6.6.4. Защита от ионизирующих излучений

6.6.4. Защита от ионизирующих излучений

6.6.4. Защита от ионизирующих излучений

Еслив момент времени t числонераспавшихся атомов радиоактивногоисточникаN= N(t),то за интервал времениdtраспадетсяdNатомовиактивность радионуклида* А= –N,а постоянная распада ω = –N/N.Отсюда следует:

A(t)=N(t)ω=N0ωe-ωt=Aoe-ωt (6.65)

*Здесь и далее приняты следующиеобозначения, точка над некоторойвеличиной х= x(t)обозначает отношение приращения величиныхза интервал времени drк этому интервалу xo=dx/dt.Через xoобозначаетсязначение величины хв начальный момент времени: xo= x(0).

Так как масса одного атома равнаа/п(гдеа –атомная масса, ап== 6,022∙1023–число Авогадро), тоNатомов имеют массуМ=Na/nи, следовательно, активность источникамассой М равна

А= ωМп/а

Извыражения (6.65) видно, что постояннаяраспадаω связана сполупериодомраспадаT1/2T1/2–время, за которое распадается половинаатомов источника:N(t)=No/2)соотношением ω =ln2/T1/2.

Защитаот γ-излучения.Мощность (поглощенной)дозыγ-излучения в воздухеD(аГр/с) прямо пропорциональна активностиА(Бк) точечного нуклида и обратнопропорциональна квадрату расстоянияr (м) от изотропного источника до приемника:

Рис. 6.55. Схема прохождения излучений сквозь защиту

где Г – керма-постоянная,(аГр • м2)(c• Бк).Интегрируя выражение (6.66), можно найтидозу в воздухе за некоторый интервалвремениТ

Формулы(6.66) и (6.67) справедливы для расчета полейизлучения точечных источников* внепоглощающей и нерассеивающей среде.Они позволяют выбрать такие значенияА, r, t,при которых будут соблюдаться установленныенормами предельно допустимые уровниизлучения. Если нормам удовлетворитьнельзя, то между источником и приемникомγ-излучения располагают защиту.

Точечнымисточником обычно можно считать источник,размеры которого значительно меньшерасстояния до приемника и длины свободногопробега в материале источника (можнопренебречь ослаблением излучения висточнике).

Припрохождении излучением защитной средыприемник регистрирует (рис. 6.55) какнепровзаимодействовавшие со средойизлучение 1, так и однократно2и многократно3и4рассеянноеизлучение. Излучение5…

9не достигаетприемника: излучение 5,6из-запоглощения в среде, излучение 7,8из-за направления траектории за защитнойсредой не на приемник, а излучение9 –вследствие отражения. В первом приближениирасчет защиты можно произвести, учитываятолько нерассеянное излучение.

Мощностьдозы излученияDпри установкезащитного экрана толщинойh(см. рис. 6.55) претерпевает изменение нарасстояниигпо экспоненциальномузакону:

при отсутствии защиты

при наличии защиты

где δ – линейный коэффициент ослабления.

Определяякоэффициент защиты в виде kw=D+/Dнаходятэффективность защиты

e=10lgkw≈4,34бh

Чтобыучесть рассеянное излучение, мощностьпоглощенной дозы представляют в видесуммы

где D и Bсоответственно мощность дозы нерассеянногоизлучения при наличии защиты и некотораяприбавка к этой мощности, учитывающаяналичие рассеянного излучения;безразмерная величинаВ=B(δh,ε,z)называетсяфактором накопления.

Фактор накопления зависит от всеххарактеристик источника и защитнойсреды, в том числе от толщины экрана.Его обычно определяют экспериментальнои представляют в видеВ= (1+ΔD˜/D˜),где ε иzсоответственно энергия у-квантов иатомный номер защитной среды. В табл.6.

12 приведены значения фактора накопленияи линейного коэффициента ослаблениядля некоторых материалов. С учетомрассеянного излучения коэффициент иэффективность защиты равны:

Вкачестве примера вычислим коэффициенти эффективность защиты для свинцовогоэкрана толщиной h= 13 смпри работе с точечным радионуклиднымисточником. Пользуясь табл. 6.12, определяем,что без учета рассеянного излученияе= 4,34 0,77 • 13,0 = 43,4 дБ{kw» 2,2 • 104), а с учетом рассеянногоизлученияе= 43,4-–101g3,74≈ 37,7 дБ(kw »5.9 • 103).

Дляслучая, когда линия И–П (см. рис. 6.55)нормальна к поверхности защитногоустройства (экрана).

Таблица 6.12. Фактор накопления линейныйкоэффициент ослабления некоторыхматериалов, используемых при защите отизлучений

Материале=4МэВ8, см-1Дозовый фактор накопления В при δh
I41020
Вода0,050,204,4222,690,9323
0,500,102,4412,862,9252
1,000,072,087,6826,174,0
5,000,031,573,166,2711,41
10,000,021,372,253.866,38
Алюминий0,050,861,706,201219
0,500,222,379,4738,9141
1,000,162,026,5721.258,5
5,000,081,482,966,1911,9
10,000,061,282,123,967,32
Свинец0,0582.1
0,501,701,241,692,272,73
1,000,771,372,263,745,86
5,100,481,212,085,5523,6
10,000,551,111,584,3439,2

Защитаот нейтронного излучения.Пространственноераспределение плотности потока (мощностидозы) нейтронов в большинстве случаевможно описать экспериментальнойзависимостью φ = φ0с8h.

В расчетах вместо линейного коэффициентаослабления δ часто используютмассовыйкоэффициент ослабленияδ=δ/p,где р–плотность защитной среды.

Тогдапроизведение6hможет быть представленов виде δh=δ*∙(ph)=δ*m*гдеm, –поверхностнаяплотность экрана. С учетом этого

где LиL*соответственно линейная и массоваядлина релаксации нейтронов в среде.На длине релаксации, т. е. при h= Lили приm*=L*,плотность потока (мощность дозы) нейтроновослабляется вераз(kw=е).Некоторые значеният*иL*,для разных защитныхсред даны в табл. 6.13.

Таблица 6.13. Длины релаксации нейтроновв среде в зависимости от среды и энергиинейтронов

Средаε=4МэВε=14… 15 МэВ
m* г/см2L* r/см2Θm* , г/см2L* г/см2Θ
ВодаУглерод Железо Свинец901183505656,21959,51695,41,44,94,012011843062014,232,964,217331,32,72,9

Таккак длина релаксации зависит от толщинызащиты, плотность потока (мощность дозы)нейтронов обычно определяют по формуле

где ∆ hi ит –соответственно толщинаi-гослоя защиты, при которой длина релаксацииможет быть принята постоянной, равнойLi, и число слоев, на которыеразбита защита.

Наначальном участке толщиной (2…3)Lзакон ослабления может отличаться отэкспоненциального, что учитываюткоэффициентом θ (см. табл. 6.13), на которыйумножаются правые части соотношений(6.68) и(6.69).

Припроектировании защиты от нейтронногоизлучения необходимо учитывать, чтопроцесс поглощения эффективен длятепловых, медленных и резонансныхнейтронов, поэтому быстрые нейтроныдолжны быть предварительно замедлены.

Тяжелые материалы хорошо ослабляютбыстрые нейтроны. Промежуточные нейтроныэффективнее ослаблять водородосодержащимивеществами.

Это означает, что следуетискать такую комбинацию тяжелых иводородосодсржащих веществ, которыедавали бы наибольшую эффективность(например, используют комбинации Н2О+Fe, Н2О+Pb).

Защитаот заряженных частиц.Для защиты отα и β-частиц излучения достаточно иметьтолщину экрана, удовлетворяющуюнеравенству:h >Ri,,гдеRi, –максимальнаядлина пробега α (i= α) илиβ(i= β) частиц в материалеэкрана. Длину пробега рассчитывают поэмпирическим формулам. ПробегRα-частиц(см) при энергии ε= 3…7 МэВ и плотностиматериала экрана ρ(г/см3)

Максимальныйпробег β-частиц

2,5ε в экране из аллюминия

450ε в воздухе

Обычнослой воздуха в 10 см, тонкая фольга, одеждаполностью экранируют α-частицы, а экраниз алюминия, плексигласа, стекла толщинойнесколько миллиметров полностьюэкранируют поток β-частиц. Однако приэнергии β-частиц ε> 2 МэВ существеннуюроль начинает играть тормозное излучение,которое требует более усиленной защиты.

Источник: https://studfile.net/preview/2168229/page:36/

Охрана труда

6.6.4. Защита от ионизирующих излучений

⇐ Методы и средства защиты от опасностей технических систем и технологических процессов

В настоящее время ионизирующее излучение находит широкое применение в промышленности, технике, сельском хозяйстве, медицине и научных исследованиях. Различают ионизирующее излучение, возникающее при распадах радионуклидов, а также излучения, генерируемые на исследовательских и промышленных установках (ускорителях заряженных частиц, рентгеновских трубках, ядерных реакторах и т.д.).

