- •Введение
- •Глава 1. Виды ионизирующих излучений и единицы измерения
- •Доза излучения
- •[Рентген, Гр, рад, Зв, бэр]
- •Количественные показатели в радиоэкологии
- •Радиоэкологическое нормирование
- •Потоковые характеристики поля излучения
- •Дозовые характеристики поля излучения
- •2, 5, 6, 8 – Фотоэффект; 3, 4, 7, 9 – Комптон эффект;
- •Зависимость коэффициента качества к от полной лпэ,к(l)
- •Коэффициенты качества различных видов ионизирующих излучений при хроническом облучении всего тела
- •Коэффициенты качества ионизирующего излучения
- •Коэффициенты w для различных органов
- •Радиационный риск
- •Расчет мощности дозы -излучения
- •Линейные коэффициенты ослабления и массовые коэффициенты поглощения энергии am для узкого пучка -излучения
- •Характеристики -излучения некоторых радиоактивных нуклидов
- •1.5 Расчет дозы ионизирующих излучений
- •Глава 2 явление радиоактивности и законы радиоактивного распада
- •2.1 Строение атомного ядра
- •2.2 Естественная радиоактивность
- •2.4 Законы радиоактивного распада
- •Характеристика некоторых радионуклидов
- •2.5 Равновесие при радиоактивном распаде
- •2.6 Частные случаи радиоактивного равновесия
- •2.7 Вид и энергия излучения радионуклида
- •Глава 3 радиоактивное загрязнение
- •3.1 Источники ионизирующих излучений в окружающей среде
- •3.1.1 Естественные источники излучений
- •3.1.2 Антропогенные источники ионизирующих излучений
- •3.2 Радиационная обстановка на территории России и стран снг
- •Основные источники излучений и средняя облучаемость населения стран снг (КривохатскийА.С., 1993)
- •Стран снг и рекомендуемых дозовых пределов.
- •Связанного с аварией на по «Маяк» в 1957 г.
- •Загрязнением радионуклидами выброса Чернобыльской аварии.
- •Средние эффективные эквивалентные дозы в течение первого года после Чернобыльской аэс для ряда стран Европы, мкЗв*
- •Опасности в российском секторе Арктики.
- •На территории Российской Федерации.
- •Глава 4 радиационная безопасность и защита от ионизирующих излучений
- •4.1 Миграция радионуклидов в экосистеме
- •4.2 Биологическое действие радиации
- •Радиобиологические эффекты
- •Радиочувствительность биологических видов к гамма-излучению
- •4.2.1 Внешнее и внутреннее облучение
- •4.3 Нормы радиационной безопасности (нбр)
- •4.3.1 Основные принципы и определения
- •4.3.2 Дозовые пределы облучения
- •Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения, Зв за год
- •4.3.3 Допустимые уровни внутреннего и внешнего облучения
- •Допустимое загрязнение поверхности дза, част./(см2мин)
- •4.4 Защита от внешнего облучения
- •Пробеги - частиц r и максимальные пробеги - частиц r в воздухе, мягкой биологической ткани и алюминии
- •4.5 Проживание и ведение сельскохозяйственного производства на территориях, загрязненных радионуклидами
- •Мероприятия по снижению содержания радионуклидов в продукции растениеводства
- •Мероприятия по снижению содержания радионуклидов в продукции животноводства
- •Глава 5. Отбор и подготовка проб для определения суммарной объемной (оа) и удельной (уа) активности экспрессными методами
- •5. 1 Отбор и подготовка проб для радиохимического анализа
- •Сроки и нормы отбора проб объектов ветеринарного надзора исследования на радиоактивность.
- •Примерный выход золы из некоторых видов проб (% к сырой массе)
- •5.2 Подготовка проб к исследованию
- •5.3 Методы обнаружения и регистрации ионизирующих излучений
- •5. 4 Сцинтилляционный (люминесцентный) метод регистрации излучений
- •Глава 6 Лабораторно-практические задания
- •6.1 Задачи и упражнения для самостоятельного решения
- •Характеристика радионуклидов
- •6.2 Вопросы для тестовых заданий:
- •6.3 Лабораторная работа «Обнаружение и оценка уровня ионизирующего излучения»
- •Словарь понятий и терминов
- •Приложения
- •Соотношение между единицами измерения дозиметрических величин
- •Множители и приставки для обозначения десятичных кратных и дольных единиц
- •Примеры расчетов при переходе от внесистемных единиц к единицам си
- •Толщина защиты из свинца (в мм) в зависимости от кратности ослабления и энергии гамма-излучения (широкий пучок от точечного источника)
- •Некоторые допустимые уровни и дозовые характеристики
- •Основные Защитные экраны атмосферы от жесткой солнечной радиации
- •Интенсивность энергии в спектре солнечной радиации
- •Взаимосвязь солнечного ветра с магнитном полем Земли
- •Основные элементы цепи распада 239Pu
- •Критерии оценки безопасности
- •Водо-водяном энергетическом реакторе (ввэр)
- •Средние эффективные эквивалентные дозы в течение первого года после Чернобыльской аэс для ряда стран Европы, мкЗв*
- •Атомные электростанции, расположенные на территории России
- •Радиационная экология Учебно-методическое пособие
4.4 Защита от внешнего облучения
Защита от внешнего облучения осуществляется путем:
сокращения времени пребывания в зоне облучения;
уменьшения активности источника излучения;
увеличения расстояния от источника;
применения поглощающих экранов.
