Льняная пыль. Промышленная пыль. профессиональные заболевания, связанные с работой на производствах с высокой запыленностью воздуха. виды пневмокониозов и их профилактика. Скорость оседания кварцевой частицы

Вредное воздействие ионизирующих излучений на организм человека, воз­можное при рентгеновском или гамма-контроле качества сварных швов, при работе электронно-лучевых установок, а также при использовании торированных воль­фрамовых электродов, зависит от вида и интенсивности излучения, расстояния от его источника, времени воздействия и индивидуальных особенностей организма.

Энергия излучения, поглощенная единицей массы облучаемого вещества, на­зывается поглощенной дозой излучения Дпогл- Внесистемной единицей поглощен­ной дозы излучения служит рад (1 рад = 10-2 Дж/кг).

В связи с тем, что одинаковая поглощенная доза различных видов излучения вызывает в живой ткани различное биологическое действие, для оценки радиа­ционной опасности хронического облучения излучениями различных видов введе­ны понятия коэффициента качества (КК) и эквивалентной дозы Дьш. Последняя характеризует биологическое воздействие облучения с учетом как поглощенной энергии, так и характера излучения:

Дэкв ~Дпогл ■ КК ’ КР <

где КК - коэффициент качества, показывающий отношение биологической эффек­тивности данного вида излучения и рентгеновых лучей с энергией 250 кэВ нри одинаковой поглощенной дозе; КР - коэффициент распределения дозы, учиты­вающий влияние неоднородности распределения радиоактивных изотопов на их канцерогенную эффективность по отношению к радию-226.

Единицей измерения эквивалентной дозы служит биологический эквивалент рада - бэр. За 1 бэр принимается такая поглощенная доза любого вида излучения, которая при хроническом облучении вызывает такой же биологический эффект, что и 1 рад рентгеновского или гамма-излучения. Дозы, создаваемые различными видами излучения, выраженные одинаковым числом единиц бэр, при одинаковых условиях облучения будут эквивалентны по биологическому действию.

Действующими нормами установлены предельно допустимые дозы (ПДД) облучения людей. В качестве ПДД принят годовой уровень облучения персонала не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживав* мых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства.

В соответствии с возможными последствиями воздействия ионизирующих излу­чений на организм установлены следующие категории облучаемых лиц: А - пер­сонал; Б - отдельные лица из населения; В - население в целом. ПДД внешнего и внутреннего облучения установлены для четырех групп критических органов и тканей.

Предельно допустимая доза (бэр) для лиц категории А в группе I (все тело) за ряд лет должна быть не более

где N - возраст в годах.

Во всех случаях доза, накопленная в возрасте 30 лет, не должна превышать 60 бэр.

Отдельные лица из персонала, за исключением женщин в возрасте до 30 лет, могут получить однократно в течение одного квартала дозу для всего организма, не превышающую 3 бэр. Для женщин в возрасте до 30 лет однократная доза в тече­ние одного квартала не должна превышать 1,3 бэр.

Для обеспечения безопасности работ необходимо строго соблюдать «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП-72 .

Задача защиты от ионизирующих излучений, в конечном счете, сводится к уменьшению поглощенной дозы. Этого можно добиться удалением облучаемого персонала на безопасное расстояние от источника излучения или сокращением времени облучения.

При точечном источнике излучения экспозиционная доза (в рентгенах) на

рабочем месте, п….

Даксп~ ^2 = £>2 >

где a - активность источника, мКи; Ку - гамма-постоянная изотопа; М - гамма — эквивалент препарата, мг-экв Ra t - время облучения, ч; R - расстояние, см.

В тех случаях, когда «защиту расстоянием» или «защиту временем» обеспечить невозможно, прибегают к сооружению экранов или других ограждений из различ­ных материалов. Передвижные экраны для защиты от рентгеновского или гамма — излучения часто делают из свинца; при создании стационарной защиты удобно ис­пользовать бетон с добавлением в него барита или применением баритовой шту­катурки. Расчет толщины экранов и ограждений в зависимости от энергии излу­чения обычно производят по специальным таблицам или номограммам .

С целью проверки соблюдения норм радиационной безопасности и получения информации о дозе облучения персонала согласно действующим правилам должен быть организован радиационный контроль с использованием стационарных и переносных приборов, а также индивидуальных дозиметров.

Электронно-лучевые установки, работающие при напряжении от 10 до 100 кВ, относятся к группе источников рентгеновского излучения, не используемого для технологических целей.

Толщину защиты электронной пушки элекгронно-лучевых установок с фоку­сирующей и отклоняющей системами плавильной и сварочной камер рассчиты­вают в соответствии с рабочим напряжением установки и максимальной силой тока. Смотровые окна должны быть снабжены свинцовыми стеклами с толщиной, эквивалентной защите камеры, а для плавильных установок оборудованы периско­пическими устройствами.

Установки, предназначенные для сварки должны размещаться в отдельных помещениях на первом этаже. Подвальные помещения, над которыми размещены электронно-лучевые установки, использовать под служебные помещения с местами постоянного пребывания людей запрещается.

Расположение электронно-лучевых установок в отведенных для них помеще­ниях должно удовлетворять следующим основным требованиям:

а) свободная площадь, не занятая электронно-лучевыми установками, долж­на составлять не менее половины общей площади помещений;

б) расстояние от верха установок до потолка должно быть не менее 1 м;

в) пульт управления должен размещаться на расстоянии не более 1,5 м от установки; на сварочных установках допустимо иметь дублирующее управление на камере.

Дозиметрический контроль защиты должен проводиться не реже 1 раза в год, а также после монтажа или внесения изменений в конструкцию действующих уста­новок и выполняться ответственным лицом, выделенным администрацией пред­приятия .

Использование тарированных вольфрамовых электродов при сварке в среде защитных газов потенциально может быть связано с выделением в воздух произ­водственных помещений тория и продуктов его распада.

Порядок получения тарированных вольфрамовых электродов и перевозка их всеми видами транспорта регламентируется действующими санитарными пра­вилами ОСП-72 и правилами безопасной перевозки радиоактивных веществ. Большинство видов работ с тарированными вольфрамовыми электродами (из сплавов марок ВТ10, ВТ15 и др.) радиационной опасности не представляет. Условная радиационная опасность может возникать при транспортировке и хра­нении электродов общей массой более 5 кг, а также при заточке вольфрамовых электродов и при одновременной сварке более чем на пяти рабочих постах, рас­положенных в одном цехе. Однако условно опасная работа перестает быть радиа — циоино опасной при соблюдении санитарных правил и требований техники безо­пасности. На предприятиях и в учреждениях, использующих тарированные воль­фрамовые электроды, запас электродов не должен превышать годовой потребности в них. Этот запас следует хранить на центральном складе предприятия.

Электроды, необходимые для месячной работы, и квартальные запасы, если их общая масса не превышает 5 кг, разрешается хранить в подсобных складах цехов или участков, не отделяя их от остальных хранящихся материалов, за исклю­чением фоточувствительных. К хранению тарированных вольфрамовых электро­дов непосредственно на рабочих местах (до 1 кг) особых требований не предъяв­ляется. Операции по заточке тарированных вольфрамовых электродов следует производить на специально выделенном заточном станке, установленном в любом близлежащем к сварочным постам помещении, отвечающем санитарным и гигиени­ческим требованиям. Заточной станок должен быть оборудован механической вытяжкой. Пыль должна собираться и помещаться в сборник твердых радиоактив­ных отходов. Лица, производящие заточку электродов, дсяжны дополнительно обеспечиваться рукавицами. Сварку тарированными вольфрамовыми электродами (одновременно более чем на пяти рабочих постах в одном и том же помещении), а также заточку электродов и уборку пьт»іи от заточного станка следует произво­дить в респираторе. Дозиметрический контроль при работе с тарированными воль­фрамовыми электродами должен выполняться промышленными лабораториями предприятий и радиологическими группами санитарно-эпидемиологических стан­ций (СЭС) в виде текущего санитарного надзора.

Защита от ионизирующих излучений включает в себя :

организационные мероприятия (выполнение требований безопасности при размещении предприятий, устройстве рабочих помещений и организации рабочих мест, при работе с закрытыми и открытыми источниками, при транспортировке, хранении и захоронении радиоактивных веществ, проведение общего и индивидуального дозиметрического контроля);

медико-профилактические мероприятия (сокращенный рабочий день, дополнительный отпуск, медицинские осмотры, лечебно-профилактическое питание и др.);

инженерно-технические методы и средства (защита расстоянием и временем, применение средств индивидуальной защиты, защитное экранирование и др.).

Средства индивидуальной защиты

Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от попадания радиоактивных загрязнений на кожу тела работающих и внутрь организма, а также от альфа- и бета-излучений.

Для защиты всего тела применяется спецодежда в виде халатов, шапочек, резиновых перчаток и др. При работах с изотопами большой активности (>10 мКи) применяются комбинезоны, спецбелье, пленочные хлорвиниловые фартуки и нарукавники, клееночные халаты, тапочки или ботинки, для защиты рук - перчатки из просвинцованной резины, а защиты ног - специальная пластиковая обувь.

Для защиты глаз применяются очки, стекло которых может быть обычным (при альфа- и мягких бета-излучениях), силикатным или органическим (при бета-излучениях высоких энергий), свинцовое или с фосфатом вольфрама (при гамма-излучениях), с боросиликатом кадмия или фтористыми соединениями (при нейтронном облучении) и др.

Для защиты органов дыхания применяются респираторы или шланговые приборы (противогазы), пневмокостюмы и пнев-мошлемы.

Для предотвращения или частичного ослабления воздействия радионуклидов, попавших в организм , а также для предупреждения отложения их в организме и ускорения выведения рекомендуются такие меры как промывание желудка и кишечника, использование адсорбентов, веществ для замещения радионуклидов или комплексообразования с последующим ускоренным их выведением из организма (сернокислый барий, глюканат кальция, хлористый кальций, хлористый аммоний, пентацин, йодная настойка или йодистый калий и др.).

Защитное экранирование

При проектировании и расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности ослабления.

Расчет защитных экранов основывается на особенностях и закономерностях взаимодействия различных видов излучения с веществом.

Для защиты от альфа-частиц необходимо, чтобы толщина экрана превышала длину пробега альфа-частиц в данном материале экрана. Для защиты от внешнего облучения альфа-частицами обычно применяют тонкую металлическую фольгу (20-100 мкм), силикатное стекло, плексиглас или несколько сантиметров воздушного зазора.

Для защиты от бета-излучений применяют экраны из материалов с малым атомным весом (алюминий, оргстекло, полистирол и др.), т.к. при прохождении бета-излучений через вещество, возникает вторичное излучение, энергия которого увеличивается с ростом атомного номера вещества.

При высоких энергиях бета-частиц(>3 МэВ), применяют двухслойные экраны, наружный слой которых выполняется из алюминия. Внутренняя облицовка экрана изготавливается из материалов с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов.

Толщина слоя различных материалов для поглощения бета-излучения определяется также максимальным пробегом бета-частиц.

При проектировании защитного экранирования от нейтронов выбирают вещества с малым атомным номером (вода, полиэтилен, парафин, органические пластмассы и др.), т.к. при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона.

При защите от нейтронного излучения необходимо учитывать , что процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены. Средняя потеря энергии при упругом рассеянии максимальна на легких ядрах (например, водороде) и минимальна на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии возрастает на тяжелых ядрах и с увели­чением энергии нейтрона. Тепловые нейтроны диффундируют через защиту до тех пор, пока не будут захвачены или не выйдут за ее пределы, поэтому важно обеспечить быстрое поглощение тепловых нейтронов выбором наиболее эффективных поглотителей. После захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает гамма-излучение, которое необходимо ослабить. Таким образом,защита от нейтронов должна иметь в своем составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой атомной массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабления от захватного гамма-излучения, элементы с высоким эффективным сечением поглощения тепловых нейтронов.

Для защиты от гамма-лучей применяются экраны из металлов высокой плотности (свинец, висмут, вольфрам), средней плотности (нержавеющая сталь, чугун, медные сплавы) и некоторые строительные материалы (бетон, баритобетон и др.).

В практике расчета защиты от гамма-излучения широко применяются универсальные таблицы ,позволяющие определить толщину защиты по заданному уменьшению мощности дозы, а при известной толщине защиты легконайти кратность ослабления излучения и определить допустимое время работы за защитой или допустимое значение активности источника.По этим таблицам определяют также дополнительную защиту к уже существующей, требуемый набор толщины слоев различных материалов, линейные или массовые эквиваленты отдельных защитных материалов, слои полуослабления в различных интервалах толщины материала и т.п. Однако указанные таблицы пригодны только для моноэнергетических источников гамма-излучения. В тех случаях, когда источник имеет сложный спектр излучения, расчет толщины защиты, обеспечивающий необходимую кратность ослабления, ведут методом "конкурирующих" линий.

При защите от рентгеновского излучения толщина защитного экрана определяется необходимой степенью ослабления мощности дозы излучения.

Для экранирования от рентгеновского излучения используются такие материалы как свинец, бетон, свинцовое стекло и др.

В отдельных случаях, когда по характеру выполняемых работ использование стационарной защиты затруднено, допускается обеспечение защиты путем использования переносных защитных ширм, экранов, а также средств индивидуальной защиты (защитные фартуки, рукавицы, щитки и пр.)

Защита высоковольтных электронных приборов или всей установки , генерирующих мягкое рентгеновское излучение, достигается помещением этих приборов в металлические кожухи, шкафы или блоки.

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

1. КЛАССИФИКАЦИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

2. ВЛИЯНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА

3. НОРМИРОВАНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

4. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. КЛАССИФИКАЦИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Источниками ионизирующих излучений в промышленности являются установки рентгеноструктурного анализа, высоковольтные электровакуумные системы, радиационные дефектоскопы, толщиномеры, плотномеры и др.

К ионизирующим относятся корпускулярные излучения, которые состоят из частичек с массой покоя, которая отличается от ноля (альфа-, бета-частички, нейтроны) и электромагнитные излучения (рентгеновское и гамма-излучение), которые при взаимодействии с веществами могут образовывать в них ионы.

Альфа-излучение -- это поток ядер гелия, который излучается веществом при радиоактивном распаде ядер с энергией, которая не превышает нескольких мегаэлектровольт (МеВ). Эти частички имеют высокую ионизирующую и низкую проникающую способность.

Бета-частички -- это поток электронов и протонов. Проникающая способность (2,5 см в живых тканях и в воздухе -- до 18 м) бета-частичек выше, а ионизирующая -- ниже, чем у альфа-частичек.

Нейтроны вызывают ионизацию веществ и вторичное излучение, которое состоит из заряженных частичек и гамма-квантов. Проникающая способность зависит от энергии и от состава веществ, которые взаимодействуют.

Гамма-излучение -- это электромагнитное (фотонное) излучение с большой проникающей и малой ионизирующей способностью с энергией 0,001 3 МеВ.

Рентгеновское излучение -- излучение, возникающее в среде, которая окружает источник бета-излучения, в ускорителях электронов и является совокупностью тормозного и характерного излучений, энергия фотонов которых не превышает 1 МеВ. Характерным называют фотонное излучение с дискретным спектром, который возникает при изменении энергетического состояния атома.

Тормозное излучение -- это фотонное излучение с непрерывным спектром, которое возникает при изменении кинетической энергии заряженных частичек.

Активность А радиоактивного вещества -- это количество спонтанных ядерных превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени dt, разделенное на этот промежуток:

Единицей измерения активности является беккерель (Бк). 1 Бк -- одно ядерное превращение за секунду. Кюри (Ки) -- специальная единица активности: 1 Ки= 3,7-1010 Бк.

Степень ионизации оценивается экспозиционной дозой рентгеновского или гамма-излучения.

Экспозиционной дозой называется полный заряд dQ ионов одного знака, которые возникают в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха, разделенный на массу воздуха dm в этом объеме:

Единицей измерения экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл/кг). Поза системная единица -- рентген (Р); 1 Р = 2,58-10"4 Кл/кг.

Мощность экспозиционной дозы РЭКСП -- это прирост экспозиционной дозы dX за малый промежуток времени dt, разделенный на этот промежуток:

Единица измерения -- Кл/кг с.

Поглощенная доза D -- это средняя энергия dЕ, которая передается излучением веществу в некотором элементарном объеме, разделенная на массу вещества в этом объеме:

Единица поглощенной дозы грей (Гр), равна 1 Дж/кг. Внесистемная единица -- рад; 1 рад = 0,01 Гр.

В связи с тем, что одинаковая поглощенная доза различных видов излучения вызывает в организме различный биологический эффект, введено понятие эквивалентной дозы Н, которая позволяет определять радиационную опасность влияния излучения произвольного состава и определяется по формуле

где Кк -- безразмерный коэффициент качества.

Единицей измерения эквивалентной дозы является зиверт (Зв); 1 Зв = 100 бер (биологический эквивалент рада) -- специальная единица эквивалентной дозы.

Согласно нормам радиационной безопасности НРБ 76/87 введен показатель, который характеризует ионизирующее излучение -- керма.

Керма К -- это отношение суммы начальных кинетических энергий dEK всех заряженных ионизирующих частичек в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме:

Керму измеряют теми же единицами, что и поглощенную дозу (Грей, рад).

Экспозиционная доза является мерой энергии, которая передается фотонами единицы массы воздуха в процессе взаимодействия, то есть одновременно связанное с кермой фотонного излучения в воздухе К:

где со -- средний расход энергии на образование одной пары ионов; е -- заряд электрона.

2 . ВЛИЯНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА

Степень биологического влияния ионизирующего излучения зависит от поглощения живой тканью энергии и ионизации молекул, которая возникает при этом.

Во время ионизации в организме возникает возбуждение молекул клеток. Это предопределяет разрыв молекулярных связей и образование новых химических связей, несвойственных здоровой ткани. Под влиянием

ионизирующего излучения в организме нарушаются функции кровотворних органов, растет хрупкость и проницаемость сосудов, нарушается деятельность желудочно-кишечного тракта, снижается сопротивляемость организма, он истощается. Нормальные клетки перерождаются в злокачественные, возникают лейкоз, лучевая болезнь.

Одноразовое облучение дозой 25--50 бер предопределяет необратимые изменения крови. При 80--120 бер появляются начальные признаки лучевой болезни. Острая лучевая болезнь возникает при дозе облучения 270--300 бер.

Облучение может быть внутренним, при проникновении радио-активного изотопа внутрь организма, и внешним; общим (облучение всего организма) и местным; хроническим (при действии в течение длительного времени) и острым (одноразовое, кратковременное влияние).

3 НОРМИРОВАНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Допустимые уровни ионизирующего излучения регламентируются „Нормами радиационной безопасности" НРБ 76/87 и „Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующего излучения" ОСП 72/87.

Согласно этим нормативным документам облучаемые лица разделяются на следующие категории:

А -- персонал -- лица, которые постоянно или временно работают с источниками ионизирующего излучения;

Б -- ограниченная часть населения -- лица, которые не работают непосредственно с источниками излучений, но по условиям проживания или расположения рабочих мест могут подлежать облучению;

В -- население области, страны.

По степени снижения чувствительности к ионизирующему излучению установлено 3 группы критических органов, облучение которых влечет за собой наибольший убыток здоровью: I -- все тело, гонады и красный костный мозг; II -- щитовидная железа, мышцы, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаз;

III -- кожа, кости, предплечье, икры, стопы.

Дозы облучения приведены в табл. 2.13.

В зависимости от группы критических органов для категории А установлена предельно допустимая доза (ПДД) за год, для категорий Б -- граница дозы (ГД) за год.

Таблица 1

Дозы внешнего и внутреннего облучений

ПДД -- наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном влиянии в течение 50 лет не вызывает в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, которые выявляются современными методами.

Эквивалентная доза Н (бер), накопленная в критическом органе за время Т (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения, полученного по формуле:

В среднем нормальное облучение человека от естественного радиоактивного фона, который состоит из космического излучения; излучения естественно распределенных радиоактивных веществ на поверхности Земли, в приземной атмосфере, в продуктах питания, воде и тому подобное, составляет в течение года приблизительно 0,1 рад.

При работе с рентгеновскими установками (для структурного анализа, дефектоскопии) нормируется мощность экспозиционной дозы Рэксп на рабочих местах. Например, при работе электронных

ламп -- 14,3*10-10 Кл/кг с (20 MP/час), около видеоконтрольного устройства телевизионной системы на стороне, обращенной к опе-ратору -- 0,36*10-10 Кл/кг с (0,5 MP/час). Для установок, в которых рентгеновское излучение является второстепенным фактором (электронно-лучевые установки для плавления, сварки и других видов электронной обработки металлов), нормируемое значение Рэксп составляет для рабочей недели длительностью

41 час о,206*10-10 Кл/кг с (0,288 МР/час), 36 часов -- 0,18*10-10 Кл/кг час (0,252 МР/час).

4 ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Защита от ионизирующих излучений может осуществляться путем использования следующих принципов:

использование источников с минимальным излучением путем
перехода на менее активные источники, уменьшение количества изотопа;

сокращение времени работы с источником ионизирующего излучения;

отдаление рабочего места от источника ионизирующего излучения;

экранирование источника ионизирующего излучения.
Экраны могут быть передвижные или стационарные, предназначенные для поглощения или ослабления ионизирующего излучения. Экранами могут служить стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, стенки сейфов для их хранения.

Альфа-частицы экранируются слоем воздуха толщиной несколько сантиметров, слоем стекла толщиной несколько миллиметров. Однако, работая с альфа-активными изотопами, необходимо также защищаться и от бета- и гамма-излучения.

С целью защиты от бета-излучения используются материалы с малой атомной массой. Для этого используют комбинированные экраны, в которых со стороны источника располагается материал с малой атомной массой толщиной, которая равна длине пробега бета-частиц, а за ним -- с большей массой.

С целью защиты от рентгеновского и гамма-излучения применяются материалы с большой атомной массой и с высокой плотностью (свинец, вольфрам).

Для защиты от нейтронного излучения используют материалы, которые содержат водород (вода, парафин), а также бор, бериллий, кадмий, графит. Учитывая то, что нейтронные потоки сопровождаются гамма-излучением, следует использовать комбинированную защиту в виде слоистых экранов из тяжелых и легких материалов (свинец-полиэтилен).

Действенным защитным средством является использование дистанционного управления, манипуляторов, роботизированных комплексов.

