3.7.4 Розрахунок захисту і захисні матеріали

Робота з радіоактивними речовинами повинна виконуватися в окремих спеціально обладнаних приміщеннях. Для роботи з газоподібними речовинами використовуються бокси (шафи) із вмонтованими в них гумовими рукавичками або механічними маніпуляторами. Такі бокси повинні мати закриту систему вентиляції. Роботи з відкритими джерелами (наприклад, радіоактивними пробами ґрунту і т.п.) також проводять у боксах, або використовують індивідуальні захисні засоби, такі як протигази, гумові рукавички і т.п.

Джерела великої активності, рівні дози яких перевищують допустиму межу дози, закривають захисними екранами. Вибір матеріалу і товщини захисного екрана залежить від виду випромінювання, його енергії й активності джерела.

Найбільш розповсюдженим методом розрахунку захисту від зовнішнього опромінення є розрахунок необхідної кратності ослаблення.

Необхідна кратність ослаблення Кнеобх визначається відношенням дози випромінювання у відповідній точці до ліміту дози (ЛД) і показує у скільки разів необхідно понизити рівень радіації за допомогою захисних засобів, щоб забезпечити безпечні умови праці:

Кнеобх = , (3.7.4.1)

де Х - експозиційна доза, Р; ЛД - ліміт дози (задається НРБУ - 97), мЗв; f = 9.3 мЗв/Р – нормувальний коефіцієнт.

 Знаючи необхідну кратність ослаблення, можна розрахувати необхідний захист. Зупинимося в першу чергу на розрахунку захисту від γ-випромінювання, тому що закриті γ - джерела знайшли широке застосування в науці і техніці. Ослаблення інтенсивності γ-випромінювання (вузького пучка) у речовині відбувається за експонентним законом Бугера

Id = I0, (3.7.4.2)

де I0 - інтенсивність γ-випромінювання, виміряна приладом при відсутності захисного екрана; Id - інтенсивність γ - випромінювання при наявності захисного екрана товщиною d см.,  - лінійний коефіцієнт ослаблення γ - променів, см-1, що характеризує відносну зміну інтенсивності випромінювання на одиницю товщини захисного екрана.
 Логарифмуючи вираз (3.7.4.2), одержуємо формулу для визначення лінійного коефіцієнта ослаблення.

. (3.7.4.3)

Відношення K = I0/Id називають кратністю ослаблення, що у даному випадку показує у скількох разів послабляється інтенсивність потоку γ - випромінювання захисним матеріалом товщиною d.
 Звичайно в довідниках приводять значення масових коефіцієнтів ослаблення різних речовин. Лінійний коефіцієнт ослаблення μ пов'язаний з масовим коефіцієнтом ослаблення  співвідношенням.

, (3.7.4.4)

Врахувавши всі ці зауваження легко розрахувати товщину захисту для вибраного матеріалу

 (м). (3.7.4.5)

Користаючись виразом (3.7.4.5), можна визначити товщину матеріалу, що забезпечує ослаблення інтенсивності вдвічі - шар половинного ослаблення:

 (м), (3.7.4.6)

і в десять разів – товщина шару десятикратного ослаблення

 (м). (3.7.4.7)

Якщо виходити з довжини максимального пробігу заряджених частинок в тому або іншому матеріалі, то товщина шару поглинання може виявитись дещо більшою за розраховану. Так шар матеріалу товщиною 0,2 мм повністю затримує - випромінювання.

Пробіг a - частинок у будь-якій речовині розраховується за такою емпіричною формулою

 (см) (3.7.4.8)

де Ареч.- атомна маса речовини;  - густина речовини, г/см3; Е - енергія альфа - випромінювання в МеВ.

Для захисту від a - випромінювання достатній шар повітря в кілька сантиметрів або екран з плексигласу чи скла товщиною в кілька міліметрів.