К ионизирующим излучениям относятся корпускулярные (альфа-, бета-, нейтронные) и электромагнитные (гамма-, рентгеновское и др.) излучения, взаимодействие которых со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Ионизирующие излучения — самые высокочастотные из рассматриваемых электромагнитных излучений.

Применение радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений представляет потенциальную угрозу здоровью и жизни людей. Опасность усугубляется тем, что воздействие ионизирующих (радиоактивных) излучений не обнаруживается до проявления того или иного поражения.

Но при соблюдении необходимых мер защиты ионизирующие излучения могут быть безопасны.

Источники и характеристики ионизирующих излучений

Источники излучений подразделяют на естественные и искусственные, открытые и закрытые. Естественный радиоактивный фон существовал всегда.

Он создается космическими лучами (0,37 мЗв/год), радиоактивными веществами, распределенными на Земле и верхнем слое почвы (0,38 мЗв/год); находящимися в воде, в воздухе, продуктах питания (1,35 мЗв/год), причем наиболее весом вклад радона, который высвобождается из земли (1 мЗв/год).

В кирпичных и железобетонных зданиях радиоактивный фон (0,8-1 мЗв/год) создается строительными материалами. Искусственными источниками ионизирующих излучений являются ядерные реакторы, рентгеновские установки, искусственные радиоактивные изотопы и др. Например, при рентгеноскопии грудной клетки человек получает дозу 9 мЗв.

Корпускулярные излучения состоят из частиц с отличной от нуля массой покоя.

Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых веществом при распаде ядер или при ядерных реакциях. Обладая сравнительно большой массой, альфа- частицы быстро теряют свою энергию при взаимодействии с веществами, что обусловливает их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию среды.

Бета-излучение — поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактивном распаде. Ионизирующая способность бета-частиц ниже, а проникающая способность выше, чем у альфа-частиц, так как они обладают значительно меньшей массой и при одинаковой с альфа-частицами энергии имеют меньший заряд.

Нейтроны (поток которых образует нейтронное излучение) преобразуют свою энергию в упругих и неупругих взаимодействиях с ядрами атомов; при неупругих взаимодействиях возникает вторичное излучение, при упругих торможение нейтронов. Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии и атомной массы вещества, с которыми они взаимодействуют.

Гамма-излучение — электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или аннигиляции частиц (например, вторичное излучение потока нейтронов). Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью и малым ионизирующим действием.

Рентгеновское излучение возникает в рентгеновских трубках, ускорителях электронов, в среде, окружающей источник бета-излучения, и представляет собой совокупность тормозного и характеристического фотонных излучений соответственно с непрерывным спектром (излучение, испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц) и с дискретным спектром (излучение, испускаемое при изменении энергетического состояния атома). Различают длинноволновое (мягкое) рентгеновское излучение с длиной волны λ > 25 пм и коротковолновое (жесткое) — с λ 25 пм. Как и гамма-излучение, рентгеновское излучение обладает малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения.

Воздействие на организм ионизирующих излучений

Проходя через вещество, все виды ионизирующих излучений вызывают ионизацию, возбуждение и распад молекул. Аналогичный эффект наблюдается при облучении человеческого организма.

Поскольку основную массу (70%) организма составляет вода, его поражение при облучении осуществляется посредством так называемого косвенного воздействия: сначала излучение поглощается молекулами воды, а затем ионы, возбужденные молекулы и фрагменты распавшихся молекул вступают в химические реакции с биологическими веществами, составляющими организм человека, вызывая их повреждение. В случае облучения нейтронами в организме могут дополнительно образовываться радионуклиды за счет поглощения нейтронов ядрами элементов, содержащихся в организме.

Проникая в организм человека, ионизирующие излучения могут стать причиной тяжелых заболеваний.

Физические, химические и биологические превращения вещества при взаимодействии с ним ионизирующих излучений называют радиационным эффектом, который может привести к таким серьезным заболеваниям, как лучевая болезнь, белокровие (лейкемия), злокачественные опухоли, заболевания кожи. Могут возникнуть и генетические последствия, ведущие к наследственным заболеваниям.

Ионизация живой ткани приводит к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры соединений. Изменения в химическом составе молекул приводят к гибели клеток.

В живой ткани происходит расщепление воды на атомарный водород и гидроксильную группу, которые образуют новые химические соединения, не свойственные здоровой ткани.

В результате происшедших изменений нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ нарушаются.

Облучение организма человека может быть внешним и внутренним. При внешнем облучении, которое создается закрытыми источниками, опасны излучения, обладающие большой проникающей способностью.

Внутреннее облучение происходит, когда радиоактивные вещества попадают в организм при вдыхании воздуха, загрязненного радиоактивными элементами, через пищеварительный тракт (при приеме пищи, загрязненной воды и курении) и в редких случаях через кожу.

Внутреннему облучению организм подвергается до тех пор, пока радиоактивное вещество не распадется или не выведется в результате физиологического обмена, поэтому наибольшую опасность представляют радиоактивные изотопы с большим периодом полураспада и интенсивным излучением.

Характер повреждений и их тяжесть определяются поглощенной энергией излучения, которая прежде всего зависит от мощности поглощенной дозы, а также от вида излучения, продолжительности облучения, биологических особенностей и размеров облучаемой части тела и индивидуальной чувствительности организма.

При воздействии разных видов радиоактивных излучений на живые ткани определяющими являются проникающая и ионизирующая способности излучения.

Проникающая способность излучения характеризуется длиной пробега l — толщиной материала, необходимой для поглощения потока. Например, длина пробега альфа-частиц в живой ткани несколько десятков микрометров, а в воздухе 8-9 см.

Поэтому при внешнем облучении кожа предохраняет организм от воздействия альфа- и мягкого бета- излучения, проникающая способность которых невелика.

Разные виды излучений при одинаковых значениях поглощенной дозы вызывают разное биологическое поражение.

Заболевания, вызванные радиацией, могут быть острыми и хроническими. Острые поражения наступают при облучении большими дозами за малое время. Очень часто после выздоровления наступает раннее старение, обостряются прежние заболевания.

Хронические поражения ионизирующими излучениями бывают как общими, так и местными.

Развиваются они всегда в скрытой форме в результате систематического облучения дозами, превышающими предельно допустимую, полученными как при внешнем облучении, так и при попадании в организм радиоактивных веществ.

Опасность лучевого поражения в значительной степени зависит от того, какой орган подвергся облучению. По избирательной способности накапливаться в отдельных критических органах (при внутреннем облучении) радиоактивные вещества можно разделить на три группы:

  • олово, сурьма, теллур ниобий, полоний и др. распределяются в организме равномерно;
  • лантан, церий, актиний, торий и др. накапливаются в основном в печени;
  • уран, радий, цирконий, плутоний, стронций и др. накапливаются в скелете.

Индивидуальная чувствительность организма сказывается при малых дозах облучения (менее 50 мЗв/год), при увеличении дозы она проявляется в меньшей степени. Организм наиболее устойчив к облучению в возрасте 25-30 лет. Заболевание нервной системы и внутренних органов снижает сопротивляемость организма облучению.

При определении доз облучения основными являются сведения о количественном содержании радиоактивных веществ в теле человека, а не данные о концентрации их в окружающей среде.

Меры защиты от ионизирующих излучений

В связи с тем, что проникающее излучение оказывает вредное биологическое действие, первостепенное значение при работе с радиоактивными веществами приобретает правильная организация труда, обеспечивающая безопасность обслуживающего персонала.

Правильно организовать работу с радиоактивными веществами значит создать условия, исключающие превышение пределов доз облучения и предупреждение проникновения радиоактивных веществ внутрь организма.

Сюда входит целый комплекс мероприятий, обеспечивающих защиту от внешнего облучения, а также позволяющих предотвратить загрязненность радиоактивными источниками рабочих помещений, рук и тела работающих, осуществить контроль за уровнем радиоактивных излучений.

Условия безопасности при использовании радиоактивных изотопов требуют соблюдения мер защиты не только в отношении людей, непосредственно работающих с радиоактивными веществами или находящихся в смежных помещениях, но также и населения, проживающего недалеко от предприятия, которое может подвергаться радиоактивному облучению. Безопасность работающих с источниками ионизирующих излучений обеспечивается установлением предельно допустимых доз облучения, применением защиты временем и расстоянием, использованием технических и индивидуальных средств защиты.

Нормирование параметров и организационные меры защиты. Нормы радиационной безопасности установлены в СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».

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

НРБ-99/2009 устанавливают следующие категории облучаемых лиц:

  • персонал (группы А и Б);
  • все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

Группу А составляют лица, работающие с техногенными источниками излучения.

В группу Б входят лица, работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников.

Основные пределы доз и все остальные допустимые производные уровни для персонала группы Б не должны превышать одной четвертой значений для персонала группы А.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:

  1. основные пределы доз (ПД), которые приведены в таблице;
  2. допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз, — пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.

Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).

НормируемыевеличиныПределыдоз
Основныепределы доз
Персонал (группа А)Население
Эффективная доза20 мЗв в год в среднем за любыепоследовательные пять лет, но не более 50 мЗв в год1 мЗв в год в среднем за любыепоследовательные пять лет,      но не более 5 мЗв вгод
Эквивалентная доза за год в:— хрусталике глаза;— коже;— кистях и стопах150 мЗв500 мЗв500 мЗв15 мЗв50 мЗв50 мЗв

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) — 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) — 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 г.

Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в таблице.

Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

При организации работ с источниками малой мощности распространенными способами являются защита временем и защита расстоянием. Защита временем предусматривает такой регламент работ, при котором доза, полученная за время проведения работ, не превысит предельно допустимую.

Защита расстоянием означает, что все операции с источниками излучения следует проводить при помощи манипуляторов, а весь процесс работы — в возможно короткий срок, в течение которого доза, полученная работающим, будет наименьшей и не превысит пределов, установленных санитарными нормами и правилами.

При работе с источниками большой активности для защиты работающих необходимы специальные экраны, в десятки и сотни раз ослабляющие интенсивность излучения.

Например, для защитных экранов, поглощающих гамма-излучение, используются материалы, содержащие элементы с высоким атомным номером и высокой плотностью (например, свинец); пригодны по своим защитным свойствам также вода, сталь, чугун, бетон, баритобетон.

Определение необходимой толщины экрана может быть произведено расчетным путем по справочным данным и по номограммам, приведенным в специальной литературе.

Защита от нейтронов. Обладая огромной проникающей способностью, быстрые нейтроны слабо поглощаются веществом, поэтому задача защиты от нейтронов заключается в замедлении движения быстрых нейтронов с последующим поглощением замедленных нейтронов.

Известно, что быстрый нейтрон теряет приблизительно две трети своей энергии при столкновении с атомом водорода, вследствие этого хорошим защитным материалом от нейтронов являются вода и водородосодержащие материалы (парафин).

Большое сечение захвата медленных нейтронов имеет бериллий.

Нейтроны малой энергии (тепловые) хорошо поглощаются бором и кадмием, поэтому бор в чистом виде или в виде соединений вводится в бетон, свинец и другие материалы, применяемые для защиты от нейтронов и гамма-излучения, которое сопровождает поглощение нейтронов такими материалами, как бериллий, бор и кадмий.

Технические меры защиты. К техническим мерам защиты от ионизирующих излучений относятся автоматизация и дистанционное управление, герметизация источников, защитное экранирование. При выборе технических средств защиты необходимо учитывать условия облучения (внешнее или внутреннее).

При работе с радиоактивными веществами в открытом виде наряду с опасностью внешнего облучения имеется возможность поступления этих веществ внутрь организма. Для защиты персонала используется радиационно-защитное технологическое оборудование (камеры, боксы, вытяжные шкафы), а также сейфы, контейнеры и мешки для радиоактивных отходов.

Герметичность вытяжных устройств — шкафов, боксов и камер обеспечивается созданием разрежения воздуха (100-200 Па).

Радиохимический шкаф более герметичен, чем обычный химический, рабочие отверстия закрыты перчатками, скорость воздуха в открывающихся проемах (в зависимости от класса работ) составляет 1-1,5 м/с. Боксы — герметичные укрытия, применяемые для проведения операций с радиоизотопами в открытом виде.

Для проведения операций в заданных газовых средах (например, восстановления металлов в инертных средах) применяют боксы с замкнутой циркуляцией воздуха. Такие боксы имеют собственную вентиляционную систему, обеспечивающую очистку в индивидуальном фильтре бокса загрязненного радиоактивными аэрозолями воздуха (или другого газа) и подачу очищенного воздуха в бокс.

В вытяжных шкафах и боксах используют манипуляторы копирующие, шпатовые и другой дистанционный инструмент, приспособления для вскрытия пеналов, запайки ампул и др. Кроме того, манипуляторные боксы снабжены контейнерами для твердых отходов, тележками для подачи контейнеров, блоком сварки пластиковых мешков.

Для вакуумной плавки и литья радиоактивных металлов применяют дистанционно управляемую установку, которая размещается в герметичном боксе, оборудованном автоматическими транспортными коммуникациями.

Для работ с веществами высоких уровней активности используют камеры, полностью герметизированные, с дистанционным управлением рабочими операциями и наблюдением через защищенные отверстия. Работы с веществами большой активности выполняются на полностью автоматизированном оборудовании с дистанционным управлением.

Защита от внешнего облучения предусматривает создание таких ограждений (экранов), которые снижали бы дозу внешнего облучения до предельно допустимой.

Выбор типа ограждения или экрана прежде всего зависит от вида излучения, а также от активности и энергии источника излучения, условий его эксплуатации.

Стационарными ограждениями служат защитные стены, перекрытия пола и потолка, смотровые окна; экранами — стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, сейфов для их хранения, боксов и др.

При выборе материала экрана (ограждения) во внимание принимаются спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания под действием излучений.

Например, для защиты от альфа-излучения достаточен слой воздуха в 10 см от источника, так как пробег альфа-частиц в воздухе не превышает 8-9 см. Применяют также экраны из плексигласа или стекла толщиной в несколько миллиметров.

Практически при работе с альфа-активными препаратами приходится защищаться не только от альфа-, но и от бета- или гамма- излучения.

Экраны для защиты от бета-излучения изготовляют из материалов с малой атомной массой (например, алюминия) или из плексигласа.

Толщину экрана определяют с учетом максимального пробега бета-частиц (для алюминия при энергии бета-частиц Е = 0,1÷0,6 МэВ пробег l = 0,07÷1 мм).

Но при прохождении бета-частиц через вещество не только ионизируются атомы, но и возникает тормозное излучение, поэтому для защиты от бета-излучений высоких энергий экран снаружи покрывают слоем тяжелого материала (например, свинца) для поглощения тормозного излучения.

Возникающие в материале внутреннего слоя экрана кванты с малой энергией поглощаются внешним слоем материала с большой атомной массой. Толщину наружного слоя определяют по рассчитанному значению энергии тормозного излучения и создаваемой им дозе излучения.

Сложнее осуществить защиту от внешнего гамма-излучения, проникающая способность которого гораздо выше, чем у альфа- и бета-частиц. Обеспечить полную защиту от гамма-излучения не представляется возможным.

Защитные устройства позволяют только снизить величину дозы этого излучения в любое число раз. Материалы защитных устройств — вещества с большой атомной массой и высокой плотностью: свинец, вольфрам и т.п.

Часто используют более легкие материалы, но менее дефицитные и более дешевые: сталь, чугун, сплавы меди. Стационарные ограждения, являющиеся частью строительных конструкций, целесообразнее изготовлять из бетона и баритобетона.

Смотровые системы изготовляют из специального стекла: свинцового с жидким наполнителем (бромидом и хлоридом цинка) и др. В качестве защищающего от гамма-лучей материала применяют и свинцовую резину.

Защиту от гамма-излучения можно осуществить также временем, расстоянием, количеством радиоактивного вещества. Для обеспечения условий безопасности доза облучения не должна превышать ПДД (5 бэр в год).

Сложность создания защиты от нейтронного излучения состоит в том, что нейтроны вследствие отсутствия заряда не взаимодействуют с электрическим полем и поэтому распространяются в веществе, пока не столкнутся с ядрами.

Таким образом, поглощение веществом нейтронного излучения проходит в два этапа: вначале быстрые нейтроны в результате упругих столкновений с ядрами рассеиваются, энергия нейтронов уменьшается до тепловой, а затем тепловые нейтроны при неупругих взаимодействиях поглощаются средой.

Максимальное рассеивание происходит при упругих столкновениях частиц равной массы — для нейтронов это ядра водорода.

Для защиты от нейтронного излучения применяют воду, парафин, а также графит, бериллий и др. Нейтроны малой энергии поглощаются бором и кадмием, поэтому в применяемый для защиты от нейтронов бетон добавляют соединения бора: буру, колеманит. При поглощении нейтронов происходит испускание гамма-квантов.

Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-излучения используют смеси тяжелых материалов с водой или водородсодержащими материалами, а также комбинации слоев тяжелых и легких материалов: железо — вода, свинец — вода, свинец — полиэтилен и т.п.

Толщина экрана определяется по таблицам, номограммам или расчетам.

Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от внутреннего облучения радиоактивными веществами, а также — при внешнем облучении — от альфа- и мягкого бета-излучений (от гамма- и нейтронного излучений они не защищают). Индивидуальные средства защиты включают спецодежду, средства защиты органов дыхания и зрения.

При работах I класса и отдельных работах II класса работники обеспечиваются комбинезонами или костюмами, шапочками, легкой пленочной обувью или специальными ботинками, перчатками, бумажными полотенцами или носовыми платками разового пользования, а также средствами защиты органов дыхания. При работах II и III классов работники снабжаются халатами, шапочками, легкой обувью, перчатками, а при необходимости — средствами защиты органов дыхания.

