Обратная связь
|
Розрахунок захисту і захисні матеріали Робота з радіоактивними речовинами повинна виконуватися в окремих спеціально обладнаних приміщеннях. Для роботи з газоподібними речовинами використовуються бокси (шафи) із вмонтованими в них гумовими рукавичками або механічними маніпуляторами. Такі бокси повинні мати закриту систему вентиляції. Роботи з відкритими джерелами (наприклад, радіоактивними пробами ґрунту і т.п.) також проводять у боксах, або використовують індивідуальні захисні засоби, такі як протигази, гумові рукавички і т.п.
Джерела великої активності, рівні дози яких перевищують допустиму межу дози, закривають захисними екранами. Вибір матеріалу і товщини захисного екрана залежить від виду випромінювання, його енергії й активності джерела.
Найбільш розповсюдженим методом розрахунку захисту від зовнішнього опромінення є розрахунок необхідної кратності ослаблення.
Необхідна кратність ослаблення Кнеобх визначається відношенням дози випромінювання у відповідній точці до ліміту дози (ЛД) і показує у скільки разів необхідно понизити рівень радіації за допомогою захисних засобів, щоб забезпечити безпечні умови праці:
Кнеобх = , (3.7.4.1)
де Х - експозиційна доза, Р; ЛД - ліміт дози (задається НРБУ - 97), мЗв; f = 9.3 мЗв/Р – нормувальний коефіцієнт.
Знаючи необхідну кратність ослаблення, можна розрахувати необхідний захист. Зупинимося в першу чергу на розрахунку захисту від γ-випромінювання, тому що закриті γ - джерела знайшли широке застосування в науці і техніці. Ослаблення інтенсивності γ-випромінювання (вузького пучка) у речовині відбувається за експонентним законом Бугера
Id = I0 , (3.7.4.2)
де I0 - інтенсивність γ-випромінювання, виміряна приладом при відсутності захисного екрана; Id - інтенсивність γ - випромінювання при наявності захисного екрана товщиною d см., - лінійний коефіцієнт ослаблення γ - променів, см-1, що характеризує відносну зміну інтенсивності випромінювання на одиницю товщини захисного екрана. Логарифмуючи вираз (3.7.4.2), одержуємо формулу для визначення лінійного коефіцієнта ослаблення.
. (3.7.4.3)
Відношення K = I0/Id називають кратністю ослаблення, що у даному випадку показує у скількох разів послабляється інтенсивність потоку γ - випромінювання захисним матеріалом товщиною d.
Звичайно в довідниках приводять значення масових коефіцієнтів ослаблення різних речовин. Лінійний коефіцієнт ослаблення μ пов'язаний з масовим коефіцієнтом ослаблення співвідношенням.
, (3.7.4.4)
Врахувавши всі ці зауваження легко розрахувати товщину захисту для вибраного матеріалу
(м). (3.7.4.5)
Користаючись виразом (3.7.4.5), можна визначити товщину матеріалу, що забезпечує ослаблення інтенсивності вдвічі - шар половинного ослаблення:
(м), (3.7.4.6)
і в десять разів – товщина шару десятикратного ослаблення
(м). (3.7.4.7)
Якщо виходити з довжини максимального пробігу заряджених частинок в тому або іншому матеріалі, то товщина шару поглинання може виявитись дещо більшою за розраховану. Так шар матеріалу товщиною 0,2 мм повністю затримує - випромінювання.
Пробіг a - частинок у будь-якій речовині розраховується за такою емпіричною формулою
(см) (3.7.4.8)
де Ареч.- атомна маса речовини; - густина речовини, г/см3; Е - енергія альфа - випромінювання в МеВ.
Для захисту від a - випромінювання достатній шар повітря в кілька сантиметрів або екран з плексигласу чи скла товщиною в кілька міліметрів.
Пробіг a - частинок у повітрі розраховується за емпіричною формулою:
(см), (3.7.4.9)
де К1 - коефіцієнт, що залежить від температури і тиску; К2 - коефіцієнт, рівний 9,67.10-28; Е - енергія a - частинок, МеВ; V - швидкість a - частинок, см/с.
Для поглинання - випромінювання необхідний шар води або пластмаси товщиною не менше 15 мм. Якщо ж в якості поглинаючої речовини використовується речовина з вищим атомним номером, то товщина шару поглинання зменшується.
Для роботи з β - випромінюванням необхідно передбачити захист безпосередньо від β - частинок і захист від гальмового випромінювання, яке виникає при гальмуванні β - частинок у захисному екрані. Гальмівне випромінювання є квантами енергії, аналогічними до γ- квантів.
Захист від β - частинок здійснюється з допомогою комбінованих екранів. У такому екрані з боку джерела розташовують шар матеріалу з малою атомною масою (плексиглас, карболіт і ін.); це дає можливість знизити енергію квантів гальмівного випромінювання. Товщина цього шару повинна відповідати довжині максимального пробігу β - частинок у даному матеріалі. За ним розміщується шар матеріалу з великою атомною масою, що забезпечує ослаблення наведеного гальмівного випромінювання.
Дані про максимальний пробіг β - частинок різної енергії в повітрі, воді (або біологічній тканині) і алюмінії наведені в табл. 5.
Таблиця 5.
Максимальний пробіг β - частинок різної енергії в речовині
Максимальний пробіг β - частинок з максимальною енергією в межах від 0.5 до 20 МеВ розраховують за емпіричною формулою:
, (3.7.4.9)
де Еmax - максимальна енергія β - частинок, МеВ; - густина речовини, г/см3. В першому наближенні можна вважати, що в повітрі максимальний пробіг β - частинок L = 0,41Емакс [см], у воді (або біологічній тканині) - L = 5Емакс [мм], в алюмінії - L = 2Емакс [мм]. Ослаблення потоку β - частинок на більшій частині пробігу в речовині має експонентний характер
Id = I0 , (3.7.4.10)
де I0 - потік β - частинок при відсутності захисного екрана, частинок/с; Id - потік β - частинок при наявності захисного екрана товщиною d см; μ - лінійний коефіцієнт ослаблення β - випромінювання в речовині захисного екрана, см-1.
Нейтрони й γ- випромінювання не мають певної довжини вільного пробігу. Залежність між товщиною шару поглинання й інтенсивністю випромінювання тут має логарифмічний характер. При будь-якій товщині поглинання у цьому випадку досягається лише часткове зниження інтенсивності.
Для захисту від нейтронного випромінювання застосовують різні матеріали в залежності від його енергії. Нейтрони із енергією більшою за 0.5 МеВ добре поглинаються в результаті процесів непружного розсіювання залізом. Нейтрони з енергією меншою 0.5 МеВ ефективно поглинаються захисним екраном , що містить водень (вода, парафін), а також берилій або графіт. Найбільш ефективно поглинають теплові нейтрони - кадмій, бор і залізо. Процес захоплення теплових нейтронів супроводжується випущенням γ - випромінювання. Для комбінованого захисту від нейтронного і γ- випромінювання застосовують шарові екрани з важких і легких матеріалів.
На підставі розрахункових і експериментальних даних створені таблиці для визначення товщини захисту від γ - випромінювання з різних матеріалів.
Для захисту від γ - випромінювання використовують свинець, бетон, залізо, воду, вольфрам, збіднений уран і осмій. Захист із бетону ( = 2,3 г/см3) міцний, дешевий, але дуже громіздкий і важкий. Свинець ( = 11,34 г/см3) ефективний, але має погані механічні властивості. Свинець використовують для виготовлення контейнерів (в комбінації із залізом) для транспортування різних ізотопів. Вольфрам ( = 19.3 г/см3) і збіднений уран ( = 18.7 г/см3) використовують в особливо відповідальних пристроях для забезпечення мінімальної ваги захисту.
Як приклад у табл. 6 наведені дані, що дозволяють визначити товщину захисту із свинцю, заліза й бетону для γ - випромінювання різних енергій.
Товщина захисних екранів, см ( для різних енергій)
Таблиця6
| Свинець
| Залізо
| Бетон
|
| (р=11,34 г/см3)
| (р = 7,89 г/см3)
| (р=2,3 г/см)
|
| 1МеВ
| 2 МеВ
| 3МеВ
| 1МеВ
| 2МеВ
| 3 МеВ
| 1 МеВ
| 2 МеВ
| 3 МеВ
|
| 1,3
| 2,0
| 2,1
| 3,3
| 3,9
| 4,4
| 12,9
| 14,1
| 15,3
|
| 3,8
| 5,9
| 6,5
| 8,5
| 11,0
| 12,2
| 29,9
| 37,7
| 43,4
| 102
| 7,0
| 11,3
| 12,2
| 14,5
| 19,5
| 22,1
| 50,5
| 65,7
| 77,5
| 103
| 10,2
| 16,5
| 18,0
| 20,5
| 27,5
| 31; 7
| 70,4
| 92,7
| 110,9
| 104
| 13,3
| 21,3
| 23,5
| 26,0
| 35,5
| 40,9
| 89,2
| 118,6
| 143,2
| 105
| 16,5
| 26,2
| 28,9
| 31,5
| 43,2
| 50,0
| 106,8
| 144,4
| 173,8
| 106
| 19,5
| 31,0
| 34,3
| 37,0
| 50,6
| 58,8
| 124,4
| 171,4
| 205,4
|
Більшість джерел γ – випромінювання, маючи дискретний лінійчастий характер γ – спектра , випромінюють від одної до кількох десятків окремих ліній. Так в γ – спектрі , який перебуває у радіоактивній рівновазі з продуктами свого розпаду, нараховується біля 50 характерних ліній, із них відмічається шість найбільш інтенсивних з інтервалом енергії від 0,3 до 1,76 МеВ. Гамма-джерела мають як правило невеликі розміри d. На відстанях r>4d будь яке гамма – джерело можна вважати точковим. Крім того, точкові гамма – джерела відносяться до ізотропних джерел, які випускають гамма – кванти з однаковою імовірністю у всіх напрямках.
Радіоактивні речовини розміщують у герметичні металеві ампули, стінки яких певним чином змінюють спектр гамма-випромінювання. Стінки ампул, а також матеріали, які використовуються для ампул поглинають частину гамма-ліній і тому називаються фільтрами.
Потужність експозиційної дози в повітрі від точкового ізотропного джерела характеризується іонізаційною гамма-сталою Кγ . Вона чисельно дорівнює потужності експозиційної дози (Р/год) нефільтрованого гамма-випромінювання від точкового ізотропного джерела активністю 1 мКі на відстані 1 см від нього. Величину Кγ виражають в одиницях . Її величину вимірюють експериментально і приводять в довідниках (таблиця 7). Іонізаційні γ – сталі й γ – еквіваленти для деяких
Радіоактивних речовин
Таблиця 7
Речовина
| Т1/2
| Кγ ,
| γ- еквівалент 1 мКі речовини, мг-екв. Ra
|
| 14,9 роки
| 18,55
| 2,20
|
| 5,27 роки
| 12,93
| 1,54
|
| 127 діб
| 1,84
| 0,23
|
| 2,2 роки
| 8,58
| 1,02
|
| 1622 роки
| 9,36
| 1,11
|
Фільтрація γ-випромінювання зменшує Кγ до Кγ(δ), де δ – товщина фільтра. В розрахунках зміна величини Кγ враховується за допомогою коефіцієнта χ, меншого за одиницю, тобто Кγ(δ) =χ Кγ.
Для свинцевих, залізних і алюмінієвих ампул товщиною 0,1 – 0,3 см значення χ перебуває в межах від 0,85 до 0,98 для енергій гамма-квантів більших за 1 МеВ.
Величина Кγ значно спрощує розрахунки експозиційної потужності дози Р( R ) на відстані R від незахищеного точкового гамма-джерела. Оскільки інтенсивність гамма – джерела пропорційна 1/R, то
Р( R) = АּКγ/R2, (3.7.4.11)
де Р ( R ) –експозиційна доза , Р/год; А – активність гамма – джерела, мКі; R – відстань до гамма – джерела, см.
В дозиметрії гамма – джерела часто порівнюють за іонізацією повітря. Дві радіоактивні речовини, які при однакових умовах створюють однакові потужності експозиційної дози, мають однаковий γ-еквівалент. Гамма – еквівалент вимірюють в міліграм - еквівалентах радію (мг-екв Ra). Ця одиниця дорівнює такій кількості радіоактивної речовини, γ – випромінювання якої при даній фільтрації і тотожних умовах створює таку ж потужність експозиційної дози, що й 1 мг-екв радію. Потужність експозиційної дози в 1 мг-екв. Ra на відстані 1 см дорівнює 8,4 Р/год.
Гамма – еквівалент речовини m (мг-екв Ra) пов’язаний з її активністю А (мКі) і величиною Кγ (Рּсм2 /(год.мКі)) співвідношенням
m = AּKγ /8,4. (З.7.4.12)
Замінимо у формулі (3.7.4.11) АּКγ на 8,4m, одержимо
Р( R ) = 8,4m/R2 , (3.7.4.13)
де Р( R ) – потужність експозиційної дози , Р/год; m – гамма – еквівалент речовини, мг-екв Ra; R – відстань до джерела , см.
ПРИКЛАД.На якій відстані R від точкового джерела масою 10-6 г за шестигодинний робочий день доза опромінення не перевищить гранично допустимої дози (ГДП)? Розрахувати також гамма – еквівалент цього джерела.
Кількість атомів у 10-6 г буде дорівнювати
N =
Активність кобальту, період піврозпаду якого дорівнює T1/2= 5,27 років розраховується так
,
враховано, що 3,7.107 відповідає розмірності 1 мКі.
Гранично допустима потужність дози при шестигодинному робочому дні для кобальту – 60 Рг.д = 2,8.10-3 бер/год. Для
Д О Д А Т К И
Частина довідкового матеріалу взята із посібника, складеного Смоленською Державною Медичною Академією (СДМА) за редакцією Литвинова А.В., решта з НРБУ - 97
|
|