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 К_необх 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:

К_необх = , (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

I_d = I₀ , (3.7.4.2)

де I₀ - інтенсивність γ-випромінювання, виміряна приладом при відсутності захисного екрана; I_d - 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/I_d 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 А_реч.- 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 Е_max - максимальна енергія β - частинок, МеВ; - густина речовини, г/см³.
В першому наближенні можна вважати, що в повітрі максимальний пробіг β - частинок L = 0,41Е_макс [см], у воді (або біологічній тканині) - L = 5Е_макс [мм], в алюмінії - L = 2Е_макс [мм].
Ослаблення потоку β - частинок на більшій частині пробігу в речовині має експонентний характер

I_d = I_{0 ,} (3.7.4.10)

де I₀ - потік β - частинок при відсутності захисного екрана, частинок/с;
I_d - 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/см^3)	(р = 7,89 г/см^3)	(р=2,3 г/см)
	1МеВ	2 МеВ	3МеВ	1МеВ	2МеВ	3 МеВ	1 МеВ	2 МеВ	3 МеВ
	1,3	2,0	2,1	3,3	3,9	4,4	12,9	14,1	15,3
	3,8	5,9	6,5	8,5	11,0	12,2	29,9	37,7	43,4
10^2	7,0	11,3	12,2	14,5	19,5	22,1	50,5	65,7	77,5
10^3	10,2	16,5	18,0	20,5	27,5	31; 7	70,4	92,7	110,9
10^4	13,3	21,3	23,5	26,0	35,5	40,9	89,2	118,6	143,2
10^5	16,5	26,2	28,9	31,5	43,2	50,0	106,8	144,4	173,8
10^6	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

Дата добавления: 2015-05-24