или ткани погибло или неспособно к воспроизведению либо к нормальному функционированию, то может быть потеряна функция органа. В облученном органе или ткани нарушаются обменные процессы, подавляется активность ферментных систем, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химические соединения, не свойственные организму, – токсины. Конечные нежелательные радиационные эффекты делятся на соматические и генетические.

Соматические эффекты проявляются непосредственно у самого облученного либо как ранние выявляемые эффекты облучения (острая или хроническая лучевая болезнь и локальные лучевые поражения), либо как отдаленные последствия (сокращение продолжительности жизни, возникновение опухолей или других заболеваний), проявляющиеся через несколько месяцев или десятков лет после облучения. Генетические, или наследственные, эффекты – это последствия облучения генома зародышевых клеток, передающиеся по наследству и вызывающие врожденные уродства и другие нарушения у потомков. Эти последствия облучения могут быть очень отдаленными и распространяться на несколько поколений людей.

Выраженность эффекта вредного воздействия зависит от конкретной облученной ткани, а также от способности организма компенсировать или восстановить повреждение.

Способность к восстановлению клеток зависит от возраста человека в момент облучения, от пола, состояния здоровья и генетической предрасположенности организма, а также от величины поглощенной дозы (энергии излучения, поглощенной в единице массы биоткани) и, наконец, от вида первичного излучения , воздействовавшего на организм.

1.2. Пороговые и беспороговые эффекты при облучении человека

В соответствии с современными представлениями, изложенными в публикации 60 МКРЗ и положенными в основу российских Норм радиационной безопасности НРБ-99, возможные вредные для здоровья последствия облучения подразделяются на два вида: пороговые (детерминированные) и беспороговые (стохастические) эффекты.

1. Детерминированные (пороговые) эффекты – непосредственные ранние, клинически выявляемые лучевые заболевания, имеющие дозовые пороги, ниже которых они не возникают, а выше – тяжесть эффектов зависит от дозы. К ним относятся острая или хроническая лучевая болезнь, лучевая катаракта, нарушение воспроизводительной функции, косметическое повреждение кожи, дистрофические повреждения разных тканей и т.п.

Острая лучевая болезнь возникает после превышения некоторой пороговой дозы разового облучения и характеризуется симптомами, зависящими от уровня полученной дозы (табл.1.1). Хроническая лучевая болезнь развивается при систематически повторяющемся облучении, если разовые дозы ниже тех, которые вызывают острые лучевые поражения, но значительно выше допустимых пределов. Признаками хронической лучевой болезни являются изменения состава крови (уменьшение числа лейкоцитов, малокровие) и ряд симптомов со стороны нервной системы. Аналогичные симптомы имеют место и при других заболеваниях, связанных с ослаблением иммунитета, поэтому идентифицировать хроническую лучевую болезнь весьма сложно, если факт облучения доподлинно не установлен.

Во многих органах и тканях идет непрерывный процесс потери и замены клеток. Возрастание потерь может компенсироваться повышением скорости замены, но может возникнуть и временное, а иногда постоянное снижение числа клеток, способных поддерживать функцию органа или ткани.

Произошедшая потеря клеток может вызвать тяжелое нарушение, которое может быть обнаружено клинически. Следовательно, степень тяжести наблюдаемого эффекта зависит от дозы облучения и существует порог , ниже которого потеря клеток слишком мала, чтобы заметно нарушить функцию ткани или органа. Кроме гибели клеток, излучение может привести к повреждению тканей и другими способами: влияя на многочисленные функции ткани, включая регулирование клеточных процессов, воспалительные реакции, подавление иммунной системы, кроветворной системы (красный костный мозг). Все эти механизмы в конечном счете определяют степень тяжести детерминированных эффектов.

Значение пороговой дозы определяется радиочувствительностью клеток пораженного органа или ткани и способностью организма компенсировать или восстанавливать такое поражение. Как правило, детерминированные эффекты излучения специфичны и не возникают под действием других физических факторов, а связь между эффектом и облучением однозначна (детерминирована). Пороговые дозы возникновения детерминированных эффектов, приводящих к скорой гибели взрослых людей, приведены в табл.1.2. В случае длительного хронического облучения эти же эффекты возникают при больших суммарных дозах, чем в случае однократного облучения.

Средние дозовые пороги возникновения детерминированных эффектов приведены в табл. 1.1 – 1.3. Тяжесть эффекта (степень его выраженности)

возрастает у лиц, обладающих более высокой радиочувствительностью (дети, лица с ослабленным здоровьем лица с медицинскими противопоказаниями к работе с источниками излучений). Для таких лиц значения дозовых порогов облучения, указанных в табл.1.1, могут оказаться ниже в 10 и более раз.

Таблица 1.1. Воздействие различных доз радиации на здоровье взрослого человека

при однократном облучении

Эквивалентная доза	Виды соматических эффектов в организме человека
0,1 – 0,2 бэр (1 – 2 мЗв)	Среднегодовая доза от природного излучения для жителя Земли на уровне моря (эффекты отсутствуют до 5 – 10 мЗв)
(20 – 50мЗв)	Установленные Нормами безопасные пределы годовой дозы облучения для персонала, работающего с источниками излучений (см. табл. 1.4)
До 10 – 20 бэр (100 – 200 мЗв)	Временные, быстро нормализующиеся изменения в составе крови; чувство усталости. При систематическом облучении – угнетение иммунной системы, развитие хронической лучевой болезни
	Умеренные изменения в составе крови, значительная потеря трудоспособности, в 10 % случаев – рвота. При однократном облучении состояние здоровья нормализуется
	Начало острой лучевой болезни (ЛБ). Резкое снижение иммунитета
	Легкая форма острой ЛБ. Длительная, выраженная лимфопения; в 30 – 50 % случаев – рвота в первые сутки после облучения
250 – 400 бэр (2,5 – 4 Зв)	ЛБ средней тяжести. Тошнота и рвота в первые сутки. Резкое уменьшение лейкоцитов в крови. В 20 % случаев смертельный исход через 2 – 6 недель после облучения
400 – 600 бэр	Тяжелая форма ЛБ. Подкожные кровоизлияния. В 50 % случаев смертельный исход в течение месяца
	Крайне тяжелая форма ЛБ. Через 2 – 4 часа после облучения – рвота, множественные подкожные кровотечения, кровавый понос. Полностью исчезают лейкоциты. В 100 % случаев – смертельный исход от инфекционных заболеваний и внутренних кровоизлияний

Примечание . В настоящее время имеется ряд противолучевых средств и накоплен успешный опыт лечения лучевой болезни, позволяющий предотвратить смертельный исход при дозах до 10 Зв (1000 бэр).

Таблица 1.2. Диапазон острого воздействия, приводящего к смерти человека

Зависимость выживаемости от дозы облучения характеризуется средней поглощенной дозой D 50/60 , при которой погибнет половина людей через 60 дней. Для здорового взрослого человека такая доза (усредненная по всему телу) составляет 3 – 5 Гр (грэй) при остром облучении (табл. 1.2).

В производственных условиях возникновение детерминированных эффектов возможно только при радиационной аварии, когда источник излучения находится в неуправляемом состоянии. В этом случае ограничение облучения людей осуществляется путем принятия срочных мер – вмешательства. Принятые в НРБ-99 дозовые критерии срочного вмешательства в случае радиационной аварии основаны на данных о пороговых дозах возникновения опасных для жизни детерминированных эффектов (табл.1.3).

