Единое окно доступа к образовательным ресурсам

Безопасность жизнедеятельности: Учебное пособие к выполнению лабораторных работ

Голосов: 0

В данном издании приведены лабораторные работы по курсу "Безопасность жизнедеятельности", в том числе краткие теоретические сведения, порядок и требования к выполнению работ, а также контрольные вопросы. Предназначено для студентов направления 280700 - Техносферная безопасность.

Приведенный ниже текст получен путем автоматического извлечения из оригинального PDF-документа и предназначен для предварительного просмотра.
Изображения (картинки, формулы, графики) отсутствуют.
            МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ
                РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
  Белгородский государственный технологический университет
                       им. В.Г. Шухова


           Кафедра безопасности жизнедеятельности


                                             Утверждено
                                     научно-методическим советом
                                             университета




        БЕЗОПАСНОСТЬ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ
Учебное пособие к выполнению лабораторных работ для студентов
       направления 280700 – Техносферная безопасность




                          Белгород
                            2012


                                2
        МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ
                РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
  Белгородский государственный технологический университет
                       им. В.Г. Шухова


           Кафедра безопасности жизнедеятельности


                                             Утверждено
                                     научно-методическим советом
                                             университета




        БЕЗОПАСНОСТЬ ЖИЗНЕДЕЯЛЕЛЬНОСТИ

Учебное пособие к выполнению лабораторных работ для студентов
       направления 280700 – Техносферная безопасность




                          Белгород
                            2012


                                    3
УДК 613.6 (075)
ББК 51.24я7
    Б 40



         Составители:   А.Н. Лопанов, д-р техн. наук, проф.;
                        С.Ш. Залаева, канд. экон. наук, доц.;
                        Е.А. Носатова, канд. техн. наук, доц.;
                        Е.В. Климова, канд. техн. наук, доц.;
                        В.И. Беляева, канд. техн. наук, доц.;
                        Ю.В. Хомченко канд. техн. наук, доц.;
                        Т.Г. Болотских, ст. преп.;
                        О.А. Рыбка, ст.преп.


         Рецензент        канд. хим. наук, проф. Г.Н. Тарасова


             Безопасность жизнедеятельности: учебное пособие/ сост.:
 Б 40   А.Н. Лопанов и др.. – Белгород: Изд-во БГТУ, 2012. – 160 с.




   Учебное пособие включает указания к выполнению лабораторных работ
по дисциплине «Безопасность жизнедеятельности». В данном издании при-
ведены лабораторные работы по курсу «Безопасность жизнедеятельности»,
в том числе краткие теоретические сведения, порядок и требования к вы-
полнению работ, а также контрольные вопросы.
      Методические указания предназначены для студентов направления
280700 – Техносферная безопасность.
      Издание публикуется в авторской редакции.

                                                        УДК 613.6 (075)
                                                        ББК 51.24я7
                                                        Б 40

                                        © Белгородский государственный
                                         технологический университет
                                        (БГТУ) им. В.Г. Шухова, 2012


                                  4
                              Введение

   Настоящее учебное пособие посвящено ключевым вопросам безопасно-
сти жизнедеятельности в бытовой и производственной среде, написано в
соответствии с утвержденной программой курса «Безопасность жизнедея-
тельности» и предназначено для самостоятельной подготовки студентов и
выполнения лабораторных работ.
   В учебное пособие включены основные теоретические сведения и лабо-
раторные работы с указанием темы, цели и порядка проведения измерений
по разделам дисциплины «Безопасность жизнедеятельности»: «Обеспечение
комфортных условий труда» – Исследование параметров микроклимата ра-
бочей зоны производственных помещений, Определение концентрации пы-
ли в воздухе производственных помещений, Исследование эффективности
работы вентиляционной установки, Исследование естественного освещения
в производственных помещениях, Исследование искусственного освещения
в производственных помещениях; «Опасности технических систем и защита
от них» – Исследование производственного шума. Спектр шума. Методы
измерения, Исследование звукоизоляционных характеристик строительных
материалов, Исследование сопротивления заземляющих устройств, Средст-
ва и методы тушения пожаров. Профилактика пожаров. Характеристика
пожарной опасности производств.
   Пособие содержит приложения, составленные на основе справочных и
нормативных данных, которые необходимы для выполнения лабораторных
работ и решения поставленных задач.
   Учебное пособие по «Безопасности жизнедеятельности» позволит сту-
дентам познакомиться и научиться пользоваться приборами, применяемыми
при анализе условий труда в производственных помещениях, а полученные
знания помогут не только идентифицировать вредные и опасные производ-
ственные факторы, но и контролировать их, находить способы и методы
защиты от них.


                                 5
                      Лабораторная работа 1
    Оценка содержания радионуклидов урана в природных минералах

   Цель работы: Ознакомление с работой дозиметра-радиометра, определе-
ние и расчет активности радионуклидов урана в природных минералах (гра-
нит).
   Приборы и оборудование: дозиметр-радиометр ДРГБ-01-«ЭКО-1» (воз-
можно применение дозиметров-радиометров «РАДЭКС» РД 1503; МКС-
01СА1М; ДКГ-03Д «Грач»; РКСБ-104), образцы гранита.

                       Теоретическая часть работы

   Радиоактивный распад веществ происходит в соответствии с формаль-
ной кинетикой необратимой реакции первого порядка:
                                     dm
                                              km .                     (1.1)
                                     dt
где m – масса радионуклида, кг; t – время, с; k – константа скорости необра-
тимой реакции первого порядка, с-1; – скорость распада.
   Константа скорости распада не зависит от количества взятого вещества и
связана с периодом полураспада Т1/2 следующим соотношением:
                                     ln 2
                                 k        .                            (1.2)
                                     T1 2
    Скорость радиоактивного распада называют активностью радионуклида
(А), которую рассчитывают по формуле:
                                     mN A ln 2
                               A               .                       (1.3)
                                      M T1 2
Здесь N A – число Авогадро, N A 6,022 1026 кг/моль; М – атомная масса
изотопа.
   Активность измеряют в распадах за 1 с (Беккерель, Бк).
   Действие излучения на вещество оценивают по дозе излучения D. Дозой
излучения называют величину, равную отношению энергии излучения Q к
массе облучаемого вещества m:
                              D Q m                               (1.4)
где D – доза излучения, Дж/кг; m – масса облучаемого вещества, кг; Q –
энергия поглощенного излучения, Дж.
   Единицей дозы облучения называют грей (Гр). Мощность дозы излуче-
ния – ватт на килограмм, Вт/кг, или Гр/с:


                                           6
                                  N     Q m t                                    (1.5)
   Дозу излучения оценивают по биологическому воздействию на систему.
Для этой цели вводят биологический эквивалент рентгена (бэр),

                  Доза рентгеновского излучения, вызывающая данный эффект
  1 Бэр
          Поглощенна я доза любого другого вида излучения, вызывающая данный эффект

   Один бэр равен 0,01 Грей.
   Энергетической характеристикой излучения является экспозиционная
доза излучения:
                             Dэ q m в                          (1.6)
q – количество зарядов одного знака, созданных при облучении воздуха,
Кл; mв – масса воздуха, кг.
   Внесистемной единицей экспозиционной дозы служит рентген (Р), 1 P =
2,58∙10-4 Кл/кг.
   При экспозиционной дозе, равной 1 Р в 10-6 м3 сухого воздуха и давле-
нии 1,013∙105 Па, возникает заряд ионов одного знака 3,3∙10 -8 Кл.
   Мощность экспозиционной дозы Nэ выражается в амперах на килограмм
(А/кг). Это мощность такой дозы электромагнитного излучения, при кото-
рой за одну секунду экспозиционная доза возрастает на 1 Кл/кг. Внесистем-
ные единицы мощности экспозиционной дозы:

     1 Р/с = 2,59∙10-4 А/кг; 1 Р/мин = 4,3∙10-6 А/кг; 1 Р/ч = 7,17∙10-8 А/кг.

   В области радиационной безопасности для оценки возможного ущерба
здоровью человека при хроническом облучении введено понятие эквива-
лентной дозы, равной произведению поглощенной дозы на средний коэф-
фициент, учитывающий воздействие облучения на биологическую ткань:

                                  ЭД D k 0 ,                                     (1.7)

где ЭД – эквивалентная доза облучения, Дж/кг; k 0 – коэффициент воздей-
ствия излучения.
   Единицу эквивалентной дозы, равной одному джоулю энергии на кило-
грамм массы биологической ткани, называют Зивертом (Зв).
   За единицу активности радионуклидов в системе СИ принята величина 1
Беккерель – один распад в секунду (Бк). Внесистемная единица активности
1 Кюри (Ки); 1 Ки = 3,7∙1010Бк.


                                 7
   При определении эквивалентной дозы ионизирующего излучения ис-
пользуют следующие значения взвешивающих коэффициентов излучения
(табл.1.1).

