Безопасность жизнедеятельнос_под ред. Белова С.В_Учебник_2007 -618с (966432), страница 85
Текст из файла (страница 85)
В табл. 11. 26 приведены характеристики некоторых радиопоглощающих материалов. В последнее время все большее распространение получают керамикометаллические композиции. Эффективность экранирования сотовыми решеоиами зависит вплоть до сантиметрового диапазона от отношения глубины к ширине ячейки. Т а б л и ц а 11.26. Основные характеристики ралиопоглощающих материалов Ориентировочно эффективность е = 271/1ы + 20 1яи, 430 и е к Я Ди П а Рис.
11.60. Схема воздействия на роговицу глаза лазерного излучения; а — прямое облучение; б — диффузное излучение где! и 1 — глубина и максимальный поперечный размер ячейки сотовой решетки; и — число ячеек. Ослабление лазерного излучения светофильтрами. Если при прямом лазерном облучении невооруженного глаза (рис. 11.60) на поверхность роговицы площадью иг: приходится энергия б, то энергетическая экспозиция Н = б/Ы. Как видно из рис.
11.60, а, расстояние до расчетной точки ввиду малости угла у Я = (г* — г)/у. Поэтому опасное расстояние Я= — г /у, где Н. — допустимое нормами значение Н для роговицы глаза. При облучении диффузным излучением, отраженным от площадки, которая характеризуется углом 0 (рис. 11.60„6) и коэффициентом отражения, опасное расстояние л=~р е! л..
ЕЗ1 При использовании для защиты светофильтра толщиной уу коэффициент передачи через светофильтр т=е '"=10 '", где б' и б = б' 1п10 — соответственно натуральный и десятичный показатели ослабления. В общем случае показатель ослабления светофильтра зависит от толщины /у и спектра излучения. Поэтому при расчете ослабления пользуются оптической плотностью светофильтра Р = 1я1/т.
Она связана с эффективностью защиты соотношением е = 10101~„= = 101я1/т = 10Р. Оптическую плотность Р рассчитывают в зависимости от характеристик излучения. 11.3.4. Защита от ионизирующих излучений Если в момент времени ( число нераспавшихся атомов радиоактивного источника Х= Х(г), то за интервал времени Ж распадается г)11(атомов и активность радионуклида А = — Ж, а постоянная распада го = А/Х Отсюда следует А(г )= Лг(Г)оз = Л(созе "' = Аее (11.116) Так как масса одного атома равна а/и (где а — атомная масса, а п = 6,022 10" — число Авогадро), то )у"атомов имеют массу М= Фа/п и, следовательно, активность источника массой М равна А = озМп/а.
Из выражения (11.116) видно, что постоянная распада гв связана с полупериодом распада Тп ( Тп — время, за которое распадается половина атомов источника: Ж(г) = Же/2) соотношением оз = 1и 2/Тгз. Защита от у-излучеиия. Мощность (поглощенной) дозы у-излучения в воздухе Р (аГр/с) пропорциональна активности А (Бк) точечного нуклида и обратно пропорциональна квадрату расстояния г (м) от изотропного источника до приемника: ГА(() 2 е (11.117) где à — керма-постоянная, (аГр м )/(с Бк). Интегрируя выражение (11.117), можно найти дозу в воздухе за некоторый интервал времени Х'. и Р,(1-е ьг)/оз, (11.118) Р,Т при шТ«1 (Т »Т).
Формулы (11.117) и (11.118) справедливы для расчета полей излучения точечных источников в непоглошаюшей и нерассеивающей среде. Они позволяют выбрать такие значения А, г, 6 при которых бу- 432 Здесь и далее приняты следующие обозначения: точка над некоторой величиной х = х(г) обозначает отношение приращения величины х за интервал времени г(г к этому интервалу; х = лх/г(г. Через хе обозначается значение величины х в начальный момент времени: хе = х(0). Точечным источником обычно можно считать источник, размеры которого значительно меньше расстояния до приемника и длины свободного пробега в материале источника (можно пренебречь ослаблением излучения в источнике).
дуг соблюдаться установленные нормами предельно допустимые уровни излучения. Если соответствие нормам обеспечить нельзя, то между источником и приемником у-излучения располагают защиту. При прохождении излучением защитной среды приемник регистрирует (рис. 11.61) как непровзаимодействовавшие со средой излучение 1, так и однократно 2 и многократно 3 провзаимодействующее и 4 рассеянное излучение. Излучение 5...9 не достигает приемника: излучение 5, б из-за поглощения в среде, излучение 7, В из-за направления траектории за защитной средой не на приемник, а излучение 9 — вследствие ОтражЕНИя. В ПЕРВОМ ПрИбЛИжЕНИИ рис, 11.61. Схема прохождения расчет защиты можно произвести, учи- излучений сквозь защиту тывая только нерассеянное излучение.
Мощность дозы излучения Р при установке защитного экрана толщиной /г (см. рис. 11.б1) претерпевает изменение на расстоянии г по экспоненциальному закону: ~Р' =ГА/г' при отсутствии защиты, '1Р =Р'е ™ при наличии защиты, где б — линейный коэффициент ослабления. Определяя коэффициент защиты в виде /си = Р' / 1), находят эффективность защиты е = 10 )я/ся = 4,346/1. Чтобы учесть рассеянное излучение, мощность поглощенной дозы представляют в виде суммы Р. =Ь -ь/зР =1) (1-ь/зР /Р )=Р В, где Р и  — соответственно мощность дозы нерассеянного излучения при наличии защиты и некоторая прибавка к этой мощности, * Для случая, когда линия И вЂ” П (см.
рис. 11.6!) нормальна к поверхности защитного устройства (экрана). 4ЗЗ учитывающая наличие рассеянного излучения; безразмерная величина В= (1+ /з)9 /1) ) называется фактором накопления. Фактор накопления зависит от всех характеристик источника и защитной среды, в том числе от толщины экрана. Его обычно определяют экспериментально и представляют в виде В = В(б/з, е, 8), где е и 8 — соответственно энергия у-квантов и атомный номер защитной среды.
В табл. 11. 27 приведены значения фактора накопления и линейного коэффициента ослабления для некоторых материалов. С учетом рассеянного излучения коэффициент и эффективность защиты равны: )си =2)' /В. = е /В(б)з, е, 8), е = 4,34 б/з — 10 18В (Ы, е, 8). В качестве примера вычислим коэффициент и эффективность защиты для свинцового экрана толщиной /з = 13 см при работе с точечным радионуклидным источником с энергией квантов в 1 МэВ. Пользуясь табл.
11.27, определяем, что без учета рассеянного излученияе = 4,34 0,77 13,0 = 43,4дБ(к„м 2,2 10'),асучетомрассеянного излучения е = 43,4 — 10 1я3,74 = 37,7 дБ(к„м 5,9 10'). Т а б л и ц а 11.27. Фактор накопления и лияейный коэффициент ослаблеяиа некоторых материалов, используемых при защите от излучений Б, см Материал Доэоамй Еактор накопления Л при БЬ а, мэв 20 Вола Алюминий Свинец 1,24 1,37 1,21 1,11 2,27 3,74 5,55 4,34 2,73 5,86 23,6 39,2 1,69 2,26 2,08 1,58 434 0,05 0,50 1,00 5,00 10,00 0,05 0,50 1,00 5,00 10,00 0,05 0,50 1,00 5,10 10,00 0,20 0,10 0,07 0,03 0,02 0,86 0,22 0,16 0,08 0,06 82,1 1,70 0,77 0,48 0,55 4,42 2,44 2,08 1,57 1,37 1,70 2,37 2,02 1,48 1,28 22,6 12,8 7,68 3,16 2,25 6,20 9,47 6,57 2,96 2,12 90,9 62,9 26,1 6,27 3,86 12 38,9 21,2 6,19 3,96 323 252 74,0 11,41 6,38 19 141 58,5 1 1,9 7,32 Защита от нейтронного излучения. Пространственное распределение плотности потока (мощности дозы) нейтронов в большинстве случаев можно описать экспериментальной зависимостью гр = грэе В расчетах вместо линейного коэффициента ослабления 8 часто используют массовый коэффициент ослабления 8.
= 8/р, где р — плотность защитной среды. Тогда произведение Ь)з может быть представлено в виде Ьй = 8* (ргг) = 8*а*, где т* — поверхностная плотность экрана. С учетом этого гр = грэе "" = грэе (11.119) где Х и Е. — соответственно линейная и массовая длина релаксации нейтронов в среде. На длине релаксации, т. е. при Ь = А или при щ. = Е., плотность потока (мощность дозы) нейтронов ослабляется в е раз (к, = е). Некоторые значения т. и Е. для разных защитных сред даны в табл.
11.28. Т а б л н ц а 11.2В. Длины релаксаиии нейтронов в среде в зависимости от среды и энергии нейтронов Так как длина релаксации зависит от толщины защиты, плотность потока (мощность дозы) нейтронов обычно определяют по формуле -'~ ленц гр=грев '=' (11.120) 435 где Лй,. и н — соответственно толщина 1-го слоя защиты, при которой длина релаксации может быть принята постоянной, равной Х„и чис- ло слоев, на которые разбита защита. На начальном участке толщиной (2...3)А закон ослабления может отличаться от экспоненциального, что учитывается коэффициентом 0 (см. табл.
11.28), на который умножаются правые части соотношений 11.119 и 11.120. При проектировании защиты от нейтронного излучения необходимо учитывать, что процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены. Тяжелые материалы хорошо ослабляют быстрые нейтроны. Промежуточные нейтроны эффективнее ослаблять водородсодержащими веществами. Это означает, что следует искать такую комбинацию тяжелых и водородсодержаших веществ, которые давали бы наибольшую эффективность (например, используют комбинации Н20+ Ге, Н,О+ РЬ). Защита от заряженных частиц.
Для защиты от а- и 13-частиц излучения достаточно иметь толщину экрана, удовлетворяющую неравенству л > Я„где А; — максимальная длина пробега а (1= а) или 13 (1 = б) частиц в материале экрана. Длину пробега рассчитывают по эмпирическим формулам. Пробег Я;частиц (см) при энергии е = 3...7 МэВ и плотности материала экрана р (г/см') 10~в~'~ра~'~ в среде, отличной от воздуха; 0,318а'~' в воздухе.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
