Защита от ионизирующих излучений

Доза ионизирующего облучения, создаваемая антропогенными источниками, невелика по сравнению с естественным фоном ионизирующего облучения, что достигается применением средств коллективной защиты промышленных источников излучения. В тех случаях, когда на объектах экономики нормативные требования и правила радиационной безопасности не соблюдаются, уровни ионизирующего воздействия резко возрастают.

Требования радиационной безопасности установлены Федеральным законом № З-ФЗ «О радиационной безопасности населения» от 09.01.1996, действующими санитарными нормами НРБ-99/2009 и санитарными правилами ОСПОРБ-20Ю.

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. 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.

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.

Методы защиты от ионизирующих излучений. Основные принципы радиационной безопасности реализуются путем уменьшения мощности источников излучения до минимальных величин {защита количеством); сокращение времени работы с источниками {защита временем); увеличение расстояния от источника до работающих или до селитебной зоны {защита расстоянием)', экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение. Защита от ионизирующих излучений достигается в основном методом защиты расстоянием, методами экранирования и ограничения поступления радионуклидов в окружающую среду, проведением комплекса организационно-технических и лечебно-профилактических мероприятий.

Если же перечисленные приемы по каким-либо причинам неосуществимы или недостаточны, то следует приметать материалы, эффективно ослабляющие излучение. Проходя через вещество защиты, ионизирующее излучение ослабляется. 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 10_13...10”10 м, что соответствует частоте 3 * 1021...3 * 1018 Гц. Высокая проникающая и ионизирующая способность гамма-квантов объясняется их большой энергией, которая изменяется от 12,4 до 0,012 МэВ.

Для защиты работающего персонала от ионизирующих излучений в основном используют способ экранирования различными материалами в зависимости от вида излучения (рис. 15.16).

Материал защитных экранов от излучений

Рис. 15.16. Материал защитных экранов от излучений

Выбор защитного экрана следует производить в зависимости от вида ионизирующего излучения.

Защита от а - и 0- 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 гаммаизлу-че- ния - 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. 15.17).

Виды защиты от излучений

Рис. 15.17. Виды защиты от излучений

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. Ослабление пучка у - квантов, проходящих защиту, не рассеиваясь в ней (такой пучок называется узким), описывается известным экспоненциальным законом:

где N0 и N - интенсивность излучения без защиты и за защитой толщиной 8; ц - линейный коэффициент ослабления, зависящий от энергии частиц и применяемого для защиты материала.

Коэффициент К (кратность ослабления) рентгеновского излучения определяется из соотношения:

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

В табл. В.81 приложения приводятся толщины защитных слоев из свинца, необходимые для ослабления сильно зафильтрованного пучка мягких рентгеновских лучей до допустимой мощности дозы. Связь между мощностью поглощенной дозы у-излучения в воздухе и активностью радионуклида определяют по формуле:

где D -мощность поглощенной дозы, аГр/с; Г - керма-постоянная радионуклида, аГр м2/(сБк); А - активность радионуклида, Бк; г - расстояние от изотропного источника до приемника, м.

Кратность ослабления у-излучения К определяется из соотношения:

где D0 -допустимая мощность поглощенной дозы, аГр/с; Н - эквивалентная доза, Зв; Но - допустимая эквивалентная доза, Зв.

Защиту от у-излучения препаратов 60Со, 137Cs рассчитывают, используя данные, приведенные в табл. В.82 приложения. Входной параметр в табл. В.82 приложения - кратность ослабления:

где D0 - допустимые значения мощности поглощенной дозы и поглощенной дозы соответственно.

При использовании энергии радиационного излучения Е для расчета защиты по кратности ослабления К можно использовать также данные табл. В.83 приложения.

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.

Оценку эффективности защиты от ионизирующих излучений проводят с использованием коэффициента защиты. Коэффициент защиты без учета рассеянного излучения определяется в виде:

где 8 - линейный коэффициент ослабления, м'1; h - толщина защитного экрана, м; ?>+ и D - мощность поглощенной дозы при отсутствии и наличии защиты.

Эффективность радиационной защиты в этом случае можно найти по формуле:

С учетом рассеянного излучения коэффициент и эффективность защиты равны:

где B(bh,E,z) - дозовый фактор накопления; Е и z - соответственно энергия у-квантов и атомный номер защитной среды.

В табл. 15.8 приведены значения фактора накопления и линейного коэффициента ослабления для некоторых материалов.

Таблица 15.8

Дозовые факторы накопления для плоского источника и защиты конечной толщины

Материал

?,МэВ

6, см'1

Дозовый фактор накопления В при 8h

1

4

10

20

Вода

0,05

0,20

4,42

22,6

90,9

323

0,50

0,10

2,44

12,8

62,9

252

1,0

0,07

2,08

7,68

26,1

74,0

5,0

0,03

1,57

3,16

6,27

11,41

10,0

0,02

1,37

2,25

3,86

6,38

Алюминий

0,05

0,86

1,70

6,20

12,0

19,0

0,50

0,22

2,37

9,47

38,9

141

1,0

0,16

2,02

6,57

21,2

58,5

5,0

0,08

1,48

2,96

6,19

11,9

10,0

0,06

1,28

2,12

3,96

7,32

Свинец

0,05

82,1

0,50

1,70

1,24

1,69

2,27

2,73

1,0

0,77

1,37

2,26

3,74

5,86

5,0

0,48

1,21

2,08

5,55

23,6

10,0

0,55

1,11

1,58

4,34

39,2

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

415

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 >