Для выполнения ремонтных работ, при которых загрязнения могут быть очень большими, разработаны пневмокостюмы из пластических материалов с принудительной подачей воздуха под костюм. Пневмокостюм защищает основную спецодежду, органы дыхания и кожные покровы от радиоактивной пыли. Вследствие полной герметичности костюм можно дезактивировать на работающем после его выхода из загрязненной зоны.

Органы дыхания при работе с изотопами защищают посредством респираторов, пневмошлемов, противогазов. Наиболее надежен шланговый противогаз.

Для защиты глаз применяют очки закрытого типа со стеклами, содержащими свинец или фосфат вольфрама. При работах с источниками альфа- и бета-излучений для защиты лица и глаз используют защитные щитки из оргстекла.

Безопасность работы с радиоактивными веществами и источниками излучения можно обеспечить, организуя систематический дозиметрический контроль за уровнями внешнего и внутреннего облучения персонала, а также за уровнем радиации в окружающей среде (воздухе, воде и др.). Объем дозиметрического контроля зависит от характера работы с радиоактивными веществами. При работе с закрытыми источниками достаточно измерять дозы гамма-излучения на рабочих местах постоянного и временного пребывания персонала.

Осуществление работ с открытыми источниками требует кроме измерения уровней потоков излучения проведения контроля уровней загрязненности воздуха и рабочих поверхностей радиоактивными веществами, а также контроля уровней загрязненности рук и одежды работающих. Персонал, контактирующий с радиоактивными веществами, должен иметь индивидуальные дозиметры для контроля гамма-излучения.

Источник: https://isfic.info/ohtrud/mastr46.htm

13. Ионизирующее излучение. Безопасность жизнедеятельности. Курс лекций

6.6.4. Защита от ионизирующих излучений

13.1. Виды ионизирующих излучений, их физическая природа и особенности распространения

13.2. Единицы активности и дозы ионизирующих излучений

13.3. Биологическое действие ионизирующих излучений

13.4. Нормирование ионизирующих излучений

13.5. Меры и средства защиты от ионизирующих излучений

13.1. Виды ионизирующих излучений, их физическая природа и особенности распространения

К ионизирующим излучениям относятся корпускулярные (альфа-, бета-, нейтронные) и электромагнитные (гамма-, рентгеновское) излучения, способные при взаимодействии с веществом создавать заряженные атомы и молекулы – ионы.

Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых веществом при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях.

Их энергия не превышает нескольких МэВ. Чем больше энергия частиц, тем больше полная ионизация, вызванная ею в веществе. Пробег альфа-частиц, испускаемых радиоактивным веществом, достигает 8-9 см в воздухе, а в живой ткани – нескольких десятков микрон.

Обладая сравнительно большой массой, альфа-частицы быстро теряют свою энергию при взаимодействии с веществом, что обуславливает их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию, составляющую в воздухе на 1 см пути несколько десятков тысяч пар ионов.

Бета-излучение – поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактивном распаде.

Энергия бета-частиц не превышает нескольких МэВ. Максимальный пробег в воздухе составляет 1800 см, а живых тканях 2,5 (нескольких десятков пар на 1 см пробега), а проникающая способность выше, чем альфа-частиц.

Нейтроны – поток которых образует нейтронное излучение преобразуют свою энергию в упругих неупругих взаимодействиях с ядрами атомов.

При неупругих взаимодействиях возникает вторичное излучение, которое может состоять как из заряженных частиц, так и из гама-квантов (гамма-излучение). При упругих взаимодействиях возможна обычная ионизация вещества.

Проникающая способность нейтронов существенно зависит от их энергии и состава вещества атомов, с которыми они взаимодействуют.

Гамма-излучение – электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или взаимодействии частиц.

Гамма излучение обладает большой проникающей способностью и малым ионизирующим действием. Энергия его находится в пределах 0,01 – 3 МэВ.

Рентгеновское излучение возникает в среде, окружающей источник бета-излучения (в рентгеновских трубках, в ускорителях электронов) и представляет собой совокупность тормозного и характеристического излучения, энергия фотонов которых составляет не более 1 МэВ.

Тормозное излучение нное излучение с непрерывным спектром, испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц.

Характеристическое излучение – это фотонное излучение с дискретным спектром, испускаемое при изменении энергетического состояния атомов.

Как и гамма-излучение, рентгеновское излучение обладает малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения.

13.2. Единицы активности и дозы ионизирующих излучений

Активность А радиоактивного вещества – число спонтанных превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени dt, деленное на этот промежуток:

A = dN / dt, (2.25).

единицей измерения активности является Беккерель (Бк). 1 Бк равен одному ядерному превращению в секунду. Кроме этого, активность может измеряться в Кюри (и) – специальная единица активности.

1Ки = 3,7 × 10 10 Бк.

Для количественной оценки ионизирующего действия рентгеновского и гамма – излучения в сухом атмосферном воздухе используется понятие экспозиционной дозы.

Экспозиционная доза представляет собой отношение полного заряда ионов одного знака, возникающих в малом объеме воздуха, к массе воздуха в этом объеме. За единицу этой дозы принимают кулон на килограмм (Кл / кг).

применяется также внесистемная единица – рентген (Р).

Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой и измеряется в системе СИ в Греях (Гр).

Эта доза не учитывает, какой вид излучения воздействовал на организм человека. Если принять во внимание этот факт, то дозу следует умножить на коэффициент, отражающий способность излучения данного вида повреждать ткани организма. Пересчитанную таким образом дозу называют эквивалентной дозой; ее измеряют в системе СИ в единицах, называемых зивертами (Зв).

Доза эффективная – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органе на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани. Эта доза также измеряется в зивертах.

Специальная единица эквивалентной дозы – бэр.

Бэр – поглощенная доза любого вида излучения, которая вызывает равный биологический эффект с дозой в 1 рад рентгеновского излучения.

Рад – специальная единица поглощенной дозы зависит от свойств излучения и поглощающей среды.

Поглощенная, эквивалентная, эффективная и экспозиционная дозы, отнесенные к единице времени, носят название мощности соответствующих доз.

Условная связь системных единиц:

100 Рад = 100 Бэр= 100 Р= 13 В= 1 Гр

13.3. Биологическое действие ионизирующих излучений

Биологическое действие излучения зависит от числа образованных пар ионов или от связанной с ним величины – поглощенной энергии.

Ионизация живой ткани приводит к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры различных соединений. Изменение химического состава значительного числа молекул приводит к гибели клеток.

Под влиянием излучений в живой ткани происходит расщепление воды на атомарный водород Н и гидроксильную группу ОН, которые, обладая высокой активностью, вступают в соединение с другими молекулами ткани и образуют новые химические соединения, не свойственные здоровой ткани. В результате происходящих изменений нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ нарушается.

Под влиянием ионизирующих излучений в организме происходит торможение функций кроветворных органов, нарушение нормальной свертываемости крови и увеличение хрупкости кровеносных сосудов, расстройство деятельности желудочно-кишечного тракта, истощение организма, снижение сопротивляемости организма инфекционным заболеваниям, увеличение числа белых кровяных телец. (лейкоцитоз).

Необходимо различать внешнее и внутреннее излучение.

Естественный фон излучения состоит из космического излучения и излучения естественно – распределенных радиоактивных веществ. Естественный фон внешнего излучения на территории нашей страны создает мощность эквивалентной дозы 0,36-1,8 мЗв в год, что соответствует мощности экспозиционной дозы 40-200 мР/год (фон в Москве 0,012 – 0,02 мР/час в Чернобыле было 15 мР/час).

Кроме естественного облучения, человек облучается ми другими источниками, например, при производстве рентгеновских снимков черепа 0,8 – 6 Р; позвоночника 1,6 – 14,7 Р; легких (флюорография) 0,2 – 0,5 Р; грудной клетке при рентгеноскопии 4,7 – 19,5 Р; желудочно-кишечного тракта при рентгеноскопии 12 – 82 Р; зубов 3 – 5 Р.

однократное облучение в дозе 25-50 бэр приводит к незначительным скоропроходящим изменениям в крови, при дозах облучения 80 – 120 бэр появляются печальные признаки лучевой болезни, но смертельный исход отсутствует.

Острая лучевая болезнь развивается при однократном облучении 200-300 бэр, смертельный исход возможен в 50% случаев. Смертельный исход в 100% случаев наступает при дозах 550 – 700 бэр.

Эти данные – когда лечение не проводится: существует ряд противолучевых препаратов, ослабляющих действие излучения.

Заболевания могут быть острыми и хроническими.

13.4. Нормирование ионизирующих излучений

В настоящее время предельно допустимые уровни ионизирующего облучения определяются “Нормами радиационной безопасности НРБ – 76/87” и “Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87”.

В соответствии с НРБ – 76/87 и ОСП – 72/87 установлены следующие категории облучаемых:

категория А – персонал;

категория Б – ограниченная часть населения;

категория В – население области, края, республики, страны.

Персонал – работающие с источниками ионизирующего излучения.

Ограниченная часть населения – лица непосредственно не работающие с ИИО, но по условиям проживания или размещения рабочих мест подвергающиеся воздействию радиоактивного излучения.

Население – остальные.

В порядке убывания радиочувствительности устанавливаются три группы критических органов:

I. Все тело, гонады и красный костный мозг (гонады – от греческого слова “gone” – порождающие, половые железы).

II. Мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы, за исключением тех, которые относятся к группам I и III.

III. Кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Устанавливаются предельно допустимые дозы (ПДД) за год.

ПДД – наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течении 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Дозовые пределы,группа критических органов
бэр за годIIIIII
ППД для категории АППД для категории Б50,5151,5303

Эквивалентная доза Н (бэр), накопленная в критическом органе за время Е (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения:

Н = ПДД × Т.

В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД. На территории Украины, Белоруссии и России площадью 28 тыс. км 2 с условием загрязнения более 5 Кюри / км2 по Цезию – 137 проживает около 1 млн. человек. Доза их облучения может значительно превышать ПДД – 35 бэр за жизнь (35 бэр за 70 лет жизни сейчас норма для районов Чернобыля).

13.5. Меры и средства защиты от ионизирующих излучений

Защита от ионизирующих излучений состоит из комплекса организационных и технических мер, осуществляемых путем экранирования источников излучения или рабочих мест, удаления источника от рабочих мест, сокращение времени облучения.

К организационным мерам относится:

  • выбор радионуклидов с меньшим периодом полураспада:
  • применение измерительных приборов большей точности:
  • инструктажи с указанием порядка и правил проведения работ, обеспечивающих безопасность;
  • применение специальных хранилищ для радиоактивных веществ;
  • медицинский контроль за состоянием здоровья работающих.

Технические меры защиты заключаются в экранировании источников излучения или рабочих мест, при помощи которого можно снизить облучение на рабочем месте до заданного значения.

Альфа-частицы имеют небольшую длину пробега, поэтому слой воздуха в несколько сантиметров, одежда, резиновые перчатки являются достаточной защитой.

Для защиты от бета-излучений применяют материалы с небольшим атомным весом (плексиглас, алюминий). Для защиты от бета-излучений высоких энергий этими материалами облицовывают экраны из свинца, т.к. при прохождении бета-частиц через вещество возникает тормозное излучение в виде рентгеновского излучения.

Гамма-излучение и рентгеновское лучше всего поглощается материалами с большим атомным номером и высокой плотностью свинец, вольфрам).

Защитные экраны могут быть стационарные, передвижные, настольные, разборные.

Может быть использована в качестве технических мер защиты вытяжная вентиляция.

В качестве средств индивидуальной защиты от альфа и бета-излучений применяют индивидуальные защитные костюмы, средство защиты органов дыхания – изолирующие противогазы.

Источник: https://siblec.ru/obshchestvennye-nauki/bezopasnost-zhiznedeyatelnosti/13-ioniziruyushchee-izluchenie

Защита от ионизирующих излучений

6.6.4. Защита от ионизирующих излучений

4. ПОЛЕ ИЗЛУЧЕНИЯ ТОЧЕЧНЫХ И ПРОТЯЖЕННЫХ ИСТОЧНИКОВ БЕЗ ЗАЩИТЫ
(без учета самопоглощения и многократного рассеяния)

Геометрически источники бывают точечными и протяженными; протяженные источники – это линейные, поверхностные и объемные.

Точечным называется источник, размеры которого много меньше расстояния до детектора и плотность потока от которого убывает обратно пропорционально квадрату этого расстояния. Предполагается изотропный характер излучения и отсутствие самопоглощения в материале источника.

Формулы, описывающие поля излучения точечных и протяженных источников, являются исходными при расчетах защиты. Задача расчета поля излучения от протяженных источников в любой точке сводится к интегрированию по длине, поверхности или объему этих источников полей элементарных точечных источников, для которых заданы соответствующие плотности распределения.

В формулах табл. 4.1 приняты следующие обозначения: q (част./с), qL (част./(см×с)), qS (част./(см2×с)) и qV (част.

/(см3×с))– мощность излучения точечного источника и удельные мощности излучения, отнесенные к единице длины, площади и объема в зависимости от формы источника, представляющие собой полный, линейный, поверхностный и объемный выходы частиц из элемента источника в 1 с в телесный угол 4p соответственно.

Выход конкретных частиц (или квантов) из источника или его элемента однозначно связан с активностью через внешний выход η (формула (1.

1)), поэтому можно ввести понятия полной, линейной, поверхностной и объемной активности источника и значения q, qL, qS и qV получить через соответствующие значения активности А (Бк), АL (Бк/см), AS (Бк/см2), AV (Бк/см3) и наоборот.

Дозиметрические характеристики источников со сложным спектральным составом, такие как керма-эквивалент ke или радиевый гамма-эквивалент m, также однозначно связаны с активностью (формулы (2.37) и (2.

39)), поэтому и для них можно ввести понятия линейных, поверхностных и объемных распределений и соответствующих величин для характеристик создаваемых ими полей, например, keL = ke/L, kes = ke/s, mL = m/L и т.д.

Для определения мощности воздушной кермы или мощности экспозиционной дозы в заданной точке поля излучения, создаваемого протяженным источником, необходимо в формулах (4.3) – (4.

23), выведенных для плотностей потоков j, заменить удельную мощность источника qL,S,V на множители 4p×Г×АL,S,V, где АL,S,V – удельная активность источника, связанная с удельной мощностью qL,S,V соотношением (1.1). Таким образом, для протяженного источника

(заменив qL,S,V на AL,S,V), (4.1)

(заменив qL,S,V на AL,S,V), (4.2)

где j – плотность потока в заданной точке поля для протяженного источника, определяемая одной из формул табл. 4.1.

Для оценок поля излучения с учетом многократно рассеянного в источнике излучения в формулах (4.22) и (4.23) табл. 4.1 нужно заменить коэффициент линейного ослабления m на коэффициент поглощения энергии men в материале источника (подобные оценки можно выполнять только в отсутствие защитных экранов между источником и детектором).

ЗАДАЧИ

4.1.Вычислить плотность потока g-излучения на оси излучающего диска радиусом R в точке, отстоящей от плоскости диска на расстоянии h. Поверхностная мощность g-излучения – qs. Поглощение g-квантов отсутствует (вывести формулу (4.13)).

4.2.В вакууме находится поглощающая сфера с радиусом R, равномерно покрытая тонким непоглощающим слоем радиоактивного нуклида. Чему равна плотность потока частиц на расстоянии r >R от центра сферы, если поверхностная мощность радиоактивного слоя qs?

4.3.Показать, что мощность воздушной кермы в центре сферического поверхностного источника, покрытого тонким слоем радиоактивного вещества с поверхностной мощностью qs, прямо пропорциональна qs и не зависит от радиуса сферы и полной активности источника. Ослаблением излучения в воздухе и стенках шара пренебречь.

4.4.Найти плотности потока g-квантов, испускаемых линейным источником (рис. 4.2), в точках, расположенных на различных расстояниях от него (вывести формулы (4.4) – (4.8)).

4.5.Показать, что мощность воздушной кермы g-квантов на расстоянии r от бесконечного линейного источника с равномерно распределенной активностью такая же, как в центре источника в виде полуокружности радиусом r с такой же линейной активностью.

4.6.Объемная активность 60Со в водяном паре, протекающем по трубопроводу диаметром 10 см, в момент остановки реактора составляет103 Бк/л. Трубопровод расположен по окружности радиусом3 м. Чему равна мощность воздушной кермы в центре круга?

4.7.Найти мощность воздушной кермы на высоте 1 м над центром окружности трубопровода, описанного в задаче 4.6.

4.8.Мощность воздушной кермы на высоте 1 м над центром пятна, загрязненного 137Cs, составила0,13 мГр/ч. Чему равна общая активностьзагрязненного участка, если пятно имеет форму круга c диаметром 4 м?

4.9.Диаметр радиоактивного пятна при разливе радиоактивного раствора 59Fe составляет 7 м. Найти мощность экспозиционной дозы на высоте 1 м над центром пятна, если активность раствора составляет107 Бк.

4.10.Мощность воздушной кермы, измеренная над центром радиоактивного пятна радиусом 5 м на высоте 1 м от центра пятна, составила 20 мкГр/ч. Чему равна удельная поверхностная активность, если пятно образовалось при разливе радиоактивного раствора 54Mn?

4.11.Удельная активность радиоактивного пятна (радиус 1 м), образованного раствором радионуклида 137Cs, равна 105 Бк/cм2. Рассчитать эффективную дозу за шесть часов, если рабочее место находится на расстоянии 5 м от центра пятна (в плоскости пола). Считать облучение плоскопараллельным, расчет провести для высоты 0,6 м над уровнем пола.

