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=A_oe^-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=N_a/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) = N_o/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:

	при отсутствии защиты при наличии защиты

 

где δ – линейный коэффициент ослабления.

Определяя коэффициент защиты в виде kw=D⁺/D^-находятэффективность 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).