Левченко С. П., Сулейменов Н, Утегенов
Д., Богатырева А.
Семипалатинский государственный университет имени Шакарима, Казахстан
МЕТОДЫ ЗАЩИТЫ ОТ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Целью данной работы является рассмотрение
основных способов защиты от ионизирующего излучения, изучение свойств и
характеристик защитных материалов, в также ознакомление с задачей расчета
защиты от излучений.
Ионизирующее
излучение (ИИ) – излучение, прохождение которого через вещество
приводит к ионизации и возбуждению атомов или молекул среды, в том числе и в
организме человека, что часто приводит к разрушению клеток, изменению состава
крови, ожогам и другим тяжелым последствиям.
Защита от ионизирующих излучений может
осуществляться путем использования следующих принципов:
- использование источников с минимальным
излучением путем перехода на менее активные источники, уменьшение количества
изотопа;
- сокращение времени работы с источником
ионизирующего излучения;
- отдаление рабочего места от источника
ИИ;
- экранирование источника ионизирующего
излучения.
По своим свойствам
альфа-частицы обладают малой проникающей способностью и не представляют
опасности до тех пор, пока радиоактивные вещества, испускающие альфа-частицы,
не попадут внутрь организма через рану, с пищей или вдыхаемым воздухом; тогда
они становятся чрезвычайно опасными.
Защита от
внешнего α - излучения не является проблемой, так как пробег даже самых
высокоэнергетических α - частиц незначителен (в воздухе не превышает 10
см).
Реальную
опасность α - частицы представляют при попадании их внутрь организма, где
происходит непосредственный контакт излучения с тканью. Чтобы не допустить
этого, необходимо выполнять комплекс санитарно-гигиенических и технических
мероприятий.
Для защиты
персонала от внешнего β - излучения все операции с β -радионуклидами
ведутся за экраном или в защитных шкафах. Расчет толщины защитного экрана не
представляет сложной задачи, но необходимо иметь в виду, что при прохождении
β - частиц через вещество возникает тормозное излучение, которое может
существенно увеличить дозу излучения. При этом, чем больше атомный номер
вещества экрана, тем больше интенсивность тормозного излучения. Следовательно,
для выбора экрана необходимо брать вещество с малым атомным номером Z.
Наиболее
подходящими для этой цели являются оргстекло, различные пластические массы,
алюминий, а при малой энергии β - частиц применяют железо и медь.
Защита от воздействия гамма-излучения
может быть осуществлена временем, расстоянием и поглощающими экранами, при этом
следует учитывать, что:
– доза излучения, полученная персоналом,
прямо пропорциональна времени облучения, поэтому все операции с источниками ИИ
необходимо проделывать по возможности быстро;
– доза облучения прямо пропорциональна
активности радионуклида, поэтому необходимо работать с минимально возможным
количеством радионуклида;
– доза и мощность дозы убывают при
удалении от точечного источника обратно пропорционально квадрату расстояния,
поэтому все операции с радионуклидами необходимо проделывать по возможности на
большом расстоянии от источника ИИ.
Защита временем, уменьшением количества
радионуклида и защита расстоянием не всегда позволяют снизить дозу до предельно
допустимого уровня, так как в производственных условиях нельзя безгранично
уменьшать активность радиоактивных веществ, требующихся для работы,
продолжительность работы или расстояние до источника.
В этих случаях, для защиты работающих используют специальные защитные экраны (защитные стенки, боксы, укрытия, сейфы, контейнеры и т. п.).
При проектировании защитного экранирования от нейтронов выбирают вещества с малым атомным номером, так как при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона.
Защита от нейтронов должна иметь в своем
составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и
промежуточных нейтронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой
атомной массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния
и ослабления от захватного гамма-излучения, элементы с высоким эффективным
сечением поглощения тепловых нейтронов.
Удобными методами расчета защиты от
ионизирующего излучения являются табличные, графические и другие инженерные
методы. Существует несколько методов расчета защиты от ионизирующих излучений:
- расчет защиты по кратности ослабления,
используя номограммы и графики для определения толщины защиты от излучения
радиоактивных источников по кратности ослабления Pb, Fe, бетоном и
др. материалов;
- расчет защиты по универсальным таблицам,
составленным на основании экспериментальных данных;
- расчет защиты по мощности экспозиционной
дозы излучения и времени работы.
Эти методы позволяют с достаточной
точностью определить необходимую толщину защиты. Но в настоящее время многие из
них потеряли свою значимость из-за своей громоздкости и в связи с внедрением расчетных программ,
которые облегчают и упрощают расчет, а также позволяют уменьшить погрешности
расчета.
1 Дорошкевич, М. П. Основы радиационной безопасности / М. П. Дорошкевич
[и др.]. – Минск: Высшая школа, 2005.
2 Безопасность
жизнедеятельности/ Под ред. С. В. Белова.- 3-е изд., перераб.- М.: Высш. шк.,
2001. - 485с.
3 Усманов, С. М. Радиация: справочные материалы / С. М. Усманов – Москва: Владос, 2001.
5 Википедия –
свободная энциклопедия [Интернет ресурс]/ Некоммерческий
фонд «Викимедия». – Польша. – 2007. - Internet
Explor 6.0 or higher; Режим доступа на http://ru.wikipedia.org.
6 Защита от
ионизирующих излучений. Том 2. Защита от излучений ядерно-технических установок/
Н. Г. Гусев [и др.]. – М.: Атомиздат, 1983. – 336 с.
7 Кудряшов, Ю.
Б. Радиационная биофизика (ионизирующие излучения)/ Ю. Б. Кудряшов, В. К.
Мазурик, М. Ф. Ломанов. – М.: Физматлит, 2004. – 448 с.
8 Нормы радиационной
безопасности (НРБ-99).