Таблица 1.3. Пороговые дозы возникновения детерминированных эффектов

и критерии срочного вмешательства при радиационной аварии

Облучаемый орган	Детерминированный эффект	Пороговая доза, Гр	Критерий срочного вмешательства при аварии – прогнозируемая доза за 2 суток, Гр


	Пневмония


Щитовидная железа	Деструкция железы
Хрусталик глаза	Помутнение
Хрусталик глаза	Катаракта
(семенники, яичники)	Стерильность

Установленные пределы доз профессионального облучения в десятки и сотни раз ниже значений пороговых доз возникновения детерминированных эффектов, поэтому главной задачей современной радиационной безопасности является ограничение возможности возникновения стохастических эффектов у человека вследствие его облучения в нормальных условиях.

2. Стохастические, или беспороговые, эффекты – отдаленные последствия облучения, не имеющие дозового порога, вероятность которых прямо пропорциональна дозе облучения, а тяжесть не зависит от дозы. К ним относятся раковые и наследственные заболевания, спонтанно возникающие с годами у людей по множеству естественных причин.

Достоверность связи определенной части этих эффектов с облучением была доказана международной медико-эпидемиологической статистикой лишь в начале 1990-х годов. Стохастические эффекты обычно обнаруживаются через длительное время после облучения и лишь при длительном наблюдении за большими группами населения в десятки и сотни тысяч человек. Средний латентный период составляет около 8 лет для лейкоза и в 2–3 раза больше для остальных видов онкозаболеваний. Риск умереть от рака вследствие облучения неодинаков у мужчин и женщин и меняется в зависимости от времени после облучения (рис.1.1).

На вероятность злокачественного перерождения клетки влияет величина дозы облучения, в то время как степень тяжести определенного вида рака зависит лишь от его вида и локализации. Нужно отметить, что если облученная клетка не погибла, то она обладает определенной способностью к самовосстановлению поврежденного кода ДНК. Если же этого не произошло, то в здоровом организме ее жизнедеятельность блокируется иммунной системой: перерожденная клетка либо уничтожается, либо не размножается до ее естественной гибели. Таким образом, вероятность онкозаболевания мала и зависит от «здоровья» иммунной и нервной систем организма.

Процесс размножения раковых клеток имеет случайный характер, хотя вследствие генетических и физиологических особенностей люди могут сильно различаться по чувствительности к вызываемому облучением раку. Некоторые люди с редкими генетическими болезнями могут быть значительно чувствительнее, чем средний человек.

При небольших добавках дозы к природному (фоновому) облучению вероятность вызвать дополнительные случаи возникновения рака, естественно, мала, и ожидаемое число случаев, которые можно приписать дополнительной дозе у облучаемой группы людей, может быть меньше 1 даже у очень большой группы лиц. Поскольку природный радиационный фон всегда существует, как существует и спонтанный уровень стохастических эффектов, то любая практическая деятельность, приводящая к дополнительному облучению, приводит и к увеличению вероятности стохастических эффектов. Вероятность их возникновения предполагается прямо пропорциональной дозе, а тяжесть проявления – не зависящей от дозы облучения.

Рис.1.2 иллюстрирует связь между облучением и частотой возникновения раковых заболеваний у населения. Она характеризуется значительным уровнем спонтанных раков в популяции и относительно небольшой вероятностью возникновения дополнительных заболеваний под действием излучения. К тому же по данным НКДАР ООН спонтанный уровень заболеваемости и смертности от раковых заболеваний значительно варьирует и от страны к стране и от года к году в одной отдельно взятой стране. Это означает, что, анализируя последствия воздействия излучения на большую группу людей, облученных с одинаковой дозой, можно установить вероятностную связь между дозой облучения и числом дополнительных раков, возникших вследствие облучения, однако невозможно указать, какое заболевание является следствием облучения, а какое возникло спонтанно.

На рис.1.3 приведена оценка численности группы одинаково облученных взрослых людей, необходимой для достоверного подтверждения связи между увеличением общего числа раковых заболеваний в группе и дозой облучения. Линия А-В на рисунке определяет теоретическую оценку численности группы, необходимой для выявления дополнительных стохастических эффектов излучения с доверительным интервалом 90 %. Выше этой линии расположена область, в которой теоретически возможно доказательство связи между увеличением числа стохастических эффектов в группе и облучением. Ниже этой линии доказать эту связь теоретически невозможно. Пунктир показывает, что для достоверного выявления дополнительных эффектов от равномерного облучения тела взрослых людей фотонами с дозой 20 мГр, равной пределу дозы профессионального облучения, необходимо обследовать не менее 1 млн человек с такой дозой.

Таким образом, задача обеспечения радиационной безопасности сводится: 1) к предотвращению у работающих детерминированных эффектов путем контроля над источниками излучений; 2) к снижению дополнительного риска стохастических эффектов путем ограничения доз облучения и числа облучаемых лиц.

1.3. Основные дозиметрические величины и единицы их измерения

Активность (А) – мера количества радионуклида в источнике или в любом веществе, включая организм человека. Активность равна скорости радиоактивного распада ядер атомов радионуклида. Величина суммарной активности характеризует потенциальную радиационную опасность помещений, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами.

Единица измерения СИ – Бк (беккерель), равный 1 распаду в секунду (с –1 ).

Внесистемная единица – Ки (кюри); 1 Ки = 37 ГБк = 3,7×10 10 с –1 .

Поток частиц ( F) – число элементарных частиц (альфа, бета, фотонов, нейтронов), излучаемых источником или воздействующих на мишень в единицу времени. Единица измерения – част/с, фотон/с или просто с – 1 .

Вид и количество излучаемых при ядерных превращениях частиц (фотонов) определяются типом распада ядер радионуклида. Так как направление вылета частицы случайно, поток распространяется по всем направлениям от источника. Полный поток излучения источника связан с его активностью соотношением

где v , % – коэффициент выхода частиц на 100 распадов (приводится в справочниках по радионуклидам; для разных радионуклидов выход значительно различается, v = 0,01% - 200% и более).

Флюенс частиц (Ф) – отношение числа элементарных частиц (альфа, бета, фотонов, нейтронов), проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения этой сферы. Флюенс, так же как и доза, есть величина аддитивная и неубывающая – ее значение всегда накапливается со временем. Единица измерения – част/ см 2 , фотон/ см 2 или просто см –2 .

Плотность потока частиц ( j) – флюенс за единицу времени. Единица плотности потока частиц или квантов – см –2 ·с –1 . Плотность потока характеризует уровень (интенсивность) радиации в данной точке пространства (или радиационную обстановку в данной точке помещения).

Энергия (Е R ) – является важнейшей характеристикой ионизирующего излучения. В ядерной физике используется внесистемная единица энергии – электронвольт (эВ). 1 эВ = 1,6020×10 -19 Дж.

Экспозиционная доза (Х) – мера количества ионизационных разрушений атомов и молекул тела за время облучения. Равна отношению суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных фотонным излучением в воздухе, к массе облученного объема воздуха. Экспозиционная доза используется только для фотонного излучения с энергией до 3 МэВ. В сфере радиационной безопасности она выведена из употребления с 1996 г.

Единица измерения СИ – Кл/кг (кулон на килограмм).

Внесистемная единица – Р (рентген); 1 Р = 2,58×10 -4 Кл/г; 1 Кл/кг = 3872 Р.

Поглощенная доза, или просто доза ( D) – мера физического воздействия ионизирующего излучения на вещество (на молекулярном уровне). Равна отношению энергии излучения, поглощенной в веществе на образование ионов, к массе облученного вещества.

Единица измерения СИ – Гр (грей); 1 Гр = 1 Дж/кг.

Внесистемная единица – рад (rad – radiation absorbed dose);

1 рад = 0,01 Гр = 10 мГр.

Экспозиционной дозе фотонного излучения X = 1Р соответствует поглощенная доза в воздухе D = 0,87 рад (8,7 мГр), а в биоткани D = 0,96 рад (9,6 мГр) из-за разной работы ионизации молекул. Для практических целей радиационной безопасности можно считать, что 1 Р соответствует 1 рад или 10 мГр.

Эквивалентная доза (Н) – мера биологического воздействия излучения на орган или ткань (на уровне живых клеток, органов и тканей). Равна произведению поглощенной дозы на взвешивающий коэффициент радиации W R , который учитывает качество излучения (линейную ионизирующую способность). Для смешанного излучения эквивалентная доза определяется как сумма по видам радиации « R » :

Н = å D R × W R

Значения взвешивающих коэффициентов радиации W R приняты в НРБ-99. Для альфа-, бета-, фотонного и нейтронного излучений они равны:

W a = 20; W b = W g = 1; W n = 5 – 20 (W n зависит от энергии нейтронов).

Единица измерения СИ – Зв (зиверт); для гамма-излучения 1 Зв = 1 Гр.

Внесистемная единица – бэр (биологический эквивалент рада);

1 бэр = 0,01 Зв = 10 мЗв.

Связь с другими дозовыми единицами:

Для рентгеновского, бета- и гамма-излучения 1 Зв = 1 Гр = 100 бэр »100 Р;

Для альфа-излучения (W R =20) 1 Гр = 20 Зв или 100 рад = 2000 бэр;

Для нейтронного излучения поглощенная доза 1 рад (10 мГр) будет соответствовать эквивалентной дозе 5–20 бэр (50–200 мЗв), в зависимости от энергии нейтронов.

Эффективная доза (Е) – мера риска возникновения отдаленных стохастических эффектов (при малых дозах облучения) с учетом неодинаковой радиочувствительности органов и тканей. При равномерном облучении всего тела эффективная доза совпадает с эквивалентной: Е = Н, где Н – одинаковая эквивалентная доза на все органы и ткани.

В случае неравномерного облучения эффективная доза определяется как сумма по органам и тканям «Т» :

Е = å Н T × W T (T = 1 … 13),

где Н T – эквивалентная доза на орган или ткань «Т»; W T – взвешивающий коэффициент радиочувствительности органа (ткани) . Значения W T приняты в НРБ-99 для 13 органов (тканей), в сумме они составляют единицу (см. табл.2.1). Единица измерения эффективной дозы– мЗв (миллизиверт).

Коллективная доза ( S) – мера потенциального ущерба обществу от возможной потери человеко-лет полноценной жизни населения вследствие реализации отдаленных последствий облучения. Равна сумме годовых индивидуальных эффективных доз E i , полученных коллективом из N человек:

S = å E i (i = 1 … N).

Единица измерения – чел.-Зв (человеко-зиверт).

Для обоснования расходов на радиационную защиту в НРБ-99 принято, что облучение в коллективной дозе S = 1 чел.–Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года трудоспособной жизни населения.

Мощность дозы ( , , или ) – производная по времени от соответствующей дозовой величины (т.е. скорость накопления дозы). Прямо пропорциональна величине плотности потока частиц j , действующих на тело. Так же как и плотность потока, мощность дозы характеризует радиационную обстановку (уровень радиации) в точке помещения или на территории.

Часто употребляются следующие сокращения термина:

МД (МПД) –мощность дозы (поглощенной дозы) (1 мкГр/ч = 100 мкрад/ч );

МЭД – мощность эквивалентной дозы (1 мкЗв/ч = 100 мкбэр/ч ).

Природный фон – это уровень естественного гамма-излучения, которое в среднем на уровне моря обусловлено на 1/3 космическими лучами и на 2/3 – излучением природных радионуклидов, содержащихся в земной коре и материалах. Природный радиационный фон можно измерять в единицах плотности потока фотонов (j) или в единицах мощности дозы.

Уровень природного (фонового) гамма-излучения на открытой местности в единицах мощности экспозиционной дозы находится в пределах = (8–12) мкР/ч . Это соответствует плотности потока j около 10 фотонов / (см 2 ·с), а также:

В единицах МПД =(8–12) мкрад/ч =(0,08–0,12) мкГр/ч =(80–120) нГр/ч,

В единицах МЭД = =(0,08–0,12) мкЗв /ч =(80–120) нЗв /ч.

В некоторых зданиях вследствие повышенной концентрации природных радионуклидов в строительных материалах допускается превышение МЭД природного гамма-излучения над уровнем фона на открытой местности на величину до 0,2 мкЗв/ч, т.е. до (0,25–0,35) мкЗв/ч.

В некоторых местах земного шара природный фон может достигать
(0,5–0,6) мкЗв/ч, что следует считать нормальным явлением.

Годовая доза природного облучения (получаемая за 8760 ч) может таким образом составлять от 0,8–1 мЗв до 2–6 мЗв для разных жителей Земли.

1.4. Основные положения Норм радиационной безопасности НРБ-99

Нормы радиационной безопасности НРБ-99 применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

По возможностям управления источниками и контроля облучения в Нормах различаются четыре вида воздействия радиации на человека :

· от техногенных источников в условиях их нормальной эксплуатации (источник и радиационная защита находятся под контролем и управляются);

· то же, в условиях радиационной аварии (неконтролируемое облучение);

· от природных источников излучения (неуправляемое облучение);

· от медицинских источников в целях диагностики и терапии заболеваний.

Требования по ограничению радиационного воздействия сформулированы в НРБ-99 раздельно для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех четырех видов облучения не рассматривается.

Техногенными называются искусственные источники , специально созданные человеком для полезного применения излучения (приборы, аппараты, установки, в том числе специально сконцентрированные природные радионуклиды), либо источники, являющиеся побочными продуктами деятельности человека (например, радиоактивные отходы).

Требования Норм распространяются на источники, облучением от которых можно управлять. От контроля освобождаются источники излучений, не способные создать индивидуальную годовую эффективную дозу более 10 мкЗв и коллективную дозу более 1 чел.-Зв в год при любых условиях обращения с ними (риск увеличения стохастических эффектов при таких дозах является тривиальным и не превышает 10 – 6 1/чел.-год).

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия радиации, без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников применяются три основных принципа РБ:

· принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением;

· принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников облучения;

· принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц (в международной практике этот принцип известен как ALARA – As Low As Reasonably Achievable – Так низко, как разумно достижимо).

Требования НРБ-99 по ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях (при нормальной эксплуатации источников излучений).

1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

· персонал группы А (лица, непосредственно работающие с техногенными источниками);

· персонал группы Б (лица, находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия);

· население (все лица, включая персонал вне сферы и условий производст-венной деятельности).

К персоналу группы А относятся лица не моложе 20 лет, не имеющие медицинских противопоказаний для работы с ионизирующими излучениями, прошедшие специальное обучение и в дальнейшем проходящие ежегодный медосмотр. Персонал группы Б – лица не моложе 18 лет (в том числе студенты, проходящие лабораторный практикум с источниками). В категории «Население» выделяются, как правило, дети в возрасте от 0 лет. Многие понятия в НРБ-99 стандартизованы, например, средняя продолжительность жизни при рассмотрении риска беспороговых эффектов принята равной 70 годам.

· основные пределы доз (ПД) – такие значения индивидуальной годовой эффективной дозы, непревышение которых гарантирует полное исключение пороговых детерминированных эффектов, а вероятность стохастических беспороговых эффектов не превышает приемлемого для общества риска;

· допустимые уровни (ДУ) – производные от основных пределов доз для оценки радиационной обстановки. При однофакторном облучении от внешних источников – это среднегодовая допустимая мощность дозы в рабочих помещениях (ДМД );

· контрольные уровни (КУ) – фактически достигнутые в организации уровни доз облучения, активностей, плотностей потоков и др., обеспечивающие снижение облучаемости персонала так низко, как разумно достижимо путем мероприятий по радиационной защите.

3. Основные пределы доз (ПД) не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. Значения ПД для категорий облучаемых лиц приведены в табл.1.4, а в табл.1.5 показаны значения ДМД при стандартном годовом времени облучения.

4. Эффективная доза облучения персонала за 50 лет периода трудовой деятельности не должна превышать 1000 мЗв, а для населения за период жизни 70 лет – 70 мЗв.

5. При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения (многофакторное облучение ) основные пределы доз, указанные в табл.1.4, относятся к суммарной годовой дозе, обусловленной всеми факторами. Поэтому значения ДУ (ДМД) для каждого фактора облучения в отдельности должны приниматься меньше, чем в табл.1.5.

6. Для женщин в возрасте до 45 лет, отнесенных к персоналу группы А, введены дополнительные ограничения: эквивалентная доза на нижнюю часть области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц. В этих условиях эффективная доза облучения плода за 2 мес. невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. После установления факта беременности администрация предприятия обязана перевести женщину на работу, не связанную с излучением.

7. Планируемое повышенное облучение выше установленных пределов доз (ПД = 50 мЗв по эффективной дозе) разрешается при ликвидации или предотвращении аварии только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Такое облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах и риске для здоровья. Облучение в дозах до 2 ПД (100 мЗв) или до 4 ПД (200 мЗв) допускается только с разрешения соответственно территориальных или федеральных органов Госсанэпиднадзора и только для лиц, отнесенных к персоналу группы А.

8. Облучение в дозах свыше 4 ПД (200 мЗв) рассматривается как потенциально опасное. Лицам, подвергшимся облучению в таких дозах, последующая работа с источниками излучения разрешается только в индивидуальном порядке по решению компетентной медицинской комиссии.

Случаи незапланированного повышенного облучения людей в дозах свыше ПД подлежат расследованию.

Таблица 1.4. Основные пределы доз

**Все значения ПД и ДУ для персонала группы Б равны 1 / 4 от соответствующих значений для персонала группы А.

Таблица 1.5. Допустимые уровни при однофакторном внешнем облучении

2.1. Подготовка к работе

Цель работы

1. Оценка радиационной безопасности студентов и персонала лаборатории при работе с закрытым радионуклидным источником гамма-излучения.

2. Изучение закона ослабления гамма-излучения с расстоянием от источника.

3. Сверка показаний различных дозиметров с расчетом мощности дозы.

Применяемое оборудование и материалы

1. Закрытый радионуклидный источник гамма-излучения с изотопом 27 Со 60 (кобальт-60), размещенный в защитном контейнере из свинца с толщиной стенки 10 см. Контейнер снабжен коллиматором (открывающийся канал, позволяющий получить ограниченный пучок g-излучения).

2. Передвижная каретка и линейка с делениями для измерения расстояния от источника до измерительного датчика (детектора).

3. Дозиметры с детекторами, регистрирующими гамма-излучение.

Основные характеристики установки с источником гамма-излучения

Термин «закрытый радионуклидный источник» означает техническое изделие, конструкция которого исключает распространение радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Гамма-источник кобальтовый ГИК-2-9 представляет собой герметичную капсулу из нержавеющей стали (цилиндр 10 х 10 мм), внутри которой находится радиоактивный изотоп Со-60. Полезный поток гамма-квантов свободно проникает через тонкие стенки капсулы (с незначительной фильтрацией). Для целей настоящей работы источник можно считать точечным, изотропным и моноэнергетическим.

Для защиты от гамма-излучения источник ГИК-2-9 помещен в свинцовый контейнер с толщиной стенки х =10,5 см, в котором имеется сквозной коллимирующий канал, закрываемый свинцовой заглушкой. При удалении заглушки получают слегка расширяющийся рабочий пучок гамма-излучения, направленный в сторону от людей. В этом пучке производятся измерения мощности дозы на различных расстояниях от источника.

В отчет по работе с лабораторного плаката необходимо выписать:

· эскиз защитного контейнера с источником (в разрезе);

· энергию фотонов гамма-излучения кобальта (Еg = 1,25 МэВ);

· период полураспада изотопа Со-60 (Т 1/2 = 5,27 лет);

· начальную активность источника Ао (Бк) и дату аттестации источника;

· паспортную мощность экспозиционной дозы на расстоянии 1 м (мкР/ч);

· значение гамма – постоянной кобальта-60 Г (нГр × м 2 / (с × ГБк))

2.2. Оценка радиационной безопасности при работе с источником

Лица, пребывающие в лаборатории дозиметрии, приказом по вузу отнесены к категориям «персонал группы А» (преподаватели и сотрудники) и «персонал группы Б» (студенты). Допустимые пределы годовой эффективной дозы по НРБ-99 для них равны соответственно ПД А = 20 мЗв и ПД Б = 5 мЗв.

Для оценки радиационной безопасности следует оценить годовую эффективную дозу работника, отделив при этом техногенную составляющую от природной. Для таких измерений более всего подходит переносной цифровой дозиметр МКС–08, включенный в режим измерения мощности эквивалентной дозы (мкЗв/ч). Внимание: для получения правильных показаний прибор следует направлять детектором (тыльной стороной корпуса) к источнику излучения.

1. Обойдя с дозиметром помещение лаборатории, выполнить радиационную разведку, т.е. отыскать места с повышенным уровнем гамма-излучения. Рекомендуется измерить МЭД на поверхности всех устройств, отмеченных знаками радиационной опасности (контейнеры, сейфы, комплекты источников на других рабочих столах). Записать в отчет значения МЭД для 3 – 4 характерных точек с указанием их на плане помещения.

2. Определить среднее значение природного фона (мощность эквивалентной дозы ф) по точкам, находящимся на максимальном удалении от техногенных источников, а также, при возможности, за окном (в этом случае обратить внимание на разницу показаний за окном и внутри помещения).

3. Измерить среднее значение мощности эквивалентной дозы р.м на рабочем месте, находящемся в максимальной близости к источнику, т.е. с наибольшим уровнем излучения. Коллимирующий канал источника должен быть открыт, т.е. создана наихудшая радиационная обстановка. Вычитанием найти техногенную составляющую мощности эквивалентной дозы:

Р.м – ф

4. В тех же условиях рассчитать мощность эффективной дозы на рабочем месте. Для этого нужно учесть неравномерность облучения органов и тканей тела вблизи от источника, т.е. измерить МЭД Т для 13 органов и тканей, а затем помножить их на взвешивающие коэффициенты радиочувствительности W Т. В наших условиях достаточно ограничиться измерениями для четырех контрольных точек тела: 1– голова, 2– грудь, 3– гонады, 4– стопы, и принять для них укрупненные взвешивающие коэффициенты W К (см. табл.2.1).

