<< Пред.           стр. 9 (из 12)           След. >>

Список литературы по разделу

 8.1. Основные понятия и определения
 Вопрос Какое излучение называют ионизирующим?
 Ответ Ионизирующее излучение (в дальнейшем - ИИ) - излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака. ИИ состоит из заряженных (a и b частицы, протоны, осколки ядер деления) и незаряженных частиц (нейтроны, нейтрино, фотоны).
 Вопрос Какие физические величины характеризуют взаимодействие ИИ с веществом и с биологическими объектами?
 Ответ Взаимодействие ИИ с веществом характеризуется поглощенной дозой.
 Поглощенная доза D - основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dw, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:
 D=dw/dm. (8.1)
 Энергия может быть усреднена по любому определенному объёму, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объёму, деленной на массу этого объёма. В системе СИ поглощенная доза измеряется в Дж/кг и имеет специальное название грэй (Гр). Внесистемная единица - рад, 1рад = 0,01 Гр. Приращение дозы за единицу времени называется мощностью дозы :
  =dD/dt. (8.2)
 Для оценки радиационной опасности хронического облучения человека согласно [ 8.2] вводятся специальные физические величины - эквивалентная доза в органе или ткани НT,R и эффективная доза Е.
 Эквивалентная доза НT,R - поглощенная доза в органе или ткани Т, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент данного вида излучения WR:
 НT,R=WR? DT,R , (8.3)
 где DT,R - средняя поглощенная доза в ткани или органе Т;
 WR - взвешивающий коэффициент для излучения вида R.
 При воздействии различных видов ИИ с различными взвешивающими коэффициентами WR эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов ИИ:
  (8.4)
 Значения взвешивающих коэффициентов приведены в табл. 8.1 [ 8.1] .
 Таблица 8.1
 Взвешивающие коэффициенты различных видов ИИ
 
 Вид излучения WR
 Фотоны любых энергий 1
 Электроны и мюоны любых энергий 1
 Нейтроны с энергией: менее 10 кэВ 5
 От 10 до 100 кэВ 10
 От 100 кэВ до 2 МэВ 20
 От 2 до 20 МэВ 10
 Более 20 МэВ 5
 Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи 5
 a -частицы, осколки деления, тяжелые ядра 20
 Эффективная доза Е - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она равна сумме произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты радиочувствительности WT [ 8.2] :
  (8.5)
 где НТ - эквивалентная доза в органе или ткани Т;
 WT - взвешивающий коэффициент радиочувствительности для органа или ткани Т; их значения приведены в табл. 8.2.
 Таблица 8.2
 Взвешивающие коэффициенты радиочувствительности
 
