ekologiya / Новый учебник / УЧЕБНИК-ч

5.9. Методы и способы защиты от действия ионизирующих излучений

Основные принципы радиационной безопасности заключаются в непревышении установленного основного дозового предела, в исключении всякого необоснованного облучения и снижении дозы излучения до возможного низкого уровня.

В целях реализации этих принципов на практике дозы облучения, полученные персоналом при работе с источниками ионизирующих излучений, обязательно контролируются, работа проводится в специально оборудованных помещениях. Используется защита расстоянием и временем, применяются различные средства индивидуальной защиты.

Основными методами защиты от ионизирующих излучений являются организационные и технические.

К организационным методам защиты от ионизирующих излучений (ИИ) относят:

● учет места нахождения каждого источника ИИ: объем, состав и активность отходов, строгая организация хранения источников на складе и в действующих установках;

● разрешительный характер деятельности с источниками ИИ (лицензирование);

● допуск к работе с источниками ИИ только лиц, прошедших подготовку в специализированных центрах и имеющих на это разрешение;

● разработка и своевременная корректировка документации, регламентирующая обеспечение безопасности при выполнении конкретных работ с источниками ИИ, с последующим изучением её персоналом организации;

● размещение источников ИИ в строго определенных помещениях со строго ограниченным доступом посторонних лиц;

● использование средств индивидуальной защиты (фартук из просвинцованной резины от фронтального излучения, хлопчато-бумажные халаты и комбинезоны белого цвета, респираторы или противогазы для защиты органов дыхания от радиоактивных газов и аэрозолей) и средств коллективной защиты;

● защиты временем и расстоянием заключаются в том, что работу с радиоактивными источниками проводят за такой промежуток времени, чтобы облучение не превышало ПДУ.

Технические методы защиты от ионизирующих излучений базируются в основном на использовании эффекта ослабления ионизирующего излучения при прохождении его сквозь вещество и реализуется в виде экранирования или применения защитных оболочек различных конструкций.

Для точечного изотропного источника (под точечным источником понимается источник, размеры которого значительно меньше расстояния, на котором рассматривается его действие; под изотропным источником понимают источник одного радионуклидного состава сравнительно распределённой активностью) мощность поглощения дозы (dД/dt) определяется формулой

где Г_ГР– норма постоянная, Г_ГР · м²/ (с ·Бк) –постоянная для каждого радионуклида величина, значение которой можно найти в справочнике по радиационной безопасности;

А(t) – активность источника, зависящая от времени (Бк);

Р² – расстояние до источника, м.

Так как в соответствии с законом радиоактивного распада активность источника изменяется по времени в соответствии с формулой

А(t) = А₀е^-^^t,

где А₀ – начальная активность, Бк;

 – постоянная распада радионуклида, с;  = ;

Т_1/2– период полураспада, время, в течение которого распадается половина атомов радионуклида, с, то

Таким образом, на основании анализа приведённой формулы можно сделать вывод о том, что защищаться от ионизирующих излучений можно путём уменьшения активности радиоактивного источника (А₀), времени пребывания в поле ионизирующего излучения (t) и удаления от источника излучения (R), причём поглощённая доза обратно пропорциональна квадрату расстояния.

В помещениях, где проводится работа с радиоактивными веществами, необходимо обеспечить общий контроль за интенсивностью различных видов излучений. Они должны быть изолированы от прочих помещений, оснащены системой приточно-вытяжной вентиляции с кратностью воздухообмена не мене пяти.

Окраска стен, потолка и дверей в помещениях, а также устройство пола выполняются таким образом, чтобы исключить накопление радиоактивной пыли и избежать поглощения радиоактивных аэрозолей, паров и жидкостей отделочными материалами (окраска стен, дверей, в некоторых случаях потолков должна проводиться масляными красками, полы покрываются материалами, не впитывающими жидкости). Все строительные конструкции в помещениях, где проводится работа с радиоактивными веществами, не должны иметь трещин и пустот; углы закругляют для того, чтобы не допустить скопления в них радиоактивной пыли и облегчить уборку.

