Защита от ионизирующего излучения

При работах с закрытыми источниками ионизирующего излучения снижение уровня внешнего облучения до регламентируемых пределов достигается различными способами: сокращением времени работы с источниками («защита временем»), увеличением расстояния от источников излучения до работающих («защита расстоянием»), уменьшением мощности источников («защита количеством»), экранированием источников материалами, поглощающими ионизирующее излучение («защита экранами»). Три первых способа просты и надёжны, однако их осуществление подчас ограничено требованиями технологии применения источников. Наиболее проста защита от a-излучения, так как a‑ частицы, образующиеся при распаде радиоактивных ядер, имеют малые пробеги. Слой воздуха в 5–10 см является достаточной преградой для a-излучения.

Пробег b-распадных электронов в воздухе может достигать значительно больших значений (при Е = 3 МэВ свыше 3 м). Поэтому b-активные источники даже малых активностей (десятки Бк) приходится экранировать. Толщина защитного экрана рассчитывается таким образом, чтобы она превышала максимальный пробег b-частиц.

Для приближённых оценок используется полуэмпирическая формула

d = 0, 54 E _max – 0, 16,

где d – толщина экрана, г/см²; Е _max – максимальная энергия b‑ спектра данного радионуклида, МэВ. Для β -частиц с Е _max < 3 МэВ толщина защитного экрана составляет 1, 5 г/см, или 1, 5 см воды, 0, 66 см алюминия, 0, 19 см железа.

При выборе защитного материала учитывается, что поглощение b-частиц в веществе сопровождается тормозным рентгеновским излучением, энергия которого лежит в интервале от 0 до Е _max b-частиц, а интенсивность пропорциональна атомному номеру вещества поглотителя и (Е _max)². Вследствие этого для защиты от b-излучения используются материалы с небольшим атомным номером: плексиглас, алюминий и др., в которых тормозное излучение, вызываемое b-источниками активностью до сотен МБк, незначительно.

Ослабление дозы, создаваемой моноэнергетическими квантами подчиняется тем же закономерностям, что и ослабление интенсивности g-излучения при прохождении через вещество, и в условиях узкого пучка следует экспоненциальному закону

D _узк = D × е ^{–μ l},

где D _узк – доза, создаваемая узким пучком g-квантов за защитным экраном толщиной l; D – доза в отсутствии экрана; m – линейный коэффициент ослабления g-излучения.

При практических определениях толщины защиты обычно исходят из кратности ослабления дозы K = D / D _пд, показывающей, во сколько раз необходимо снизить дозу D, чтобы достичь предельно допустимого значения. По кратности ослабления из таблиц в руководствах по дозиметрии можно найти толщину защитного экрана для различных материалов.

В качестве защиты от рентгеновского и g-излучения может использоваться любое вещество. Лучше всего ослабляют g‑ излучение вещества с большой плотностью и большим атомным номером. Для создания компактных защитных экранов обычно используется свинец. Более экономичными защитными материалами являются бетон, вода.

Значительную сложность представляет защита от нейтронного излучения. Наиболее эффективно происходит поглощение тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены. Максимальным замедляющим эффектом обладают элементы с малым атомным номером. Чаще всего в качестве замедлителей применяют воду, парафин, графит. Тепловые нейтроны хорошо поглощаются кадмием и бором.

Так как поглощение нейтронов в веществе сопровождается ядерными реакциями и испусканием g-квантов, при наличии нейтронного излучения применяется комбинированная защита, включающая защиту как от нейтронов, так и от g-излучения, например, используются материалы в сочетании: парафин – бор – свинец, вода – железо – бетон и др.

При работах с радиоактивными веществами в открытом виде наряду с обеспечением зашиты от внешнего облучения обязательно выполнение требований ОСПОРБ-99/2010 по организации мероприятий, предотвращающих радиоактивное загрязнение воздуха и поверхностей помещений, одежды, кожных покровов, а также объектов внешней среды.