
134
135
fj1.111. i ii
«щиационнои защиты при использовании ионизирующих.
Глава 6
ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
6.1. Закрытые источники
Закрытые источники ионизирующею излучения по характеру действия условно растелены на две ipyinn.i: источники излучения ; непрерывного действия; источники, генерирующие излучение пе- I риодически. I
К первой группе относятся у-установки различного назначения, I нейтронные, (3- и у-излучатели; ко второй — рентгеновские аппа- | раты и ускоршели заряженных частиц (в последнем случае при I ускорении частиц до энергий, превышающих К) МэВ. возможно f образование искусственных радионуклидов; при этом возникает потенциальная опасность поступления радиоактивных изотопов и организм).
О
бласть
применения и виды используемых закрытых
источников представлены в табл. 20.
В качестве у-излучателей в основном служат искусственные щоактивные элементы, помещаемые в порошкообразном или ■р.юм состоянии в герметичные стальные ампулы и наиболее и) используемые (табл. 21).
I .шлица 21. Радиоактивные элементы, используемые в качестве к i очииков
Изотоп |
Символ |
Период полураспада |
Энергия у-излучения, МэВ |
Кобальт |
ы,Со |
5,27 года |
1,17; 1,33 |
( еден |
7,Se |
120 сут |
0,07-0,4 |
Кадмий |
!"4Cd |
1,27 года |
0,086; 0,336 |
1еллур |
!-Те |
2,06 года |
0,0885 |
! 1езий |
L,4Cs |
2,3 года |
0,0566 |
11езий |
1 "Cs |
30 лег |
0,202-1,367 |
! вропий |
,S4Eu |
8,8 года |
0,399-1.4 |
1 \ л и й |
plTni |
129 сут |
0,08 |
1 лнтал |
ls-Ta |
115 сут |
0,462-1,23 |
I 1рИДИЙ |
j"-Ir |
74 сут |
' 0.137-0,651 |
Н
ейтронные
источники обычно готовят, смешивая
радий, но лоний или плутоний с бериллием
или бором (смесь помещаю) и герметичные
стальные ампулы). Характеристика
некоторых пей тронных источников
представлена в табл. 22.
В
качестве р-источников используют
искусственные радиоа к гивные изотопы
— (3-излучагели (табл. 23).
| швность закрытых источников ионизирующей радиации лля
■ иных целей варьируется в широких пределах. Так, в плеши иремя как в нашей стране, так и за рубежом осуществляется
чиельство мощных -/-установок промышленного назначения
■| получения полимерных материалов, стерилизации изделий
разового использования в медицинской практике, улучшения
114 1 на резины и т.д.). В зависимости от их назначения и условии ■пленения общий заряд излучателя (чаще всего в этих установ < используют '"Со) может достигать 5,5 ПБк и более.
I 1я радиационных исследований в области химии, биологии, п мки твердого тела, сельского хозяйства, пищевой и легкой " 'чышленности и других целей в нашей стране налажен выпуск
иновок:
к-300 000, заряд 1 Ю ПБк;
• Панорама», заряд 6,7 ПБк;
\1РХ-гамма-10(); заряд П ПБк;
I УПОС, заряд 310 2 ПБк;
I УБЭ-4000, заряд 0, 15 ПБк и др.
\к швность у-источников для дистанционной лучевой тер;
■ к чтется от 37 ГБк — установки для внутриполостной тера
■ МАТ-В до 15-Ю4 ГБк — установок «Рокус-М», «Агат Р>,
ii С». Закрытые источники (6"Со, |№Аи) в виде препаратов личной конфигурации (цилиндры, бусы, иглы, отрезки гои-п проволоки) предназначены для внутриполостной и внутрит-
иг вой терапии злокачественных новообразований. Активность
111 м ых в пораженные ткани игл составляет 18,5—370 МБк. лк-и.пость отдельных бусинок — 74—370 МБк, цилиндров до и 1480 МБк, а суммарная вводимая активность лечебных пре-
■ рнов может достигать 1480-2220 МБк 6НСо и 740-.3700 МБк \о Для аппликационной терапии применяют аппликаторы в | квадратов из гибко го пластика, в материале которого равпо-i ю распределен 3:Р; мощность излучения на их поверхности
■ 1 inает 2—4 Гр/ч.
Максимальная активность источников в у-дефектоскопии нацией в пределах 1,85—5,55 ГБк. лкрытые источники нейтронного излучения изготавливают а '.йен мости от требований технологии различной мощности.
