Организация пожарной охраны предприят. Приборостроения

На крупных и опасных предприятиях организуется военизированная пожарная часть в составе взвода или роты, которая размещается на территории предприятия, и несут круглосуточное дежурство.

На предприятиях меньшей опасности существует ведомственное пожарно-сторожевое отделение.

На всех прочих предприятиях создаются добровольные пожарные дружины в составе боевых расчетов.

Основная задача ДПД – своевременное обнаружение пожара, борьба с ним до подхода основной части МЧС, оповещение МЧС.

Ответственность за пожарную безопасность несут директор предприятия и главный инженер.

На каждом предприятии создается ПТК (пожарно-техническая комиссия) в составе председателя – главного инженера, членов комиссии: командир ДПД, главный механик, главный технолог, инженер по охране труда. Основная задача – пожарная профилактика.

Задача комиссии:

+ выявление нарушений пожарной безопасности, которые могут привести к возникновению пожара

+ разработка мероприятий по их устранению

+ содействие органам пожарного надзора

+ создание строгого противопожарного режима

+ обучение (инструктаж)

 

Права комиссии: могут привлечь к уголовной ответственности любого рабочего, который нарушил правила ПБ.

Высший пожарный надзор осуществляется главным пожарным управлением при МЧС.

2. ЕДИНИЦЫ ИЗМЕРЕНИЯ И ДОЗЫ ИОНИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

 

Поглощенная доза ионизирующего излучения D – отношение средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме

Единица поглощения дозы в СИ – грей (Гр), внесистемная единица – рад.

От поглощенной дозы фотонов в воздухе к поглощенной дозе в биологической ткани можно перейти, используя соотношение

, (2.1)

где множитель r равен отношению массовых коэффициентов поглощения энергии в биологической ткани и воздухе ( )

Коэффициент качества k определяет зависимость неблагоприятных последствий облучения человека в малых дозах от линейной потери энергии и представляет собой регламентированные значения, установленные для контроля степени радиационной опасности при хроническом облучении.

Коэффициент качества k для – фотом, – излучения равен 1; протонов, нейтронов –10; – частиц – 20.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения H – произведение поглощенной дозы D излучения в биологической ткани на коэффициент качества k этого излучения в данной биологической ткани

(2.2)

Единица эквивалентной дозы в СИ – зиверт (Зв), во внесистемных единицах – бэр.

Поскольку для фотона , из формул (2.1), (2.2) следует, что для этого вида излучения

(2.2а)

Эквивалентная доза H, Зв, связана с экспериментальной дозой X,P соотношением

(2.2б)

Экспозиционная доза фотонного излучения (экспозиционная доза) – отношение экспериментального заряда всех ионов одного знака, созданных в элементарном объеме воздуха, к массе воздуха в указанном объеме . Единица экспозиционной дозы в СИ – клон на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р).

Ввиду нецелочисленного соотношения между Кл/кг и Р, также постепенного отказа о практического использования экспозиционной дозы и перехода к поглощенной дозе, признано целесообразным для экспозиционной дозы и мощности экспозиционной дозы сохранить только внесистемную единицу и не пользоваться СИ.

С 1 января 1990г. Введена в действие Международная система единиц СИ как обязательная для применения.

Вместе с тем, в ядерной физике, дозиметрии, радиационной физике и технике до последнего времени использовались, и некоторое время будут встречаться внесистемные единицы физических величин. Соотношение между внесистемными единицами и единицами СИ приведены в прил.1.

Учет радио чувствительности различных органов человеческого тела производят с помощью коэффициентов радиационного риска (прил. 2.)

Умножив эквивалентные дозы на коэффициенты радиационного риска и просуммировав их по всем органам, получим эффективную эквивалентную дозу, измеряемую в Зв,

; . (2.3)

В качестве основных дозовых пределов в зависимости от группы критических органов для категории А (персонал) предельно допустимая норма (ПДД), а для категории Б (ограниченная часть населения) – предел дозы за год (ПД). (прил.3)

 

Длительное пребывание в зараженной зоне характеризуется дозой, которая рассчитывается с учетом действия различных радионуклидов на отдельные органы и ткани человеческого тела.

Вредное воздействие ионизирующего излучения на человека зависит не только от полученной дозы, но и от времени, за которое она получена. Это – мощность дозы.

Мощность экспозиционной, поглощенной, эквивалентной дозы для внешнего облучения

; ; .

Следовательно, экспозиционная доза будет определяться интегралом (для остальных видов доз вычисление производятся аналогично)

. (2.4)

Возможные случаи изменения мощности дозы:

1. Мощность экспозиционной дозы источника постоянна

(2.5)

2. Мощность экспозиционной дозы источника изменяется по экспоненциальному закону

(2.6)

Из формулы (2.6) можно получить два частных случая:

а) при ; (2.6.а)

б) при . (2.6.а)

Точечным источником можно считать источник, максимальный размер которого меьше расстояния от него до облучаемого объекта не менее чем в 10 раз. Мощность экспозиционной дозы точечного источника, Р/ч, можно рассчитать по формуле

(2.7) где А – активность гамма-источника, мКи; R – расстояние от точечного источника до облучаемого объекта, см; Г – полная гамма-постоянная радионуклида, Полной гамма-постоянной радионуклида Г принято называть мощность экспозиционной дозы (Р/ч), создаваемую не фильтрованным -излучением точечного изотропного источника активность 1 мКи на расстоянии 1 см. Гамма-постоянную для -нуклидов находят в справочниках (см. прил.5).

Мощность экспозиционной дозы рассчитывают по формуле:

, (2.8) где – расстояние от источника до объекта, см; – гамма-экивалент источника, мг-эка Ra.

