В межзвездном пространстве гамма-излучение может возникать в результате соударений квантов более мягкого длинноволнового, электромагнитного излучения, например света, с электронами, ускоренными магнитными полями космических объектов. При этом быстрый электрон передает свою энергию электромагнитному излучению и видимый свет превращается в более жесткое гамма-излучение.
Аналогичное явление может иметь место в земных условиях при столкновении электронов большой энергии, получаемых на ускорителях, с фотонами видимого света в интенсивных пучках света, создаваемых лазерами. Электрон передает энергию световому фотону, который превращается в γ-квант. Таким образом, можно на практике превращать отдельные фотоны света в кванты гамма-излучения высокой энергии.
Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью, т.е. может проникать сквозь большие толщи вещества без заметного ослабления. Основные процессы, происходящие при взаимодействии гамма-излучения с веществом, - фотоэлектрическое поглощение (фотоэффект), комптоновское рассеяние (комптон-эффект) и образование пар электрон-позитрон. При фотоэффекте происходит поглощение γ-кванта одним из электронов атома, причём энергия γ-кванта преобразуется (за вычетом энергии связи электрона в атоме) в кинетическую энергию электрона, вылетающего за пределы атома. Вероятность фотоэффекта прямо пропорциональна пятой степени атомного номера элемента и обратно пропорциональна 3-й степени энергии гамма-излучения. Таким образом, фотоэффект преобладает в области малых энергии γ-квантов (£ 100 кэВ) на тяжелых элементах (Pb, U).
При комптон-эффекте происходит рассеяние γ-кванта на одном из электронов, слабо связанных в атоме. В отличие от фотоэффекта, при комптон-эффекте γ-квант не исчезает, а лишь изменяет энергию (длину волны) и направление распространения. Узкий пучок гамма-лучей в результате комптон-эффекта становится более широким, а само излучение - более мягким (длинноволновым). Интенсивность комптоновского рассеяния пропорциональна числу электронов в 1см 3 вещества, и поэтому вероятность этого процесса пропорциональна атомному номеру вещества. Комптон-эффект становится заметным в веществах с малым атомным номером и при энергиях гамма-излучения, превышают энергию связи электронов в атомах. Так, в случае Pb вероятность комптоновского рассеяния сравнима с вероятностью фотоэлектрического поглощения при энергии ~ 0,5 МэВ. В случае Al комптон-эффект преобладает при гораздо меньших энергиях.
Если энергия γ-кванта превышает 1,02 МэВ, становится возможным процесс образования электрон-позитроновых пар в электрическом поле ядер. Вероятность образования пар пропорциональна квадрату атомного номера и увеличивается с ростом hν. Поэтому при hν ~10 МэВ основным процессом в любом веществе оказывается образование пар.
Обратный процесс аннигиляция электрон- позитронной пары является источником гамма-излучения.
Для характеристики ослабления гамма-излучения в веществе обычно пользуются коэффициентом поглощения, который показывает, на какой толщине Х поглотителя интенсивность I 0 падающего пучка гамма-излучение ослабляется в е раз:
I=I 0 e -μ0x
Здесь μ 0 – линейный коэффициент поглощения гамма-излучения. Иногда вводят массовый коэффициент поглощения, равный отношению μ 0 к плотности поглотителя.
Экспоненциальный закон ослабления гамма-излучения справедлив для узкого направления пучка гамма-лучей, когда любой процесс, как поглощения, так и рассеяния, выводит гамма-излучение из состава первичного пучка. Однако при высоких энергиях процесс прохождения гамма-излучения через вещество значительно усложняется. Вторичные электроны и позитроны обладают большой энергией и поэтому могут, в свою очередь, создавать гамма-излучение благодаря процессам торможения и аннигиляции. Таким образом, в веществе возникает ряд чередующихся поколений вторичного гамма-излучения, электронов и позитронов, то есть происходит развитие каскадного ливня. Число вторичных частиц в таком ливне сначала возрастает с толщиной, достигая максимума. Однако затем процессы поглощения начинают преобладать над процессами размножения частиц, и ливень затухает. Способность гамма-излучения развивать ливни зависит от соотношения между его энергией и так называемой критической энергией, после которой ливень в данном веществе практически теряет способность развиваться.
Для изменения энергии гамма- излучения в экспериментальной физике применяются гамма-спектрометры различных типов, основанные большей частью на измерении энергии вторичных электронов. Основные типы спектрометров гамма-излучения: магнитные, сцинтилляционные, полупроводниковые, кристалл-дифракционные.
Изучение спектров ядерных гамма-излучений дает важную информацию о структуре ядер. Наблюдение эффектов, связанных с влиянием внешней среды на свойства ядерного гамма-излучения, используется для изучения свойств твёрдых тел.
