1.4.1 Характеристика гамма-излучения урановых руд
Добыча и первичная переработка урановой руды связана с возможностью внешнего облучения персонала. Характеристика γ_излучения равновесного уранового ряда представлена в табл.1.9.
Таблица1.9 Характеристика гамма-излучения равновесного уранового ряда
-
Нуклид
Диапазон энергий,
МэВ
Выход на один
распад
Суммарная энергия на один
распад, МэВ
Урановая группа
238U - 230Th
0,0 – 0,3
0,3 – 2,0
0,47
0,01
0,04
0,01
Радиевая группа
226Ra 210Po
0,0 – 0,3
0,3 – 0,6
0,6 – 1,0
1,0 – 1,5
1,5 – 2,0
2,0 – 2,5
0,71
0,37
0,57
0,36
0,29
0,09
0,10
0,14
0,37
0,44
0,50
0,20
Сумма радиевой группы
-
3,39
1,75
Ряд актиноурана
0,0 – 1,0
0,30
0,05
Сумма равновесного уранового ряда
0,0 – 2,5
3,17
1,85
* С учетом соотношения 238U и 235U в естественной смеси изотопов урана (0,046 распада235Uна 1 распад238U)
Следует отметить, что более чем на 90% суммарное γ-излучение ряда обусловлено короткоживущими продуктами распада радона. Самоослабление и многократное рассеяние в объемных рудных телах приводит к тому, что спектральный состав излучения существенно отличается от линейчатого спектра первичного излучения уранового ряда, т. е. спектраγ-излучения «точечного» рудного образца. В спектре для объемных рудных тел, наряду с первичными линиями, появляется непрерывное распределение рассеянногоγ-излучения, причем доля его растет с увеличением объема тела до некоторого предела, при котором плотность потока и спектральный состав соответствуют излучению бесконечной рудной среды.
Для бесконечно протяженного рудного слоя его толщина, тоже практически эквивалентная бесконечной, по плотности потока γ-квантов составляет 80–120г/см2, а по дозовому спектру 30–40г/см2, что при плотности руды 2–3г/см3 соответствует в первом случае 30 – 60см, а во втором — 10–20см слоя руды, Дозовыеспектры γ-излучения точечного рудного источника и бесконечной рудной среды, рассчитанные в относительных единицах, представлены на . Вклад в суммарное излучениеγ-квантов с энергиями менее 0,3Мэв, 0,3–1МэВ и более 1МэВ составляет для точечного источника 40, 30 и 30% по потокуγ-квантов и 10, 28 и 62% по дозе, а для бесконечной среды – соответственно 72, 17 и 11% по потокуγ-квантов и 27, 28 и 45% по дозе.Средняя энергия γ-излучения точечного источника (равновесного уранового ряда) – 0,72 МэВ/γ-квант, бесконечной рудной среды – 0,33 МэВ/γ-квант.
Рис.1.4 Дозовый спектр γ_излучения равновесной урановой руды для «точечного» образца (а,б) и бесконечной рудной среды (в,г)
а –Dγ >0,05 отн. ед.б – Dγ <0,1 отн.ед.в – спектр рассеянногоγ–излучения,г– суммарныйγ спектр
Мощность поглощенной в воздухе дозы γ-излучения внутри бесконечной рудной среды (т.е. горной выработки, целиком расположенной внутри рудного тела, в так называемойя 4π-геометрии), зависит от эффективного атомного номера Zэфф, однако с достаточной для практических целей точностью может быть оценена по формуле
.
Dγ = 16,4∙CU мкГр/ч, (1.12)
где СU– содержание равновесного урана в руде, кг/т В случае полубесконечного пространства аналогичное соотношение имеет вид:
.
Dγ = 7,5∙CU мкГр/ч, (1.13)
На практике чаще встречаются ситуации, когда не вся поверхность стенок горной выработки является рудной, потому для прогнозирования мощности дозы γ-излучения, мкГр/ч, обычно используют зависимость:
.
