ТЕКСТЫ КНИГ ПРИНАДЛЕЖАТ ИХ АВТОРАМ И РАЗМЕЩЕНЫ ДЛЯ ОЗНАКОМЛЕНИЯ
6.6.4. Защита от ионизирующих излучений
.
6.6.4. Защита от ионизирующих
излучений
Если в момент времени t число
нераспавшихся атомов радиоактивного источника N= N(t), то за интервал времени
dt распадется dN атомов и активность радионуклида* А = –N, а постоянная распада
ω = –N/N. Отсюда следует:
A(t)=N(t)ω=N0ωe-ωt=Aoe-ωt
(6.65)
* Здесь и далее приняты следующие
обозначения, точка над некоторой величиной х = x(t) обозначает отношение приращения
величины х за интервал времени dr к этому интервалу xo=dx/dt. Через xo
обозначается значение величины х в начальный момент времени: xo = x(0).
Так как масса одного атома равна а/п
(где а –атомная масса, а п= = 6,022∙1023 –число Авогадро), то N атомов
имеют массу М=Na/n и, следовательно, активность источника массой М равна
А = ωМп/а
Из выражения (6.65) видно, что
постоянная распада ω связана с полупериодом распада T1/2 T1/2 –время, за
которое распадается половина атомов источника: N(t) = No/2) соотношением ω
= ln2/T1/2.
Защита от γ-излучения. Мощность
(поглощенной) дозы γ-излучения в воздухе D (аГр/с) прямо пропорциональна активности
А (Бк) точечного нуклида и обратно пропорциональна квадрату расстояния r (м) от
изотропного источника до приемника:
Рис. 6.55. Схема прохождения
излучений сквозь защиту
где Г – керма-постоянная, (аГр •
м2)(c • Бк). Интегрируя выражение (6.66), можно найти дозу в воздухе за
некоторый интервал времени Т
Формулы (6.66) и (6.67) справедливы
для расчета полей излучения точечных источников* в непоглощающей и нерассеивающей
среде. Они позволяют выбрать такие значения А, r, t, при которых будут
соблюдаться установленные нормами предельно допустимые уровни излучения. Если
нормам удовлетворить нельзя, то между источником и приемником γ-излучения
располагают защиту.
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).
При прохождении излучением защитной
среды приемник регистрирует (рис. 6.55) как непровзаимодействовавшие со средой
излучение 1, так и однократно 2 и многократно 3 и 4 рассеянное излучение.
Излучение 5…9 не достигает приемника: излучение 5, 6 из-за поглощения в
среде, излучение 7, 8 из-за направления траектории за защитной средой не на
приемник, а излучение 9 – вследствие отражения. В первом приближении расчет
защиты можно произвести, учитывая только нерассеянное излучение. Мощность дозы
излучения D при установке защитного экрана толщиной h (см. рис. 6.55)
претерпевает изменение на расстоянии г по экспоненциальному закону:
|
где δ – линейный коэффициент
ослабления.
Определяя коэффициент защиты в виде
kw=D+/D- находят эффективность защиты
e=10lgkw≈4,34бh
Чтобы учесть рассеянное излучение,
мощность поглощенной дозы представляют в виде суммы
где D и B – соответственно мощность
дозы нерассеянного излучения при наличии защиты и некоторая прибавка к этой
мощности, учитывающая наличие рассеянного излучения; безразмерная величина В =
B(δh,ε,z) 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 =
(1+ΔD˜/D˜), где ε и z – соответственно энергия у-квантов и
атомный номер защитной среды. В табл. 6.12 приведены значения фактора
накопления и линейного коэффициента ослабления для некоторых материалов. С
учетом рассеянного излучения коэффициент и эффективность защиты равны:
В качестве примера вычислим
коэффициент и эффективность защиты для свинцового экрана толщиной h= 13 см при
работе с точечным радионуклидным источником. Пользуясь табл. 6.12, определяем,
что без учета рассеянного излучения е = 4,34 0,77 • 13,0 = 43,4 дБ {kw » 2,2 •
104), а с учетом рассеянного излучения е = 43,4-–101g3,74 ≈ 37,7 дБ (kw »
5.9 • 103).
Для случая, когда линия И–П (см.
рис. 6.55) нормальна к поверхности защитного устройства (экрана).
