![]() Главная страница Случайная страница КАТЕГОРИИ: АвтомобилиАстрономияБиологияГеографияДом и садДругие языкиДругоеИнформатикаИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеталлургияМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРелигияРиторикаСоциологияСпортСтроительствоТехнологияТуризмФизикаФилософияФинансыХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника |
Защита от внешних потоков альфа-частицСтр 1 из 5Следующая ⇒
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. 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. 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:
Мощность экспозиционной дозы точечного источника X ′ вычисляется по следующим формулам:
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:
где ХДД – допустимая неделъная доза, равна 100 мР (100 mбэр); tДВ – 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:
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 µm связан с линейным соотношением: µm = 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;
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 ( Защита от внешнего Пробег α – частиц различных энергий в воздухе, биоткани, алюминии показаны в табл. 3.6.
Пробег α –частиц различных энергий Таблица 3.6
|