 Пробіг a - частинок у повітрі розраховується за емпіричною формулою:

 (см), (3.7.4.9)

де К1 - коефіцієнт, що залежить від температури і тиску; К2 - коефіцієнт, рівний 9,67.10-28; Е - енергія a - частинок, МеВ; V - швидкість a - частинок, см/с.

Для поглинання - випромінювання необхідний шар води або пластмаси товщиною не менше 15 мм. Якщо ж в якості поглинаючої речовини використовується речовина з вищим атомним номером, то товщина шару поглинання зменшується.

Для роботи з β - випромінюванням необхідно передбачити захист безпосередньо від β - частинок і захист від гальмового випромінювання, яке виникає при гальмуванні β - частинок у захисному екрані. Гальмівне випромінювання є квантами енергії, аналогічними до γ- квантів.

Захист від β - частинок здійснюється з допомогою комбінованих екранів. У такому екрані з боку джерела розташовують шар матеріалу з малою атомною масою (плексиглас, карболіт і ін.); це дає можливість знизити енергію квантів гальмівного випромінювання. Товщина цього шару повинна відповідати довжині максимального пробігу β - частинок у даному матеріалі. За ним розміщується шар матеріалу з великою атомною масою, що забезпечує ослаблення наведеного гальмівного випромінювання.

Дані про максимальний пробіг β - частинок різної енергії в повітрі, воді (або біологічній тканині) і алюмінії наведені в табл. 5.

 

Таблиця 5.

Максимальний пробіг β - частинок різної енергії в речовині

Максимальний пробіг β - частинок з максимальною енергією в межах від 0.5 до 20 МеВ розраховують за емпіричною формулою:

, (3.7.4.9)

де Еmax - максимальна енергія β - частинок, МеВ; - густина речовини, г/см3.
 В першому наближенні можна вважати, що в повітрі максимальний пробіг β - частинок L = 0,41Емакс [см], у воді (або біологічній тканині) - L = 5Емакс [мм], в алюмінії - L = 2Емакс [мм].

Ослаблення потоку β - частинок на більшій частині пробігу в речовині має експонентний характер

Id = I0, (3.7.4.10)

де I0 - потік β - частинок при відсутності захисного екрана, частинок/с;

Id - потік β - частинок при наявності захисного екрана товщиною d см;

μ - лінійний коефіцієнт ослаблення β - випромінювання в речовині захисного екрана, см-1.

Нейтрони й γ- випромінювання не мають певної довжини вільного пробігу. Залежність між товщиною шару поглинання й інтенсивністю випромінювання тут має логарифмічний характер. При будь-якій товщині поглинання у цьому випадку досягається лише часткове зниження інтенсивності.

Для захисту від нейтронного випромінювання застосовують різні матеріали в залежності від його енергії. Нейтрони із енергією більшою за 0.5 МеВ добре поглинаються в результаті процесів непружного розсіювання залізом. Нейтрони з енергією меншою 0.5 МеВ ефективно поглинаються захисним екраном , що містить водень (вода, парафін), а також берилій або графіт. Найбільш ефективно поглинають теплові нейтрони - кадмій, бор і залізо. Процес захоплення теплових нейтронів супроводжується випущенням γ - випромінювання. Для комбінованого захисту від нейтронного і γ- випромінювання застосовують шарові екрани з важких і легких матеріалів.

На підставі розрахункових і експериментальних даних створені таблиці для визначення товщини захисту від γ - випромінювання з різних матеріалів.

Для захисту від γ - випромінювання використовують свинець, бетон, залізо, воду, вольфрам, збіднений уран і осмій. Захист із бетону ( = 2,3 г/см3) міцний, дешевий, але дуже громіздкий і важкий. Свинець ( = 11,34 г/см3) ефективний, але має погані механічні властивості. Свинець використовують для виготовлення контейнерів (в комбінації із залізом) для транспортування різних ізотопів. Вольфрам ( = 19.3 г/см3) і збіднений уран ( = 18.7 г/см3) використовують в особливо відповідальних пристроях для забезпечення мінімальної ваги захисту.

 Як приклад у табл. 6 наведені дані, що дозволяють визначити товщину захисту із свинцю, заліза й бетону для γ - випромінювання різних енергій.

Товщина захисних екранів, см ( для різних енергій)


Таблиця6

Свинець Залізо Бетон

(р=11,34 г/см3)

(р = 7,89 г/см3)

(р=2,3 г/см)

1МеВ 2 МеВ 3МеВ 1МеВ 2МеВ 3 МеВ 1 МеВ 2 МеВ 3 МеВ
2 1,3 2,0 2,1 3,3 3,9 4,4 12,9 14,1 15,3
10 3,8 5,9 6,5 8,5 11,0 12,2 29,9 37,7 43,4

102

7,0 11,3 12,2 14,5 19,5 22,1 50,5 65,7 77,5

103

10,2 16,5 18,0 20,5 27,5 31; 7 70,4 92,7 110,9

104

13,3 21,3 23,5 26,0 35,5 40,9 89,2 118,6 143,2

105

16,5 26,2 28,9 31,5 43,2 50,0 106,8 144,4 173,8

106

19,5 31,0 34,3 37,0 50,6 58,8 124,4 171,4 205,4

Більшість джерел γ – випромінювання, маючи дискретний лінійчастий характер γ – спектра , випромінюють від одної до кількох десятків окремих ліній. Так в γ – спектрі , який перебуває у радіоактивній рівновазі з продуктами свого розпаду, нараховується біля 50 характерних ліній, із них відмічається шість найбільш інтенсивних з інтервалом енергії від 0,3 до 1,76 МеВ. Гамма-джерела мають як правило невеликі розміри d. На відстанях r>4d будь яке гамма – джерело можна вважати точковим. Крім того, точкові гамма – джерела відносяться до ізотропних джерел, які випускають гамма – кванти з однаковою імовірністю у всіх напрямках.

Радіоактивні речовини розміщують у герметичні металеві ампули, стінки яких певним чином змінюють спектр гамма-випромінювання. Стінки ампул, а також матеріали, які використовуються для ампул поглинають частину гамма-ліній і тому називаються фільтрами.

Потужність експозиційної дози в повітрі від точкового ізотропного джерела характеризується іонізаційною гамма-сталою Кγ . Вона чисельно дорівнює потужності експозиційної дози (Р/год) нефільтрованого гамма-випромінювання від точкового ізотропного джерела активністю 1 мКі на відстані 1 см від нього. Величину Кγ виражають в одиницях . Її величину вимірюють експериментально і приводять в довідниках (таблиця 7). Іонізаційні γ – сталі й γ – еквіваленти для деяких радіоактивних речовин

 Таблиця 7

Речовина

Т1/2

Кγ ,

γ- еквівалент 1 мКі речовини, мг-екв. Ra

 

14,9 роки 18,55 2,20

 

5,27 роки 12,93 1,54

 

127 діб 1,84 0,23

 

2,2 роки 8,58 1,02

 

1622 роки 9,36 1,11
Фільтрація γ-випромінювання зменшує Кγ до Кγ(δ), де δ – товщина фільтра. В розрахунках зміна величини Кγ враховується за допомогою коефіцієнта χ, меншого за одиницю, тобто Кγ(δ) =χ Кγ.

Для свинцевих, залізних і алюмінієвих ампул товщиною 0,1 – 0,3 см значення χ перебуває в межах від 0,85 до 0,98 для енергій гамма-квантів більших за 1 МеВ.

Величина Кγ значно спрощує розрахунки експозиційної потужності дози Р( R ) на відстані R від незахищеного точкового гамма-джерела. Оскільки інтенсивність гамма – джерела пропорційна 1/R, то

Р( R) = АּКγ/R2, (3.7.4.11)

де Р ( R ) –експозиційна доза , Р/год; А – активність гамма – джерела, мКі; R – відстань до гамма – джерела, см.