Dγ=kγ∙CU (1.14)
где kγ - эмпирический коэффициент, который определяют по данным радиационного контроля для определенных горногеологических и горнотехнических условий, мкГрּт/(чּкг).
При отсутствии экспериментальных данных kγ можно принимать равным 5,6 мкГрּт(чּкг).
Формулы 1.12, 1.13, 1.14 и позволяют оценить максимально возможную мощность дозы применительно к условиям подземных горных выработок или карьера, вскрывающих рудные тела, однородные по содержанию урана и достаточно большие по мощности, падению и простиранию. На практике эти значения оказываются ниже расчетных из-за: - неравномерности оруденения, чередования рудных и безрудных участков, невыполнения условия бесконечности по толщине или по протяженности рудного слоя (так, на расстоянии 2 м от слоя руды бесконечной толщины условию бесконечной протяженности будет удовлетворять диск, имеющий диаметр около ~ 10м),
- сдвига равновесия между ураном и радием в сторону уменьшения радия или потери радона и его короткоживущих продуктов распада за счет эманирования руды,
- ослабления γ_излучения в материалах крепления выработок (деревянная крепь снижает мощность дозы на 20 – 40%, бетонная — в 3 –10 раз) и т. п.
Максимально возможная мощность дозы γ-облучения от отдельных небольших образцов урановых руд, для которых можно пренебречь самоослаблением в образце, рассчитывается по формуле 1.15 для точечного источника:
.
Dγ= 3,5∙mu/R2= 0,035∙mp∙Cu/ R2= 9,2∙103∙mRa, мкГр/час (1.15)
где mU– масса равновесного урана в образце,г; mp – масса образца,г;СU– содержание урана в руде, кг/т:mRa – количество радия в образце, мг-экв; R – расстояние от образца до расчетной точки, см. Для образцов, размеры которых превышают 0,2R, расчет по (1.15)будет давать несколько завышенные значения мощности дозы.
Мощность дозы в воздухе, обусловленная β-излучением толстого (не менее 3мм) бесконечно протяженного слоя равновесной урановой руды, для точки, удаленной от слоя на расстояние 0–10см, может быть рассчитана по формуле:
.
Dγ = 6,5∙CU мкГр/ч (1.16)
С увеличением расстояний от слоя до 1 м мощность дозы снижается примерно в три раза, а до 2м — в6 раз. На расстоянии 1 см от точечного источника равновесной урановой руды соотношение имеет вид:
.
Dγ = 840∙mu = 8,4mp∙Cu, мкГр/ч (1.17)
где обозначения те же, что в (1.15).На расстоянии 0,5м мощность дозыβ-излучения точечного источника
Рис 1.4 Зависимость мощности дозы γ-излученияРγ от содержания равновесного уранаCUв руде для бесконечного(1) и полубесконечного (2) рудного пласта и от расстояния до точечного образца равновесной урановой рудыR, содержащей 1г (3) и 1кг (4) урана
снижается в 104раз, а на 1,5м –105раз, т. е. значительно быстрее, чем по закону 1/R2. На практикеβ-облучение из-за сильного ослабления с увеличением расстояния от источника (в различных поглощающих материалах, в спецодежде и т.п.)не играет существенной, по сравнению сγ-облучением, роли. Важное исключение составляют ручные операции с очень богатыми образцами руды, когда за счетβ-облучения при прямом контакте незащищенных рук с образцом поглощенная доза может достигать больших значений (до несколькихрадза 1ч контакта при содержании равновесного урана в образце порядка 10%).
На рис 1.4 показана зависимость мощности дозы, создаваемой в воздухе γ-излучением бесконечного и полубесконечного рудного пласта и точечного рудного образца, от содержания равновесного урана. Как видно из рис.1.4, мощность дозыγ-излучения рудных пластов не может превышать допустимых значений при содержании урана в руде менее 0,15 – 0,2%, а отдельных рудных образцов — на расстоянии порядка 1–2см при содержании урана в образце менее 1г и на расстоянии 30 – 40см при содержании урана в образце менее 1 кг.
- Раздел 1 радиационная опасность при добыче и переработке урановых руд
- 1.2 Радон и продукты его распада
- 1.2.1 Физические и радиационные свойства радона
- 1.2.2 Потенциальная энергия альфа-излучения.
- 1.2.3 Скрытая энергия.
- 1.2.4 Выделение радона в рудничную атмосферу.
- 1.3 Аэрозоли долгоживущих радионуклидов
- 1.4 Гамма- и бета-излучение руд
- 1.4.1 Характеристика гамма-излучения урановых руд
- 1.4.2 Классификация защит.
- 1.4.3 Процедура оценки эквивалентной дозы от b-излучения в случае загрязнения кожи
- 1.4.4 Определение допустимой мощности дозы гамма-излучения в воздухе для персонала уранодобывающих и перерабатывающих предприятий и населения.
- 1.5Радиоактивное загрязнение поверхностей
- 1.5.1 Особенности радиоактивного загрязнения поверхностей
- 1.4.5 Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей
- 1.4.6 Радиационный контроль загрязнения поверхностей
- 1.4.7 Назначение, краткое описание сит для контроля поверхностного загрязнения.
- 1.4.8 Измерение поверхностного загрязнения
- 1. Радиационный контроль при отгрузке смолы насыщенной, хвостов кучного выщелачивания и кека уошв
- 2. Радиационный контроль качества дезактивации
- 1.5 Риск, связанный с облучением естественными радионуклидами
- 1.6 Радиационный контроль на уранодобывающих и перерабатывающих
- 1.6.1 Задачи радиационного контроля
- 1.6.2.1Сцинтилляционные камеры.
- 1.6.2.2 Ионизационные камеры.
- 1.6.2.3 Камеры с полупроводниковым детектором.
- 1.6.2.4 Камеры с двумя фильтрами.
- 1.6.2.5 Адсорбционный метод.
- 1.6.3 Эталонирование и поверка приборов для измерения объемной активности радона
- 1.6.4 Измерение объемной активности торона.
- 1.6.5 Методы измерения объемной активности дочерних продуктов
- 1.6.6 Методы измерения интегральной величины скрытой энергии.
- 1.6.7 Методы измерения объемной активности долгоживущих радионуклидов.
- 1.7 Организация индивидуального дозиметрического контроля на объектах
- Раздел 2
- 1. Общие положения
- 2. Порядок рассмотрения заявления о намерении осуществлять практическую деятельность с источниками ионизирующего излучения
- 3. Порядок выдачи Санитарного паспорта
- 4. Соблюдение условий Санитарного паспорта
- 5. Санитарный надзор, радиационный контроль, радиационный мониторинг
- 6. Общие требования к контролю за реализацией основных принципов радиационной безопасности
- 7. Отчет о соответствии требованиям санитарного законодательства
- 8. Общие требования к мероприятиям по обеспечению противорадиационной защиты в условиях практической деятельности
- 9. Общие требования к проектированию, размещению и организации работы предприятий с радиационно-ядерными технологиями
- 9.1. Проектирование
- 9.2. Категории предприятий и объектов
- 9.3. Требования к размещению объектов с радиационно-ядерными технологиями
- 9.4.Санитарно-защитная зона и зона наблюдения
- 9.5.Требования к организации работ с источниками ионизирующих излучений на рабочем месте
- Порядок допуска к работам с источниками ионизирующих излучений
- Снабжение, учет, хранение, перевозка радиоактивных веществ и нерадионуклидных источников ионизирующих излучений
- 11. Требования к организации и проведения работ с закрытыми радионуклидными источниками и устройствами, генерирующими ионизирующие излучения
- 12. Требования к организации и проведению работ с открытыми источниками ионизирующих излучений
- 12.2 Вентиляция, пылегазоочистка, отопление и освещение