4.12.Труба, имеющая диаметр 3,6 см, проходит вдоль стены на протяжении 4 м. Определить мощность воздушной кермы на расстоянии2 м от середины трубы перпендикулярно к стене, если по трубе протекает радиоактивный раствор 137Cs с удельной активностью 5×104 Бк/л. Поглощение и рассеяние g-квантов в растворе, стенах трубы и в воздухе не учитывать.

4.13.Труба, имеющая диаметр 4 см, проходит вдоль стены по полу на протяжении 3 м в помещении постоянного пребывания персонала.

Определить мощность воздушной кермы на расстоянии 1,5 м от середины трубы перпендикулярно трубе (в плоскости пола) и на высоте 1 м от пола. По трубе протекает радиоактивный раствор с удельным керма-эквивалентом 61,2 (нГр×м2)/(с×л).

Поглощение и рассеяние g-квантов в растворе, стенах трубы и в воздухе не учитывать.

4.14.Раствор радиоактивного вещества разлит тонким слоем на полу и имеет форму круга диаметром 0,6 м, причем поверхностный керма-эквивалент раствора равен104 нГр/с.

Определить мощность воздушной кермы фотонов в точке, находящейся на расстоянии 3 м от центра круга в плоскости пола. Ослаблением излучения в источнике и воздухе пренебречь.

Расчет провести для точки, находящейся на высоте 1 м от пола.

4.15.Радиоактивный раствор 137Cs (удельная активность 109 Бк/л), содержавшийся в сосуде объемом 8 л, разлит тонким слоем на полу и образует лужу в форме круга радиусом 2 м.

Определить, сколько часов в день без ущерба для дальнейшей работы может находиться в этом помещении персонал гр. А в течение трех дней (до уничтожения пятна), если персонал работает на расстоянии трех метров от центра пятна (в плоскости пола).

Считать облучение изотропным, расчет провести для точки, находящейся на высоте 1 м от пола.

4.16.Определить плотность потока гамма-квантов в точке на оси вне и внутри цилиндрического непоглощающего источника, имеющего радиус R и высоту Н, боковые стенки которого покрыты изнутри налетом излучающего вещества с поверхностной мощностью источника qs (вывести формулы (4.18) – (4.20)).

4.17.Определить плотность потока g-квантов, создаваемую объемным цилиндрическим непоглощающим источником на его оси (рис. 4.6) (вывести формулу (4.21)). Объемная мощность источника qV.

4.18.Рассчитать плотность потока первичных g-квантов над полубесконечным излучающим пространством (рис. 4.7) с объемной мощностью источника qV (вывести формулу (4.22)).

4.19.На внутреннюю поверхность полого цилиндра (диаметр и высота по 0,2 м) тонким слоем нанесен радиоактивный источник с общим керма-эквивалентом 4×106 нГр×м2/с. Определить мощность воздушной кермы в середине этого цилиндра.

4.20.Труба (диаметр 0,25 м, длина 6 м) использовалась ранее для нефтеперегонки. Мощность воздушной кермы, измеренная на расстоянии 1 м от торца трубы вдоль центральной оси трубы, равна 10 мкГр/ч. Определить адсорбированную поверхностную активность и массу 226Ra, находящегося в равновесии с дочерними продуктами распада.

4.21.Объемная активность 137Cs, измеренная над океаном, составляет 9×10-6 Бк/м3.

Определить годовую эффективную дозу внешнего облучения человека, находящегося на поверхности океана (на корабле, катере, плоту и т.д.

) от g-излучения 137Cs в воздухе а) без учета рассеянного в воздухе излучения; б) с учетом многократно рассеянного излучения. Линейный коэффициент ослабления в воздухе m(eg = 0,662 МэВ) = 9,95×10-5 см-1.

4.22.Пруд-охладитель при АЭС загрязнен продуктами деления, при этом объемная активность 137Cs составляет 80 Бк/л.

Рассчитать эффективную дозу за год, обусловленную g-излучением 137Cs, содержащегося в воде, если предполагается, что человек будет находиться на поверхности пруда в общей сложности 130 часов в течение года.

Считать геометрию облучения изотропной, в расчетах учесть многократно рассеянное в воде g-излучение.

4.23.Обширный водоем равномерно загрязнен продуктами деления с удельным керма-эквивалентом 80 нГр/(с×м). Рассчитать мощность воздушной кермы на поверхности водоема, если средняя энергия фотонов продуктов деления равна 0,8 МэВ. Расчеты провести с учетом и без учета многократно рассеянного излучения в воде.

4.24.Водный раствор 137Cs находится в цилиндрическом открытом сосуде (бочке), имеющем радиус 1 м и высоту 1,7 м.

После удаления раствора на боковых стенках и дне осталась равномерно распределенная по поверхности активность.

Определить поверхностную адсорбированную активность, если измеренная мощность воздушной кермы в плоскости дна цилиндра на расстоянии3 м от центра составляет0,5 мкГр/с. Ослаблением излучения в воздухе и стенках сосуда пренебречь.

4.25.В цилиндрическом сосуде (диаметр 10 см, высота 10 см) содержался раствор 152Eu (ГК = 41,2 аГр× м2/(с×Бк), Т1/2 = 13,2 года).

После удаления из сосуда раствора мощность воздушной кермы, измеренная на расстоянии 5 см от верхнего основания, составила 5 мкГр/с.

Считая, что активность 152Eu равномерно адсорбировалась на поверхности дна и стенок цилиндра, определить количество 152Eu, осевшего на поверхности цилиндра.

4.26.По трубам прокачивается газ 131I, который адсорбируется в цилиндрической колонке (диаметр 1 м, высота 0,2 м) до удельной активности 80 Бк/л.

Определить мощность воздушной кермы фотонов на оси колонки на расстоянии 1 м от ее поверхности, считая, что цилиндрическая колонка полностью и равномерно заполнена 131I.

Ослаблением излучения в воздухе, стенках труб и колонке пренебречь.

Предыдущая567891011121314151617181920Следующая

Дата добавления: 2015-07-10; просмотров: 736; ЗАКАЗАТЬ НАПИСАНИЕ РАБОТЫ

ПОСМОТРЕТЬ ЁЩЕ:

Источник: https://helpiks.org/4-7955.html

Способы защиты от ионизирующих излучений

6.6.4. Защита от ионизирующих излучений

Основная задача безопасности сводится к недопущению облучения организма человека или отдельных его органов выше лимитной дозы облучения.

Защита от внешнего облучения обеспечивается доведением дозы облучения до лимитной дозы путем уменьшения времени облучения (Т), увеличением расстояния от источника (R) излучения, установкой защитных экранов около источников либо у рабочих мест, применением индивидуальных средств защиты. Обычно применяют комплекс мер защиты, так как одним каким – то способом снизить дозу облучения до лимитной дозы весьма затруднительно.

Из классической формулы доза излучения источника и, следовательно, доза поглощения

(9)

рассчитывают либо Т (допустимое время облучения) или допустимое расстояние (R).

где С – активность радиоактивного вещества;

λ – постоянная радиоактивного распада данного элемента.

Уменьшение времени облучения («защита временем») достигается соответствующей подготовкой и организацией работы.

Для увеличения расстояния до источника излучения («защита расстоянием») применяют автоматизацию производственного процесса или дистанционное управление, а также используют инструмент с длинными рукоятками или манипуляторы.

Защита от ионизирующих излучений путем экранирования основана на принципе поглощения, то есть ослабления излучения веществом экрана.

Поэтому при защите методом экранирования определяют толщину экрана, необходимую для ослабления излучения до допустимой величины.

Защита от α – излучения производится на основе полного поглощения α – частиц веществом экрана. Поэтому при защите от α – частиц толщина экрана (∆) должна быть больше длины свободного пробега (ℓα) их в данном веществе, то есть ∆ > ℓα .

Ввиду малой длины пробега – частиц защита от внешнего облучения обеспечивается слоем воздуха 10 – 12 см, плотной одеждой, резиновыми перчатками или другим веществом (стекло, фольга и т.п.) толщиной в несколько миллиметров.

Толщина слоя воздуха, полностью поглощающего – частиц равна

, мм (10)

где Еα – энергия ионизирующих частиц, МэВ.

Экраны для защиты от β – частиц делают из материалов с малым атомным номером (алюминий, плексиглас), во избежание образования сильного тормозного излучения. Однако целесообразно делать двухсторонние экраны: изнутри материал с малым атомным номером, снаружи – с большим атомным номером для поглощения тормозного излучения.

Для ориентировочного расчета укажем, что толщина защитного алюминиевого экрана (в мм) примерно равна удвоенной максимальной энергии β – частиц (в МэВ).

Для любых защитных материалов толщину экрана от β – излучений можно определить по формуле

∆β = (5,4·Еβ – 1,5)/ ρ, мм (11)

где Еβ – максимальная энергия β – спектра, МэВ;

ρ – плотность материала экрана, г/см3.

