Защита от внешних потоков альфа-частиц

ВВЕДЕНИЕ

Ионизирующим излучением называют потоки корпускул (элементарных частиц) и потоки фотонов (квантов электромагнитного поля), которые при движении через вещество ионизируют его атомы и молекулы.

Наиболее известны альфа-частицы (представляющие собой ядра гелия и состоящие из двух протонов и двух нейтронов), бета-частицы (представляющие из себя электрон) и гамма-излучение (представляющее кванты электромагнитного поля определенного диапазона частот). Дуализм «частица – волна» квантового мира позволяет говорить об альфа-излучении и бета-излучении. Ионизирующими являются также рентгеновское, тормозное и космическое излучения, потоки протонов, нейтронов и позитронов.

Природное ионизирующее излучение присутствует повсюду. Оно поступает из космоса в виде космических лучей. Оно есть в воздухе в виде излучений радиоактивного радона и его вторичных частиц. Радиоактивные изотопы естественного происхождения проникают с пищей и водой во все живые организмы и остаются в них. Ионизирующего излучения невозможно избежать. Естественный радиоактивный фон существовал на Земле всегда, и жизнь зародилась в поле его излучений, а затем – много-много позже – появился и человек. Эта природная (естественная) радиация сопровождает нас в течение всей жизни.

Общие положения

Физическое явление радиоактивности было открыто в 1896 г., и сегодня оно широко применяется во многих областях. Несмотря на радиофобию, атомные электростанции играют важную роль в энергетике многих странах. Рентгеновское излучение используется в медицине для диагностики внутренних повреждений и заболеваний. Ряд радиоактивных веществ используется в виде меченых атомов для исследования функционирования внутренних органов и изучения процессов обмена веществ. Для лечения рака методами лучевой терапии используются гамма-излучение и другие виды ионизирующих излучений. Радиоактивные вещества широко используются в различных приборах контроля, а ионизирующие излучения (в первую очередь рентгеновское) – для целей промышленной дефектоскопии. Знаки «выход» в зданиях и самолетах благодаря содержанию радиоактивного трития светятся в темноте в случае внезапного отключения электричества. Многие приборы пожарной сигнализации в жилых домах и общественных зданиях содержат радиоактивный америций.

Радиоактивные излучения разного типа с разным энергетическим спектром характеризуются разной проникающей и ионизирующей способностью. Эти свойства определяют характер их воздействия на живое вещество биологических объектов.

Биологическое действие ионизирующего излучения заключается в том, что поглощенная веществом энергия проходящего через него излучения расходуется на разрыв химических связей атомов и молекул, что нарушает нормальное функционирование клеток живой ткани.
Различают следующие эффекты воздействия ионизирующего излучения на организм человека: соматические – острая лучевая болезнь, хроническая лучевая болезнь, местные лучевые поражения; сомато-стохастические (злокачественные опухоли, нарушения развития плода, сокращение продолжительности жизни) и генетические (генные мутации, хромосомные аберрации).

Если источники радиоактивного излучения находятся вне организма человека и тем самым человек облучается снаружи, то говорят о внешнем облучении.

Если радиоактивные вещества, находящиеся в воздухе, пище, воде, попадают внутрь организма человека, то источники радиоактивного излучения оказываются внутри организма и свидетельствуют о внутреннем облучении.

Подчеркнем, что внешнее облучение происходит от непосредственного взаимодействия радиоактивных ионизирующих излучений внешних источников с атомами биологических субстратов организма. Защититься от внешнего излучения можно, поставив на пути движения излучений тот или иной защитный экран и/или применив средства индивидуальной защиты. В частности, специальная защитная одежда полностью защищает от альфа-излучения и частично – от бета-излучения, рентгеновского или гамма-излучения. Для этой цели служат антиконтаминационные костюмы, перчатки, капюшоны, сапоги, перчатки, очки, освинцованные фартуки.

Внутреннее облучение всегда связано с попаданием в организм человека радиоактивных веществ, разнообразие которых обусловливает разнообразие механизмов поглощения, усвоения и вывода этих веществ из организма, степень участия в метаболизме. В результате радиоактивные вещества могут задерживаться и даже накапливаться в

организме. Распадаясь, они облучают расположенные вокруг них ткани.
Уменьшение внутреннего облучения достигается только средствами индивидуальной защиты органов дыхания, служащих для защиты дыхательных путей от радиоактивных веществ, находящихся в воздухе, и специальным рационом питания.

Обеспечение радиационной безопасности требует комплекса многообразных защитных мероприятий, зависящих от конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений, а также от типа источника.

Воздействие на человека ионизирующей радиации может быть внешним, внутренним или смешанным (внешним и внутренним), поэтому меры защиты в зависимости от интенсивности и вида излучения могут быть различными. Во всех случаях комплекс защитных мероприятии должен обеспечить снижение суммарной дозы от всех источников как внешнего, так и внутреннего облучения до уровня, не превышающего предельно допустимой дозы (ПДД) или предела дозы (ПД) веществами в заампулированном виде, т.е. когда конструкция источника исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду, персонал может подвергнуться только внешнему облучению. Такие, так называемые закрытые, источники излучения используют, как правило, в гамма - дефектоскопических и гамма - терапевтических аппаратах, приборах технологического контроля и т.п. Защита от внешнего облучения осуществляется путём создания стационарных или передвижных защитных ограждений, которые снижают уровень облучения до регламентируемых пределов. Специальные меры защиты (защитные кожухи и т.п.) следует предусматривать только тогда, когда мощность дозы на расстоянии К = 0, 1 м от источника превышает 10^-3 мЗв/час (0, 1 мбэр/час). При обследовании объектов, использующих радиоактивные вещества и источники ионизирующих излучений применяются различные санитарно-гигиенические, дозиметрические и радиометрические методики. При проведении санитарно - дозиметрического контроля за условиями работы с радиоактивными веществами для определения доз и контроля защиты от внешнего облучения, помимо измерений с помощью приборов, может производится теоретический расчет. Особое значение имеют расчетные методы при проведении предупредительного санитарного надзора. В гигиенической практике чаще всего применяются методы расчета доз и контроля защиты от γ - излучения (рентгеновского) и нейтронов. В настоящее время практически единственным способом предупреждения лучевого поражения являются меры инженерной защиты. Распределение ионизирующего излучения в целом подчиняется закономерностям, общим для всех видов радиации:

• Доза излучения в данной точке прямо зависит от мощности излучаемого источника, прямо пропорциональна времени облучения и обратно пропорциональна квадрату расстояния от него. Поэтому, вероятно, наиболее эффективными принципами физической защиты от радиации являются: защита расстоянием и защита временем.

Второй физический принцип защиты - защита экранированием. Использование защитных экранов в принципе позволяет человеку находится вблизи источника радиации, оставаясь в безопасности. Защита экранированием - достаточно сложная физическая задача. Дело в том, что самая совершенная физическая защита не в состоянии совсем предотвратить проникновение жёсткого высокоэнергетического электромагнитного излучения. Мы можем лишь ослабить рентгеновское или γ -излучение. Даже многотысячекилометровая толща земной атмосферы не служит в этом смысле полноценным экраном. В данной работе мы рассмотрим упрощенные методы расчета защиты от ионизирующих излучений, нашедших практическое применение в деятельности служб радиационной безопасности. При расчёте толщины защитных устройств от γ -излучения необходимо учитывать спектральный состав излучения, мощность источника излучения, а также рас- стояние, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания его в сфере воздействия излучения. В случае фотонных излучений (рентгеновские или гамма - лучи) экспозиционная доза X для точечных источников в отсутствии защитного экрана вычисляется по формулам:

, P , P (1)

Мощность экспозиционной дозы точечного источника X ′ вычисляется по следующим формулам:

(2)

(3)

где А - активность нуклида в источнике, мКи;

Г - гамма - постоянная нуклида, Р • см 2 /(ч • мКи);

М - гамма-эквивалент нуклида, мг - экв. Rа;

R - расстояние “источник-объект”, см;

Связь между гамма - эквивалентом М любого радиоактивного препарата и полной гамма - постоянной Г радионуклида выражается формулой:

М = А× Г/8, 4.

Защита временем основана на сокращении времени работы с источником, что позволяет уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип особенно часто применяется при непосредственной работе персонала с малыми радиоактивностями.

Из формул (1–3), видно, что приуменьшении времени облучения экс- позиционная (эквивалентная) доза уменьшается. Допустимое время работы персонала:

(4)

где Х_ДД – допустимая неделъная доза, равна 100 мР (100 mбэр);

t_ДВ – допустимое время работы, часов/неделю

Защита расстоянием – достаточно простой и надежный способ защиты. Это связано со способностью излучения терять свою энергию во взаимодействиях с веществом: чем больше расстояние от источника, тем больше процессов взаимодействия излучения с атомами и молекулами, что в конечном итоге приводит к снижению дозы облучения персонала.

Из формул (2-3), получаем допустимое расстояние от точечного источника γ -излучения, на котором может работать персонал:

(5)

где Х _ДМД - допустимая мощность дозы

Защита экранами – наиболее эффективный способ защиты от излучений. В зависимости от вида ионизирующих излучений для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью и излучением.

Приближенный расчет защиты по слоям половинного ослабления.

Для приближенного быстрого определения толщины защиты от γ -излучающих источников конкретных радионуклидов можно использовать значение слоя половинного ослабления. Как известно, ослабление плотности потока фотонов описывается следующей формулой:

φ _w=φ ₀ ∙ exp (-μ d)

φ _w, φ ₀ - плотность потока энергии в точке наблюдения К в отсутствие поглотителя и после прохождения поглотителя толщиной d, см; µ -линейный коэффициент ослабления, см ^-1.Линейный коэффициент ослабления µ зависит от энергии излучения и свойств поглощающего материала. Массовый коэффициент ослабления µ_m связан с линейным соотношением:

µ_m = µ/ρ, см²/г, где ρ - плотность поглотителя, г/см3.

Толщина защиты d, снижающая уровень излучения в два раза называется слоем половинного ослабления ∆ _1/2:

∆ _1/2=ln2/μ =0.693/μ (8)

Допустим, что требуется рассчитать защиту для достижения кратности ослабления;

: Имеем К=2^N,

где n - требуемое число слоев половинного ослабления

Отсюда: d = n× ∆ _1/2 (9)

Поскольку слой половинного ослабления изменяется с толщиной защиты, трудно выбрать заранее для заданной кратности ослабления К определенное значение ∆ _1/2.

Защита от внешних потоков альфа-частиц

α – частицы – ядра атома гелия () и легкие α – частицы () испускаются тяжелыми ядрами. Энергия -частиц лежит в пределах от 4 до 10 МэВ. Основные потери энергии ионизациооные. Пробег в воздухе до 10 см, в веществе доли миллиметра. -излучение обладает очень малой проникающей способностью, но большой ионизирующей способностью. Коэффициент качества -излучения 20. -частицы опасны при внутреннем облучении.

Защита от внешнего -облучения: слой воздуха 10 см, тонкая алюминевая фольга. лист пластика или стекла, хирургические перчатки, одежда полностью экранируют -излучение.

Пробег α – частиц различных энергий в воздухе, биоткани, алюминии показаны в табл. 3.6.

Пробег α –частиц различных энергий Таблица 3.6