                                                                  Таблица 1.1
             Взвешивающие коэффициенты воздействия излучения на
                            биологическую ткань

 Вид излучения                                               k0
 Рентгеновское и гамма-излучение                             1
 Электроны, позитроны, гамма-излучение                       1
 Протоны с энергией < 10 МЭв                                 10
 Нейтроны с энергией < 20 МЭв                                3
 Нейтроны с энергией 0.1...10 МЭв                            10
 Альфа-излучение с энергией < 10 МЭв                         20
 Тяжелые ядра излучения                                      20
 Альфа-излучение с энергией 10...100 МЭв                     100

    Для оценки воздействия излучения на население используют коллектив-
ную эквивалентную дозу, равную произведению эквивалентной дозы на
число человек, подвергшихся радиации:
                                КЭД ЭД n                               (1.8)
КЭД – коллективная эквивалентная доза, чел∙Зв; ЭД – эквивалентная доза,
Зв; n – число человек, подвергшихся радиации.
    Развитие биосферы происходит на фоне ионизирующей радиации – есте-
ственного радиационного фона. Радиационный фон состоит из космическо-
го излучения и радиации от природных радионуклидов. Основной вклад в
естественный радиационный фон вносят следующие радиоактивные изото-
пы 40К, 238U, 232Th, а также продукты распада урана и тория. Суммарная доза
фонового излучения составляет около 1мЗв/год. В районах с высоким со-
держанием радионуклидов средняя доза излучения может достигать 10
мЗв/год. Считают, что радиационный фон влияет на информационные пото-
ки в биосфере, обуславливая часть наследственных изменений и мутаций
живых организмов.
    Животный и растительный мир биосферы обладает различной воспри-
имчивостью к радиации. Наиболее чувствительны к излучению высшие
биологические организмы – человек, млекопитающие животные. Однокле-
точные растения, животные, бактерии могут выдерживать сравнительно
большие дозы радиоактивного излучения.
    Поражение высших живых организмов, прежде всего, человека зависит
от величины дозы облучения, ее пространственного распределения по орга-
низму, времени излучения и временного интервала от момента получения
дозы (табл.1.2).


                                         8
                                                                      Таблица 1.2
             Вероятность возникновения заболевания от воздействия
        радиоактивного излучения на организм человека при эквивалентной
                           дозе 1 Зв (пороговая доза)
 Заболевание                                          Вероятность возникновения
                                                           заболевания, %
 Лейкемия                                                      0,2...0,4
 Рак щитовидной железы                                        0,05...0,08
 Рак молочных желез                                            0,3...0,5
 Опухоли легких                                                0,2...0,3
 Наследственные дефекты                                        0,5...0,6
 ИТОГО                                                        1,25...1,88

   Для сравнения отметим, что наследственные заболевания в естественных
условиях, характерные для 1980...1990 годов, составляют 6...10%, а заболе-
вание раком колеблется от 0,2 до 0,25% от всего населения. Воздействие
острого излучения, полученного за короткий промежуток времени от не-
скольких минут до нескольких часов, на организм человека охарактеризо-
вано в табл.1.3.
                                                              Таблица 1.3
                 Воздействие на организм человека облучения
                    при кратковременном воздействии
 Эквивалентная доза                   Воздействия на организм человека
 облучения, Зв
 0,1...0,25            Нет заметных изменений в начальный период времени, 1-2 года.
 0,25...0,5            Снижается сопротивляемость организма к заболеваниям.
 0,5...1,0             Нарушается иммунная система, обмен веществ, снижается число
                       лейкоцитов, тромбоцитов.
 1...2                 Лучевая болезнь легкой степени.
 2...4                 Лучевая болезнь средней степени.
 4...10                Лучевая болезнь тяжелой степени.
 10...100              Кишечная форма острой лучевой болезни.
 >100                  Токсичная форма острой лучевой болезни.

   Широкое использование расщепляющихся ядерных материалов привело
к глобальному облучению населения. Основные источники облучения: ура-
новые рудники, радиохимические заводы по переработке ядерного топлива,
хранилища и места утилизации радиоактивных материалов.
   Наибольшую опасность представляют долгоживущие радионуклиды це-
зия и стронция (137Сs, 90Sr). Хроническое облучение вызывает снижение
сопротивляемости организма в дозе 0,1 Зв/год, а доза порядка 0,5 Зв приво-
дит к развитию хронической лучевой болезни.
   Интенсивное развитие ядерной энергетики привело к повышению ра-
диационного фона биосферы. Так, вентиляционные выбросы из урановых
шахт содержат радиоактивный радон (222Rh), а радионуклиды водорода,


