Protecția împotriva radiațiilor ionizante. Proiectarea și calcularea ecranelor de protecție
Printre mijloacele tehnice de protecție se află dispozitivul diverselor ecrane de materiale care reflectă și absoarbe radiațiile radioactive. Ecranele sunt aranjate atât staționare, cât și mobile (Figura 58).
La calcularea ecranelor protectoare se determină materialul și grosimea lor, care depind de tipul radiației, de energia particulelor și de quanta și de multitudinea necesară de atenuare a acesteia. Caracteristicile materialelor de protecție și experiența cu surse de radiații ne permit să evidențiem domeniile principale de utilizare a unui material de protecție.
Metalul este cel mai des folosit pentru construcția de dispozitive mobile și materiale de construcție (beton, cărămidă etc.) - pentru construcția de dispozitive de protecție staționare.
Materialele transparente sunt utilizate cel mai adesea pentru sistemele de vizualizare și, prin urmare, ar trebui să posede nu numai proprietăți bune de protecție, dar și optice ridicate. Se îndeplinesc următoarele cerințe: sticlă de plumb, sticlă de var, sticlă cu umplutură lichidă (bromură de zinc, clorură de zinc);
Foloseste cauciuc de plumb ca material de protectie din razele gamma.
Fig. 58. Ecran mobil
Calculul ecranelor de protecție se bazează pe legile de interacțiune a diferitelor tipuri de radiații cu materia. Protecția împotriva radiațiilor alfa nu este o sarcină dificilă, deoarece particulele alfa sunt absorbite energii strat țesut viu normale 60 microni, în timp ce grosimea epidermei (piele moarta) este de 70 de microni. Un strat de aer de câțiva centimetri sau o foaie de hârtie reprezintă o protecție suficientă împotriva particulelor alfa.
Odată cu trecerea radiației beta printr-o substanță produce radiație secundară, pentru protecție necesar pentru a utiliza materiale mai ușoare (aluminiu, plexiglas, polistiren), deoarece energia crește odată cu creșterea bremsstrahlung materialului numărul atomic.
Pentru a proteja împotriva particulelor beta (electroni), ecrane mari de utilizare a energiei din plumb, dar ecranele de căptușire interioare trebuie confecționate dintr-un material cu un număr mic atomic, pentru a reduce energia inițială a electronilor și deci energia radiației care apar în plumb.
Grosimea ecranului de protecție din aluminiu (g / cm2) este determinată prin exprimare
d = (0,54 Emax - 0,15),
unde Emax este energia maximă a spectrului beta al unui izotop radioactiv dat, MeV.
La calcularea dispozitivelor de protecție, în primul rând, este necesar să se ia în considerare compoziția spectrală a radiației, intensitatea ei, precum și distanța de la sursa unde sunt localizați însoțitorii și timpul petrecut în sfera expunerii la radiații.
În prezent, pe baza datelor de calcul și experimentale disponibile, cunoaștem tabelele privind multiplicitatea atenuării, precum și numeroasele nomograme care ne permit să determinăm grosimea de protecție împotriva radiațiilor gamma a diferitelor energii. Ca un exemplu, Fig. 59 prezintă o nomogramă pentru calcularea grosimii scutului de plumb dintr-o sursă de punct pentru o rază largă de radiație gamma Co60, care asigură o reducere a dozei de radiație la nivelul maxim admis. Pe abscisa, grosimea protectiei d este reprezentata grafic, pe axa ordonata coeficientul K1 este egal cu
unde M este echivalentul gama al preparatului, mg * eq. ra;
t - timpul de funcționare în sfera radiației, h; R este distanța de la sursă, a se vedea, de exemplu, este necesar să se calculeze protecția de la sursa Co60, la M = 5000 meq Ra, în cazul în care participanții se află la o distanță de 200 cm în timpul zilei de lucru, adică t = 6 ore.
Înlocuind valorile M, R și t în expresie (24), determinăm
Conform nomogramei (vezi figura 59) se constată că pentru K1 = 2.5-10-1, grosimea protecției față de plumb d = 7 cm.
Un alt tip de nomogram este prezentat în Fig. 60. Aici, ordinul este multiplicitatea atenuării K, care este egală cu
Folosind expresia (23), obținem
unde D0 este doza creată de sursa de radiație într-un anumit punct în absența unei protecții; D este doza care trebuie creată la un anumit punct după dispozitivul de protecție.