 Наименование органов и тканей WT
 Гонады 0,2
 Красный костный мозг, желудок, толстый кишечник, легкие 0,12
 Грудная железа, печень, пищевод, мочевой пузырь, щитовидная железа 0,05
 Кожа, клетки костных поверхностей 0,01
 Остальное 0,05
 Единица эффективной дозы - зиверт (Зв). Внесистемная единица - бэр (биологический эквивалент рада), 1 Зв=100 бэр.
 Приращение доз за единицу времени (секунду, минуту, час) называется мощностью дозы.
  (8.6)
 Вопрос Что является источником ионизирующего излучения?
 Ответ Источником ионизирующего излучения (в дальнейшем - ИИИ) является радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ИИ. ИИИ могут быть как природного (космические частицы, радиоактивные изотопы земной коры и т.п.), так и искусственного происхождения (топливо ядерных энергетических установок, радиоактивные отходы, ускорители и т.п.).
 Вопрос Какие физические величины характеризуют интенсивность радиоактивных изотопов как ИИИ?
 Ответ Интенсивность радиоактивных изотопов как источников ИИ можно характеризовать несколькими физическими величинами:
 · активностью А, выходом частиц и фотонов h , энергией частиц и фотонов Е, потоком частиц и фотонов F;
 · мощностью дозы на определенном расстоянии от ИИИ.
 Активность - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени [ 8.2] :
 А=dN/dt , (8.7)
 где dN - ожидаемое количество спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк), 1 Бк=1 распад/с. Внесистемная единица активности - кюри (Ки). 1 Ки=3,7? 1010 Бк.
 При распаде радионуклидов образуются фотоны и частицы иногда разного типа, например, a и g , a и нейтроны, b и g , и т.д. Среднее количество частиц, образующихся при распаде одного ядра данного радионуклида называется выходом данных частиц:
 h =Ni/N, (8.8)
 где Ni - количество частиц i-го типа, образовавшихся при распаде N ядер данного радионуклида. Выход частиц может быть как больше, так и меньше 1.
 Образующиеся при распаде частицы и фотоны имеют вполне определенную энергию Е, характерную для распада данного радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии.
 Таким образом, зная активность А радионуклида и выход частиц h , можно определить поток фотонов или частиц i-го вида, испускаемых данным радионуклидом:
 Fi=A?h i . (8.9)
 Это количество частиц радионуклид испускает равномерно во все стороны сферы, т.е. в телесный угол 4p . Тогда на расстоянии r от данного ИИИ плотность потока частиц или фотонов можно найти по следующему соотношению:
 Ф=F/4p ?r2 , (8.10)
 где Ф - плотность потока частиц или фотонов, частиц/с?м2.
 8.2. Оценка радиационной обстановки
 Оценка радиационной обстановки заключается в определении эффективной эквивалентной дозы, которую человек может получить находясь в данных условиях, и сравнении её с предельно допустимым значением. Исходными данными при этом могут быть:
 · параметры полей ионизирующих излучений (вид ионизирующих излучений, мощности поглощенной и эффективной эквивалентной доз, плотности потоков частиц или фотонов);
 · активности радионуклидов, выход частиц или фотонов, расстояние до ИИИ;
 · облучаемые органы и время облучения.
 В зависимости от исходных данных используются различные методы расчета эффективной эквивалентной дозы.
 Например, известен состав ИИ, мощность эффективной эквивалентной дозы и время облучения. Тогда эффективная эквивалентная доза определяется следующим образом:
  (8.11)
 где - мощность эффективной эквивалентной дозы, Зв/c;
 t - время облучения, с.
 Полученное значение Е сравнивают с предельно допустимым. Последнее установлено для трех категорий облучаемых лиц:
 · персонал группы А - лица непосредственно работающие с ИИИ;
 · персонал группы Б - лица, по условиям работы находящиеся в сфере их воздействия;
 · население.
 Согласно НРБ-99 [ 8.2] установлены основные пределы доз (ПД) для всех категорий облучаемых лиц, значения которых приведены в табл. 8.3.
 Таблица 8.3
 