                                      9
углерода, йода (3Н, 14С, 129I) вступают в естественные циклы обмена ве-
ществ, вызывая необратимые изменения в жизнедеятельности живых орга-
низмов.
   Все радионуклиды подразделяют на четыре группы:
   – группа А – особо токсичные (активность 3,7∙10 6 Бк);
   – группа Б – высоко токсичные (активность 3,7∙10 5 Бк);
   – группа В – средне токсичные (активность 3,7∙104 Бк);
   – группа Г – малотоксичные (активность 3,7∙103 Бк).
   Для каждого радионуклида установлены предельно допустимые газовые
поступления (ПДП) через органы дыхания и предел годового поступления в
организм (ПГП).
                                                            Таблица 1.4
         Пределы поступления радионуклидов в организм человека
                          для некоторых веществ
 Вещество                          Группа опасности      ПГП, Бк/год
 Водород                                  Г                5,6∙1012
 Калий                                    В                1,9∙106
 Цезий                                    Г                9,6∙107
 Йод                                      Г                3,5∙107
 Уран                                     А                5,2∙102
 Уран                                     Б                5,2∙103
 Радон                                    Г                3,6∙108

   Поражение организма под воздействием радионуклидов носит разнооб-
разный характер. Радионуклиды первой группы равномерно распределяют-
ся по всему организму и вызывают повреждения органов, сходных с дейст-
вием Y – излучения.
   Радионуклиды второй группы (Ca, Sr, Ba) накапливаются в костной тка-
ни, вызывая облучение костного мозга. Склонность элементов третьей
группы к образованию комплексов приводит к концентрации их в крови с
последующим перемещением в печень.
   Факторы кинетики, обмена различного распределения в органах приво-
дят к тому, что токсичность радионуклидов проявляется неодинаково при
равных концентрациях. Следовательно, радионуклиды с одинаковой актив-
ностью, но с различными физико-химическими свойствами имеют различ-
ные пределы поступления в биосферу и отдельные организмы.
   Основные методы защиты биосферы от радионуклидов:
   – разработка безопасных ядерных технологий с минимальными выбро-
сами и сбросами радиоактивных веществ;
   – внедрение современных методов защиты, очистки воздуха, воды, поч-
вы от радиоактивных отходов;


                                    10
    – длительные комплексные санитарно-гигиенические мероприятия по
наблюдению за радиационным фоном, выявлением очагов радиоактивного
заражения, ограничение облучения населения, животных, растений.
    – разработка научно обоснованных уровней поступления радионуклидов
в организм человека, уровней облучения и заражения местности для приня-
тия экстренных мер по защите людей, животных, растений.
    Как правило, радиационный фон составляет 0,05-0,20 мкЗв/час. Проводя
измерения радиационного фона минералов, можно определить содержание
изотопов радионуклидов в исследуемом веществе. Природный уран состоит
из трех изотопов, табл. 1.5.
                                                             Таблица 1.5
                            Содержание изотопов в природном уране
    Изотоп урана                Содержание, %           Период полураспада, лет
              234
                    U              0,00600                     4,445∙105
              235
                    U               0,964                      7,038∙108
              238
                    U                99,3                      4,464∙109


   Для правильного расчета содержания урана в природном минерале оце-
нивают активность изотопов в 1000 см3 чистого вещества, учитывая, что его
плотность равна 19,04 г/см3:

                           19040 0,006 0,693
A   234
          U                                          2,642 108 распадов/с (Бк);
                    100 234 2, 445 105 365 24 3600
                          19040 0,694 0,693
A   235
      U                                            1,057 107 распадов/с (Бк)
                    100 234 7,038 108 365 24 3600
                           19040 99,3 0,693
A   238
      U                                            2,35 108 распадов/с (Бк).
                    100 234 4,468 109 365 24 3600

   Анализируя расчеты, делаем вывод, что необходимо учитывать распад
всех изотопов урана.

                        Практическая часть работы
   Выполнение работы: Определяют удельную активность полученного об-
разца гранита (Бк/кг). Включают дозиметр-радиометр ДРГБ-01-«ЭКО-1» и в
соответствии с инструкцией по эксплуатации прибора делают 5-6 отсчетов
экспозиции фонового излучения и активности образца гранита. По уравне-
ниям 1.9, 1.10 проводят расчет содержания урана в граните, учитывая, что
плотность гранита равна 2,7 г/см3 , а размерность активности N выражена в
Бк. Содержание изотопов урана (Х) выражается в г.



    
Яндекс цитирования Яндекс.Метрика