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