Гамма-излучение находит применение в технике, например для обнаружения дефектов в металлических деталях – гамма-дефектоскопия. В радиационной химии гамма-излучение применяется для инициирования химических превращений, например процессов полимеризации. Гамма-излучение используется в пищевой промышленности для стерилизации продуктов питания. Основными источниками гамма-излучения служат естественные и искусственные радиоактивные изотопы, а также электронные ускорители.
Действие на организм гамма-излучения подобно действию других видов ионизирующих излучений. Гамма-излучение может вызывать лучевое поражение организма, вплоть до его гибели. Характер влияния гамма-излучения зависит от энергии γ-квантов и пространственных особенностей облучения, например, внешнее или внутреннее. Относительная биологическая эффективность гамма-излучения составляет 0,7-0,9. В производственных условиях (хроническое воздействие в малых дозах) относительная биологическая эффективность гамма-излучения принята равной 1. Гамма-излучение используется в медицине для лечения опухолей, для стерилизации помещений, аппаратуры и лекарственных препаратов. Гамма-излучение применяют также для получения мутаций с последующим отбором хозяйственно-полезных форм. Так выводят высокопродуктивные сорта микроорганизмов (например, для получения антибиотиков) и растений.
Современные возможности лучевой терапии расширились в первую очередь за счёт средств и методов дистанционной гамма-теропии. Успехи дистанционной гамма-теропии достигнуты в результате большой работы в области использования мощных искусственных радиоактивных источников гамма-излучения (кобальт-60, цезий-137), а также новых гамма-препаратов.
Большое значение дистанционной гамма-теропии объясняется также сравнительной доступностью и удобствами использования гамма-аппаратов. Последние, так же как и рентгеновские, конструируют для статического и подвижного облучения. С помощью подвижного облучения стремятся создать большую дозу в опухоли при рассредоточенном облучении здоровых тканей. Осуществлены конструктивные усовершенствования гамма-аппаратов, направленные на уменьшение полутени, улучшение гомогенизации полей, использование фильтров жалюзи и поиски дополнительных возможностей защиты.
Использование ядерных излучений в растениеводстве открыло новые, широкие возможности для изменения обмена веществ у сельскохозяйственных растений, повышение их урожайности, ускорения развития и улучшения качества.
В результате первых исследований радиобиологов было установлено, что ионизирующая радиация – мощный фактор воздействия на рост, развитие и обмен веществ живых организмов. Под влиянием гамма-облучения у растений, животных или микроорганизмов меняется слаженный обмен веществ, ускоряется или замедляется (в зависимости от дозы) течение физиологических процессов, наблюдаются сдвиги в росте, развитии, формировании урожая.
Следует особо отметить, что при гамма-облучении в семена не попадают радиоактивные вещества. Облученные семена, как и выращенный из них урожай, нерадиоактивны. Оптимальные дозы облучения только ускоряют нормальные процессы, происходящие в растении, и поэтому совершенно необоснованны какие-либо опасения и предостережения против использования в пищу урожая, полученного из семян, подвергавшихся предпосевному облучению. Ионизирующие излучения стали использовать для повышения сроков хранения сельскохозяйственных продуктов и для уничтожения различных насекомых-вредителей. Например, если зерно перед загрузкой в элеватор пропустить через бункер, где установлен мощный источник радиации, то возможность размножения насекомых-вредителей будет исключена и зерно сможет храниться длительное время без каких-либо потерь. Само зерно как питательный продукт не меняется при таких дозах облучения. Употребление его для корма четырех поколений экспериментальных животных не вызвало каких бы то ни было отклонений в росте, способности к размножению и других патологических отклонений от нормы. Защититься от воздействия гамма-излучения сложнее, чем от воздействия альфа- и бета-частиц. Проникающая способность его очень высока, и гамма-излучение способно насквозь пронизывать живую человеческую ткань. Нельзя однозначно утверждать, что вещество некоторой толщиной полностью остановит гамма-излучение. Часть излучения будет остановлена, а часть его - нет. Однако, чем более толстый слой имеет защита и чем больше удельный вес и атомный номер вещества, которое используется в качестве защиты, тем более она эффективна. Толщина материала, требуемого, чтобы уменьшить излучение в два раза - называется слоем половинного ослабления. Толщина слоя половинного ослабления, естественно, изменяется в зависимости от применяемого материала защиты и энергии излучения. Уменьшить мощность гамма-излучения на 50% могут, например, 1 см свинца, 5 см бетона, или 10 см воды.
3. Расчет защиты от источника гамма-излучения (кобальт-60).
При расчете защиты от рентгеновского и гамма-излучения учитываются следующие данные.
- Активность и тип источника, Q, мКи.
- Энергия излучения, Е, МэВ.
- Расстояние от источника до точки, в которой рассчитывается защита, R, см.
- Время работы с источником, t, час.
- Мощность экспозиционной дозы на расстоянии, Р, мР/ч.
- Учитывается допустимая мощность дозы на рабочем месте (для категории А она составляет 20 мЗв).
- Материал защиты.
- Толщина защиты, d, см.
При определении толщины материала учитывают кратность ослабления К. Кратность ослабления К – коэффициент, показывающий, во сколько раз уменьшается мощность дозы от источника различной геометрии за защитным экраном толщиной d.
Дано:
Тип источника – Кобальт-60.
Активность, мКи, Q | Расстояние, м, R | Время работы, час, t | Энергия, МэВ |
150 | 1 | 2 | 1,27 |
Рассчитаем мощность экспозиционной дозы:
20 (Р/см²)/(ч·мКи)
R=1
м=100 см
Рассчитаем
накопленную экспозиционную дозу:
Определим толщину защиты из свинца d (см):
Dн=1,2 мР
Кратность
ослабления излучения составит:
При энергии излучения 1,27 МэВ и при кратности ослабления К=500 табличное значение толщины (Табл. 1) составляет d=113 мм=11,3 см.
Ответ: для источника ионизирующего излучения (Кобальт-60) с энергией 1,27 МэВ при работе оператора 120 минут (2 часа) необходима толщина свинцовой защиты d=11,3 см (плотность свинца ρ=11,34 г/см³) для того, чтобы за время работы он получил экспозиционную дозу облучения не более Dн=1,2 мР.
Таблица 1
Краткое описание
С ионизирующим излучением и его особенностями человечество познакомилось совсем недавно: в 1895 году немецкий физик В.К. Рентген обнаружил лучи высокой проникающей способности, возникающие при бомбардировке металлов энергетическими электронами (Нобелевская премия, 1901 г.), а в 1896 г. А.А. Беккерель обнаружил естественную радиоактивность солей урана. Нет необходимости говорить о том положительном, что внесло в нашу жизнь проникновение в структуру ядра, высвобождение таившихся там сил. Но как всякое сильнодействующее средство, особенно такого масштаба, радиоактивность внесла в среду обитания человека вклад, который к благотворным никак не отнесёшь.
К числу технических средств защиты относится устройство различных экранов из материалов, отражающих и поглощающих радиоактивное излучение. Экраны устраиваются как стационарные, так и передвижные (рис. 58).
При расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности его ослабления. Характеристика защитных материалов и опыт работы с источниками излучений позволяют наметить преимущественные области использования того или иного защитного материала.
Металл чаще всего применяют для сооружения передвижных устройств, а строительные материалы (бетон, кирпич и др.) — для сооружения стационарных защитных устройств.
Прозрачные материалы чаще всего применяют для смотровых систем и поэтому они должны обладать не только хорошими защитными, но и высокими оптическими свойствами. Хорошо удовлетворяют таким требованиям следующие материалы: свинцовое стекло, известковое стекло, стекло с жидким наполнителем (бромистый цинк, хлористый цинк);
Находит применение в качестве защитного материала от гамма-лучей свинцовая резина.
Рис. 58. Передвижной экран
Расчет защитных экранов базируется на законах взаимодействия различных видов излучений с веществом. Защита от альфа-излучений не является сложной задачей, так как альфа-частицы нормальных энергий поглощаются слоем живой ткани 60 мкм, в то время как толщина эпидермиса (омертвевшей кожи) равна 70 мкм. Слой воздуха в несколько сантиметров или лист бумаги являются достаточной защитой от альфа-частиц.
При прохождении бета-излучения через вещество возникает вторичное излучение, поэтому в качестве защитных необходимо применять легкие материалы (алюминий, плексиглас, полистирол), так как энергия тормозного излучения увеличивается с ростом атомного номера материала.
Для защиты от бета-частиц (электронов) высоких энергий используют экраны из свинца, но внутренняя облицовка экранов должна быть изготовлена из материала с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов, а следовательно, и энергию излучения, возникающего в свинце.
Толщина защитного экрана из алюминия (г/см2) определяется из выражения
d = (0,54Еmax - 0,15),
где Еmax — максимальная энергия бета-спектра данного радиоактивного изотопа, МэВ.
При расчете защитных устройств в первую очередь необходимо учитывать спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания в сфере воздействия излучения.
В настоящее время на основании имеющихся расчетных и экспериментальных данных известны таблицы кратности ослабления, а также различного рода номограммы, позволяющие определить толщину защиты от гамма-излучений различных энергий. В качестве примера на рис. 59 приведена номограмма для расчета толщины свинцовой защиты от точечного источника для широкого пучка гамма-излучений Со60, которая обеспечивает снижение дозы излучения до предельно допустимой. На оси абсцисс отложена толщина защиты d, на оси ординат коэффициент К1 равный
(24)
где М — гамма-эквивалент препарата, мг*экв. Ra;
t — время работы в сфере воздействия излучения, ч; R — расстояние от источника, см. Например, надо рассчитать защиту от источника Со60, при М = 5000 мг-экв Ra, если обслуживающий персонал находится на расстоянии 200 см в течение рабочего дня, т. е. t = 6 ч.
Подставляя значения М, R и t в выражение (24), определяем
По номограмме (см. рис. 59) получаем, что для К1 = 2,5-10-1 толщина защиты из свинца d = 7 см.
Другой тип номограммы приведен на рис. 60. Здесь на оси ординат отложена кратность ослабления К, равная
K=Д0/Д
Используя выражение (23), получим
где D0 — доза, создаваемая источником излучения в данной точке в отсутствие защиты; Д — доза, которая должна быть создана в данной точке после устройства защиты.
Рис. 59. Номограмма для расчета толщины свинцовой защиты от точечного источника для широкого пучка гамма-излучения Со60
Предположим, необходимо рассчитать толщину стен помещения, в котором расположена гамма-терапевтическая установка, заряженная препаратом Cs137 в 400 г-экв Ra (М = = 400 000 мг-экв Ra). Ближайшее расстояние, на котором находится обслуживающий персонал, в соседнем помещении R = 600 см. Согласно санитарным нормам в соседних помещениях, в которых находятся люди, не связанные с работой с радиоактивными веществами, доза излучения не должна превышать 0,03 бэр/неделю или для гамма-излучения примерно 0,005 рад за рабочий день, т. е. Д = 0,005 рад за t = 6 ч ослабления, воспользуемся формулой (23). Чтобы оценить кратность
По рис. 60 определяем, что для К = 1,1 . 104, толщина защиты из бетона равна примерно 70 см.
При выборе защитного материала надо руководствоваться его конструкционными свойствами, а также требованиями к габариту и массе защиты. Для защитных кожухов различного типа (гамма-терапевтических, гамма-дефектоскопических), когда существенную роль играет масса, наиболее выгодными защитными материалами являются материалы, которые лучше всего ослабляют гамма-излучение. Чем больше плотность и порядковый номер вещества, тем больше степень ослабления гамма-излучений.
Поэтому для указанных выше целей чаще всего используют свинец, а иногда даже уран. В этом случае толщина защиты меньше, чем при использовании другого материала, а следовательно, меньше масса защитного кожуха.
Рис. 60. Номограмма для расчета толщины защиты от гамма-излучения по кратности ослабления
При создании стационарной защиты (т. е. защиты помещений, в которых ведутся работы с гамма-источниками) , обеспечивающей пребывание людей в соседних комнатах, наиболее экономично и удобно использовать бетон. Если мы имеем дело с мягким излучением, при котором существенную роль играет фотоэффект, в бетон добавляют вещества с большим порядковым номером, в частности барит, что позволяет уменьшить толщину защиты.
В качестве защитного материала для хранилища часто используют воду, т. е. препараты опускают в бассейн с водой, толщина слоя которой обеспечивает необходимое снижение дозы излучения до безопасных уровней. При наличии водяной защиты более удобно проводить зарядку и перезарядку установки, а также выполнять ремонтные работы.
В некоторых случаях условия работы с источниками гамма-излучения могут быть такими, что невозможно создать стационарную защиту (при перезарядке установок, извлечении радиоактивного препарата из контейнера, градуировке прибора и т. д.). Здесь имеется в виду, что активность источников невелика. Чтобы обезопасить обслуживающий персонал от облучения, надо пользоваться, как говорят «защитой временем» или «защитой расстоянием». Это значит, что все манипуляции с открытыми источниками гамма-излучения следует производить при помощи длинных захватов или держателей. Кроме того, ту или иную операцию надо производить только за тот промежуток времени, в течение которого доза, полученная работающим, не превысит установленной санитарными правилами нормы. Такие работы нужно вести контролем дозиметриста. При этом в помещении не должны находиться посторонние лица, а зону, в которой доза превышает предельно допустимую за время работы, необходимо оградить.
Необходимо периодически производить контроль защиты при помощи дозиметрических приборов, так как с течением времени она может частично потерять свои защитные свойства вследствие появления тех или иных незаметных нарушений ее целостности, например трещин в бетонных и баритобетонных ограждениях, вмятин и разрывов свинцовых листов и т. д.
Расчет защиты от нейтронов производят по соответствующим формулам или номограммам. В качестве защитных материалов в этом случае следует брать вещества с малым атомным номером, ибо при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона. Для защиты от нейтронов обычно используют воду, полиэтилен. Практически не бывает чистых потоков нейтронов. Во всех источниках помимо нейтронов существуют мощные потоки гамма-излучения, которые образуются в процессе деления, а также при распаде продуктов деления. Поэтому при проектировании защиты от нейтронов всегда надо одновременно предусматривать защиту от гамма-излучений.
Полезная информация:
Критерием при расчете параметров защиты от внешнего облучения является предел эффективной дозы, который для работающих с радиоактивными веществами (персонал-категория А) составляет 20 мЗв в год (табл.
67). Хотя в настоящее время предел доз на неделю не регламентируется, при расчетах удобнее пользоваться недельной дозой, которая при равномерном распределении годового облучения составляет 0,4 мЗв.
Подставив значение недельной дозы, приведя в соответствие единицы измерений и выразив расстояние в метрах, можно получить упрощенную формулу для расчета основных параметров защиты:
где т - у-активность источника облучения, в Бк; t - время облучения за рабочую неделю, в ч; R - расстояние от источника облучения, в м; 1,8 х 10 8 - коэффициент пересчета.
Так как данная формула отражает соотношение между активностью источника, расстоянием и временем облучения при безопасных условиях работы, её можно использовать для расчета основных параметров защиты.
Защита количеством заключается в определении предельно допустимой активности источника, с которой можно работать без экрана в течение данного времени на данном расстоянии.
Пример. Оператор постоянно работает на расстоянии 1 м от источника излучения в течение 36 ч в неделю. С какой максимальной активностью источника излучения он может работать? По формуле вычисляем:
Защита временем заключается в определении срока работы с радиоактивным веществом в течение недели, при котором создаются безопасные условия (без превышения ПД) при постоянной работе.
Пример. В лаборатории работают с источником облучения активностью 5,8х10 7 Бк на расстоянии 1 м от него. Необходимо определить допустимое время работы (за неделю). По формуле вычисляем:
Защита расстоянием заключается в определении расстояния от работающего до источника излучения, на котором (при данном источнике и времени) можно работать безопасно.
Пример. Сестра радиологического отделения в течение 6 ч ежедневно готовит препараты радия активностью 5,8х10 б Бк. На каком расстоянии от источника она должна работать?
Защита экранами основана на способности материалов поглощать радиоактивное излучение. Интенсивность поглощения γ- излучения прямо пропорциональна удельному весу материалов и их толщине и обратно пропорциональна энергии излучения.
При наружном облучении а-частицами в экранировании нет необходимости, так как а-частицы имеют небольшой пробег в воздухе и хорошо задерживаются другими материалами (лист бумаги не пропускает а-частицы).
Для защиты от β-излучения следует применять легкие материалы: алюминий, стекло, пластмассы и др. Слой алюминия толщиной 0,5 см полностью задерживает р-частицы.
Для защиты от γ-лучей следует применять экраны из тяжелых металлов: свинца, чугуна и других тяжелых материалов (бетон). Можно использовать также грунт, воду и т.д.
Толщину защитного экрана, который ослабит мощность γ-излучения до предельно допустимых уровней, можно рассчитать двумя способами: 1) по таблицам (с учетом энергии излучения); 2) по слою половинного ослабления (без учета энергии излучения).
Расчет толщины экрана по таблицам. В зависимости от энергии γ-излучения проникающая способность его будет различной. Поэтому для точного расчета толщины защитных экранов составлены специальные таблицы, в которых учитывается кратность ослабления и энергии излучения (табл. 68).
Пример. Лаборант, производящий фасовку радиоактивного золота 198 Аu с энергией излучения 0,8 МэВ, получит без защиты через неделю дозу облучения 2,0 мЗв. Какой толщины свинцовый экран необходимо применить для создания безопасных условий работы лаборанта?
Величина коэффициента ослабления (кратность ослабления) определяется по формуле:
где К - кратность ослабления; Р - полученная доза; Р 0 - предельно допустимая доза.
Толщина защитного экрана из свинца (мм) в зависимости от кратности ослабления и энергии γ- излучения (широкий пучок)
Таблица 68
Кратность ослабления, К | Энергия у-излучения, | МэВ | ||||||||
0,1 | 0,2 | 0,3 | 0,4 | 0,5 | 0,6 | 0,7 | 0,8 | 0,9 | 1,0 | |
1,5 | 0,5 | 1,0 | 1,5 | 2 | 2 | 3 | 4 | 6 | 7 | 8 |
2 | 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 7 | 8 | 10 | 11,5 | 13 |
5 | 2 | 4 | 6 | 9 | И | 15 | 19 | 22 | 25 | 28 |
8 | 2 | 5 | 8 | 11 | 15 | 19,5 | 23,5 | 28 | 32 | 35 |
10 | 3 | 5,5 | 9 | 13 | 16 | 21 | 26 | 30,5 | 35,5 | 38 |
20 | 3 | 6 | И | 15 | 20 | 26 | 32,5 | 38,5 | 44 | 49 |
30 | 3,5 | 7 | 11,5 | 17 | 23 | 30 | 36,5 | 43 | 49,5 | 55 |
40 | 4 | 8 | 13 | 18 | 24 | 31 | 38 | 45 | 52 | 58 |
50 | 4 | 8,5 | 14 | 19,5 | 26 | 32,5 | 39,5 | 46 | 53 | 60 |
60 | 4,5 | 9 | 14,5 | 20,5 | 27 | 34,5 | 42 | 49,5 | 56 | 63 |
80 | 4,5 | 10 | 15,5 | 21,5 | 28 | 37 | 45 | 53 | 60 | 67 |
100 | 5 | 10 | 16 | 23 | 30 | 38,5 | 47 | 55 | 63 | 70 |
Окончание таблицы 68
Кратность ослабления, К | Энергия Y -излучения, МэВ | |||||||||
1,25 | 1,5 | 1,75 | 2 | 2,5 | 3 | 4 | 6 | 8 | 10 | |
1,5 | 9,5 | И | 12 | 12 | 12 | 13 | 12 | 10 | 9 | 9 |
2 | 15 | 17 | 18,5 | 20 | 20 | 21 | 20 | 16 | 15 | 13,5 |
5 | 34 | 33 | 41 | 43 | 44 | 46 | 45 | 38 | 33 | 30 |
8 | 42 | 48 | 52,5 | 55 | 57 | 59 | 58 | 50 | 43 | 38 |
10 | 45 | 51 | 56 | 59 | 61 | 65 | 64 | 55 | 49 | 42 |
20 | 58 | 66 | 72 | 76 | 78 | 83 | 82 | 71 | 63 | 56 |
30 | 65 | 73 | 80 | 85 | 88 | 93 | 92 | 80 | 72 | 63 |
40 | 68,5 | 78 | 86 | 91 | 91 | 100 | 99 | 87 | 78 | 68 |
50 | 72 | 82 | 90 | 96 | 100 | 106 | 105 | 92 | 83 | 73 |
60 | 75 | 85 | 95 | 101 | 104 | 110 | 109 | 97 | 87 | 77 |
80 | 80 | 92 | 101 | 107 | 111 | 117 | 116 | 104 | 94 | 82 |
100 | 84,5 | 96,5 | 106 | ИЗ | 117 | 122 | 121 | 109 | 99 | 87 |
В нашем примере:
68 на пересечении линий, соответствующих кратности ослабления 5 и энергии излучения 0,8 МэВ, находим, что необходимая толщина свинцового экрана должна быть 22 мм.
При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результат находят методом интерполирования либо используют последующие числа, обеспечивающие более надежную защиту.
) l i - длина релаксации дозы нейтронного излучения, энергия которого больше 2,5 МэВ;где L 0 - расстояние от точечного источника излучения до вершины конической поверхности с углом 2 q 0 при вершине, м;
п - число слоев защиты.
где i = 1, ..., 26;
E i -1 ( n ) - верхняя граница энергетической группы, для нейтронного излучения, МэВ;
E i ( n ) - нижняя граница энергетической группы для нейтронного излучения, МэВ;
Е 0 = 10,5 МэВ.
E j -1 ( g ) - верхняя граница энергетической группы для гамма-излучения, МэВ;
E j ( g ) - нижняя граница энергетической группы для гамма-излучения, МэВ;
где D н - мощность дозы нейтронного излучения;
D g - мощность дозы гамма-излучения.
где q i - в соответствии с приложением вектор-столбец, составляющие которого элементы i -го столбца матрицы Q .
где Z ( k ) - критерий поиска, вычисляемый в соответствии с приложением ;
Т i ( k ) - квадратичный функционал, вычисляемый в соответствии с приложением .
Если для всех i = 1, 2, ..., n + 1 G i ( k ¢ ) больше нуля, то оптимизация функции Т закончена и переходят к вычислениям по п. со значением счетчика полностью законченных этапов оптимизации k . Если хотя бы одно значение G i ( k ¢ ) меньше нуля, то переходят к вычислениям по п. .
заменяют X ( k ¢ ) H на X ( k ¢ ) n + 5 и повторяют алгоритм, начиная с п. при новом значении счетчика k ¢ = k ¢ + 1.
k ¢ = k ¢ + 1.
заменяют X ( k ) H на X ( k ) n + 5 и повторяют выполнение алгоритма, начиная с п. при новом значении счетчика k = k + 1.
и переходят к вычислениям по п. при k = k + 1.
ПРИЛОЖЕНИЕ 1
Константы, необходимые для расчета доз по инженерной методике
b 1 , см -1 |
|||||
b 2 , см -1 |
|||||
a g |
|||||
a н |
|||||
a g |
|||||
l н, см -1 |
|||||
m 1 i , см -1 |
|||||
m * i=>k , см -1 |
|||||
r , г/см 3 |
* Примечание. Индекс i при коэффициенте m обозначает материал слоя, в котором образуется вторичное гамма-излучение, индекс j обозначает материал слоя, для которого выполняется расчет.
ПРИЛОЖЕНИЕ 2
E i , МэВ
мкбэр/с
1/см 2 × с
Номер энергетической группы i
E i , МэВ
мкбэр/с
1/см 2 × с
E i , МэВ
К g i ,
мкбэр/с
1/см 2 × с
S g i ,
Номер энергетической группы i
E i , МэВ
К g i ,
мкбэр/с
1/см 2 × с
S g i ,
где k = 0 , ..., К .
Групповую плотность тока J k в i- й группе в каждой точке r k также представляют в виде суммы двух компонент
где k = 0 , ..., К .
Групповое сечение взаимодействия излучения с материалом j -го слоя;
Второй момент разложения внутри группового сечения рассеяния для материала j -го слоя;
r k , ( j ) - координата внутренней поверхности j -го слоя.
где a k i , b k i , g k i - коэффициенты уравнений;
d k i - правая часть уравнений.
где A 1 = 1 - D r 1 /3r 1 ; B 1 = 1 - D r 1 /3r 0 ;
К числу технических средств защиты относится устройство различных экранов из материалов, отражающих и поглощающих радиоактивное излучение.
Под термином «экран» понимают передвижные (рис. 8.1) или стационарные щиты, предназначенные для поглощения либо ослабления ионизирующего излучения. Экранами служат стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, стенки сейфов для их хранения, стенки боксов (рис. 8.2) и др.
При расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности его ослабления. Характеристика защитных материалов и опыт работы с источниками излучений позволяют наметить преимущественные области использования того или иного защитного материала. Металл чаще всего применяют для сооружения передвижных устройств, а строительные материалы (бетон, кирпич и др.) — для сооружения стационарных защитных устройств.
Прозрачные материалы чаще всего применяют для смотровых систем и поэтому они должны обладать не только хорошими защитными, но и высокими оптическими свойствами. Хорошо удовлетворяют таким требованиям следующие материалы: свинцовое стекло, известковое стекло, стекло с жидким наполнителем (бромистый цинк, хлористый цинк).
Находит применение в качестве защитного материала от гамма-лучей свинцовая резина.
Расчет защитных экранов базируется на законах взаимодействия различных видов излучений с веществом. Защита от альфа-излучений не является сложной задачей, так как альфа-частицы нормальных энергий поглощаются слоем живой ткани 60 мкм, в то время как толщина эпидермиса (омертвевшей кожи) равна 70 мкм. Слой воздуха в несколько сантиметров или лист бумаги являются достаточной защитой от альфа-частиц.
При прохождении бета-излучения через вещество возникает вторичное излучение, поэтому в качестве защитных необходимо применять легкие материалы (алюминий, плексиглас, полистирол), так как энергия тормозного излучения увеличивается с ростом атомного номера материала.
Для защиты от бета-частиц (электронов) высоких энергий используют экраны из свинца, но внутренняя облицовка экранов должна быть изготовлена из материала с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов, а следовательно, и энергию излучения, возникающего в свинце.
Толщина защитного экрана из алюминия (г/см 2) определяется из выражения
где E max - максимальная энергия бета-спектра данного радиоактивного изотопа, МэВ.
При расчете защитных устройств в первую очередь необходимо учитывать спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания в сфере воздействия излучения.
В настоящее время на основании имеющихся расчетных и экспериментальных данных известны таблицы кратности ослабления, а также различного рода номограммы, позволяющие определить толщину защиты от гамма-излучений различных энергий. В качестве примера на рис. 8.3 приведена номограмма для расчета толщины свинцовой защиты от точечного источника для широкого пучка гамма-излучений Со 60 , которая обеспечивает снижение дозы излучения до предельно допустимой. На оси абсцисс отложена толщина защиты d, на оси ординат — коэффициент К 1 , равный
(8.1)
где М - гамма-эквивалент препарата, мг-экв Ra; t - время работы в сфере воздействия излучения, ч; R - расстояние от источника, см.
Рис. 8.3. Номограмма для расчета Рис. 8.4. Номограмма для расчета
толщины свинцовой защиты от толщины защиты от гамма-излучения
точечного источника для широкого по кратности ослабления
пучка гамма-излучения Со 60
Подставляя значения М, R и t в выражение (8.1), определяем
По номограмме (см. рис. 8.3) получаем, что для К 1 = 2,5 . 10 -1 толщина защиты из свинца d= 7 см.
Другой тип номограммы приведен на рис.
8.4. Здесь на оси ординат отложена кратность ослабления К , равная
где D 0 - доза, создаваемая источником излучения в данной точке в отсутствие защиты; Д - доза, которая должна быть создана в данной точке после устройства защиты.
Предположим, необходимо рассчитать толщину стен помещения, в котором расположена гамма-терапевтическая установка, заряженная препаратом Cs 137 в 400 г-экв Ra (M = 400 000 мг-экв Ra). Ближайшее расстояние до соседнего помещения, в котором находится обслуживающий персонал, Л = 600см. Согласно санитарным нормам, в соседних помещениях, в которых находятся люди, не связанные с работой с радиоактивными веществами, доза излучения не должна превышать 0,03 бэр/неделю или для гамма-излучения примерно 0,005 рад за рабочий день, т. е. Д = 0,005 рад за t = 6 ч. Чтобы оценить кратность ослабления, воспользуемся формулой (8.2)
По рис. 8.4 определяем, что для К = 1,1 . 10 4 толщина защиты из бетона равна примерно 70 см.
При выборе защитного материала надо руководствоваться его конструкционными свойствами, а также требованиями к габариту и массе защиты. Для защитных кожухов различного типа (гамма-терапевтических, гамма-дефектоскопических), когда существенную роль играет масса, наиболее выгодными защитными материалами являются материалы, которые лучше всего ослабляют гамма-излучение. Чем больше плотность и порядковый номер вещества, тем больше степень ослабления гамма-излучений.
Поэтому для указанных выше целей чаще всего используют свинец, а иногда даже уран. В этом случае толщина защиты меньше, чем при использовании другого материала, а следовательно, меньше масса защитного кожуха.
При создании стационарной защиты (т. е. защиты помещений, в которых ведутся работы с гамма-источниками), обеспечивающей пребывание людей в соседних комнатах, наиболее экономично и удобно использовать бетон. Если мы имеем дело с мягким излучением, при котором существенную роль играет фотоэффект, в бетон добавляют вещества с большим порядковым номером, в частности барит, что позволяет уменьшить толщину защиты.
В качестве защитного материала для хранилища часто используют воду, т. е. препараты опускают в бассейн с водой, толщина слоя которой обеспечивает необходимое снижение дозы излучения до безопасных уровней. При наличии водяной защиты более удобно проводить зарядку и перезарядку установки, а также выполнять ремонтные работы.
В некоторых случаях условия работы с источниками гамма-излучения могут быть такими, что невозможно создать стационарную защиту (при перезарядке установок, извлечении радиоактивного препарата из контейнера, градуировке прибора и т. д.). Здесь имеется в виду, что активность источников невелика. Чтобы обезопасить обслуживающий персонал от облучения, надо пользоваться, как говорят «защитой временем» или «защитой расстоянием». Это значит, что все манипуляции с открытыми источниками гамма-излучения следует производить при помощи длинных захватов или держателей. Кроме того, ту или иную операцию надо производить только за тот промежуток времени, в течение которого доза, полученная работающим, не превысит установленной санитарными правилами нормы. Такие работы нужно вести контролем дозиметриста. При этом в помещении не должны находиться посторонние лица, а зону, в которой доза превышает предельно допустимую за время работы, необходимо оградить.
Необходимо периодически производить контроль защиты при помощи дозиметрических приборов, так как с течением времени она может частично потерять свои защитные свойства вследствие появления тех или иных незаметных нарушений ее целостности, например трещин в бетонных и баритобетонных ограждениях, вмятин и разрывов свинцовых листов и т.д.
Расчет защиты от нейтронов производят по соответствующим формулам или номограммам. Для защиты от нейтронного излучения применяют материалы, содержащие водород (воду, парафин), а также бериллий, графит и др. Для защиты от нейтронов с малой энергией в бетон вводят соединения бора: буру, колеманит и др. Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-лучей применяют смеси тяжелых материалов с водой или водородсодержащими материалами, а также слоевые экраны из тяжелых и легких материалов (свинец – полиэтилен, железо – вода и т.п.).
Практически не бывает чистых потоков нейтронов. Во всех источниках, помимо нейтронов, существуют мощные потоки гамма-излучения, которые образуются в процессе деления, а также при распаде продуктов деления. Поэтому при проектировании защиты от нейтронов всегда надо одновременно предусматривать защиту от гамма-излучений.