4. Защита от внешнего излучения

Существует три основных принципа защиты человека от внешних излучений. Это защита временем, расстоянием и веществом.

Защита временем.

При работе в поле излучения предварительно проводится радиационная разведка при которой определяются величины мощности дозы Р.

Поскольку доза облучения Д связана с мощностью дозы Р соотношением Д = Рt , где t-время пребывания в поле излучения, мы можем определить точное время пребывания с целью уменьшения полученной дозы облучения.

Защита расстоянием.

Общеиз­вестно, что излучение точечного или локализованного источника распространяется во все стороны равномерно, т.e. является изотропным. Отсюда следует, что интен­сивность J излучения уменьшается с увеличением рас­стояния R от источника по закону обратных квадратов, т. е. J ~ 1/R². Следовательно, при увеличении расстояния до источника излучения в 2 раза интенсивность его уменьшается в 4 раза и т. д.

Защита веществом (экранирование)

Последний, третий принцип — защита веществом или поглощением — основан на использовании про­цессов взаимодействия фотонов с веществом. Если за­даны продолжительность работы, активность источника A и расстояние R до него, а мощность дозы Р₀ на рабо­чем месте оператора оказывается выше допустимой Рд, нет другого пути, как понизить значение Ро в необходи­мее число раз: п = Ро/Рд, поместив между источником излучения и оператором защиту из поглощающего вещества (защитный экран).

Защитные свойства материалов определяются коэф­фициентом ослабления μ излучения для узкого пучки γ излучения. Используя такие данные, находит главные параметры материалов защиты - слой половинного, десятикратного и т.д. ослабления, т.е. толщину защитного экрана, который необходимо установить между источником и человеком.

Для решения многих задач необходимо знать дозовые характеристики поля излучения радионуклидов. Эти характеристики, рассчитанные для точечного изотопного источника, при некоторых стандартных условиях называются гамма-постоянными.

Гамма- постоянную определяют во внесистемных единицах.

В этом случае Гамма-постоянной радионуклида называется мощность экспозиционной дозы, создаваемой гамма-излучением точечного изотропного источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см от него.

Размерность Гамма-постоянной во внесистемных единицах –Р.см²/ч.мКи

Гамма-постоянная радионуклида в единицах СИ определяется как мощность поглощенной дозы в воздухе, создаваемая гамма-излучением точечного изотропного источника активностью 1 Бк на расстоянии 1 м от него.

Размерность Гамма-постоянной в СИ – аГр.м²/с. Бк

Мощность эквивалентной дозы в Р_экв аЗв/с можно рассчитать по формуле:

Р_экв = 1.09 .Р= 1.09 А. Г_си/ r²,

где Р –мощность поглощенной дозы в воздухе, аГр/с

А – активность Бк,

Г_си - Гамма – постоянная в системе СИ, аГр.м²/с. Бк

а – атто, численный множитель, 10^-18

Значения гамма-постоянных для радионуклидов

Радионуклид	Гпогл, , аГрм2/(сБк),
60Co	84.63
134Cs	57.44

Линейный коэффициент ослабления µ - отношение доли dN/Nфотонов данной энергии, претерпевших взаимодействие при прохождении элементарного путиdlв среде, к длине этого пути:

µ= - 1/N/dN/dt, см^-1

1/µ = l– длина свободного пробега, см

Таблица

материал	E=0.662 МэВ 137Cs µ, см-1	E=0.662 МэВ 137Cs l, см	E=1.25 МэВ 60Co µ, см-1	E=1.25 МэВ 60Co l, см
воздух	0.0995. 10-3	10. 103	0.07. 10-3	13.6 103
Вода	0.086	11.7	0.063	15.8
Бетон	0.177	5.65	0.131	7.63
Свинец	1.18	0.85	0.77	1.3

∆_1/к – слой ослабления, показывает толщину защиты, которая ослабляет дозу излучения в к-раз

Дополнительные источники и литература

1.Дубровский В.Б., Лавданский П.А., Енговатов И.А. Строительство атомных электростанций. Издательство ассоциации строительных вузов. Москва, 2006.

2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99), СанПин 2.6.1 –99, 1999.

3. Санитарные правила СП.2.6.1.758-99. 2.6.1.Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Минздрав России.

4. Кудрявцева А.В. Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений.Справочник. Энергоатомиздат, 1995.