 Нормируемые
 величины Пределы доз
  Персонал группы А Персонал группы Б Население
 Эффективная доза 20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год 5 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 12,5 мЗв/год 1 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год
 Если значение Е, полученное по (8.11), не превосходит соответствующий предел дозы по табл.8.3, то условия труда являются допустимыми. В противном случае следует принимать меры либо к уменьшению времени облучения, либо к уменьшению мощности дозы.
 В другом случае известен состав ИИ, мощность поглощенной дозы, создаваемой каждой составляющей ИИ, облучаемые органы и время облучения. Тогда эффективная доза определяется следующим образом:
  (8.12)
 где - мощность поглощенной дозы, создаваемая в Т-м органе R-й составляющей ИИ, Гр/c;
 WR - коэффициент качества R-й составляющей ИИ;
 WT - коэффициент радиочувствительности Т-го органа;
 n1 - количество облучаемых органов;
 n2 - количество различных видов ИИ;
 t - время облучения, с.
 Обычно при подобных ситуациях облучается всё тело, поэтому S WT=1 и формула (8.12) упрощается:
  (8.13)
 Полученное по (8.12) или (8.13) значение Е сравнивают с соответствующим пределом дозы из табл. 8.3 и аналогично предыдущему делают вывод о радиационной обстановке.
 Возможна ситуация, когда при прогнозе радиационной обстановки, создаваемой g -активным радионуклидом, известны активность радионуклида А, Бк, расстояние до источника и время облучения. В этом случае при оценке радиационной обстановки можно использовать следующее соотношение [ 8.1] :
  (8.14)
 где А - активность радионуклида, Бк;
 Г - гамма-постоянная данного радионуклида, аГр?м2/c?Бк;
 r - расстояние до ИИИ, м.
 Гамма-постоянной радионуклида Г называется мощность поглощенной дозы в воздухе, создаваемая g-излучением точечного изотропного радионуклидного источника активностью А=1 Бк на расстоянии 1 м от него без начальной фильтрации излучения. В системе СИ единица измерения Г-постоянной аГр?м2/c?Бк (аттогрей?м2/с? Бк). Приставка "атто" означает множитель 10-18.
 В подобных ситуациях есть только один вид ИИ и облучается, как правило, всё тело. Следовательно, эффективная доза численно равна поглощенной дозе, а ее значение может быть определено по соотношению:
  (8.15)
 Поскольку при облучении всего тела S WT=1, то (8.15) упрощается:
  (8.16)
 Еще одна ситуация, когда при прогнозе радиационной обстановки, создаваемой точечным радионуклидом, известны его активность, выход частиц, их энергия. В этом случае оценка радиационной обстановки может быть дана путём сопоставления реальной и допустимой плотности потока частиц на рабочем месте.
 Плотность потока частиц на рабочем месте Ф определяется в соответствии с (8.9) и (8.10) как
 Ф=А?h /4p ?r2 , (8.17)
 где А - активность радионуклида, Бк;
 h - выход частиц или фотонов;
 r - расстояние до ИИИ, м.
 Значение Ф, полученное по (8.17), сравнивают со среднегодовой допустимой плотностью потока для частиц или фотонов данного вида и данной энергии, определяемой по табл. 8.5 и 8.8 НРБ-99 [ 8.2] . Если полученное по (8.17) значение Ф больше значения Фдоп, определенного из [ 8.2] , то условия труда недопустимы и требуется уменьшение плотности потока частиц или фотонов на рабочем месте.
 Наконец, известен вид ИИ, плотность потока частиц или фотонов и время облучения. Тогда оценка радиационной обстановки может быть дана путем сопоставления реальной эффективной дозы с соответствующим пределом дозы по табл. 8.3.
 В этом случае реальная эффективная доза за время облучения t определяется по соотношению:
 Е=h?Ф?t , (8.18)
 где h - эффективная доза на единичный флюенс, Зв?см2; значение h определяется из табл. [ 8.2] и зависит от вида и энергии частиц и фотонов;
 Ф - плотность потока частиц или фотонов на рабочем месте, см-2?с-1;
 t - время облучения, с.
 Если человек облучается потоками различных частиц или фотонов, то эффективная доза определяется по соотношению:
 Е=t ?S h?Ф, (8.19)
 где Ф, h - соответственно плотность потока частиц или фотонов данного вида и эффективная доза на единичный флюенс данного вида частиц или фотонов.
 Задача Мощность эффективной дозы на рабочем месте равна 1мкЗв/ч. Работник из числа персонала группы А находится на этом рабочем месте 1000 часов в году. Оценить условия труда.
 Решение Используя соотношение (8.11) находим:
 
 Для персонала группы А ПДА=20 мЗв/год (табл. 8.3). Полученная доза меньше предела дозы, следовательно, радиационная обстановка на данном месте при данных условиях работы соответствует нормам.
 Задача Мощность поглощенной дозы от источника нейтронов энергией 0,5 эВ на рабочем месте равна 1мкГр/ч. Работник из числа персонала группы А находится на этом рабочем месте 1000 часов в году. Облучается всё тело. Оценить условия труда.
 Решение Используем соотношение (8.13) и принимая во внимание, что у нас только один вид ИИ, находим:
 
 Здесь WR=5 по табл. 8.1 для нейтронов энергией менее 10 кэВ. Полученная доза меньше предела дозы 20 мЗв/год, следовательно, радиационная обстановка на данном месте при данных условиях работы соответствует нормам.
 Задача Оценить условия труда работника из числа персонала группы А, находящегося 100 дней в году в течение 1 часа на расстоянии 1м от радионуклида 57Со, активностью 1 Ки.
 Решение Оценка условий труда сводится к определению годовой эффективной дозы и сопоставлении её с пределом дозы для персонала группы А. При данных условиях облучается всё тело, поэтому S WT=1, а т.к. используется g -источник, то WR=1 (табл.8.1). Определяем годовое время облучения:
 t =100дн/год?1час/день?3600с/ч=3,6?105 с/год.
 По таблице из [ 8.1] находим Г-постоянную 57Со Г=3,64 аГр? м2/с? Бк. Используя (8.16), определяем годовую эффективную дозу:
 
