А.А. Абрамов, Г.А. Бадун - Методическое руководство к курсу Основы радиохимии и радиоэкологии (1133870), страница 10
Текст из файла (страница 10)
Для студентов иучащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение сиспользованием источников излучения, годовые дозы не должны превышатьзначений, установленных для персонала группы Б.Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарнымвоздействиемприродныхустанавливается.Снижениеисточниковизлучения,облучениянаселениядлянаселениядостигаетсянепутемустановления системы ограничений на облучение населения от отдельныхприродных источников излучения.
Например, при проектировании новыхзданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено,чтобысреднегодоваяэквивалентнаяравновеснаяобъемнаяактивностьдочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений не превышала 100Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышаламощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч. Расчетдопустимых годовых выбросов и сбросов радиационных объектов долженпроводиться, исходя из требования, чтобы эффективная доза для населения за6470 лет жизни, обусловленная годовым выбросом и сбросом, не превышалаустановленного допустимого уровня воздействия от предела дозы.3.5. Защита от ионизирующего излученияВ случае, когда выполняется работа с источниками ионизирующегоизлучения,создающимимощностидозы,превышающиедопустимые,требуется обеспечить ее снижение. Наиболее просто защититься от внешнегоα-излучения, так как пробег α-частиц в вещества достаточно мал.
Пробег αчастиц в воздухе увеличивается от 2,5 до 10,5 см с возрастанием их энергии с 4до 10 МэВ. Кожный покров тела человека полностью поглощает α-частицы,поэтому внешнее облучение α-частицами не представляет опасности длявнутренних органов человека. Таким образом специальных защитных экрановпри работе с препаратами, испускающими только α-излучение, не требуется.Однако α-излучение очень опасно, когда радиоактивный распадпроисходит внутри организма. Пробег α-частиц в биологической тканисоставляет несколько десятков мкм, и высокая ионизирующая способностьприводитксерьезнымрадиационнымповреждениям.Действительно,взвешивающий коэффициент при расчете эффективной дозы для α-излучениесоставляет 20 (таблица 3.1). Поэтому работу с препаратами α-излучателейпроводят в герметичных боксах и помещениях с хорошей вентиляцией.Проникающая способность β-излучения значительно больше, чемα-частиц.
В таблице П4 Приложения приведены данные по максимальномупробегу β-излучения различных энергий в единицах мг/см2. Исходя из того, чтоплотность воздуха составляет 1,2 мг/см3, можно легко рассчитать, что пробег βизлучения меняется в широких пределах: от нескольких сантиметров длямягких излучателей (0,6 см для 3Н (Emax = 18,6 кэВ) и 30 см для 14С (Emax = 156кэВ)) до нескольких метров (2,2 м для 36Cl (Emax = 0,71 МэВ) и 9 м для 90Y (Emax= 2,27 МэВ)).Слой воздуха, одежда и кожный покров человеческого тела достаточнохорошо защищают от β-излучения низких энергий, однако для защиты от65жесткого высокоэнергетическое излучение применяются специальные экраны,сделанные из материалов с небольшим атомным номером (оргстекло,алюминий). Это связано с тем, что в веществе с большим атомным номеромвозрастают радиационные потери энергии электронами, а возникающеетормозное рентгеновское излучение имеет больший пробег.
Для полногопоглощения β-излучения32P (Emax = 1,7 МэВ) требуется пластинка алюминиятолщиной 0,3 см или около 1 см оргстекла. Наибольшую опасностьпредставляет попадание β-частиц в глаза, так как внешняя поверхность глаза неимеет защитного покрова, поэтому при работе с β-излучателями рекомендуетсяодевать защитные очки.Дозу, получаемую кожей человека от β-излучения разной энергии, можнорассчитать из данных, приведенных в таблице 3.6 , если известен флюенсчастиц Ф:Ф = dN/d,(3.6)где dN – количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечногосечения d: В таблице 3.6 приведены также допустимые плотности потокаβ-частиц.Наиболее трудно защититься от γ-излучения.
Его высокая проникающаяспособность требует использования защитных экранов из материалов сбольшим атомным номером и высокой плотностью (обычно из свинца). Расчетзащиты от γ-излучения – сложная технологическая защита. Основы такихрасчетов описаны во многих руководствах. Исходят из того, что если неучитывать рассеяние излучения (рассматривать так называемый «узкий»пучок), то уменьшение потока γ-излучения и создаваемой им дозы происходитпо экспоненциальному закону:66Таблица 3.6Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потокаβ-частиц для лиц из персонала при контактном облучении кожи.СредняяЭквивалентная доза вСреднегодоваяэнергия β-коже на единичныйдопустимая плотностьспектра, МэВфлюенс, 10–10 Зв см2потока ДППперс, см–2 с–10,051,08200,071,84500,102,63100,153,42400,203,82150,304,31900,404,51800,504,61800,704,81701,005,01651,505,21602,005,315567(3.7)где Dузк - доза, создаваемая узким пучком за защитным экраномтолщиной l (см или г/см2), D0 – доза в отсутствие экрана (l = 0), - полныйкоэффициентослабления-излучения(см–1илисм2/г)(таблицаП5приложения).Но вычисления по формуле (3.7) всегда приводят к заниженнымзначениям дозы -излучения, прошедшего через экран.