■ 'мощью линейных и циклических ускорителей получают по-
>лектронов и тормозного излучения высоких 'энергий. В лиценных ускорителях инжектированные в волновод с помощью электронной пушки электроны ускоряются электрическим полем и попадают в конце пути на мишень (для получения тормозной) излучения).
При сообщенной электронам в волноводе энергии около I МэН и при среднем токе 15—30 мкА интенсивность тормозного излуче иия на расстоянии 1 м от ускорителя может достигать 1-2 Гр/мин (100—200 рад/мин). Линейные ускорители позволяют увеличить скорость электронов до тнергии И) МтВ и более; бетатроны - но круговым орбитам до энергии 100 МэВ.
Эксплуатируемые в настоящее время рентгеновские аппараты промышленного и медицинского назначения могут генерировать рентгеновское излучение с энергией от 25—60 кэВ (при реиис ноструктурпом анализе) до 60-250 кэВ (в диагностике и терапии заболеваний) и 200 кэВ — 500 кэВ (при дефектоскопии).
Таким образом, из краткою описания используемых в народ ном хозяйстве закрытых источников видно, что их мощность варьирует в широких пределах, а технология весьма многообразна.
Обеспечение радиационной безопасности при работе с закрыты ми источниками ионизирующего излучения достигается комплексом санитарно-гигиенических, инженерно-технических и организационных мероприятий, перечень которых, естественно, зависит от активности излучателя, вида излучения, технологии и способом применения источников. Вместе с тем в основу всех мероприятий защитного характера положено главное требование о том, чтобы дозы облучения как персонала, так и лиц других категорий не превышали допустимых величин.
Защитные мероприятия, позволяющие обеспечить условия радиационной безопасности при закрытых источниках, основаны на знании законов распространения ионизирующего излучения и характера ею взаимодействия с веществом. Главные из них следующие:
доза внешнего облучения пропорциональна интенсивности излучения и времени воздействия;
интенсивность излучения от точечно!о источника пропорции' нальна количеству квантов или час тип. возникающих в нем щ единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния (для протяженных источников эта зависимость более сложная);
им к'нсивноегь излучения может оыть уменьшена с помошыо
кранов.
: них закономерностей вытекают основные принципы обес-ния радиационной безопасности:
уменьшение мощности источников до минимальных величин
• защита количеством»);
"крашение времени работы с источниками («защита време ie\i»);
. ве. тиченис расстояния от источников до работающих (-за лига расстоянием»);
•кранирование источников излучения материалами, hoi ю
■ чающими ионизирующее излучение («защита экранами-) пиита количеством», т.е. проведение работ с минимальной
■■ностыо радионуклидов, основывается на уменьшении мши :) излучения в прямой пропорции. Этот способ зашит не
широкою применения, гак как он ограничен требованиями и ш иного процесса технологии. Кроме того, уменьшение ак "сти источника увеличивает срок облучения различных оЫ.
i подвергаемых воздействию ионизирующего излучения •пиита временем» основывается на тех же закономерное лях. '•зашита количеством». Сокращая срок работы с исючпн
можно в значительной степени уменьшить дозы облучения
• ■нала. Этот принцип зашиты особенно часто следуем соо по
■ -(> 11 работе с источниками относительно малой актнимосш. лрямых манипуляциях с ними персонала. Так, мелинит кип • мал при работе с источниками в виде цилиндров и бус ооу ••: выполнению манипуляций с ними на примере larnx же п ipoii и бус, но не содержащих у-излучателя. Это housotmci
ься высокой степени автоматизма выполняемых операций : самым значительно сократить «активное время» персопата работы с радиоактивным источником). Велика значимоем.
• того фактора и при использовании рентгеновских анпа в медицинской практике, особенно при диагностических ivpax. Повышение квалификации врачебных кадров сно
• лет сокращению времени работы рентгеновской трубки и, ••агельно, уменьшению лозовых нагрузок персонала и обеде
. \ больных.
•липа
расстоянием» -— простой и надежный
способ зашиты, чти обеспечивается
достаточным удалением работающих от
излучателя. Насколько эффективен этот принцип защиты, можно видеть на следующем примере. При работе с точечным источим ком из 6,)Со активностью 110 МБк пинцетом длиной 8 см в течение 1 мин пальцы кисти работающего могут получить дозу околи 100 мкГр, а при тех же манипуляциях, но пинцетом длиной 25 см всего 10 мкГр. Таким образом, инструмент большей длины и ме нее удобный хотя и может несколько увеличить время, необходи мое для выполнения операций, тем не менее имеет определенные преимущества в поисках пути снижения доз. Образцы листании онных инструментов при работе с источниками относительно мл лой активности представлены на рис. 3.
I. 1я работы с источниками большей активности рекомеидуюня шиуляторы различного вида и сложного устройства, в некою - случаях управляемые с большого расстояния. Наряду со специальными, часто сложными манипуляторами ■■ I а точно эффективными могут быть и такие простые приспосо |■■пия, как небольшие тележки с длинной ручкой для перечники ipn помещений контейнеров с радиоактивными препаратами < л сдует отметить, что хотя принципы «защиты временем и |. .лоянием» получили большее распространение, чем принцип пнигы количеством», широкое их осуществление ограничено "■оованиями технологии применения источников. Так, в отпич чаях требуется облучение тех или иных объектов в течение т ш п.пого времени (несколько часов и более), а в других сокращение " лени работы с источниками снижает экономический эффек i ш
жеплуатации (например, сокращение сроков работы реши т.екой трубки при дефектоскопии стальных слитков уменьши i '■hi модительность труда дефектоскопистов), а при работе с мот ■imii источниками ионизирующей радиации возникает нсоочо !\юсть удаления персонала от излучателей на такие расстояния, принцип «зашиты расстоянием» как единственный самое юя .иый способ зашиты теряет всякий смысл. В этих случаях мри 1. !лнии условий, обеспечивающих радиационную безопасное i ь '■от с закрытыми источниками, большую роль играет принцип пииты экранами», используемый в комбинации с принципом шиты расстоянием. В швисимости от вида ионизирующего излучения для ииоюи
мпя экранов применяют различные материалы, а их ioj шл
ретеляется мощностью излучения. Так, лучшими для taiin
рентгеновского и у-излучений, позволяющими добиться пет-, о) эффекта по кратности ослабления при наименьшей тнппше папа являются материалы с большим Z (см. главу 2), напри р свинец и уран. Однако с учетом высокой стоимости евпппа п та можно использовать экраны из более легких материалов ^свинцованного стекла, железа, бетона, баритобетона, жетею она и даже воды. В этом случае, естественно, эквивалеп i пая шина экранов намного превосходит ту, которая могла бы оосс ппъ нужную кратность ослабления с помощью свинца или ура ■ Кирпич, бетон, баритобегон, железобетон и другие строи кмп. материалы часто служат исходным сырьем для изготовления
экранов, когда экраны одновременно являются строительными конструкциями сооружений. Вода — весьма дешевый защитный материал, поэтому создание защитных экранов из нее на практике нередкое явление. Следует подчеркнуть, что при устройстве эф фективных экранов для защиты от рентгеновского и у-излучепии в первую очередь учитывают технологию производства и возмож ные экономические затраты (стоимость экранов из тех или иных материалов).
Защита от нейтронного излучения экранами основывается на закономерности взаимодействия нейтронов с веществом. Как ска зано в главе 2, наиболее эффективно происходит поглощение те пловых, медленных и резонансовых нейтронов, поэтому для по глощения быстрых нейтронов они должны быть предварительно замедлены. Максимальный замедляющий эффект у элементов с малым атомным номером. Поэтому для защитных экранов обычно применяют воду, парафин, бетон и другие материалы, содержащие в своем составе большое количество атомов водорода.
Тепловые нейтроны очень хорошо поглощаются кадмием и бором, причем для полного их поглощения толщина слоя кадмия, например, может равняться нескольким десятым миллиметра.
Учитывая, что процесс поглощения нейтронов сопровождается излучением у-квантов, необходимо предусматривать дополнительную защиту из свинца или других эквивалентных материалов.
В реакторах, например, где имеется мощное излучение нейтронов, может быть несколько поглощающих слоев: первый слой для замедления нейтронов из материалов, содержащих большое количество атомов водорода (бетон, вода и т.д.), второй слой для поглощения медленных и тепловых нейтронов (бор, кадмий) и третий слой — для поглощения у-излучения.
Для защиты от (3-потоков целесообразно применять экраны, изготовленные из материалов с малым атомным номером. В этом случае выход тормозного излучения невелик. Обычно в качестве экранов для поглощения (З-излучения используют органическое стекло, пластмассу, алюминий. При особо мощных (3-потоках следует использовать дополнительные экраны для защиты от тормоз ного излучения.
При расчете защиты с помощью экранов от ионизирующей ра ■ диации персонала и лиц других категорий исходят из требований НРБ-99/2009.
допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении > jела от техногенных источников фотонного излучения при мы в табл. 24.
ица 24. Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении
Назначение помещений
icia от техногенных источников фотонного излучения