- 12.3. Водоснабжение и канализация
- 12.4. Содержание и дезактивация рабочих помещений и оборудования
- 12.6. Санитарно-бытовые помещения
- 13. Контрольные уровни
- 14. Обращение с радиоактивными отходами
- 15. Радиационная безопасность в условиях облучения техногенно-усиленными источниками естественного происхождения
- 16. Ограничение облучения персонала источниками естественного происхождения
- 17. Ограничение облучения техногенно-усиленными источниками естественного происхождения работников, не отнесенных к категории "персонал"
- 18.Ограничение облучения населения техногенно-усиленными источниками природного происхождения
- 19. Обеспечение радиационной безопасности при медицинском облучении
- Раздел 3
- 1.Общие положення
- 2.Общие требования к предприятиям, ведущим разработку уранових месторождений
- 2.1 Общие положения
- 2.2 Требования к размещению объекта
- 2.3 Санитарно-захисняя зона и зона наблюдения
- 3. Санитарно-гигиенические требования к производственным процессам при разработке урановы месторждений.
- 3.1 Горные работы
- 3.2 Транспортные, грузово-разгрузочные работы
- 3.3 Вентиляция подземных уранових рудников.
- 3.4 Ремонт и дезактивация оборудования
- 3.5 Разработка отдельных участков месторождения с высоким содержанием урана в руде
- 3.6 Защита от радона и продуктов его распада с помощью вентиляции
- 4. Общие требования противорадиационной защиты персонала.
- 5. Требования к коллективной и индивидуальной защите персонала
- 6. Требования к проведению контроля условий труда на урановых рудниках
- 6.1 Общие положения
- 6.2 Требования к контролю показателей производственной среды
- 6.3 Требования к контролю облучения персонала
- 6.4 Требования к оценке условий труда персонала
- 7. Охрана окружающей среды
- 7.1 Общие положения
- 7.2 Охрана атмосферного воздуха
- 7.3 Требования к охране вод
- 7. 4 Обращение с отвалами и отходами уранового производства
- 7.5 Охрана земель
- 7.6 Требования к проведению мониторинга окружающей среды
- 7.7 Порядок ведения мониторинга
- 8. Защита персонала в аварийных условиях.
- Раздел 4 руководство по расчету индивидуальных доз облучения персонала гп «ВостГок» и населения
- 1 Сфера применения.
- 2 Сокращения.
- 3 Общие положения.
- 4 Основные требования к проведению индивидуального дозиметрического
- 5 Значения допустимых уровней радиационно опасных факторов.
- 6 Оценка индивидуальных доз облучения.
- 6.1 Расчет величины эффективной дозы облучения для подземного персонала категории а
- 6.1.1 Эффективная доза внешнего облучения
- 6.1.2 Эффективная доза облучения радона
- 6.1.3 Эффективная доза облучения от дпр
- 6.1.4 Эффективная доза облучения от дпт
- 6.1.5 Эффективная доза облучения от долгоживущих альфаактивных нуклидов
- 6.2 Расчет величины эффективной дозы облучения для поверхностного персонала категории а
- 6.3.1 Эффективная доза внешнего облучения
- 6.4 Расчет величины эффективной дозы облучения для категории в -населення от влияния производственной деятельности рно
- 1. Общие положения.
- 2.Расположение на местности и устройство хвостохранилищ.
- 3.Санитарно-защитные зоны и режим их использования.
- 4. Транспортировка хвостов
- 5.Санитарно-технические мероприятия при авариях на хвостохранилищах.
- 6. Техника безопасности при обслуживании хвостохранилища.
- 7.Меры индивидуальной защиты и личная гигиены работающих.
- 8. Консервация хвостохранилищ.
- 9. Санитарный контроль.
- 10.Эксплуатация хвостохранилищ