Защита от ионизирующих излучений. Устройство и расчет защитных экранов
К числу технических средств защиты относится устройство различных экранов из материалов, отражающих и поглощающих радиоактивное излучение. Экраны устраиваются как стационарные, так и передвижные (рис. 58).
При расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности его ослабления. Характеристика защитных материалов и опыт работы с источниками излучений позволяют наметить преимущественные области использования того или иного защитного материала.
Металл чаще всего применяют для сооружения передвижных устройств, а строительные материалы (бетон, кирпич и др.) — для сооружения стационарных защитных устройств.
Прозрачные материалы чаще всего применяют для смотровых систем и поэтому они должны обладать не только хорошими защитными, но и высокими оптическими свойствами. Хорошо удовлетворяют таким требованиям следующие материалы: свинцовое стекло, известковое стекло, стекло с жидким наполнителем (бромистый цинк, хлористый цинк);
Находит применение в качестве защитного материала от гамма-лучей свинцовая резина.
Расчет защитных экранов базируется на законах взаимодействия различных видов излучений с веществом. Защита от альфа-излучений не является сложной задачей, так как альфа-частицы нормальных энергий поглощаются слоем живой ткани 60 мкм, в то время как толщина эпидермиса (омертвевшей кожи) равна 70 мкм. Слой воздуха в несколько сантиметров или лист бумаги являются достаточной защитой от альфа-частиц.
При прохождении бета-излучения через вещество возникает вторичное излучение, поэтому в качестве защитных необходимо применять легкие материалы (алюминий, плексиглас, полистирол), так как энергия тормозного излучения увеличивается с ростом атомного номера материала.
Для защиты от бета-частиц (электронов) высоких энергий используют экраны из свинца, но внутренняя облицовка экранов должна быть изготовлена из материала с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов, а следовательно, и энергию излучения, возникающего в свинце.
Толщина защитного экрана из алюминия (г/см2) определяется из выражения
где Еmax — максимальная энергия бета-спектра данного радиоактивного изотопа, МэВ.
При расчете защитных устройств в первую очередь необходимо учитывать спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания в сфере воздействия излучения.
В настоящее время на основании имеющихся расчетных и экспериментальных данных известны таблицы кратности ослабления, а также различного рода номограммы, позволяющие определить толщину защиты от гамма-излучений различных энергий. В качестве примера на рис. 59 приведена номограмма для расчета толщины свинцовой защиты от точечного источника для широкого пучка гамма-излучений Со60, которая обеспечивает снижение дозы излучения до предельно допустимой. На оси абсцисс отложена толщина защиты d, на оси ординат коэффициент К1 равный
(24)
где М — гамма-эквивалент препарата, мг*экв. Ra;
t — время работы в сфере воздействия излучения, ч; R — расстояние от источника, см. Например, надо рассчитать защиту от источника Со60, при М = 5000 мг-экв Ra, если обслуживающий персонал находится на расстоянии 200 см в течение рабочего дня, т. е. t = 6 ч.
Подставляя значения М, R и t в выражение (24), определяем
По номограмме (см. рис. 59) получаем, что для К1 = 2,5-10-1 толщина защиты из свинца d = 7 см.
Другой тип номограммы приведен на рис. 60. Здесь на оси ординат отложена кратность ослабления К, равная
Используя выражение (23), получим
где D0 — доза, создаваемая источником излучения в данной точке в отсутствие защиты; Д — доза, которая должна быть создана в данной точке после устройства защиты.
Предположим, необходимо рассчитать толщину стен помещения, в котором расположена гамма-терапевтическая установка, заряженная препаратом Cs137 в 400 г-экв Ra (М = = 400 000 мг-экв Ra). Ближайшее расстояние, на котором находится обслуживающий персонал, в соседнем помещении R = 600 см. Согласно санитарным нормам в соседних помещениях, в которых находятся люди, не связанные с работой с радиоактивными веществами, доза излучения не должна превышать 0,03 бэр/неделю или для гамма-излучения примерно 0,005 рад за рабочий день, т. е. Д = 0,005 рад за t = 6 ч ослабления, воспользуемся формулой (23). Чтобы оценить кратность
По рис. 60 определяем, что для К = 1,1 • 104, толщина защиты из бетона равна примерно 70 см.
При выборе защитного материала надо руководствоваться его конструкционными свойствами, а также требованиями к габариту и массе защиты. Для защитных кожухов различного типа (гамма-терапевтических, гамма-дефектоскопических), когда существенную роль играет масса, наиболее выгодными защитными материалами являются материалы, которые лучше всего ослабляют гамма-излучение. Чем больше плотность и порядковый номер вещества, тем больше степень ослабления гамма-излучений.
Поэтому для указанных выше целей чаще всего используют свинец, а иногда даже уран. В этом случае толщина защиты меньше, чем при использовании другого материала, а следовательно, меньше масса защитного кожуха.
При создании стационарной защиты (т. е. защиты помещений, в которых ведутся работы с гамма-источниками) , обеспечивающей пребывание людей в соседних комнатах, наиболее экономично и удобно использовать бетон. Если мы имеем дело с мягким излучением, при котором существенную роль играет фотоэффект, в бетон добавляют вещества с большим порядковым номером, в частности барит, что позволяет уменьшить толщину защиты.
В качестве защитного материала для хранилища часто используют воду, т. е. препараты опускают в бассейн с водой, толщина слоя которой обеспечивает необходимое снижение дозы излучения до безопасных уровней. При наличии водяной защиты более удобно проводить зарядку и перезарядку установки, а также выполнять ремонтные работы.
В некоторых случаях условия работы с источниками гамма-излучения могут быть такими, что невозможно создать стационарную защиту (при перезарядке установок, извлечении радиоактивного препарата из контейнера, градуировке прибора и т. д.). Здесь имеется в виду, что активность источников невелика. Чтобы обезопасить обслуживающий персонал от облучения, надо пользоваться, как говорят «защитой временем» или «защитой расстоянием». Это значит, что все манипуляции с открытыми источниками гамма-излучения следует производить при помощи длинных захватов или держателей. Кроме того, ту или иную операцию надо производить только за тот промежуток времени, в течение которого доза, полученная работающим, не превысит установленной санитарными правилами нормы. Такие работы нужно вести контролем дозиметриста. При этом в помещении не должны находиться посторонние лица, а зону, в которой доза превышает предельно допустимую за время работы, необходимо оградить.
Необходимо периодически производить контроль защиты при помощи дозиметрических приборов, так как с течением времени она может частично потерять свои защитные свойства вследствие появления тех или иных незаметных нарушений ее целостности, например трещин в бетонных и баритобетонных ограждениях, вмятин и разрывов свинцовых листов и т. д.
Расчет защиты от нейтронов производят по соответствующим формулам или номограммам. В качестве защитных материалов в этом случае следует брать вещества с малым атомным номером, ибо при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона. Для защиты от нейтронов обычно используют воду, полиэтилен. Практически не бывает чистых потоков нейтронов. Во всех источниках помимо нейтронов существуют мощные потоки гамма-излучения, которые образуются в процессе деления, а также при распаде продуктов деления. Поэтому при проектировании защиты от нейтронов всегда надо одновременно предусматривать защиту от гамма-излучений.
Полезная информация: