Защита от ионизирующих излучений

Электромагнитные излучения с различной длиной волны сильно отличаются друг от друга по интенсивности и степени поглощения их веществом. Наиболее интенсивное ионизирующее излучение - это гамма-излучение. Гамма-излучение имеет длину волны КГ13...КГ10 м, что соответствует частоте 3-102|...3-1018 Гц. Высокая проникающая и ионизирующая способность гамма-квантов объясняется их большой энергией, которая изменяется от 12,4 до 0,012 МэВ.

Обеспечение радиационной безопасности определяются следующими принципами:

  • 1) принципом нормирования - не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;
  • 2) принципом обоснования - запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда;
  • 3) принципом оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облученных лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Требования радиационной защиты установлены Федеральным законом «О радиационной безопасности населения», действующими санитарными нормами НРБ-99/2009 и санитарными правилами ОСПОРБ-2010.

Основные принципы радиационной безопасности реализуются путем:

  • - нормированием уровней ионизирующих излучений;
  • - уменьшения мощности источников излучения до минимальных величин (защита количеством);
  • - ограничения поступления радионуклидов в окружающую среду;
  • - сокращения времени работы с источниками радиации (защита временем)',
  • - увеличения расстояния от источника до работающих и населенных пунктов (защита расстоянием);
  • - экранирования источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение (защита экранированием).

Нормирование радиационного облучения. Нормирование ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека.

Допустимые уровни воздействия антропогенных источников ионизирующих излучений (без учета доз, получаемых от естественного фонового облучения и медицинского обследования) на население и окружающую среду определены нормами радиационной безопасности НРБ-99/2009.

При внутреннем облучении: - это предел годового поступления (ПГП) радионуклида через органы дыхания и пищеварения, допустимая объемная концентрация (ДК) радионуклида в атмосферном воздухе и в воде.

При внешнем облучении: - это допустимая мощность дозы (ДМД), допустимая плотность потока частиц (ДПП), допустимое загрязнение поверхностей (ДЗ).

Воздействие фонового ионизирующего излучения от естественных источников, а также излучения при медицинских процедурах, от телевизоров и т. п. в НРБ-99/2009 не учтены и их следует рассматривать как дополнительные нагрузки.

При возникновении аварийных ситуаций однократное внешнее переоблучение человека при дозе свыше 5 ПДД (ПДД — предельно допустимая доза) или однократное поступление в организм радионуклидов свыше 5 ПДП (предел допустимого поступления) должно рассматриваться как потенциально опасное. После такого воздействия необходимо медицинское освидетельствование.

Относительную степень радиационной безопасности населения характеризуют следующие значения эффективных доз от природных источников излучения:

  • - менее 2 мЗв/год - облучение не превышает средних значений доз для населения страны от природных источников излучения:
  • - от 2 до 5 мЗв/год - повышенное облучение;
  • - более 5 мЗв/год - высокое облучение.

Методы защиты от ионизирующих излучений. Наиболее простые способы уменьшения вреда от воздействия радиации состоят либо в уменьшении времени облучения, либо в уменьшении мощности источника, либо же в удалении от него на расстояние, обеспечивающее безопасный уровень облучения (до предела или ниже эффективной дозы).

Защита от а - и р - частиц. Для защиты от а - излучения применяют экраны из стекла, оргстекла толщиной в несколько миллиметров или слой воздуха в несколько сантиметров.

В случае р - излучения используют материалы с малой атомной массой (например, алюминий), а чаще комбинированные (со стороны источника — материал с малой, а затем далее от источника — применяют материал с большей атомной массой).

Защита от у - излучения. Самый простой способ защиты от гамма-излучения - это удаление персонала от источника излучения на достаточно большое расстояние, т. к. интенсивность ионизации обратно пропорциональна квадрату расстояния 1 / г2. При использовании способа экранирования для у - квантов и нейтронов, проникающая способность которых значительно выше, необходима более массивная защита (рис. 10.16).

Схема прохождения излучений сквозь защиту

Рис. 10.16. Схема прохождения излучений сквозь защиту:

  • 1 - излучение, прошедшее защиту; 2 - однократно взаимодействующее излучение;
  • 3 - многократно взаимодействующее излучение; 4 - рассеянное излучение;
  • 5, 6- излучение, поглощенное в среде; 7,8- изменение траектории за защитной средой;
  • 9 - отраженное излучение

Механизм защиты экранированием заключается в том, что, проходя через вещество защиты, ионизирующее излучение ослабляется. Ослабление пучка у - квантов, проходящих защиту не рассеиваясь в ней (такой пучок называется узким), описывается экспоненциальным законом:

где N0 и N - интенсивность излучения без защиты и за защитой толщиной 5; р - линейный коэффициент ослабления.

Коэффициент (кратность) ослабления излучения К определяется из соотношения:

где X — измеренная или рассчитанная мощность экспозиционной дозы в данной точке рабочего пространства; Хдоп — допустимая мощность экспозиционной дозы.

Коэффициент радиационной защиты определяется в виде:

где D+ и D~ - мощность поглощенной дозы при отсутствии и наличии защиты; р - линейный коэффициент ослабления, м'1; 5 - толщина защитного экрана, м.

Эффективность радиационной защиты (дБ) в этом случае можно найти по формуле

Для защиты от у - излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам), а также более дешевые материалы и сплавы (сталь, чугун). Стационарные экраны выполняются из бетона,. Сравнение защитных свойств различных материалов экрана по кратности ослабления при защите от гамма-излучения показано на рис. 10.17.

Номограмма для расчета защиты от гамма-излучения по кратности ослабления

Рис. 10.17. Номограмма для расчета защиты от гамма-излучения по кратности ослабления:

1 - свинец; 2 - железо

Защита от нейтронов. Для защиты от нейтронного облучения применяют бериллий, графит и материалы, содержащие водород (парафин, вода). Для защиты от нейтронных потоков с малой энергией широко применяются бор и его соединения.

В качестве примера на рис. 10.18 показана защита активной зоны реактора.

Защита активной зоны реактора

Рис. 10.18. Защита активной зоны реактора

Активная зона реактора окружена отражателем, снижающим утечку нейтронов наружу и позволяющим уменьшить величину критической массы. Материал отражателя - вещество с

малым атомным весом, которое служит для снижения первонач. энергии нейтронов деления (быстрых нейтронов) за счёт их упругого рассеяния.

Вокруг отражателя размещается радиационная биологическая защита, состоящая из бетона и других материалов, предназначенная для снижения интенсивности ядерного излучения снаружи до допустимого уровня. Радиоактивный первичный контур теплоносителя также размещается внутри бетонной защиты.

Защита населения от ионизирующих излучений. Основными мерами по защите населения от ионизирующих излучений является ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов производства, содержащих радионуклиды. В случае необходимости создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения.

Санитарно-защитная зона — территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов, на которой уровень облучения может превышать предел доз (ПД). В этой зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.

Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой возможно влияние радиоактивных выбросов, и облучение проживающего населения может достигать установленного предела доз (ПД). На территории зоны наблюдения, размеры которой в 3...4 раза больше размеров санитарно-защитной зоны, проводится радиационный контроль.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >