Основи ядерної фізики

Основними правилами, які визначають характер захисту від г - випромінювання на забрудненій території є:

· Потужність дози г - випромінювання найбільш висока на початку після випадання радіоактивних опадів, тому захист від г - випромінювання необхідно здійснювати буквально з першої години, навіть з перших хвилин випадання радіоактивних опадів. Початок випадання виявляється різким підвищенням рівня радіації;

· Перебування в будь-якому будинку або споруді знижує дозу г - опромінення на величину коефіцієнта ослаблення г - випромінювання будинком або спорудою;

· Внаслідок того, що потужність дози г - випромінювання знижується швидше на початку забруднення, укриття людини в спорудах з відомим коефіцієнтом ослаблення має бути по можливості тривалим. У першу добу після випадання радіоактивних опадів укриття рятує людину від дії випромінювання в значно більшій мірі, ніж у другу і тим більше в наступну добу.

На підставі цих правил можна зробити важливий висновок:

для надійного захисту людини від зовнішнього г - випромінювання на забрудненій території доцільно знати, що найвища загроза опромінення існує лише в перші години після забруднення території. Ці перші години слід перебувати в приміщеннях з найвищим коефіцієнтом захисту.

7.4 Розрахунок захисту і захисні матеріали

Робота з радіоактивними речовинами повинна виконуватися в окремих спеціально обладнаних приміщеннях. Для роботи з газоподібними речовинами використовуються бокси (шафи) із вмонтованими в них гумовими рукавичками або механічними маніпуляторами. Такі бокси повинні мати закриту систему вентиляції. Роботи з відкритими джерелами (наприклад, радіоактивними пробами ґрунту і т.п.) також проводять у боксах, або використовують індивідуальні захисні засоби, такі як протигази, гумові рукавички і т.п. атомний ядро радіоактивний енергія

Джерела великої активності, рівні дози яких перевищують допустиму межу дози, закривають захисними екранами. Вибір матеріалу і товщини захисного екрана залежить від виду випромінювання, його енергії й активності джерела.

Найбільш розповсюдженим методом розрахунку захисту від зовнішнього опромінення є розрахунок необхідної кратності ослаблення.

Необхідна кратність ослаблення К_необх визначається відношенням дози випромінювання у відповідній точці до ліміту дози (ЛД) і показує у скільки разів необхідно понизити рівень радіації за допомогою захисних засобів, щоб забезпечити безпечні умови праці:

К_необх = , (3.7.4.1)

де Х - експозиційна доза, Р; ЛД - ліміт дози (задається НРБУ - 97), мЗв; f = 9.3 мЗв/Р - нормувальний коефіцієнт.

Знаючи необхідну кратність ослаблення, можна розрахувати необхідний захист. Зупинимося в першу чергу на розрахунку захисту від г-випромінювання, тому що закриті г - джерела знайшли широке застосування в науці і техніці. Ослаблення інтенсивності г-випромінювання (вузького пучка) у речовині відбувається за експонентним законом Бугера

I_d = I₀, (3.7.4.2)

де I₀ - інтенсивність г-випромінювання, виміряна приладом при відсутності захисного екрана; I_d - інтенсивність г - випромінювання при наявності захисного екрана товщиною d см., - лінійний коефіцієнт ослаблення г - променів, см^-1, що характеризує відносну зміну інтенсивності випромінювання на одиницю товщини захисного екрана. Логарифмуючи вираз (3.7.4.2), одержуємо формулу для визначення лінійного коефіцієнта ослаблення.

. (3.7.4.3)

Відношення K = I₀/I_d називають кратністю ослаблення, що у даному випадку показує у скількох разів послабляється інтенсивність потоку г - випромінювання захисним матеріалом товщиною d.

Звичайно в довідниках приводять значення масових коефіцієнтів ослаблення різних речовин. Лінійний коефіцієнт ослаблення м пов'язаний з масовим коефіцієнтом ослаблення співвідношенням.

, (3.7.4.4)

Врахувавши всі ці зауваження легко розрахувати товщину захисту для вибраного матеріалу

(м). (3.7.4.5)

Користаючись виразом (3.7.4.5), можна визначити товщину матеріалу, що забезпечує ослаблення інтенсивності вдвічі - шар половинного ослаблення:

(м), (3.7.4.6)

і в десять разів - товщина шару десятикратного ослаблення

(м). (3.7.4.7)

Якщо виходити з довжини максимального пробігу заряджених частинок в тому або іншому матеріалі, то товщина шару поглинання може виявитись дещо більшою за розраховану. Так шар матеріалу товщиною 0,2 мм повністю затримує - випромінювання.

Пробіг a - частинок у будь-якій речовині розраховується за такою емпіричною формулою

(см) (3.7.4.8)

де А_реч.- атомна маса речовини; - густина речовини, г/см³; Е - енергія альфа - випромінювання в МеВ.

Для захисту від a - випромінювання достатній шар повітря в кілька сантиметрів або екран з плексигласу чи скла товщиною в кілька міліметрів.

Пробіг a - частинок у повітрі розраховується за емпіричною формулою:

(см), (3.7.4.9)

де К₁ - коефіцієнт, що залежить від температури і тиску; К₂ - коефіцієнт, рівний 9,67.10^-28; Е - енергія a - частинок, МеВ; V - швидкість a - частинок, см/с.

Для поглинання - випромінювання необхідний шар води або пластмаси товщиною не менше 15 мм. Якщо ж в якості поглинаючої речовини використовується речовина з вищим атомним номером, то товщина шару поглинання зменшується.

Для роботи з в - випромінюванням необхідно передбачити захист безпосередньо від в - частинок і захист від гальмового випромінювання, яке виникає при гальмуванні в - частинок у захисному екрані. Гальмівне випромінювання є квантами енергії, аналогічними до г- квантів.

Захист від в - частинок здійснюється з допомогою комбінованих екранів. У такому екрані з боку джерела розташовують шар матеріалу з малою атомною масою (плексиглас, карболіт і ін.); це дає можливість знизити енергію квантів гальмівного випромінювання. Товщина цього шару повинна відповідати довжині максимального пробігу в - частинок у даному матеріалі. За ним розміщується шар матеріалу з великою атомною масою, що забезпечує ослаблення наведеного гальмівного випромінювання.

Дані про максимальний пробіг в - частинок різної енергії в повітрі, воді (або біологічній тканині) і алюмінії.

Максимальний пробіг в - частинок з максимальною енергією в межах від 0.5 до 20 МеВ розраховують за емпіричною формулою:

, (3.7.4.9)

де Е_max - максимальна енергія в - частинок, МеВ; - густина речовини, г/см³. В першому наближенні можна вважати, що в повітрі максимальний пробіг в - частинок L = 0,41Е_макс [см], у воді (або біологічній тканині) - L = 5Е_макс [мм], в алюмінії - L = 2Е_макс [мм]. Ослаблення потоку в - частинок на більшій частині пробігу в речовині має експонентний характер

I_d = I_0, (3.7.4.10)

де I₀ - потік в - частинок при відсутності захисного екрана, частинок/с; I_d - потік в - частинок при наявності захисного екрана товщиною d см; м - лінійний коефіцієнт ослаблення в - випромінювання в речовині захисного екрана, см^-1.

Нейтрони й г- випромінювання не мають певної довжини вільного пробігу. Залежність між товщиною шару поглинання й інтенсивністю випромінювання тут має логарифмічний характер. При будь-якій товщині поглинання у цьому випадку досягається лише часткове зниження інтенсивності.

Для захисту від нейтронного випромінювання застосовують різні матеріали в залежності від його енергії. Нейтрони із енергією більшою за 0.5 МеВ добре поглинаються в результаті процесів непружного розсіювання залізом. Нейтрони з енергією меншою 0.5 МеВ ефективно поглинаються захисним екраном , що містить водень (вода, парафін), а також берилій або графіт. Найбільш ефективно поглинають теплові нейтрони - кадмій, бор і залізо. Процес захоплення теплових нейтронів супроводжується випущенням г - випромінювання. Для комбінованого захисту від нейтронного і г- випромінювання застосовують шарові екрани з важких і легких матеріалів.

На підставі розрахункових і експериментальних даних створені таблиці для визначення товщини захисту від г - випромінювання з різних матеріалів.

Для захисту від г - випромінювання використовують свинець, бетон, залізо, воду, вольфрам, збіднений уран і осмій. Захист із бетону ( = 2,3 г/см³) міцний, дешевий, але дуже громіздкий і важкий. Свинець ( = 11,34 г/см³) ефективний, але має погані механічні властивості. Свинець використовують для виготовлення контейнерів (в комбінації із залізом) для транспортування різних ізотопів. Вольфрам ( = 19.3 г/см³) і збіднений уран ( = 18.7 г/см³) використовують в особливо відповідальних пристроях для забезпечення мінімальної ваги захисту.

Більшість джерел г - випромінювання, маючи дискретний лінійчастий характер г - спектра , випромінюють від одної до кількох десятків окремих ліній. Так в г - спектрі , який перебуває у радіоактивній рівновазі з продуктами свого розпаду, нараховується біля 50 характерних ліній, із них відмічається шість найбільш інтенсивних з інтервалом енергії від 0,3 до 1,76 МеВ. Гамма-джерела мають як правило невеликі розміри d. На відстанях r>4d будь яке гамма - джерело можна вважати точковим. Крім того, точкові гамма - джерела відносяться до ізотропних джерел, які випускають гамма - кванти з однаковою імовірністю у всіх напрямках. Радіоактивні речовини розміщують у герметичні металеві ампули, стінки яких певним чином змінюють спектр гамма-випромінювання. Стінки ампул, а також матеріали, які використовуються для ампул поглинають частину гамма-ліній і тому називаються фільтрами. Потужність експозиційної дози в повітрі від точкового ізотропного джерела характеризується іонізаційною гамма-сталою Кг . Вона чисельно дорівнює потужності експозиційної дози (Р/год) нефільтрованого гамма-випромінювання від точкового ізотропного джерела активністю 1 мКі на відстані 1 см від нього. Величину Кг виражають в одиницях . Її величину вимірюють експериментально і приводять в довідниках. Іонізаційні г - сталі й г - еквіваленти для деяких радіоактивних речовин. Фільтрація г-випромінювання зменшує Кг до Кг(д), де д - товщина фільтра. В розрахунках зміна величини Кг враховується за допомогою коефіцієнта ч, меншого за одиницю, тобто Кг(д) =ч Кг.

Для свинцевих, залізних і алюмінієвих ампул товщиною 0,1 - 0,3 см значення ч перебуває в межах від 0,85 до 0,98 для енергій гамма-квантів більших за 1 МеВ.

Величина Кг значно спрощує розрахунки експозиційної потужності дози Р( R ) на відстані R від незахищеного точкового гамма-джерела. Оскільки інтенсивність гамма - джерела пропорційна 1/R, то

Р( R) = АМКг/R², (3.7.4.11)

де Р ( R ) -експозиційна доза , Р/год; А - активність гамма - джерела, мКі; R - відстань до гамма - джерела, см.

В дозиметрії гамма - джерела часто порівнюють за іонізацією повітря. Дві радіоактивні речовини, які при однакових умовах створюють однакові потужності експозиційної дози, мають однаковий г-еквівалент. Гамма - еквівалент вимірюють в міліграм - еквівалентах радію (мг-екв Ra). Ця одиниця дорівнює такій кількості радіоактивної речовини, г - випромінювання якої при даній фільтрації і тотожних умовах створює таку ж потужність експозиційної дози, що й 1 мг-екв радію. Потужність експозиційної дози в 1 мг-екв. Ra на відстані 1 см дорівнює 8,4 Р/год.

Гамма - еквівалент речовини m (мг-екв Ra) пов'язаний з її активністю А (мКі) і величиною К_г (РМсм² /(год.мКі)) співвідношенням

m = AМK_г /8,4. (З.7.4.12)

Замінимо у формулі (3.7.4.11) АМКг на 8,4m, одержимо

Р( R ) = 8,4m/R² , (3.7.4.13)

де Р( R ) - потужність експозиційної дози , Р/год; m - гамма - еквівалент речовини, мг-екв Ra; R - відстань до джерела , см.

ПРИКЛАД. На якій відстані R від точкового джерела масою 10^-6 г за шестигодинний робочий день доза опромінення не перевищить гранично допустимої дози (ГДП)? Розрахувати також гамма - еквівалент цього джерела.

Кількість атомів у 10^-6 г буде дорівнювати

N =

Активність кобальту, період піврозпаду якого дорівнює T_1/2= 5,27 років розраховується так

,

враховано, що 3,7.10⁷ відповідає розмірності 1 мКі.

Гранично допустима потужність дози при шестигодинному робочому дні для кобальту - 60 Р_г.д = 2,8.10^-3 бер/год. Для

Використана література

1. Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излечений и безопасного обращения с источниками излучения. Серия изданий по безопасности N 115.- Вена: МАГАТЭ, 1997.- 382 с.

2. Норми радіаційної безпеки України НРБУ - 97, Київ, 1998. - 127с.

3. Иванов В.И. Курс дозиметрии, -М,: Атомиздат, 1978, -392 с.

4. А.В.Носовский и др. Славутич: Вопросы радиационной эеологии.-Киев.: Высшая школа. 2001. - 263с.: ил.

5. Н.П.Мажренова, Радиационная экология, УМП, Алма-Ата, Каз.НУ,1999,-67 с.

6. Справочник в формате WWW создан на основе справочного пособия, составленного Смоленской Государственной Медицинской Академией (СГМА) под редакцией Литвинова А.В.

7. Допустимі рівні вмісту радіонуклідів Cs-137 і Sr-90 у продуктах харчування та питній воді (ДР - 97), -Київ, 1997.

8. Г.Чоппин Я Ридберг, Ядерная химия, М,: Энергоатомиздат, 1984,-304 с.

9. В.Е.Левин, Ядерная физика и ядерные реакторы, М,: Атомиздат, 1975, -284 с.

Размещено на Allbest.ru