Для принятого положения тела на рабочем месте («сидя» или «стоя» по указанию преподавателя) выполнить измерения мощности эквивалентной дозы К в четырех контрольных точках. Вычесть из всех показаний средний природный фон ф, определенный в п.2.

= Σ ( К · W К), (2.1)

где к = 1…4 – номер контрольной точки тела, К – техногенная составляющая МЭД и W К – взвешивающий коэффициент органов и тканей для каждой точки (табл.2.1).

Таблица 2.1. К определению мощности эффективной дозы на рабочем месте

Точка контроля К	Органы (ткани)	Взвешивающие коэф-ты
		W Т (НРБ-99)
	1.Щитовидная железа
	2. «Остальное»
	3.Красн. кост. мозг

	5.Желудок
	6.Грудная железа

	8.Пищевод

	10.Толстый кишечник
	11.Мочевой пузырь

	13.Клетки костных поверхностей
Контрольная сумма

Итого: =Σ ( К · Wк) = ___________ мкЗв/ч

Найти коэффициент неравномерности облучения, равный отношению эффективной дозы к показаниям одного дозиметра:

α = /

и сделать вывод о том, целесообразно ли в данных условиях учитывать неравномерность облучения при определении эффективной дозы.

6. Считая, что студент находится на данном рабочем месте все 16 часов лабораторного практикума, определить максимально возможную эффективную дозу техногенного облучения студента за текущий год:

Е студ = · 16.

7. Из тех же соображений оценить максимально возможную годовую дозу персонала группы А, приняв стандартное время работы сотрудников 1700 ч:

Е перс = · 1700.

7. Определить эффективную дозу от природного облучения за этот же календарный год (8760 ч), считая, что природное облучение воздействует на органы и ткани человека равномерно:

Е ест = ф · 8760.

Оценить возможный разброс дозы природного облучения, грубо приняв доверительный интервал по максимальному и минимальному значениям фона, измеренным в п.2.:

Δ = ( мах – мин) · 8760,

где мах, мин – значения фона. Представить значение годовой дозы природного облучения с учетом возможного разброса в форме Е ест ± Δ/2 мЗв.

8. Через эффективную дозу оценить дополнительный индивидуальный пожизненный риск возникновения беспороговых эффектов у студентов и сотрудников, 1/(чел · · год) , связанный с принятыми условиями работы:

r = E студ, перс · r E ,

где рисковый коэффициент принять равным r E = 5,6 · 10 – 2 1/ (чел · · Зв).

9. Сделать выводы о радиационной безопасности в лаборатории, для чего сопоставить годовые дозы техногенного облучения сотрудников и студентов с соответствующими пределами доз ПД А и ПД Б. Вычислить кратность запаса до дозовых пределов.

Сопоставить дозы техногенного облучения сотрудников и студентов с ожидаемой годовой дозой от природного облучения и с ее разбросом.

2.3. Снятие зависимости мощности дозы от расстояния

В этой части работы необходимо снять зависимость мощности дозы от расстояния до источника поочередно тремя различными дозиметрами в условиях открытого и закрытого коллиматора на контейнере с источником.

При открытом коллиматоре детектор, находящийся в пучке гамма-излучения, «видит» непосредственно точечный источник и регистрирует его прямое излучение. Поглощением и рассеянием в воздухе на малых расстояниях можно пренебречь, поэтому в данном случае выполняется закон обратных квадратов : интенсивность излучения в вакууме обратно пропорциональна квадрату расстояния от точечного изотропного источника, например:

1 / 2 = (r 2 / r 1) 2 .

При закрытом коллиматоре детектор регистрирует излучение, значительно ослабленное (в 300 и более раз) и рассеянное в свинцовой защите. Источником рассеянного излучения является вся поверхность контейнера, следовательно, источник уже нельзя считать точечным и закон обратных квадратов может выполняться лишь на больших расстояниях от него.

Для проведения измерений детектор выбранного дозиметра устанавливается на каретку, которая перемещается вдоль линейки с сантиметровыми делениями. Рекомендуется начать с дальнего расстояния (r =150 см), а затем, постепенно приближая детектор к источнику, найти границу, в которой прибор не «зашкаливает». В выбранном диапазоне снять 4–5 показаний мощности дозы на различных расстояниях и вычесть из них фон . Значения расстояний и мощностей доз записать в журнал наблюдений (табл.2.2). В журнале следует выполнить перевод показаний дозиметров в единицы МЭД (мкЗв/ч), если прибор отградуирован в других единицах.

Измерения следует повторить несколькими приборами при открытом и закрытом коллиматоре. При этом учесть, что из-за различной чувствительности дозиметров одни из них могут «зашкаливать» в открытом пучке, а другие ничего не показывать при закрытом. Прибор УИМ-2-2, отградуированный в единицах с –1 , измеряет поток фотонов через детектор (F) и называется радиометром . Для перевода его показаний в единицы мощности дозы следует использовать градуировочные зависимости, находящиеся на рабочем столе.

Результаты измерений зависимости МЭД от расстояния следует представить на двух графиках (один для открытого, другой для закрытого коллиматора). На каждый их них наносятся по 3 кривых, сглаживающих опытные точки.

Таблица 2.2. Журнал измерений мощности эквивалентной дозы

Тип прибора	Единица измерения	Расстояние r, см
Тип прибора	Единица измерения
*Коллиматор открыт*
МКС–01–Р
МКС–08–П



*Коллиматор закрыт*
МКС–01–Р
МКС–08–П

Примечание: из показаний, отмеченных *, следует вычесть природный фон.

2.4. Расчет мощности дозы по активности источника

Расчеты мощности дозы удобно выполнять по форме табл. 2.3.

Таблица 2.3. Журнал для расчетов мощности дозы

	Расстояние r, м
	*Коллиматор открыт.* Изотоп:______ Г=________ Активность А=_______ на дату работы
	Незащищенный источник, без учета ослабления в воздухе Мощность эквивалентной дозы о, мкЗв/ч
Линейный коэффициент ослабления воздуха μ В = ________ см -1
	Произведение μ В х В (х В = r)
	Фактор накопления воздуха В ∞ (μ В х В)
	Кратность ослабления воздуха К= ехр (μ В х В) / В ∞
	Незащищенный источник, с учетом ослабления в воздухе: мощность эквивалентной дозы 1 = о / К
	*Коллиматор закрыт.* Толщина свинцовой защиты х Pb = 10,5 см
Линейный коэффициент ослабления свинца μ Pb = ______ см - 1
Поправка к фактору накопления на барьерную геометрию d =_______
Фактор накопления свинцовой защиты В Р b (μх) Р b = _______________
Кратность ослабления свинца К Pb = ехр(μх) Р b / (В Р b · d) = _________ раз
	МЭД с учетом ослабления в свинце: 2 = 1 · ехр(-μх) Р b · В Р b · d = 1 / К Pb

А = Ao / 2 n , (2.2)

где n – число периодов полураспада, прошедших с даты метрологической аттестации источника до даты проведения эксперимента: n = (t – То) / Т 1/2

t – текущая дата эксперимента, То – дата аттестации, Т 1/2 – период полураспада (n должно быть безразмерно); Ао – начальная активность источника по паспорту (данные взять с лабораторного плаката).

2. Пересчитать таким же образом на дату эксперимента паспортную мощность экспозиционной дозы на расстоянии 1 м от источника, которая указана на лабораторном плакате на дату его аттестации. Перевести ее в единицы мощности эквивалентной дозы (мкЗв/ч).