 Сравнивая полученное значение с пределом дозы для персонала группы А ПДА=20 мЗв/год, видим, что радиационная обстановка не соответствует нормам - условия труда недопустимы.
 Задача Активность источника нейтронов энергией 5 МэВ А=1 Ки, выход нейтронов h =0,001. Оценить условия труда на рабочем месте, расположенном на расстоянии 1 м от источника, если возможно пребывание работника из числа персонала группы А в течение 100 дней в году по 1 ч ежедневно.
 Решение Как и в предыдущем примере оценка условий труда сводится к определению годовой эффективной дозы и сопоставлении её с пределом дозы для персонала группы А. Продолжительность облучения известна t =3,6? 105 с. Для определения годовой эффективной дозы воспользуемся соотношением (8.18), но вначале по (8.17) определим плотность потока нейтронов на данном рабочем месте, переведя расстояние в сантиметры:
 Ф=А?h /4p ?r2=3,7?1010?0,001/4p ?1002=2,9?102 нетр./см2? с.
 По таблице из [ 8.1] определяем эффективную дозу на единичный флюенс для нейтронов таких энергий h = 2,72? 10-10 Зв? см2 (для изотропного поля излучения). Тогда по (8.19) определяем годовую эффективную дозу:
 Е=Ф?h?t =2,9?102?2,72?10-10?3,6?105=28 мЗв/год.
 Сравнивая полученное значение с пределом дозы для персонала группы А ПДА=20 мЗв/год, видим, что условия труда недопустимы.
 8.3. Защита от g -излучения
 При прохождении через вещество в результате взаимодействия с ним интенсивность g -излучения падает. Однако законы ослабления g -излучения различаются в зависимости от вида источника ИИ.
 Пусть на барьер-поглотитель падает моноэнергетический параллельный пучок g -излучения начальной плотностью потока фотонов Фо. Тогда после прохождения в веществе расстояния х плотность потока будет равна:
 Фх=Фо? е-m ?х, (8.20)
 где m - линейный коэффициент ослабления, 1/см, зависит от материала защиты и энергии фотонов; значения m для некоторых материалов и энергий фотонов приведены в табл. 8.4.
 Таблица 8.4
 Линейный коэффициент ослабления
 
 ЕgМэВ m , см-1 m , см-1 m , см-1 m , см-1 m , см-1
  вода бетон алюминий железо свинец
 0,5 0,0966 0,2 0,226 0,646 1,7
 1,0 0,0706 0,146 0,165 0,467 0,771
 1,25 0,0631 0,131 0,148 0,422 0,658
 2,0 0,0494 0,103 0,116 0,333 0,508
 10,0 0,0222 0,0529 0,0626 0,234 0,55
 Более подробные таблицы коэффициентов m приведены в [ 8.2] .
 Соотношение (8.20) не учитывает рассеяние фотонов и справедливо только для так называемой геометрии узкого пучка, которая создается путем коллимации потока фотонов. Пучок фотонов, не удовлетворяющий этим условиям, называется широким. В абсолютном большинстве случаев при проектировании защиты рассеянием фотонов пренебрегать нельзя. В этом случае плотность потока будет равна:
 Фх=Фо ?ехр(-m х)?В(Еg , Z, m ?х), (8.21)
 где В(Еg, Z, m ?х) - фактор накопления, безразмерная величина, показывающая во сколько раз учет рассеяных фотонов увеличивает плотность потока фотонов за защитой.
 Фактор накопления зависит от вещества защиты (Z - атомный номер), энергии фотонов Еg , толщины защиты х, расположения источника и детектора по отношению к защите, геометрии и компоновке защиты. Фактор накопления может относиться к различным измеряемым параметрам g -излучения: числу фотонов (числовой фактор накопления - Вч); дозе излучения (дозовый фактор накопления - ВД). В зависимости от геометрии защиты и расположения источника и детектора относительно её возможны следующие варианты:
 1. Источник и детектор помещаются в бесконечной поглощающей и рассеивающей среде (фактор накопления В? ).
 2. Источник находится в бесконечной поглощающей и рассеивающей среде, а детектор - вне её или наоборот, (полубесконечная геометрия В1/2 ? )
 3. Источник и детектор разделены защитной средой конечной толщины, имеющей бесконечные поперечные размеры - барьерная геометрия. Это наиболее распространенный случай (фактор накопления Вб).
 4. Источник и детектор разделены защитной средой, имеющей конечные размеры (фактор накопления Во).
 Некоторые значения факторов накопления изотропного источника в барьерной геометрии приведены в табл. 8.5.
 Таблица 8.5
 Дозовые факторы накопления в барьерной геометрии
 