Таблица 6.12. Фактор накопления
линейный коэффициент ослабления некоторых материалов, используемых при защите
от излучений
Материал |
е=4МэВ |
8, см-1 |
Дозовый фактор накопления В при |
|||
I |
4 |
10 |
20 |
|||
Вода |
0,05 |
0,20 |
4,42 |
22,6 |
90,9 |
323 |
0,50 |
0,10 |
2,44 |
12,8 |
62,9 |
252 |
|
1,00 |
0,07 |
2,08 |
7,68 |
26,1 |
74,0 |
|
5,00 |
0,03 |
1,57 |
3,16 |
6,27 |
11,41 |
|
10,00 |
0,02 |
1,37 |
2,25 |
3.86 |
6,38 |
|
Алюминий |
0,05 |
0,86 |
1,70 |
6,20 |
12 |
19 |
0,50 |
0,22 |
2,37 |
9,47 |
38,9 |
141 |
|
1,00 |
0,16 |
2,02 |
6,57 |
21.2 |
58,5 |
|
5,00 |
0,08 |
1,48 |
2,96 |
6,19 |
11,9 |
|
10,00 |
0,06 |
1,28 |
2,12 |
3,96 |
7,32 |
|
Свинец |
0,05 |
82.1 |
– |
– |
– |
– |
0,50 |
1,70 |
1,24 |
1,69 |
2,27 |
2,73 |
|
1,00 |
0,77 |
1,37 |
2,26 |
3,74 |
5,86 |
|
5,10 |
0,48 |
1,21 |
2,08 |
5,55 |
23,6 |
|
10,00 |
0,55 |
1,11 |
1,58 |
4,34 |
39,2 |
Защита от нейтронного излучения. Пространственное
распределение плотности потока (мощности дозы) нейтронов в большинстве случаев
можно описать экспериментальной зависимостью φ = φ0с8h. В расчетах
вместо линейного коэффициента ослабления δ часто используют массовый
коэффициент ослабления δ=δ/p, где р–плотность защитной среды. Тогда
произведение 6h может быть представлено в виде δh=δ*∙(ph)=δ*m*
где m, –поверхностная плотность экрана. С учетом этого
где L и L* – соответственно линейная
и массовая длина релаксации нейтронов в среде. На длине релаксации, т. е. при h
= L или при m* = L*, плотность потока (мощность дозы) нейтронов ослабляется в е
раз (kw = е). Некоторые значения т* и L*, для разных защитных сред даны в табл.
6.13.
Таблица 6.13. Длины релаксации
нейтронов в среде в зависимости от среды и энергии нейтронов
Среда |
ε=4МэВ |
ε=14… 15 МэВ |
||||
m* г/см2 |
L* r/см2 |
Θ |
m* , г/см2 |
L* г/см2 |
Θ |
|
Вода Углерод Железо Свинец |
90 118 350 565 |
6,2 19 59,5 169 |
5,4 1,4 4,9 4,0 |
120 118 430 620 |
14,2 32,9 64,2 173 |
3 1,3 2,7 2,9 |
Так как длина релаксации зависит от
толщины защиты, плотность потока (мощность дозы) нейтронов обычно определяют по
формуле
где ∆ hi и т – соответственно толщина
i-го слоя защиты, при которой длина релаксации может быть принята постоянной,
равной Li, и число слоев, на которые разбита защита.
На начальном участке толщиной
(2…3)L закон ослабления может отличаться от экспоненциального, что учитывают
коэффициентом θ (см. табл. 6.13), на который умножаются правые части
соотношений (6.68) и (6.69).
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
водородосодержащими веществами. Это означает, что следует искать такую
комбинацию тяжелых и водородосодсржащих веществ, которые давали бы наибольшую
эффективность (например, используют комбинации Н2О + Fe, Н2О + Pb).
Защита от заряженных частиц. Для
защиты от α и β-частиц излучения достаточно иметь толщину экрана,
удовлетворяющую неравенству: h > Ri,, где Ri, – максимальная длина пробега
α (i = α) или β(i = β) частиц в материале экрана. Длину
пробега рассчитывают по эмпирическим формулам. Пробег Rα-частиц (см) при
энергии ε= 3…7 МэВ и плотности материала экрана ρ(г/см3)
Максимальный пробег β-частиц
|
Обычно слой воздуха в 10 см, тонкая
фольга, одежда полностью экранируют α-частицы, а экран из алюминия, плексигласа,
стекла толщиной несколько миллиметров полностью экранируют поток β-частиц.
Однако при энергии β-частиц ε> 2 МэВ существенную роль начинает
играть тормозное излучение, которое требует более усиленной защиты.
.