Защита без применения экрана. Как указывалось выше, чем меньше время облучения, тем меньше накопленная доза излучения. Сокращение времени облучения предполагает рациональное планирование работы с радиоактивными веществами. Время пребывания в зоне облучения не должно превышать допустимого значения t0, определяемого формулами 64 – 66.
При работе с точечными -источниками без экранирования экспозиционную дозу Dэкв(Р) вычисляют по формулам 27а или 27б, из которых видно, что дозу можно уменьшить, не только сокращая время облучения, но и уменьшая активность источника (гамма-эквивалент) или увеличивая расстояние от него. Задаваясь допустимым уровнем Dэкс,0 можно выбрать такие значения А, М, r или t, при которых будет обеспечена радиационная безопасность.
Полагая, что в формуле 27б Dэкс,0 = 0,1Р в неделю и выражая расстояние от источника не в сантиметрах, а в метрах, найдем простое соотношение для определения допустимых условий работы с -излучением без защитного экрана:
Мt/R2 = 120, (68)
где М – гамма-эквивалент источника, мг-экв Rа; R – расстояние от источника, м; t – время работы, часов в неделю.
Зная любые две из этих величин, по формуле 68 можно найти третью величину, которая в этом случае является допустимой и обозначается индексом «0».
Пример 19. Рассчитать допустимое время работы без защитного экрана, если гамма-эквивалент источника М = 100 мг-экв Rа, а расстояние от источника R =2м.
Из (66) t0 = 120 R2/М = 120 4: 100 = 4,8 ч в неделю (240 ч в год).
Увеличение расстояния от источника существенно уменьшает дозу, так как плотность потока частиц, и следовательно, мощность дозы изменяются обратно пропорционально квадрату расстояния. Эта зависимость выполняется для точечных -источников в том случае, когда можно пренебречь поглощением и рассеянием излучения на пути от источника к облучаемому объекту. На практике законом обратных квадратов широко пользуются при защите от -излучения источников.
Пусть r1 и r2 – расстояния от точечного -источника до точки измерения; p1, р2 и D1, D2 – соответствующие значения мощности экспозиционной дозы и экспозиционной дозы (время накопления доз D1 и D2 одинаковое). Тогда
p1/p2 = (r2/r1)2; D1/D2 = (r2/r1)2 (69)
Отсюда можно найти допустимое минимальное расстояние r0, на котором можно работать без защитного экрана. Если время работы стандартное (36 ч в неделю), то пользуются соотношением:
r0 = r pэкс/pэкс.0, (70)
где рэкс,0 – средняя допустимая мощность экспозиционной дозы, см. формулу 63.
Если время облучения может отличаться от стандартного, то удобнее пользоваться формулой:
r0= r Dэкс/Dэкс.0 , (71)
где Dэкс – экспозиционная доза на расстоянии г за реальное время облучения t (ч в неделю); Dэкс.0 – допустимая недельная экспозиционная доза для персонала – см. (61).
Пример 20. Во сколько раз нужно увеличить расстояние от -источника, если измеренная мощность экспозиционной дозы на расстоянии г составляет рэкс,t= 45 мР/ч и работа должна проводиться в течение t =20 ч в неделю (в остальное время недели облучение отсутствует)?
Экспозиционная доза на данном расстоянии Dэкс = 4520 = 900 мР в неделю. По (69) r0/r = 9 = 3, т. е. нужно увеличить расстояние в 3 раза.
Для выполнения на большом расстоянии необходимых операций с источниками применяют захваты, дистанционные инструменты и манипуляторы.
На практике часто возникает потребность определить максимальную активность точечного источника -излучения, с которым нужно работать без защитного экрана. Если пренебречь самопоглощением -частиц в источнике (препарате) и их поглощением в воздухе, и считать, что в каждом распаде ядра испускается 1 -частица, то допустимую активность Aо (Бк) можно оценить по формуле:
Ао=ДППA, 4 r2, (72)
где r – расстояние от источника, см; ДПП A , – допустимая плотность потока -частиц, соответствующая времени работы t (ч в неделю) и выраженная в -част./(см2с).
Защита при помощи поглощающих экранов. Поглощение ионизирующих излучений в веществе широко используется для защиты от внешнего облучения. Выбор материала и толщина защитного экрана зависят от типа и энергии излучения, его проникающей способности.
Защита от - и -излучений. Проникающая способность - и -частиц характеризуется величиной их пробега в веществе. Из таблицы 19 видно, что пробег -частиц очень мал, и защита от внешних потоков -излучения не представляет проблемы. Слой в 10 см воздуха, тонкая фольга, лист пластиката или стекла, хирургические перчатки, одежда полностью экранируют -частицы.
Экранирование -излучения необходимо, особенно в тех случаях, когда плотность потока или мощность дозы -частиц превышает допустимые значе-ния. Бета-источник с активностью порядка милликюри нельзя брать руками. Даже на значительном расстоянии от источника жесткое - излучение может вызвать лучевое поражение кожи. Например, неэкрани-рованный -источник 32Р активностью 10 мКи на расстоянии 1 м создает мощность эквивалентной дозы в коже 84 мбэр/ч, или 3 бэр за 36-часовую неделю.
Таблица 19.