Для уменьшения облучения персонала все работы с источниками излучения проводят с использованием длинных захватов или держателей. Коллективные средства защиты от ИИ регламентируются ГОСТ 12.4.120-83 «Средство коллективной защиты от ИИ. Общие требования». В соответствии с этим нормативным документом основными средствами защиты являются стандартные и передвижные защитные экраны, контейнеры для транспортирования и хранения источников ИИ, а также для сбора и транспортировки радиоактивных отходов, защитные сейфы и боксы и т.д.

Экранирование ионизирующего излучения. Если указанных мер защиты временем, расстоянием, количеством недостаточно, то для снижения уровня излучения до допустимых величин между источником излучения и защищаемым объектом (человеком) устанавливают защиту (экран).

Мощность дозы излучения уменьшается в экране по экспоненциальному закону

где Д₀ – мощность поглощенной дозы перед экраном;

– соответственно линейный коэффициент ослабления (толщина материала экрана, ослабляющая мощность излучения в 2 раза), толщина экрана. Значения зависят от типа и энергии излучения и материала экрана, их значения известны и содержатся в справочниках по радиационной безопасности.

Экран изготавливают из различных материалов, их толщина зависит от вида ионизирующего излучения, свойств защитного материала и необходимой кратности ослабления (Х) мощности излучения k. Величина k показывает, во сколько раз необходимо понизить энергетические показатели излучения (мощность экспозиционной дозы, поглощенную дозу, плотность потока частиц и др.), чтобы получить допустимые значения перечисленных характеристик. Для случая поглощенной дозы k выражается следующим образом:

где Д – мощность поглощенной дозы;

Д₀ – допустимый уровень поглощенной дозы.

Для сооружения стационарных средств защиты стен. Перекрытий, потолков и т.д. используют кирпич, бетон, барибетон и баритовую штукатурку (в их состав входит ВаSO₄), эти материалы надежно защищают персонал от воздействия гамма- и рентгеновского излучения.

Передвижные экраны для защиты от альфа-излучения устраиваются из обычного или органического стекла толщиной несколько миллиметров. Достаточной защитой от этого вида излучения является слой воздуха в несколько сантиметров. Для защиты от бета-излучения экраны изготавливают из алюминия или органического стекла. От гамма- и рентгеновского излучения эффективно защищает свинец, сталь, вольфрамовые сплавы. Смотровые системы изготавливают из специальных прозрачных материалов (свинцового стекла). От нейтронного излучения защищают материалы, содержащие в своем составе водород (вода, парафин), а также бериллий, графит, соединения бора и т.д. Можно использовать также бетон. Нейтронное излучение представляет особую опасность, так как обладает большой проникающей способностью и способствует активизации материала, с которым оно взаимодействует. Снизить нейтронный поток возможно, если только включить в состав материала защищающие вещества, хорошо поглощающие нейтроны (бор, кадмий, дейтерий).

Для того чтобы вещество поглотило нейтроны, необходимо предварительно их замедлить до определенной энергии. При поглощении нейтронов образуется радиоактивной изотоп, переход которого в стабильное состояние сопровождается вторичным ИИ (выбрасывается -квант, реже -частиц). При создании защиты от нейтронов нужно учитывать необходимость защиты от захватного -излучения. В общем виде уменьшение потока любых частиц или фотонов ионизирующего излучения описывается следующим соотношением:

F = F₀ e^^Х ,

где F₀ – начальная плотность потока;

 – линейный коэффициент ослабления, зависящий от вида ионизирующего излучения, его энергии и материала, через который ионизирующее излучение проходит;

х – толщина материала.

Мощность фотонного излучения при прохождении через вещество изменяется по закону:

Д_п = Д_по ^-^,

где  – линейный коэффициент ослабления фотонного излучения, зависящий от вида материала и энергии фотонов.

Проходя через вещество, фотоны испытывают рассеивание, в результате чего на выходе из защитного экрана мощность поглощенной дозы заметно повышается по сравнению со значением, даваемым последним.

Содержание