В дозиметрії гамма – джерела часто порівнюють за іонізацією повітря. Дві радіоактивні речовини, які при однакових умовах створюють однакові потужності експозиційної дози, мають однаковий γ-еквівалент. Гамма – еквівалент вимірюють в міліграм - еквівалентах радію (мг-екв Ra). Ця одиниця дорівнює такій кількості радіоактивної речовини, γ – випромінювання якої при даній фільтрації і тотожних умовах створює таку ж потужність експозиційної дози, що й 1 мг-екв радію. Потужність експозиційної дози в 1 мг-екв. Ra на відстані 1 см дорівнює 8,4 Р/год.

Гамма – еквівалент речовини m (мг-екв Ra) пов’язаний з її активністю А (мКі) і величиною Кγ (Рּсм2 /(год.мКі)) співвідношенням

m = AּKγ /8,4. (З.7.4.12)

Замінимо у формулі (3.7.4.11) АּКγ на 8,4m, одержимо

Р( R ) = 8,4m/R2 , (3.7.4.13)

де Р( R ) – потужність експозиційної дози , Р/год; m – гамма – еквівалент речовини, мг-екв Ra; R – відстань до джерела , см.

ПРИКЛАД. На якій відстані R від точкового джерела  масою 10-6 г за шестигодинний робочий день доза опромінення не перевищить гранично допустимої дози (ГДП)? Розрахувати також гамма – еквівалент цього джерела.

Кількість атомів у 10-6 г  буде дорівнювати

N =

Активність кобальту, період піврозпаду якого дорівнює T1/2= 5,27 років розраховується так

 ,

враховано, що 3,7.107 відповідає розмірності 1 мКі.

Гранично допустима потужність дози при шестигодинному робочому дні для кобальту – 60 Рг.д = 2,8.10-3 бер/год. Для


Информация о работе «Біологічна дія іонізуючого випромінювання»
Раздел: Физика
Количество знаков с пробелами: 22161
Количество таблиц: 2
Количество изображений: 2

Похожие работы

Скачать
24094
4
0

... 6 Рослинний, твариннийз вмістом SiO2: Крохмальний 6 Більше 10% 2 Вугільний (коксовийта сланцевий) 6 В межах 2-10% 4 Вугільний (з домінкомSiO2, до 2%) 10 Менше 2% 6 3. Біологічна дія іонізуючих випромінювань на організм людини. Гігієнічне нормування. Профілактичні заходи і методи захисту від дії іонізуючого випромінювання У результаті дії іонізуючого випромінювання на ...

Скачать
91724
2
3

... на тривалість життя людини хронічне опромінювання, наприклад за потужності поглиненої дози 0,001 — 0,01 Гр/добу (0,1 — 1 рад/добу).   РОЗДІЛ 3. ДОЗИМЕТРИЧНИЙ КОНТРОЛЬ ТА ЗАХИСТ ДОВКІЛЛЯ ВІД ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ 3.1 Методи визначення іонізуючих випромінювань Виявлення радіоактивних речовин та іонізуючих (радіоактивних) випромінювань (нейтронів, гамма-променів, бета- і альфа-частинок ...

Скачать
52023
4
7

... випромінювання. Також при розгляді даного питання потрібно зробити наголос на практичній цінності цього питання та на формування вмінь та навичок безпечного поводження із радіоактивними речовинами. 3.3. Методика вивчення методів практичного виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання Вивчення методів практичного виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання передбачає ...

Скачать
22144
1
1

... органах або у всьому організмі й виразитися в хронічній формі променевої хвороби. Віддаленими наслідками променевого уражен­ня можуть бути променеві катаракти, злоякісні пухлини. При вивченні дії на організм людини іонізуючого випромінюван­ня були виявлені такі особливості: -  висока руйнівна ефективність поглинутої енергії іонізуючо­го випромінювання, навіть дуже мала його кількість може спричи ...

0 комментариев


Наверх