3. Рассчитать значения МЭД на различных расстояниях от источника, находящегося вне защитного контейнера – о (r), мкЗв/ч. Для расчетов используется закон обратных квадратов: мощность дозы от точечного изотропного источника прямо пропорциональна его активности и обратно пропорциональна квадрату расстояния до него:

Г · А / r 2 , нГр /с, (2.3)

где – мощность поглощенной дозы, нГр/с; Г – гамма-постоянная радионуклида, нГр× м 2 /(с× ГБк); А – активность источника, ГБк; r – расстояние, м.

Для определения мощности эквивалентной дозы (мкЗв/ч) в формулу вводится взвешивающий коэффициент радиации W R , равный для гамма-излучения единице, и пересчетный коэффициент 3,6 = 3600/1000:

О (r) = Г · А / r 2 · 3,6 · W R , мкЗв/ч. (2.4)

Расчеты по формуле (2.4) записать в строчку с номером 2 табл.2.3.

Для расстояния r =1 м сравнить значение МЭД с паспортным значением, которое получено в п.2.

4. Сделать поправку на ослабление гамма-излучения в воздухе. Толщину слоя воздуха принять равной расстоянию от источника до детектора, х = r.

Кратность ослабления слоя воздуха толщиной х В см составляет

К = ехр (μ В х В) / В ∞ ,

где μ В – линейный коэффициент ослабления воздуха, зависящий от энергии гамма-квантов, см –1 ; В ∞ – фактор накопления в бесконечной геометрии, учитывающий вклад рассеянного воздухом излучения (зависит от энергии гамма-квантов и от произведения μх). Эти величины принять по таблицам П.1 и П.2 для энергии гамма-излучения источника.

МЭД на разных расстояниях с учетом ослабления в воздухе 1 = о / К следует записать в 6-ю строчку табл.2.3.

5. Рассчитать значения МЭД на тех же расстояниях для случая, когда источник находится в закрытом свинцовом контейнере (геометрию свинцовой защиты можно считать барьерной). Кратность ослабления свинцовой защиты толщиной х Р b = 10,5 см составляет

К Р b = ехр (μ Р b х Р b) / (В Р b · d) ,

где μ Р b – линейный коэффициент ослабления свинца, берется по энергии гамма-квантов (табл.П.1); В Р b – фактор накопления свинца для бесконечной геометрии, принимаемый по табл.П.2, и d – поправка на барьерную геометрию (зависит только от энергии гамма-квантов), принимаемая по табл.П.3. МЭД с учетом ослабления в свинце 2 = 1 / К Р b следует записать в 8-ю строчку табл.2.3.

6. Результаты расчетов по табл.2.3 следует нанести на два соответствующих графика, полученных в результате измерения МЭД от расстояния: один график для случая незащищенного источника – 1 (r), другой для источника, помещенного в контейнер – 2 (r). Для удобства сверки показаний дозиметров с расчетами на графиках следует показать опытные точки из табл.2.2.

7. В выводах по данной части работы следует:

Сформулировать закон ослабления излучения с увеличением расстояния от источника;

Продумать возможные причины отклонений показаний приборов от расчетных значений;

Оценить поглощающую способность воздуха;

Контрольные вопросы

1. Эффекты действия ионизирующего излучения на организм человека.

2. Детерминированные эффекты радиации, механизм развития.

3. Стохастические эффекты радиации, механизм развития.

4. Прямое и косвенное воздействие излучения на биоткань.

5. Поглощенная и эквивалентная доза – определение, единицы измерения.

6. Эффективная доза, область применения.

7. Коллективная доза и коллективный ущерб.

8. Мощность дозы. Природный радиационный фон.

9. Цели радиационной безопасности и пути их достижения.

10. Принципы обеспечения радиационной безопасности.

11. Принцип обоснования.

12. Принцип нормирования.

13. Принцип оптимизации.

14 Виды облучения человека, рассматриваемые в НРБ-99.

15. Виды источников излучений, освобождаемых от контроля и учета.

16. Основные пределы доз – определение и содержание понятия.

17. Допустимые уровни при внешнем техногенном облучении – связь с основными пределами доз.

18. Гамма-постоянная источника. Связь мощности дозы, создаваемой точечным изотропным источником γ-излучения, с активностью и расстоянием.

19. Закон ослабления излучения с расстоянием.

20. Закон ослабления излучения в веществе.

21. Назначение, принцип действия и основные характеристики применяемых в настоящей работе приборов. Возможные области применения данных приборов.

22. Принципы защиты от облучения временем, расстоянием и экранами.

23. Расчетное время облучения и допустимая мощность дозы.

24. Допустимое время работы с источником излучения (в каких случаях нужно его оценивать и как).

Библиографический список

2. Федеральный закон «О радиационной безопасности населения». № 3-ФЗ от 09.01.1996.

3. Нормы радиационной безопасности / НРБ-99. – М.: ЦСЭН Минздрава РФ, 1999. – 116 с.

4. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности / ОСПОРБ-99. – М.: ЦСЭН Минздрава РФ, 2000. – 132 с.

5. Кутьков, В.А. Основные положения и требования нормативных документов в практике обеспечения радиационной безопасности атомных станций: учеб.пособие / В.А.Кутьков [и др.] – М: Изд. ОИАТЭ, 2002. – 292 с.

6. Козлов, В.Ф . Справочник по радиационной безопасности / В.Ф.Козлов. – М.: Энергоатомиздат, 1999. – 520 с.

7. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источникми ионизирующих излучений ОСП-72/87 / Минздрав СССР. – М.: Энергоатомиздат, 1988. – 160 с.

8. Голубев, Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений / Б.П.Голубев. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 464 с.

Приложение

Таблица П.1. Линейные коэффициенты ослабления μ , см –1 , для некоторых веществ в зависимости от энергии фотонного излучения

	Материал
			Алюминий

Таблица П.2. Дозовые факторы накопления в бесконечной геометрии В ∞

для точечного изотропного источника

Е g ,	Произведение μх (показатель ослабления среды)
Е g ,


















Свинец (в случае плоского мононаправленного источника)

Таблица П.3. Поправка к таблице П.2 для расчета фактора накопления В б точечного изотропного источника в барьерной геометрии ( d = В б / В ∞ )

1. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ……………….…………....3

1.1. Биологическое действие ионизирующих излучений………………….……..3

1.2. Пороговые и беспороговые эффекты при облучении человека…….…….…5

1.3. Основные дозиметрические величины и единицы их измерения…………………………………………………………………………..12

1.4. Основные положения Норм радиационной безопасности НРБ-99……..…15

2.1. Подготовка к работе……………………………………………………….….18

2.2. Оценка радиационной безопасности при работе с источником……….….19

2.3. Снятие зависимости мощности дозы от расстояния………………………..21

2.4. Расчет мощности дозы по активности источника…………………………..23

Контрольные вопросы……………………………………………………………..25

Библиографический список…………………………………………………….…26

Приложение………………………………………………………………………..26

Международная комиссия по радиологической защите, создана в 1928г. на 2-м Международном радиологическом конгрессе. Вместе с Международной комиссией по радиационным единицам и измерениям (МКРЕ, 1925г.), объединяет экспертов в области радиационных измерений, биологического действия излучения, дозиметрии и радиационной безопасности.

Научный комитет ООН по действию атомной радиации. Учрежден ООН в 1955 г. для оценки последствий для здоровья людей от воздействия ионизирующего излучения.

К числу технических средств защиты относится устройство различных экранов из материалов, отражающих и поглощающих радиоактивное излучение.