Гамма-экивалент источника – условная масса точечного источника радиации-226, создающее на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как данный источник. 1 мг-экв Ra – это единица гамма-экивалента препарата, – излучение которого при данной фильтрации и тождественных условиях создает такую же мощность экспозиционной дозы, как и -излучение 1 мг государственного эталона радия в равновесии с основными дочерними продуктами распада при платиновом фильтре 0.5 мм. Принято считать, что при этих условиях 1 мг “равновесного” радия создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы

Р/ч (2.9)

Гамма-постоянная 1 мг-эка Ra равна . Связь между гамма-эквмвалентом М любого радиоактивного препарата и полной гамма-постоянной радионуклида

. (2.10)

Использование внесистемной единицы мг-экв Ra целесообразно также при обращении со смесями радионуклидов, – например, смесями продуктов деления при переработке ядерного топлива .

Для точечного источника формула расчета мощности поглощенной дозы имеет вид

, (2.11) где A-ы Бк, а расстоянии R то источника без защиты измеряется в м.

Поглощенная D, экспозиционная Х и эквивалентная доза Н рассчитываются интегрированием D, X и Н соответственно.

Связь между гамма-постоянной в единицах СИ и во внесистемных единицах (прил.5).

(2.12)

Связь мощности поглощенной с мощностью эквивалентной дозы в воздухе в единицах СИ

. (2.13) При поверхностном загрязнении почвы и косинусоидальном законе излучения источника мощность экспозиционной дозы X, P/ч, может быть рассчитана по формуле

(2.14) где – поверхностная активность (загрязненность), мКи/см² , а мощность эквивалентной дозы H, Зв/с, – по формуле

(2.15) где – поверхностная активность, Вк/м²; переводной коэффициент определен в прил.5.

Расчет мощности эквивалентной дозы Н, Зв/с, на открытой местности в предположении, что радиоактивное облако имеет форму полубесконечного пространства, производится по формуле

(2.16) где – объемная активность источника, Бк/м²; переводной коэффициент определен в прил.5.

Формула для определения полной ожидаемой эквивалентной дозы от загрязнений почвы может быть получена аналогично (2.6).

Ожидаемая доза , Зв , за время облучения равна

(2.17) где – постоянная биологического выведения из верхнего слоя почвы, которая в данном случае принята равной (т.е. 4% в год).

Для расчета дозы излучения при поступлении радиоактивных веществ в отдельный орган или организм в целом необходимо знать содержание радионуклидов в ткани или в органе и энергию излучения, испускаемого при радиоактивном распаде. Мощность поглощенной дозы создаваемой в органе или ткани, равна

, (2.18) где Е – эффективная энергия излучения или частиц, МэВ(прил.5); –удельная активность радионуклида в ткани в данный момент времени, кБк/г.

Вследствие радиоактивного и минерального обмена происходит уменьшение концентрации радионуклида в организме при однократном и накопление – при хроническом поступлении. В этом случае для расчета поглощенной дозы, создаваемой в организме или критическом органе следует учитывать дополнительный параметр – эффективный период полувыделения радионуклида из организма

, (2.19) где период биологического полувыведения радионуклидов из организме в процессе минерального обмена.

Для экспоненциальной модели выведения радионуклида из организма поглощения доза излучения , Гр, создаваемая в органе или ткни за время t, сут, после однократного поступления равна

, (2.20)

где – начальная удельная активность радионуклида в ткани, Бк/г , после однократного поступления.

При хроническом поступлении

, (2.21) где – активность ежесуточного поступления радионуклида в расчете на 1г органа или ткани, Бк/г ; t – время, сут, от начала поступления, за которое определяется поглощенная доза.

Если при однократном поступлении начальная удельная активность , мкКи/г, то поглощенную дозу D, рад, можно рассчитать по формуле

(2.22) Очевидно, что поглощенная доза D в критическом органе до полного выведения радионуклида, т.е. при , будет равна

, Гр; , рад, (2.23) а при .

, Гр; , рад. (2.24)

Приведенные формулы применимы для случаев равномерного распределения радионуклида по критическому органу. При неравномерном распределении радионуклида расчет дозы усложняется.

Приведенные дозовые коэффициенты фотонного излучения применяются для решения и других задач.

Важное значение имеют методические указания по внедрению и применению ГОСТ 8.417-81 “ГСИ. Единицы физических величин” в области ионизирующих излучений”, которыми предусматривается изъятие с 1.01.1990г. экспозиционной дозы и ее мощности, введение величин керма-постоянная и керма-эквивалент источников излучения и дается ряд других обязательных рекомендаций.

Для определения воздействия на среду косвенно ионизирующего излучения вводится понятие кермы.

Керма (К) – отношение суммы начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшаяся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе веществав этом объеме

. (2.25) Единица измерения кермы совпадает с единицей измерения поглощенной дозы, т.е. в СИ – Гр; внесистемная единица – рад.

Грей равна керме, при которой суммарная кинетическая энергия заряженных частиц, освобожденных в 1 кг вещества в поле косвенно ионизирующего излучения, равна 1 Дж.

Керма-постоянной Гб, , называется отношение мощности воздушной кермы , создаваемой фотонами с энергией больше заданного порогового значения от точечного изотропного излучающего источника, находящегося в вакууме, на расстоянии от источника, умноженной на квадрат этого расстояния, к активности источника

. (2.26)

Керма-эквивалентом источника Ке, , называется мощности воздушной кермы фотонного излучения с энергией фотонов больше заданного порогового значения точечного изотропного излучающего источника, находящегося в вакууме, на расстоянии от источника, умноженной на квадрат этого расстояния,

. (2.26)