В зависимости от характера выполняемых работ выбирают средства индивидуальной защиты: халаты и шапочки из хлопковой ткани, защитные передники, резиновые рукавицы, щитки, средства защиты органов дыхания (респиратор „Лепесток"), комбинезоны, пневмокостюмы, резиновые сапоги.

Действенной мерой обеспечения радиационной безопасности является дозиметрический контроль по уровням облучения персонала и по уровню радиации в окружающей среде.

Оценка радиационного состояния осуществляется при помощи приборов, принцип действия которых базируется на следующих методах:

ионизационный (измерение степени ионизации среды);

сцинтилляционный (измерение интенсивности световых вспышек, возникающих в веществах, которые люминесцируют при прохождении через них ионизирующих излучений);

фотографический (измерение оптической плотности почернения
фотопластинки под действием излучения);

калориметрические методы (измерение количества тепла, которое
выделяется в поглощающем веществе).

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Безопасность жизнедеятельности/ Под ред. С. В. Белова.- 3-е изд., перераб.- М.: Высш. шк., 2001.-485с.

2. Гражданская оборона/ Под ред. П. Г. Якубовского.- 5-е изд., испр.- М.: Просвещение, 1972.-224c.

3. Радиация. Дозы, эффекты, риск: Пер. с англ.- М.: Мир,-79c., ил.

Подобные документы

Природа ионизирующего излучения. Генерация ионизирующего излучения в природе обычно происходит в результате спонтанного радиоактивного распада радионуклидов. Биологическое действие ионизирующих излучений. Гигиеническое нормирование ионизирующих излучений.

реферат , добавлен 19.11.2010


Основные характеристики ионизирующих излучений. Принципы и нормы радиационной безопасности. Защита от действия ионизирующих излучений. Основные значения дозовых пределов внешнего и внутреннего облучений. Отечественные приборы дозиметрического контроля.

реферат , добавлен 13.09.2009


Воздействие ионизирующих излучений на неживое и живое вещество, необходимость метрологического контроля радиации. Экспозиционная и поглощенная дозы, единицы размерности дозиметрических величин. Физико-технические основы контроля ионизирующих излучений.

контрольная работа , добавлен 14.12.2012


Прямое и косвенное действие ионизирующего излучения. Действие больших доз ионизирующих излучений на биологические объекты. Генетические последствия радиации. Внутреннее облучение населения. Основные методы и средства защиты от ионизирующих излучений.

презентация , добавлен 25.12.2014


Источники внешнего облучения. Воздействие ионизирующих излучений. Генетические последствия радиации. Методы и средства защиты от ионизирующих излучений. Особенности внутреннего облучения населения. Формулы эквивалентной и поглощенной доз излучения.

презентация , добавлен 18.02.2015


Виды ионизирующих излучений. Механизм их действия на живую клетку. Характеристика повреждения человеческого организма в зависимости от дозы. Использование индивидуальных средств защиты. Дозиметрический контроль внешней среды и продуктов питания.

презентация , добавлен 17.12.2016


Основные виды ионизирующих излучений. Основные правовые нормативы в области радиационной безопасности. Обеспечение радиационной безопасности. Радиационное воздействие и биологические эффекты. Последствия облучения людей ионизирующим излучением.

реферат , добавлен 10.04.2016


Экологическая экспертиза техники и технологий. Опасность включения человека в электрические сети. Виды ионизирующих излучений. Действие ионизирующих излучений на людей. Пожарная опасности. Обучение охране труда. Лица, подлежащих обязательному обучению.

контрольная работа , добавлен 27.05.2008


Радиоактивность и ионизирующие излучения. Источники и пути поступления радионуклидов в организм человека. Действие ионизирующих излучений на человека. Дозы радиационного облучения. Средства защиты от радиоактивных излучений, профилактические мероприятия.

курсовая работа , добавлен 14.05.2012


Основные типы радиоактивных излучений, их негативное воздействие на человека. Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения. Способы защиты от источников ионизирующих излучений. Пути поступления радитоксичных веществ в организм.