Значительно труднее осуществить защиту от γ – излучений, обладающего большой проникающей способностью. Для защиты от γ – излучений применяют экраны из материалов с большим атомным номером – большой удельной плотностью (свинец, железо), а для стационарных защитных устройств – баритобетон и простой бетон. Толщину экрана для защиты от узкого лучка γ – лучей определяют по формуле

, мм (12)

где Р0 – мощность дозы без экрана;

Рq – допустимая мощность дозы;

μ – линейный коэффициент ослабления γ – излучений в материале экрана (см-1), зависит от энергии γ – излучения и плотности материала экрана.

В практических условиях чаще всего приходится иметь дело с широким пучком, в котором коэффициент линейного ослабления и фактор накопления находятся в сложной зависимости от энергии излучения, материала и толщины защиты.

На практике в этих случаях толщину экрана определяют по графикам и таблицам в зависимости от необходимой кратности ослабления, энергии квантов и материала защиты. Экраны бывают стационарными, передвижными и разборные.

В них не должно быть щелей и пустот.

Еще большие трудности встречаются при защите от нейтронного излучения. Нейтрон, обладал огромной проникающей способностью, слабо поглощается веществом. Поэтому задача защиты от нейтронов заключается в замедлении быстрых нейтронов с последующим поглощением замедленных нейтронов.

Известно, что нейтрон теряет значительную часть своей энергии (около 2/3) при столкновении с атомом водорода. Поэтому хорошим защитных материалом от нейтронов является вода и водородосодержащие материалы, парафин, а также графит, бериллий и др. Нейтроны малой энергии сильно поглощаются бором.

Поэтому бор в чистом виде, а в большинстве случаев в виде соединений или смесей, вводится в бетон, свинец, резину и другие материалы, применяемые для защиты от нейтронного излучения.

На практике чаще всего толщину экранов определяют по графикам в зависимости либо от энергии излучения (рис. 1) или кратности ослабления излучения (рис. 2). Кратность ослабления излучения (К0) определяют по допустимой мощности облучения или допустимой дозы

Ко = Д0 /Дq, Ко = Р0 /Рq.

где Д0, Р0 – доза и мощность без экрана;

Дq, Рq – допустимые доза и мощность.

Рис. 1. график для определения толщины экрана по энергии излучения (Е)

Рис. 2. График для определения толщины экрана по кратности ослабления излучения (К0)

Для работы с радиоактивными веществами применяют специальные камеры (рис. 3, 4), защитные экраны (рис. 5) и специальные перчатки (рис. 6).

Все работы в зависимости от уровня активности радиоактивных веществ подразделяют на четыре категории:

I – до 1 мкКи;

II – более 1 мкКи до 1 мКи;

III – более 1 мКи до 1 Ки;

IV – более 1 Ки.

https://www.youtube.com/watch?v=q3JhhGeKvVo

При уровне активности до 1 мКи меры безопасности сводятся к предосторожностям, обычно принимаемым при работе с вредными веществами. По мере повышения уровня активности необходимые меры безопасности становятся все более сложными.

Рис. 3. Универсальная камера Рис.4. Камера из нержавеющей

(бокс для работы с γ – стали

активными препаратами)

Рис. 5. Защитный экран: Рис. 6. Специальные перчатки

1 – смотровое окно;

2 – шасси;

3 – шпаговые манипуляторы

Рис. 7. Индивидуальный дозиметр ДК – 0,2:

а – схема; 1 – полный цилиндр из дуралюминия; 2 – корпус ионизационной камеры; 3 – янтарный изолятор; 4 – электроскоп; 5 – пружинный контакт; 6 – регулировочная прокладка; 7 – окуляр; 8 – шкала микроскопа; 9 – диафрагма; 10 – объектив; 11 – наконечник; б – внешний вид.

Рис. 8. Схема карманного дозиметра ДК – 50:

1 – корпус дозиметра; 2 – корпус ионизационной камеры; 3 – держатель; 4 – кварцевая нить; 5 – конденсатор малой емкости; 6 – объектив; 7 – окуляр;

8 – шкала; 9 мембрана; 10 – зарядник; 11 – наконечник; 12 – диафрагма.

Работающие с открытыми радиоактивными веществами должны обеспечиваться спецодеждой, которая предохраняет от радиоактивных загрязнений и защищают работающих от α – и по возможности от β – излучений (защита от γ – лучей с помощью индивидуальных средств практически невозможна, так как высокая энергия γ – излучения требует огромной толщины и веса защитных приспособлений).

Вид спецодежды зависит от категории выполняемой работы. Так, при выполнении работ второй и третьей категории весь обслуживающий персонал обеспечивается халатами из белой хлопчатобумажной ткани (отбеленный молескин арт. 555, 553 или отбеленная диагональ арт.

596); шапочками из того же материала, резиновые перчатки, тапочки и при необходимости – средствами защиты органов дыхания.

При выполнении работ IV категории вместо халатов используются комбинезоны, сшиты из тех же тканей, что и для работ II и III категорий. Кроме того, работающие снабжаются нательным бельем из бязи, полотна или ситца, ботинками и неокрашенными трикотажными носками.

Если концентрация аэрозолей превышает предельно допустимую не более чем в 1000 раз, то работающие обеспечиваются дополнительными комплектом средств индивидуальной защиты для кратковременных ремонтных и аварийных работ: полукомбинезоном из поливинилхлорида рец. 80; нарукавниками из того же материала; респираторы ШБ – 2; бахилами, перчатками.

Для ремонтных и аварийных работ III и IV категорий используются пневмокостюмы типа ЛГ – 4 (или ЛГ – 2), пластиковые бахилы и резиновые сапоги, резиновые перчатки.

Для защиты органов дыхания от радиоактивной пыли применяется специальный респиратор – повязка ШБ – 1 «Лепесток». Он не защищает от газов и паров и используется при содержании в воздухе радиоактивной пыли не выше 200 предельно допустимых доз.

При больших концентрациях и при высокой дисперсности радиоактивной пыли применяют респиратор ШБ – 2 – фильтрующий шлем – маску, закрывающий лицо и голову. Эффективность по задержанию пыли составляет 99,99 %.

При необходимости применения изолирующих средств в условиях радиоактивных загрязнений применяется пневмошлем изолирующего типа ЛИЗ – 1. В пневмошлем подается воздух в объеме 200 л/мин под давлением 25 – 30 мм вод.

ст.

Безопасное выполнение работ с радиоактивными веществами возможно только при наличии оборудованных лабораторий. Лучше всего их располагать в отдельных стоящих зданиях или в отдельном одноэтажном крыле здания.

Конструкция здания, устройство оборудования и планировка помещения выполняются с таким расчетом, чтобы мощность дозы ионизирующего излучения снаружи помещения (около стен, окон, дверей и пр.) не превышала 0,8 мР/час. Полы, потолки, стены и двери в лабораториях должны быть гладкими.

Стены на высоту 2 м покрываются светлой химической масляной краской типа ХСЭ – 1, места стыка стен между собой с потолком и полом закругляются. В качестве покрытий для полов применяют линолеум, метлахскую плитку, полихлорвиниловый пластик.

Края пластика и линолеума подняты на высоту 200 мм и заделываются заподлицо со стенами.

Наиболее рациональной является так называемая трехзональная планировка: а / чистая зона, в которой работы с радиоактивными изотопами не проводятся; б / получистая зона или зона размещения оборудования (вытяжные шкафы, защитные камеры, боксы); в / грязная зона, где выполняются ремонтные работы, загрузка и выгрузка радиоактивных изотопов, смена и монтаж технологического оборудования и т.д. Выход из грязной и получистой зон в чистую предусматривается только через санпропускник.

Работы с радиоактивными веществами III и IV категорий проводятся в специальных камерах или боксах (рис. 3,4). Операции выполняются при помощи механических манипуляторов (рис. 5). Хранение радиоактивных веществ, производится в защитных контейнерах в хранилище изотопов.

– активные изотопы нужно хранить в освинцованных сейфах, чистые β – излучатели – в неосвинцованных сейфах. Изотопы, при хранении которых в атмосферу могут выделяться газообразные радиоактивные вещества, должны храниться в герметически закрытых сосудах. В шкафах должна быть оборудована вытяжная вентиляция.

Лаборатории оборудуются приточно – вытяжной вентиляцией. Работы с открытыми источниками выполняются в вентилируемых камерах с защитными стенками (боксы, вытяжные шкафы). Удаляемый воздух должен фильтроваться и выбрасываться через трубы высотой не ниже 4 м над коньком зданий. Забор воздуха производится не ближе 20 м от места выброса.

Если концентрация радиоактивных изотопов не превышает ПДК в 10 раз, можно выбрасывать воздух без фильтрации.

Жидкие и твердые радиоактивные отходы нужно собирать в отдельную тару разного использования, помещенную в защитные контейнеры. Затем отходы подвергаются захоронению в могильники, располагаемые не ближе 200 км от города на незатопляемой местности.

При работе с радиоактивными веществами необходимо проводить дезактивацию, то есть очистку от радиоактивных загрязнений воздуха, воды, оборудования и инструментов, спецодежды, индивидуальных средств защиты, тела работающего.

