LibRar.Org.Ua — Бібліотека українських авторефератів

Загрузка...

Головна Легка промисловість → Розробка конструкції та технологічного процесу виготовлення спеціального взуття з радіозахисними властивостями

висновок, що шкіра, яка містить у собі солі титану, може бути використана в тих умовах, де основну небезпеку становить "м'яке" гамма-випромінювання.

Третій розділ присвячено експериментальним дослідженням існуючих матеріалів на здатність захисту від бета- та гамма-променів, визначенню хімічного складу шкіряних матеріалів та їх властивостей.

Для свідомого вирішення завдання щодо створення систем та елементів захисту людини від іонізуючого випромінювання, визначені радіоактивні елементи, які утворюються не внаслідок природного розвитку, а за результатами діяльності людини. Це радіоактивні елементи, які випромінюють альфа-, бета-частинки та гамма-промені. Альфа-випромінювачі – це ізотопи Рu (плутоній), Аm (Америцій) і Сm (Кюрій), які випромінюють альфа-частинки з енергією 4,5 –6,0МеВ. Вони повністю поглинаються шаром повітря завтовшки 50–60мм або алюмінієвою фольгою - до 0,1 мм, а лист пластику, скла, хірургічні рукавички, одяг повністю екранують альфа-частинки. Тому на практиці ці випромінювачі безпечні для людини, в роботі вони не досліджувались.

Першочергового значення набуває захист від бета-випромінювання 90Sr (Т⅛ = 29.1 років), Еβ = 546 - 2284 КеВ, та гамма-випромінювання 137Cs (Т⅛ = 30 років), Еγ = 700 КеВ. Ці ізотопи ще близько 100 років будуть найактивнішими в опроміненні людей. Ізотопи ж цезію, рутенію, цирконію мають періоди напіврозпаду менші двох років.

Для роботи в умовах АЕС, а також у зоні відчуження необхідний комплекс засобів індивідуального захисту, який перекриє діапазон можливих впливів небезпечних і шкідливих факторів.

Для визначення ефективності захисту від іонізуючого випромінювання досліджувались шість матеріалі - чотири зразки із сировини великої рогатої худоби різних методів дублення та обробки шкіри (покривної плівки) і два зразки текстильного матеріалу з поліамідно-поліефірного волокна, різної товщини, які умовно позначені: юхта хром-рослинного методу дублення, з нітропокриттям (РЗ–Ю); краст, хромового методу дублення, без покривної плівки (РЗ–К); шкіра хромового методу дублення, із поліуретановим покриттям (РЗ–П); шкіра хромтитанового методу дублення, з емульсійним покриттям (РЗ–Т); поліефірно–поліамідна тканина (Т1); поліефірно– поліамідна тканина (Т2). Щільність матеріалів визначена відповідно 0.134, 0.117, 0.113, 0.074, 0.051, 0.021 г / см 2.

Дослідження проводилися згідно з методикою, яка забезпечує визначення активності радіонуклідів в лічильних зразках із похибкою 5%, при довірчій достовірності 0,95, на повірених приладах дослідної лабораторії інституту ядерних досліджень НАН України. Похибка для конкретного вимірювання залежить від активності проби, набору і співвідношення радіонуклідів у ній. Визначення активності радіонуклідів базується на реєстрації за допомогою сцинтиляційного спектрометра неперервних бета– та гамма-спектрів, які відрізняються формою й розташуванням на енергетичній шкалі. Для обробки їх, з метою визначення активності окремих нуклідів, використовується метод енергетичних інтервалів.

Захисні властивості різних форм речовин, відносно гамма- та бета-випромінювання визначаються за допомогою коефіцієнтів пропускання.


К проп. = φ / φ0, (2)


де φ0 - густина потоку (число бета-часток і гамма-променів, які пройшли за одиницю часу поверхню одиночної площі) без зразка;

φ – густина потоку зі зразком.

Густина потоку з гамма-променів первинного моноенергетичного випромінювання після проходження зразка товщиною Х визначається за формулою:


φ = φ0 ехр (- μ Х), (3)


де μ – коефіцієнт ослаблення.

Далі отримуємо: μ = {ℓn (φ0 / φ)} / Х= (ℓn К) / Х


Якщо товщину зразка Х визначити, як поверхневу густину в г/см , то μ має значення масового коефіцієнта ослаблення. Він залежить від типу матеріалу й енергії гамма-променів, і не залежить від товщини матеріалу.

У таблиці 1 та на рисунку 1, подані значення коефіцієнта пропускання гамма-променів для різних гамма-ліній залежно від товщини всіх досліджувальних матеріалів. Як бачимо, гамма-промені мало затримуються матеріалами, але між ними є суттєва різниця в області енергій, яку можна побачити, порівнюючи коефіцієнти, пропускання випромінювань матеріалами.

Як видно, при енергії 302,8 кеВ різниця між ними є, але не суттєва, а при енергії гамма-променів 59.5 кеВ вона значно більша. Наприклад, при енергії гамма-променів 59,5 кеВ коефіцієнт пропускання для матеріалу РЗ–Т дорівнює 0,74, а для матеріалу РЗ–Ю – 0,79. При енергії 661 кеВ він дорівнює 0,92 і 0,90 відповідно.


Таблиця 1


Залежність коефіцієнта пропускання гамма-променів (Кg) від типу матеріалу


Тип мате

ріалу Еγ,

кеВ

Кg


РЗ–Ю

(1)

РЗ–К

(2)

РЗ–П

(3)

РЗ–Т

(4)

Т1

(5)

Т2

(6)

59,5

0,79

0,81

0,81

0,74

0,92

0,96

81,0

0,81

0,84

0,85

0,94

0,94

0,96

276,0

0,86

0,88

0,87

0,92

0,95

0,98

302,8

0,86

0,88

0,88

0,92

0,95

0,98

356,0

0,87

0,88

0,89

0,92

0,95

0,98

383,8

0,87

0,89

0,89

0,93

0,96

0,97

661,6

0,90

0,89

0,90

0,92

0,95

0,98

Рис.1. Залежність коефіцієнта пропускання гамма-променів (Кg) від типу матеріалу.

Для різних енергетичних інтервалів залежно від товщини матеріалу РЗ–Ю видно (див. табл. 2), що при щільності, яка відповідає товщині одного шару матеріалу бета-частинки суттєво затримуються, особливо в області малих енергій. Визначено, що в результаті випромінювань для різних енергетичних інтервалів залежно від товщини зразка уже при щільності порядку