 Отношение Фо/Фх, где Фх определено по (8.21), часто называют коэффициентом ослабления широкого пучка или кратностью ослабления широкого пучка, Косл. Используя это понятие и для упрощения расчета защиты, разработаны таблицы для определения толщины защиты в зависимости от материала, кратности ослабления и энергии фотонов. Полностью эти таблицы приведены в [ 8.2] . Ниже, в табл. 8.6, приведен фрагмент одной из этих таблиц.
 Таблица 8.6
 Толщина защиты из свинца, cм в зависимости от кратности ослабления и энергии фотонов
 
 Косл Энергия фотонов, МэВ
  0,5 1,0 1,25 2,0 4,0 10,0
 1,5 0,2 0,8 0,95 1,2 1,2 0,9
 5 1,1 2,8 3,4 4,3 4,5 3
 10 1,6 3,8 4,5 5,9 6,4 4,2
 100 3 7 8,45 11,3 12,1 8,7
 200 3,4 8 9,65 12,9 13,8 10,2
 500 4 9,2 11,3 15 16,1 11,9
 1000 4,4 10,2 12,3 16,5 17,8 13,3
 2000 5 11,1 13,5 17,9 19,5 14,8
 Если источник g -излучения точечный, то он излучает фотоны равномерно во все стороны. При удалении от него даже при отсутствии поглощения в веществе плотность потока фотонов, а следовательно, и мощность дозы падают обратно пропорционально квадрату расстояния. Если расчетная точка находится на расстоянии х от точечного источника и между ними расположена бесконечная пластина толщиной d из материала с атомным номером Z, то плотность потока фотонов в расчетной точке можно определить по следующему соотношению:
  (8.22)
 где Вчб(Еg ,Z,m х) - числовой фактор накопления в барьерной геометрии;
 А - активность источника, Бк;
 h - выход фотонов.
 Мощность дозы в расчетной точке определяется как
 Dx=(Dr/x2)? ехр(-m х)? ВДб(Еg ,Z, m х), (8.23)
 где Dx,Dr - соответственно мощности доз на расстоянии х и r от ИИИ;
 ВДб(Еg ,Z, m х) - дозовый фактор накопления в барьерной геометрии.
 Используя понятие кратности ослабления для барьерной геометрии, соотношение (8.23) можно представить в виде
 Dx=(Dr/x2)/Косл(Еg ,Z, m х). (8.24)
 Задача Измерения и расчеты показали, что мощность эффективной дозы, создаваемая на рабочем месте широким пучком g -излучения, составляет 200 мЗв/ч. Работа с данным ИИ выполняется 100 дней в году по 1 часу в день. Энергия фотонов 1,25 МэВ. Определить необходимую толщину экрана из свинца.
 Решение Определяем допустимую мощность эффективной дозы при данных условиях работы.
 
 Определяем требуемую кратность ослабления.
 
 По табл. 8.6 находим, что ослабление в 1000 раз обеспечивает экран из свинца толщиной 12,3 см.
 Задача Точечный изотропный источник 60Со активностью 1010 Бк необходимо перевезти на захоронение. Время перевозки около 100 часов. При этом расстояние до оператора 1м. Определить, будет ли обеспечена безопасность оператора, если источник поместить в свинцовый контейнер с толщиной стенки 10 см. Энергия фотонов 1,25 МэВ.
 Решение Для решения задачи необходимо определить дозу, которую может получить оператор от ИИИ в данном контейнере на расстоянии 1м от него и сравнить её с ПДА.
 Мощность поглощенной дозы от находящегося контейнере с толщиной стенки d =10 см точечного ИИИ на расстоянии г=1м от него определиться по соотношению
  (8.25)
 По таблице из [ 8.1] находим Г-постоянную 60Со Г=84,63 аГр? м2/с? Бк. По таблице из [ 8.2] находим для свинца и энергии фотонов 1,25 МэВ m =0,658 1/см.
 Зная толщину стенки d =10 см, находим m ? d =0,658? 10= =6,58. По табл. 8.5 для свинца, m ? d =6,58 и энергии фотонов 1,25 МэВ находим фактор накопления ВбД" 3. Подставляя найденные значения в (8.25), получаем:
 
 За 100 часов поездки (3,6? 105 с) оператор получит поглощенную дозу:
 
 Для g -излучения WR=1 (табл.8.1), а поскольку облучается все тело, то S WT=1. Тогда эффективная доза, полученная оператором за время транспортировки данного ИИИ в данных условиях составит
 