Fig. 59. Nomograma pentru calculul grosimii scutului de plumb dintr-o sursă de punct pentru o gamă largă de radiații gamma Co60
Să presupunem că este necesar să se calculeze grosimea pereților camerei în care se află unitatea terapeutică gama, încărcată cu Cs137 în 400 g-equiv Ra (M = 400.000 meq Ra). Cea mai apropiată distanță la care personalul de serviciu într-o cameră din apropiere R = 600 cm. Conform standardelor sanitare din camere adiacente, în care oamenii nu sunt legate de lucrul cu materiale radioactive, doza de radiație nu trebuie să depășească 0,03 rem / săptămână sau radiația gamma de aproximativ 0,005 rad pe zi de lucru, adică D = 0,005 rad pentru t = 6 ore de atenuare, se utilizează formula (23). Pentru a estima multiplicitatea
Conform Fig. 60, determinăm că pentru K = 1,1 • 104, grosimea de protecție față de beton este de aproximativ 70 cm.
Atunci când alegeți un material de protecție, este necesar să vă ghidați prin proprietățile sale structurale, precum și cerințele pentru dimensiunile și greutatea totală a protecției. Pentru carcasele de protecție de diferite tipuri (gamma-terapeutice, gama-defectoscopice), atunci când masa joacă un rol semnificativ, cele mai avantajoase materiale de protecție sunt materialele care atenuează cel mai bine radiația gamma. Cu cât este mai mare densitatea și numărul de serie al substanței, cu atât este mai mare gradul de atenuare a radiației gamma.
Prin urmare, pentru scopurile de mai sus, plumbul este utilizat cel mai adesea și uneori chiar uraniu. În acest caz, grosimea protecției este mai mică decât utilizarea unui alt material și, în consecință, masa carcasei de protecție este mai mică.
Fig. 60. Nomogramă pentru calcularea grosimii de protecție împotriva radiației gamma prin frecvența atenuării
Atunci când se creează o protecție staționară (adică protejarea spațiilor în care se lucrează cu surse gamma). asigurarea șederea oamenilor în camerele învecinate, este cel mai economic și convenabil de a folosi betonul. Dacă avem de-a face cu radiații moi, în care efectul fotoelectric joacă un rol important, în beton se adaugă substanțe cu un număr mai mare de atomi, în special bariți, ceea ce ne permite să reducem grosimea protecției.
Ca material de protecție pentru depozitare, apa este adesea folosită, adică preparatele sunt coborâte într-un bazin cu apă, grosimea stratului asigurând reducerea necesară a dozei de radiație la niveluri sigure. În prezența protecției apei, este mai convenabil să se efectueze încărcarea și reîncărcarea instalației, precum și efectuarea lucrărilor de reparații.
În unele cazuri, condițiile pentru lucrul cu surse de raze gama pot fi astfel încât este imposibilă crearea unei protecții staționare (atunci când se reîncarcă instalațiile, se extrage un preparat radioactiv dintr-un recipient, se calibrează instrumentul etc.). Aici se înțelege că activitatea surselor este mică. Pentru a proteja personalul de întreținere împotriva expunerii, este necesar să se folosească, așa cum se spune "protecția timpului" sau "protecția la distanță". Acest lucru înseamnă că toate manipulările cu surse deschise de radiații gamma trebuie efectuate cu mâneruri sau suporturi lungi. În plus, această operațiune sau acea operație trebuie efectuată numai pentru acea perioadă, în care doza primită de lucrător nu depășește norma stabilită de normele sanitare. O astfel de muncă ar trebui supravegheată de un dozimetru. În același timp, nu trebuie să existe persoane neautorizate în cameră, iar zona în care doza depășește limita maximă permisă în timpul funcționării trebuie protejată.
Este necesar să se efectueze periodic un control de protecție cu ajutorul echipamentelor dozimetrie, deoarece, în timp, poate pierde parțial proprietățile sale de protecție ca urmare a apariției unor încălcări imperceptibile integritatea acesteia, cum ar fi fisuri în garduri de beton și baritobetonnyh, poreclele si lacune plumb foi, și așa mai departe. D.
Calcularea protecției împotriva neutronilor se efectuează în conformitate cu formulele sau nomogramele corespunzătoare. Ca material de protecție în acest caz, este necesar să se ia substanțe cu un număr mic atomic, deoarece la fiecare coliziune cu nucleul neutronul pierde cea mai mare parte a energiei sale, cu atât masa nucleului este mai aproape de masa neutronului. Pentru a proteja împotriva neutronilor, apa, polietilena este de obicei folosită. Nu există practic fluxuri neutre pure. În toate sursele, pe lângă neutroni, există fluxuri de raze gama puternice care se formează în procesul de fisiune, precum și în descompunerea produselor de fisiune. Prin urmare, în proiectarea protecției împotriva neutronilor, este întotdeauna necesară asigurarea simultană a protecției împotriva radiației gama.
Protecția muncii
Trimiteți-le prietenilor: