- •Глaba 6 защита от ионизирующих излучений
- •Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений
- •Геометрия широкого пучка
- •Защита от γ — излучения
- •Расчет защиты по кратности ослабления экспозиционной дозы, мощности экспозиционной дозы и по заданной активности.
- •Расчет защиты по слоям ослабления
- •Расчет защиты методом конкурирующих линий от немоноэнергетического источника
- •Расчет защиты от точечного изотропного источника плоским экраном
- •Приближенные методы расчета толщины защитных экранов от нейтронного излучения
- •Защита от тормозного излучения электронов и β-частиц
- •Энергетические распределения тормозного излучения
Защита от γ — излучения
Защита от воздействия γ-излучения может быть осуществлена временем, расстоянием и поглощающими экранами.
При расчете защиты в дальнейшем будем пользоваться формулами для точечных источников γ-излучения, т.е. источников, размеры которых малы по сравнению с расстоянием от них до облучаемого объекта. Расчет зашиты от полей γ-излучения протяженных источников из-за его сложности не будет рассмотрен в настоящем издании.
Расчет защиты от γ-излучения при отсутствии защитных экранов. Экспозиционная доза Дэксп и мощность экспозиционной дозы Рэксп, Р/ч, на расстоянии R сантиметров от точечного источника в отсутствие защитного экрана вычисляются по следующим формулам:
Дэксп = A·Гγ·t/R2;
Дэксп=M·8,4·t/R2; (6.13)
Рэксп = А·Гγ/R2
Рэксп = 8,4·М/R2;
где А — активность нуклида в источнике, мКи;
Γγ—гамма-постоянная нуклида, Р·см2/(ч·мКи);
t — время работы, ч;
R—расстояние от источника до объекта облучения, см;
M—гамма-эквивалент нуклида, мг-экв Ra; 8,4 — гамма-постоянная 226Ra, находящегося в равновесии с основными дочерними продуктами распада за платиновым фильтром толщиной 0,5 мм, Р·см2/ч·мКи).
Формула справедлива и для рентгеновского излучения точечных источников в непоглощающей и нерассеивающей среде.
Между гамма-эквивалентом нуклида M и его активностью А имеется связь, которая выражается формулой
M = (Α·Γγ)/8,4. (6.14)
Согласно НРБУ-97, в отдельные годы, в качестве предела дозы облучения персонала (категория А) допускается использовать ПД = 5 бэр/год (но не более 10 бэр за 5 лет).
Для этого случая допустимая недельная доза 100 мбэр, что соответствует допустимой мощности дозы, мбэр/ч:
ДМД = ПД/t = 100/t, (6.15)
где t = количество часов работы персонала в неделю, ч.
При t = 36 ч ДМД = 100/36 = 2,8 мбэр/ч = 0,772·10-6 бэр/с.
Тогда при проектировании зашиты принимается ДМД = 2,8 мбэр/ч, если время работы менее 18 ч в неделю и 1,4 мбэр/ч при постоянном пребывании в помещении в течение рабочего дня.
Коэффициент качества для рентгеновского и γ-излучений k = 1, поэтому в дальнейших расчетах можно принимать для биологической ткани 1 P ≈ 1 бэр. Поглощенная энергия γ-излучения в 1 г облучаемой ткани при экспозиционной дозе в 1 P составляет около 96 эрг/г = 0,96 рад. В соответствии с этим при расчете защитных экранов экспозиционную дозу (в рентгенах) и поглощенную дозу в ткани (в радах) часто отождествляют. Строго говоря, поглощенная доза γ-излучения (в радах или бэрах) в ткани равняется экспозиционной дозе (в рентгенах), умноженной на 0,96, а в практических расчетах они адекватны.
Допустимое расстояние от точечного источника γ-излучения, на котором может работать персонал,
. (6.16)
Если персонал будет работать на определенном расстоянии от источника γ-излучения с определенной его активностью, то допустимое время работы
, (6.17)
где ДДД — допустимая недельная доза, равная 100 мР (100 мбэр);
t ДВ— допустимое время работы, ч/неделя.
В практике работы дозиметрических служб встречаются случаи, когда по измеренной дозиметрическими приборами мощности дозы необходимо ограничить время работы персонала. В этом случае пользуются формулой
tДВ = 100/Pγизм , (6.18)
где Pγизм — измеренная приборами мощность экспозиционной дозы, мР/ч.
Из приведенных формул становится ясно следующее:
Доза излучения, полученная персоналом, прямо пропорциональна времени облучения, и поэтому все операции с γ-излучателями (это относится и к α-, β - и нейтронным излучателям) необходимо проделывать по возможности быстро.
Доза излучения прямо пропорциональна активности радионуклида, поэтому необходимо работать с минимально возможным количеством радионуклида.
Доза и мощность дозы убывают при удалении от точечного источника обратно пропорционально квадрату расстояния, поэтому все операции с радионуклидами необходимо проделывать по возможности на большом расстоянии от источника.
Выбор времени работы, расстояния, активности можно упростить, если принять в качестве допустимой дозы в формуле (6.15) не недельную экспозиционную дозу 0,1 P, а дневную — 0,017 P, тогда
, (6.19)
откуда
(6.20)
где M — гамма-эквивалент источника, мг-экв Ra; t — время работы, ч;
R — расстояние до источника, м.
Для этих условий безопасности удобно пользоваться номограммой (рис.6.11).
Рис. 6.11. Номограмма для расчета защиты временем, количеством и расстоянием
Защита временем, защита количеством радионуклида и защита расстоянием не всегда позволяет снизить дозу до предельно допустимого уровня, так как в производственных условиях нельзя безгранично уменьшать активность радиоактивных веществ, требующихся для работы, продолжительность работы или увеличивать расстояние до источника. В этих случаях для защиты работающих используют специальные защитные экраны (защитные стенки, боксы, укрытия, сейфы, контейнеры и прочее оборудование).
Рассмотрим основные методы расчета физической защиты.