Очистка поверхностей осуществляется механическим путем или мойкой.

В качестве моющих средств, применяются вода, мыло, синтетические моющие средства, радиохимические дезактиваторы, комплексообразующие реагенты, химические растворители.

Отходы, образующиеся при использовании радиоактивных веществ, необходимо удалить и захоронить, так как никакими известными физическими или химическими методами нельзя нейтрализовать радиоактивность.

«Кладбище» для захоронения радиоактивных отходов состоит из отдельных подземных закрытых «могильников». Основание дна «могильника» должно быть выше на 1,5 м уровня грунтовых вод. Интенсивность излучения на поверхности земли «могильника» не должна превышать 2,5 мкР/с.

Перед допуском к работе с радиоактивными веществами обязательно проводится медицинский осмотр для определения пригодности человека к работе с ними. Периодические медицинские осмотры в зависимости от условий работы проводятся не реже 1 – 2 раз в год.

При медицинских осмотрах обследуются сердечно-сосудистая система, пищеварительный тракт, зубы, миндалины, мочеполовая система, кожа, руки и др.; проверяется также радиоактивность мочи (после удаления из нее нормально содержащего радиоактивного калия).

Регулярно снимаются отпечатки пальцев.

Особенностью условий работы с радиоактивными веществами является то, что о всяком, даже легком недомогании работника, должен быть поставлен в известность лечащий врач.

На каждого работающего с радиоактивными веществами ведется санитарная карта, в которой регистрируются полученные дозы, обращения к врачу и т.д.

Радиоактивное излучение не может быть обнаружено непосредственно ни одним из наших органов чувств.

Для обнаружения и оценки излучений пользуются различными методами. Дозиметрический контроль основан на следующих физических эффектах:

– ионизации;

– сципнтиляции;

– фотографии;

– калометрии.

Приборы радиационного контроля подразделяются по назначению:

– дозиметрические приборы, которые предназначены для измерения мощности дозы («Рос», «РКС – 104», «ДК – 02» и др.);

– радиометрические приборы, которыми измеряют поверхностное загрязнение и активность веществ («Принять», «Десна», «Бриз», «Белка», «Бета» и др.);

– спектрометрические приборы, которые позволяют определить спектр (смесь) радиоактивных изотопов на загрязненном объекте.

Для индивидуальной дозиметрии применяют карманные дозиметры (ДК – 02, ДК – 50 рис. 7,8). Прибор ДК – 02 состоит из ионизационной камеры, электроскопа и микроскопа.

Измерение основано на определении величины потерянного заряда при разрядке в поле облучения. Может измерять рентгеновские и γ – излучения при мощности дозы до 100 мР/мин. Дозиметр ДК – 50 (рис.

8) позволяет измерять дозу в пределах 2 – 50 Р при мощности дозы до 100 Р/час.

Вопросы для самопроверки и сдачи экзамена (зачета)

1. Характеристика ионизирующих излучений и радиоактивных веществ

2. Дозы ионизирующих излучений и единицы их измерений

3. Действия ионизирующих излучений на организм человека

4. Нормирование ионизирующих излучений

5. Защита «временем» и «расстоянием» от ионизирующих излучений

6. Защита от α и β излучения экранированием источников и рабочих мест

7. Защита экраны от γ – излучений

8. Защита от нейтронного облучения

9. Методика расчета защитных экранов по графикам

10. Подразделение работ в зависимости от уровня активности радиоактивных веществ

11. Необходимая спецодежда при работе с ионизирующими излучениями

12. Требования к устройству помещений для работы с ионизирующими излучениями

13. Дезактивация

14. Медицинский контроль за работающими с ионизирующими веществами

15. Дозиметрический контроль

Литература

1. Нормы радиационной безопасности. Украины. НРБУ – 97.

2. Закон Украины «О защите людей от воздействия ионизирующих излучений» от 14.01.98., № 15/98 ВР.

3. Основы охраны труда. Под. Редакцией К.Н. Ткачука, М.О. Халимовского. К.: «Основа», 2003.

Не нашли то, что искали? Воспользуйтесь поиском:

Источник: https://studopedia.ru/12_110867_sposobi-zashchiti-ot-ioniziruyushchih-izlucheniy.html

Защита от ионизирующего излучения

6.6.4. Защита от ионизирующих излучений

Ионизирующее излучение – это любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Представляет собой поток заряженных и (или) неза­ряженных частиц.

Различают:

  • непосредственно ионизирующее излучение;
  • кос­венно ионизирующее излучение.

Непосредственно ионизирующее из­лучение состоит из заряженных частиц, кинетическая энергия которых достаточная для ионизации при столкновении с атомами вещества (α и ß – излучение радионуклидов, протонное излучение ускорителей и пр.).

Косвенно ионизирующее излучение состоит из незаряженных (нейтральных) частиц, взаимодействие которых со средой приводит к возникновению заряженных частиц, способных непосредственно вы­зывать ионизацию (нейтронное излучение, гамма-излучение).

Ядра всех изотопов химических элементов образуют группу нуклидов, большинство которых нестабильные, т.е. они все время превращаются в другие нуклиды. Самопроизвольный распад нестабильного нуклида называется радиоактивным распадом, а сам такой нуклид – радионуклидом.

При каждом распаде высвобождается энергия, которая и передается дальше в виде излучения. Образование и рассеивание радионуклидов приводит к радиоактивному заражению воздуха, почвы, воды, что требует постоянного контроля их содержания и принятия мер по нейтрализации.

Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивные элементы и их изотопы, ядерные реакторы, ускорители заряженных частиц, рентгеновские установки, высоковольтные источники постоянного тока и др.

Существенную часть облучения население получает от естественных источников радиации, т.е. из космоса и от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Например, радиоактивный газ радон постоянно выделяется на поверхность и проникает в производственные и жилые помещения.

Любой вид ионизирующих излучений вызывает биологические изменения в организме как при внешнем (источник находится вне организма), так и при внутреннем облучении (радиоактивные частицы попадают внутрь организма с пищей, через органы дыхания).

Основной механизм действия на организм человека ионизирующих излучений связан с процессами ионизации атомов и молекул живой материи, в частности молекул воды, содержащихся в клетках, что ведет к их разрушению.

Степень воздействия ионизирующих излучений на живой организм зависит от мощности дозы облучения, продолжительности этого воздействия, вида излучения и радионуклида, попавшего внутрь организма.

Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы об­лучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой и измеряется в греях (1 Гр – 1 Дж/кг). Однако этот критерий не учи­тывает того, что при одинаковой поглощенной дозе α-частицы гораздо опаснее ß-частиц и гамма-излучения.

В связи с этим введена величина эквивалентной дозы, которая измеряется в зивертах (1 Зв = 1 Дж/кг) по Международной системе единиц (СИ), принятой в I960 г. Зиверт представляет собой единицу поглощенной дозы, умноженную на коэффициент, учитывающий неодинаковую радиационную опасность для организма разных видов ионизирующего излучения.

Для оценки эквивалентной дозы применяется также единица бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв. В зивертах также измеряется эффективная эквивалентная доза – эквивалентная доза, умноженная на коэффициент, учитывающий разную чувствительность различных тканей к облучению.

В соответствии с требованиями Закона о радиационной безопасности населения введены дозовые пределы:

  • для персонала 20 мЗв (миллизивертов) в год при производственной деятельности с источниками ионизирующих излучений;
  • для населения – 1 мЗв.

Защита от ионизирующих излучений осуществляется с помощью следующих мероприятий:

  • сокращение продолжительности работы в зоне излучения;
  • полная автоматизация технологического процесса;
  • дистанционное управление;
  • экранирование источника излучения;
  • увеличение расстояния;
  • использование манипуляторов и роботов;
  • использование средств индивидуальной защиты и предупреж­дение знаком радиационной опасности;
  • постоянный контроль за уровнем ионизирующего излучения и за дозами облучения персонала.

Защита от внутреннего облучения заключается в устранении не­посредственного контакта работающих с радиоактивными веществами и предотвращении попадания их в воздух рабочей зоны.

Для защиты людей от ионизирующих излучений следует строго соблюдать требования «Норм радиационной безопасности (НРБ-09/2009)» и «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (OCПOPБ-99/2010)».

Источник: https://www.protrud.com/%D0%BE%D0%B1%D1%83%D1%87%D0%B5%D0%BD%D0%B8%D0%B5/%D1%83%D1%87%D0%B5%D0%B1%D0%BD%D1%8B%D0%B9-%D0%BA%D1%83%D1%80%D1%81/%D0%B7%D0%B0%D1%89%D0%B8%D1%82%D0%B0-%D0%BE%D1%82-%D0%B8%D0%BE%D0%BD%D0%B8%D0%B7%D0%B8%D1%80%D1%83%D1%8E%D1%89%D0%B5%D0%B3%D0%BE-%D0%B8%D0%B7%D0%BB%D1%83%D1%87%D0%B5%D0%BD%D0%B8%D1%8F/

Book for ucheba
Добавить комментарий