 Полученная доза в 15 раз меньше предела дозы для персонала группы А равного 20 мЗв, следовательно, транспортировка ИИИ в данных условиях безопасна.
 9. ОХРАНА ТРУДА В СТРОИТЕЛЬСТВЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ОБЪЕКТОВ
 9.1. Определение опасных зон
 Границы опасной зоны башенных кранов определяются площадью между подкрановыми путями, увеличенной в каждую сторону на то есть
 длина
 ширина
 где lп - длина подкранового пути, м;
 b - ширина колеи, м;
 R - максимальный вылет крюка, м;
 Sн - отлет груза при его падении с высоты (табл. 9.1).
 Таблица 9.1
 Границы опасной зоны Sн в связи с падением предметов
 
 Высотавозможногопаденияпредметам Границы опасной зоны Sн, м
  Вблизи мест перемещения грузов Вблизи строящегося здания или сооружения (от внешнего периметра)
 До 20
 20?70
 70?120
 120?200
 200?300
 300?400 7
 10
 15
 20
 25
 30 5
 7
 10
 15
 20
 25
 Границы опасной зоны, где проявляется потенциальное действие опасных производственных факторов, связанных с падением предметов, определяются наружными контурами строящегося объекта, увеличенными на Sн.
 Отлет груза при падении с высоты h от точки его подвешивания может быть определен по формуле где w - угловая скорость вращения стрелы, с-1.
 Задача Требуется оценить возможную опасную зону при работе автомобильного крана на вылете R=11 м, при подъеме груза массой 2 т на высоту h =12м, при угловой скорости вращения стрелы w = 0,1 с-1.
 Решение
 1. Отлет груза вычисляем по формуле для компактного груза
 
 2. Ветер и парусность груза могут значительно увеличить отлет, поэтому по табл. 9.1 принимаем Sн = 7м.
 Таким образом, в зависимости от погодных условий и габаритов груза опасную зону определяют:
 для компактных грузов при безветренной погоде
 
 для плит и панелей высокой парусности при ветреной погоде
 
 Границы опасных зон вблизи движущихся частей и рабочих органов определяются расстоянием в пределах 5 м, если другие повышенные требования отсутствуют в паспорте и инструкции завода-изготовителя.
 Граница опасной зоны в местах прохождения временных электрических сетей определяется пространством, в пределах которого рабочий может коснуться проводов монтируемыми длинномерными деталями. Опасная зона в этом случае определяется максимальной длиной детали плюс 1 м.
 Границы опасной зоны высоковольтных линий электропередач, проходящих через территорию строительной площадки, устанавливают в зависимости от напряжения сети в обе стороны от крайних проводов: при напряжении до 20 кВ - 10, до 35 кВ - 15, до 110 кВ - 20, до 220 кВ - 25 м.
 Граница опасной зоны вблизи выемок с откосами, разрабатываемых без механических креплений, связана с выходом следа поверхности скольжения от возможной призмы обрушения грунта на берму.
 Положение границы опасной зоны относительно подошвы выемки в случае отсутствия пригрузки бермы можно определить по формуле:
 
 где h - глубина выемки, м;
  - коэффициент заложения откоса, который принимается по данным табл. 9.2.
 Таблица 9.2
 Коэффициент заложения откоса, a
 
 Грунт Коэффициент заложения откоса, a при глубине выемки, не более, м
  1,5 3 5
 Насыпной неуплотняемый
 Песчаный и гравийный
 Смесь
 Глина
 Лесс и лессовидный 0,67
 0,5
 0,25
 0
 0 1
 1
 0,67
 0,5
 0,25 1,25
 1
 0,85
 0,5
 0,5
 Положение границы опасной зоны относительно подошвы выемки в случае пригрузки бермы весом строительных машин может быть определено через наименьшее допустимое приближение опоры крана lн (конца шпалы, гусеницы, колеса) к основанию откоса по табл. 9.3.
 Таблица 9.3
 Наименьшее допустимое расстояние до подошвы траншеи
 
 Глубинавыемким Наименьшее допустимое расстояние lн, м для грунта (ненасыпного)
  песчаного супесчаного суглинистого глинистого
 1
 2
 3
 4
 5 1,5
 3
 4
 5

<< Пред.           стр. 9 (из 12)           След. >>

Список литературы по разделу