Это связано тем, что вматериале экрана за счет комптоновского рассеяния излучения образуется такназываемый «широкий пучок», что увеличивает мощность дозы. Введениемспециальных поправок (фактора накопления дозы, который зависит от энергии-излучения, материала защиты и толщины экрана) можно уточнитьполучаемую величину (описано в учебных пособиях [4,5]).В рамках данного издания отметим, что можно использовать следующийприем для расчета толщины защиты при работе с точечным источником γизлучения.
Уравнение, связывающее дозу от точечного источника (D) с егорадиоактивностью (А), временем облучения (t) и расстоянием до источника (r)имеет вид:(3.8)где Гэ – керма-постоянная, которая является связующим коэффициентом,зависящимотразмерностейиспользуемыхвеличиниприводитсявсправочниках. Для некоторых радионуклидов керма-постоянная приведена вприложении в таблице П7.Исходя уравнения (3.8) следует, что для уменьшения дозы облученияможно использовать защиту временем и расстоянием. Уменьшение времениработы пропорционально уменьшает получаемую дозу, увеличение расстояниядо источника излучения уменьшает дозу по закону 1/r2. Если изменение этихпараметров не позволяет уменьшить дозу облучения до приемлемой величины,используют свинцовые экраны, толщину которых можно найти из таблицГусева (приведены в приложении таблица П11 приложения).
Необходимо68также иметь в виду, что при проектировании защиты от ионизирующегоизлучения используют условие, что мощность дозы допустимого облучениябыла такова, чтобы за год создавалась половина от указанной в таблице 3.4дозы. Это создает «запас прочности» для учета внутреннего облучения припоступлении радионуклидов внутрь организма. Таким образом из данныхтаблицы 3.4 следует, что для персонала группы А мощность эффективной дозыв помещениях постоянного пребывания персонала (продолжительностьоблучения 1700 ч/год) должна составлять 6,0 мкЗв/ч, а в помещениявременного пребывания (продолжительность облучения 850 ч/год) – 12 мкЗв/ч.Проиллюстрируем такой расчет на конкретном примере. Предположим,что предстоит проводить работу с препаратом 60Co радиоактивностью 109 Бк нарасстоянии 0,5 м в помещении временного пребывания.
Требуется рассчитатьтолщину свинцовой защиты, обеспечивающей безопасную работу в течениевсего рабочего дня. Из таблицы П 1 приложения находим, что 60Co испускаетγ-кванты с энергией 1,17 и 1,33 МэВ, а из таблицы П 7 приложения находимкерма-постоянную 84 aГрм2/сБк. Рассчитаем мощность поглощенной дозы отуказанного источника на расстоянии 0,5 м. Она составит 1,2 мГр/ч. Учитываято, что взвешивающий коэффициент для γ-излучения равен 1 (таблица 3.1),мощность эффективной дозы будет равна 1,2 мЗв/ч, что в 100 раз большедопустимой величины.
Согласно таблице П 11 приложения для ослабления в100 раз γ-излучения с энергией 1.25 МэВ требуется свинцовый экран толщиной8,45 см, с энергией 1,5 МэВ – экран толщиной 9,65 см. Так как стандартныесвинцовые кирпичи имеют толщину 5 см, то для создания надежной защитынадо построить защитную стенку в два свинцовых кирпича.694. РАДИОАКТИВНОСТЬ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫРабота со значительными количествами радиоактивных материалов – уделнебольшой группы людей, прошедших специальное обучение и не имеющихмедицинскихпротивопоказаний.Однаковповседневнойжизнивсечеловечество постоянно подвержено воздействию ионизирующего излучения.Причем внешний радиационный фон может очень сильно различаться.Рассмотрим основные факторы, определяющие дозу облучения населения.Источники радиационного облучения человека можно разделить наестественные и техногенные.
К естественным источникам ионизирующегоизлучения относятся: космическое излучение, излучение Земли, внутреннееоблучение. Естественные источники облучения существовали всегда. В периодвозникновение жизни на Земле уровень радиационного фона был намноговыше нынешнего. Вероятно, высокий радиационный фон мог быть одним ихфакторов,определяющимскоростьэволюции.Крометогоналичиерадиационного фона привело к тому, что живые организмы приспособились ксуществованию в такой среде, выработали механизмы защиты, если уровеньоблучения не очень высок.После открытия радиоактивности в конце XIX века началось бурноеразвитие научных исследований в этом направлении, и достаточно быстробылиразработаныразличныеспособыиспользованиярадиоактивныхматериалов.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