Под термином «экран» понимают передвижные (рис. 8.1) или стационарные щиты, предназначенные для поглощения либо ослабления ионизирующего излучения. Экранами служат стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, стенки сейфов для их хранения, стенки боксов (рис. 8.2) и др.

При расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности его ослабления. Характеристика защитных материалов и опыт работы с источниками излучений позволяют наметить преимущественные области использования того или иного защитного материала. Металл чаще всего применяют для сооружения передвижных устройств, а строительные материалы (бетон, кирпич и др.) — для сооружения стационарных защитных устройств.

Прозрачные материалы чаще всего применяют для смотровых систем и поэтому они должны обладать не только хорошими защитными, но и высокими оптическими свойствами. Хорошо удовлетворяют таким требованиям следующие материалы: свинцовое стекло, известковое стекло, стекло с жидким наполнителем (бромистый цинк, хлористый цинк).

Находит применение в качестве защитного материала от гамма-лучей свинцовая резина.

Расчет защитных экранов базируется на законах взаимодействия различных видов излучений с веществом. Защита от альфа-излучений не является сложной задачей, так как альфа-частицы нормальных энергий поглощаются слоем живой ткани 60 мкм, в то время как толщина эпидермиса (омертвевшей кожи) равна 70 мкм. Слой воздуха в несколько сантиметров или лист бумаги являются достаточной защитой от альфа-частиц.

При прохождении бета-излучения через вещество возникает вторичное излучение, поэтому в качестве защитных необходимо применять легкие материалы (алюминий, плексиглас, полистирол), так как энергия тормозного излучения увеличивается с ростом атомного номера материала.

Для защиты от бета-частиц (электронов) высоких энергий используют экраны из свинца, но внутренняя облицовка экранов должна быть изготовлена из материала с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов, а следовательно, и энергию излучения, возникающего в свинце.

Толщина защитного экрана из алюминия (г/см 2) определяется из выражения

где E max - максимальная энергия бета-спектра данного радиоактивного изотопа, МэВ.

При расчете защитных устройств в первую очередь необходимо учитывать спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания в сфере воздействия излучения.

В настоящее время на основании имеющихся расчетных и экспериментальных данных известны таблицы кратности ослабления, а также различного рода номограммы, позволяющие определить толщину защиты от гамма-излучений различных энергий. В качестве примера на рис. 8.3 приведена номограмма для расчета толщины свинцовой защиты от точечного источника для широкого пучка гамма-излучений Со 60 , которая обеспечивает снижение дозы излучения до предельно допустимой. На оси абсцисс отложена толщина защиты d, на оси ординат — коэффициент К 1 , равный

(8.1)

где М - гамма-эквивалент препарата, мг-экв Ra; t - время работы в сфере воздействия излучения, ч; R - расстояние от источника, см.

Рис. 8.3. Номограмма для расчета Рис. 8.4. Номограмма для расчета

толщины свинцовой защиты от толщины защиты от гамма-излучения

точечного источника для широкого по кратности ослабления

пучка гамма-излучения Со 60

Подставляя значения М, R и t в выражение (8.1), определяем

По номограмме (см. рис. 8.3) получаем, что для К 1 = 2,5 . 10 -1 толщина защиты из свинца d= 7 см.

Другой тип номограммы приведен на рис.

8.4. Здесь на оси ординат отложена кратность ослабления К , равная

где D 0 - доза, создаваемая источником излучения в данной точке в отсутствие защиты; Д - доза, которая должна быть создана в данной точке после устройства защиты.

Предположим, необходимо рассчитать толщину стен помещения, в котором расположена гамма-терапевтическая установка, заряженная препаратом Cs 137 в 400 г-экв Ra (M = 400 000 мг-экв Ra). Ближайшее расстояние до соседнего помещения, в котором находится обслуживающий персонал, Л = 600см. Согласно санитарным нормам, в соседних помещениях, в которых находятся люди, не связанные с работой с радиоактивными веществами, доза излучения не должна превышать 0,03 бэр/неделю или для гамма-излучения примерно 0,005 рад за рабочий день, т. е. Д = 0,005 рад за t = 6 ч. Чтобы оценить кратность ослабления, воспользуемся формулой (8.2)

По рис. 8.4 определяем, что для К = 1,1 . 10 4 толщина защиты из бетона равна примерно 70 см.

При выборе защитного материала надо руководствоваться его конструкционными свойствами, а также требованиями к габариту и массе защиты. Для защитных кожухов различного типа (гамма-терапевтических, гамма-дефектоскопических), когда существенную роль играет масса, наиболее выгодными защитными материалами являются материалы, которые лучше всего ослабляют гамма-излучение. Чем больше плотность и порядковый номер вещества, тем больше степень ослабления гамма-излучений.

Поэтому для указанных выше целей чаще всего используют свинец, а иногда даже уран. В этом случае толщина защиты меньше, чем при использовании другого материала, а следовательно, меньше масса защитного кожуха.

При создании стационарной защиты (т. е. защиты помещений, в которых ведутся работы с гамма-источниками), обеспечивающей пребывание людей в соседних комнатах, наиболее экономично и удобно использовать бетон. Если мы имеем дело с мягким излучением, при котором существенную роль играет фотоэффект, в бетон добавляют вещества с большим порядковым номером, в частности барит, что позволяет уменьшить толщину защиты.

В качестве защитного материала для хранилища часто используют воду, т. е. препараты опускают в бассейн с водой, толщина слоя которой обеспечивает необходимое снижение дозы излучения до безопасных уровней. При наличии водяной защиты более удобно проводить зарядку и перезарядку установки, а также выполнять ремонтные работы.

В некоторых случаях условия работы с источниками гамма-излучения могут быть такими, что невозможно создать стационарную защиту (при перезарядке установок, извлечении радиоактивного препарата из контейнера, градуировке прибора и т. д.). Здесь имеется в виду, что активность источников невелика. Чтобы обезопасить обслуживающий персонал от облучения, надо пользоваться, как говорят «защитой временем» или «защитой расстоянием». Это значит, что все манипуляции с открытыми источниками гамма-излучения следует производить при помощи длинных захватов или держателей. Кроме того, ту или иную операцию надо производить только за тот промежуток времени, в течение которого доза, полученная работающим, не превысит установленной санитарными правилами нормы. Такие работы нужно вести контролем дозиметриста. При этом в помещении не должны находиться посторонние лица, а зону, в которой доза превышает предельно допустимую за время работы, необходимо оградить.

Необходимо периодически производить контроль защиты при помощи дозиметрических приборов, так как с течением времени она может частично потерять свои защитные свойства вследствие появления тех или иных незаметных нарушений ее целостности, например трещин в бетонных и баритобетонных ограждениях, вмятин и разрывов свинцовых листов и т.д.

Расчет защиты от нейтронов производят по соответствующим формулам или номограммам. Для защиты от нейтронного излучения применяют материалы, содержащие водород (воду, парафин), а также бериллий, графит и др. Для защиты от нейтронов с малой энергией в бетон вводят соединения бора: буру, колеманит и др. Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-лучей применяют смеси тяжелых материалов с водой или водородсодержащими материалами, а также слоевые экраны из тяжелых и легких материалов (свинец – полиэтилен, железо – вода и т.п.).

Практически не бывает чистых потоков нейтронов. Во всех источниках, помимо нейтронов, существуют мощные потоки гамма-излучения, которые образуются в процессе деления, а также при распаде продуктов деления. Поэтому при проектировании защиты от нейтронов всегда надо одновременно предусматривать защиту от гамма-излучений.

Расчет защиты от альфа и бета-излучения

Метод защиты временем.

Метод защиты расстоянием;

Метод защиты барьером (материалом);

Доза внешнего облучения от источников гамма-излучения пропорциональна времени облучения. Вместе с тем, для тех источников, которые по своим размерам можно считать точечными, доза обратно пропорциональна квадрату расстояния от него. Следовательно, уменьшение дозы облучения персонала от этих источников может быть достигнуто не только использованием метода защиты барьером (материалом), но и ограничением времени работы (защита временем) или увеличением расстояния от источника излучения до работающего (защита расстоянием). Эти три метода используются при организации радиационной защиты на АЭС.

Защита от альфа-излучения на АЭС (к примеру, при приемке «свежего» топлива) из-за малых длин пробегов в веществе не представляет сложностей. Главную опасность альфа-активные нуклиды представляют только при внутреннем облучении организма.

Максимальную длину пробега бета-частиц можно определить по следующим приближенным формулам, см:

для воздуха- R β =450 E β , где E β -граничная энергия бета-частиц, МэВ;

для легких материалов (алюминий) - R β = 0,1E β (при Е β < 0,5 МэВ)

R β =0,2E β (при Е β > 0,5 МэВ)

Метод защиты барьером (геометрия узкого и широкого пучка) . В дозиметрии существуют понятия "широкие" и "узкие" (коллимированные) пучки фотонного излучения. Коллиматор подобно диафрагме ограничивает попадание рассеянного излучения в детектор (рис. 6.1). Узкий пучок используют, к примеру, в некоторых установках для градуировки дозиметрических приборов.

Рис. 6.1. Схема узкого пучка фотонов

1 - контейнер; 2 - источник излучения; 3 - диафрагма; 4 - узкий пучок фотонов

Рис. 6.2. Ослабление узкого пучка фотонов

I = I 0 e - m x (6.1)

Различие между результатами измерений узкого и широкого пучков характеризуется фактором накопления В:

В = Iшир/Iузк, (6.2)

Закон ослабления для широкого пучка фотонного излучения выражается формулой:

I шир = I 0 B e - m x = I 0 e - m шир х; (6.3),

где m, m шир - линейный коэффициент ослабления для узкого и широкого пучков фотонов соответственно. Значения m и В для различных энергий и материалов приведены в справочниках по радиационной безопасности. В случае если в справочниках указан m для широкого пучка фотонов, то фактор накопления учитывать не следует.

Р ср = ПД А /1700 час = 20мЗв / 1700час = 12 мкЗв/час.;

где Р ср – допустимый уровень среднегодовой мощности эффективной (эквивалентной) дозы;

ПД А - предел эффективной (эквивалентной) дозы для персонала группы А.

1700 час – фонд рабочего времени персонала группы А за год.

K = Р изм / Р ср;

где Р изм - измеренная мощность эффективной (эквивалентной) дозы без защиты.

При определении по универсальным таблицам крайне важной толщины защитного слоя данного материала х (см), следует знать энергию фотонов e (Мэв) и кратность ослабления излучения К.

При известном количестве слоев половинного ослабления n толщина защиты х = Δ 1/2 n.

К примеру слой половинного ослабления Δ 1/2 для свинца равен 1,3 см, для свинцового стекла - 2,1 см.

Метод защиты расстоянием. Мощность дозы фотонного излучения от точечного источника в пустоте изменяется обратно пропорционально квадрату расстояния. По этой причине если мощность дозы Pi определена на каком-то известном расстоянии Ri, то мощность дозы Рх на любом другом расстоянии Rx рассчитывается по формуле:

Р х = Р 1 R 1 2 / R 2 x (6.4)

Глава 7 МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Подобрать сечение балки траверсы и каната для подъёма шпинделя прокатного стана.

Исходные данные:

Вес шпинделя Q=160 кН;

длина траверсы l=6м;

балка траверсы работает на изгиб.

Составить схему строповки.

Подобрать сечение балки траверсы, тип и сечение каната.

Решение:

Схема строповки траверсой в двух точках.

Рис. 21 – Схема строповки. 1 – центр тяжести груза;

2 – траверса; 3 – ролик; 4 – строп

Определение усилия натяжения в одной ветви стропа

S = Q / (m · cos) = k ·Q / m = 1,42 · 160 / 2 = 113,6 кН.

где S – расчетное усилие, приложенное к стропу без учета перегрузки, кН;

Q – вес поднимаемого груза, кН;

– угол между направлением действия расчетного усилия стропа;

k – коэф., зависящий от угла наклона ветви стропа к вертикали (при =45 о k=1,42);

m – общее число ветвей стропы.

Определяем разрывное усилие в ветви стропа:

R = S · k з = 113,6 · 6 = 681,6кН.

где k з – коэффициент запаса прочности для стропа.

Выбираем канат типа ТК 6х37 диаметром 38мм. С расчетным пределом прочности проволоки 1700 МПа, имеющий разрывное усилие 704000 Н, т. е. Ближайшее большее к требуемому по расчету разрывному усилию 681600 Н.

Подбор сечения балки траверсы

Рис.22 – Расчетная схема траверсы

P = Q k п k д = 160 · 1.1 · 1.2 = 211.2

где k п – коэффициент перегрузки, k д – коэффициент динамичности нагрузки.

Максимальный изгибающий момент в траверсе:

M max = P · a / 2 = 211,2 · 300 / 2 = 31680 кН · см,

где а – плечо траверсы (300см).

Требуемый момент сопротивления поперечного сечения балки траверсы:

W тр > = M max / (n · R из · ) = 31680 / (0,85 · 21 · 0,9) = 1971,99 см 3

где n = 0,85 – коэффициент условий работы;

 – коэффициент устойчивости при изгибе;

R из – расчетное сопротивление при изгибе в траверсе, Па.

Выбираем конструкцию балки траверсы сквозного сечения, состоящую из двух двутавров, соединеных стальными пластинами №45 и определяем момент сопротивления траверсы в целом:

W д х = 1231 см 3

W х = 2 ·W д х = 2 · 1231 = 2462 см 3 > W тр = 1971,99 см 3 ,

что удовлетворяет условию прочности расчетного сечения траверсы.

9. Конструктивные и прочностные расчеты

9.1. Расчет защитного кожуха токарного многошпиндельного вертикального полуавтомата Пример 37

Исходные данные:

Защитный кожух токарного многошпиндельного вертикального полуавтомата представляет собой прямоугольную стальную конструкцию длиной l = 750 мм, шириной b = 500 мм и толщиной S. Он зажат в держателях по концам так, что систему можно рассматривать как балку, лежащую на двух опорах.

Стружка имеет вес G = 0,2 г и летит по направлению к кожуху со скоростью V = 10 м/с и ударяет в кожух перпендикулярно в его середину.

Расстояние от места отделения стружки в зоне резания до кожуха:

Определять толщину, листа, из которого можно изготовить защитный кожух.

РЕШЕНИЕ:

В результате удара стружки кожух получает прогиб. Наибольший прогиб вызовет стружка, попавшая в его середину. Давление, которое соответствует этому прогибу, равно:

где E – модуль упругости материала кожухе. Для стального листа:

E = 2·10 6 кг/см 2 ;

I – момент инерции балки – кожуха. Для прямоугольного сечения:

f– прогиб кожуха в место удара:

l – длина кожуха.

Энергия, накопленная при этом в кожухе, равна:

В момент максимального прогиба кожуха действие силы обратится целиком в потенциальную энергию деформации кожуха, т. е.