8.2.2. Защита от ионизирующих излучений путем увеличения расстояния до источника

Суть этого способа основывается на простой зависимости между мощностью дозы внешнего (точечного) источника и расстояния от нас до него:

мощность излучения источника в любой точке пространства вокруг него обратно пропорциональна квадрату расстояния от него:

Графически эту закономерность можно выразить так:

Источник ИИ точка 1 точка 2 точка 3

● ● P₁ ● P₂ = P₁/4 ● P₃ = P₁/9

r ₁

r₂ =2 r₁

r₃ = 3r₁

Рис. 48. Зависимость мощности дозы от расстояния до источника

Так как D = Pt, то при одном времени облучения доза облучения также обратно пропорциональна квадрату расстояния до источника излучения.

Пример. Цветной телевизор на r₁ = 5 см от экрана создает P₁ = 100 мкЗв/ч. Какую дозу получит человек при его ежедневном просмотре в течение 4 часов в течение года, находясь от экрана на расстояниях 2 м, 2,5 м и 3 м?

Решение:

D_5см = 100·4·365 = 146000 мкЗв = 146 мЗв, что в 146 раз больше годовой ПДД по НРБ-2000.

, откуда:

D_2м = 146·5²/200² = 0,09

D_2,5м = 146·5²/250² = 0,06

D_3м = 146·5²/300² = 0,04

Ответ: 0,09 мЗв, 0,06 мЗв, 0,04 мЗв

8.2.3. Защита от воздействия ионизирующих излучений путем применения

защитных экранов и сооружений

Уменьшить дозу облучения организма можно, поместив на пути излучения защитный экран, защитные свойства которого выражаются величиной, называемой коэффициентом ослабления излучения экраном:

, где

P₀, P – мощность дозы до и после экрана;

D₀, D – доза до и после экрана;

x – толщина экрана;

d – толщина слоя половинного ослабления;

ℓ. =1/μ – длина релаксации – толщина слоя материала, ослабляющая ИИ в e раз

(e ≈ 2,718), μ – линейный коэффициент ослабления (смотри раздел 1.5

данной лекции).

Вышеуказанные величины и механизм ослабления радиации экраном мы рассматривали при изучении ядерного оружия (лекция 2). К этому следует добавить следующее:

- каждый материал имеет свои d и ℓ, причем различные для каждого вида излучения и зависящие, кроме того, от энергии квантов или частиц излучения; данные об их величине можно найти в справочниках по радиационной безопасности, например:

Таблица 37

Данные по защитным свойствам некоторых материалов, при E _γ = 0,01 – 10 МэВ

Материал	μ γ, см -1	ℓγ = 1/μγ	dγ, = 0,693/μ	Источник
Воздух Вода Алюминий Сталь Свинец	0,00622 – 0,00002 4,99 – 0,02 69,9 – 0,06 1330 – 0,23 1390 – 0,55	1,61 – 500 м 0,20 – 50 см 0,014 – 16,67 см 0,00075 – 4,35 см 0,00072 – 1,82 см	1,11 – 346,57 м 0,14 – 34,66 см 0,01 – 11,55 см 0,0005 – 3,01 см 0,0005 – 1,26 см	В.Ф.Козлов. Справочник по радиационной безопасности, табл. 6.5.

- альфа-излучение задерживается одеждой и даже листом бумаги, бета-излучение на 50% задерживается одеждой, еще 25% -ороговевшими слоями кожи, гамма-излучение и нейтронный поток пронизывают тело человека насквозь.

Для экранирования гамма-излучения используют тяжелые материалы, быстрые нейтроны хорошо замедляются легкими материалами, содержащими в себе атомы водорода и др. (вода, парафин, графит), а медленные (тепловые) нейтроны хорошо поглощаются бором, кадмием, индием и др. материалами, - поэтому кадмий и бор используются в поглощающих стержнях реакторов АЭС.

Наиболее универсальными материалами, ослабляющими гамма и – нейтронное излучение примерно одинаково, являются бетон, кирпич и земля.

В качестве защитных сооружений от радиации используются стандартные защитные сооружения (убежища, противорадиационные укрытия, щели), а также подвалы, пещеры, выемки в земле, здания, стенки и т.д.