4. Защита от внешних радиационных опасностей

4. Защита от внешних радиационных опасностей

Радиологические опасности делятся на внешние и внутренние радиационные опасности, и все они могут привести к облучению. Внешние радиационные опасности связаны с радиоактивными веществами вне тела человека. Внутренние радиационные опасности определяются радиоактивными веществами внутри организма человека. Методы радиационной защиты для каждого вида опасности различны/

Вы изучите три основных метода защиты от внешних радиационных опасностей – это время, расстояние и экранирование. Также Вы узнаете, как применять эти методы для защиты от различных видов излучений, испускаемых закрытыми радионуклидными источниками и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение.

1. Внешние Источники радиационной опасности

1.1 Введение

Внешнее облучение – это облучение от источников, находящихся вне тела человека. Внешняя радиационная опасность существует, когда ионизирующее излучение от источника вне организма потенциально может нанести ущерб. Она отличается от внутренней радиационной опасности, которая имеет место, когда существует потенциальное облучения от радиоактивных веществ, находящихся внутри организма (смотрите Модуль 2.3 «Защита от внутренних радиационных опасностей»). Мы используем различные методы контроля внешней и внутренней радиационных опасностей.

1.2 Влияние вида излучения на внешнюю радиационную опасность

Альфа- и бета- частицы, гамма- и рентгеновское излучение, а также нейтроны – все это виды ионизирующего излучения (смотрите Модуль 1.4 «Взаимодействие излучения с веществом»). Однако, не все они представляют внешнюю радиационную опасность. Степень, с которой каждый из них определяет внешнюю радиационную опасность, обсуждается ниже.

Альфа-частицы характеризуются очень коротким пробегом в воздухе (несколько сантиметров), и считается, что они не представляют внешней радиационной опасности, так как они не могут проникнуть через поверхностные слои кожи.

Бета-частицы обладают большей проникающей способностью, чем альфа-частицы, проникающая способностью бета-частиц зависит от их энергии. Высокоэнергетические бета-частицы могут проходить несколько метров в воздухе и проникать через поверхностные слои кожи на глубину нескольких миллиметров (например, бета-частицы с энергией 1 МэВ могут проникать на глубину около 5 мм). Если раствор, содержащий бета-излучающие радионуклиды, прольется на кожу, то даже маленькая капля может дать большую дозу на кожную ткань. Единственный другой орган, важный в случае внешнего бета-облучения глаза. Бета-частицы, как полагают, не представляют внешней радиационной опасности для других органов тела человека. Тормозное излучение, возникающее при взаимодействии высокоэнергетического бета-излучения с материалом с высоким атомным номером, приводит к образованию рентгеновского излучения, которое представляет большую внешнюю радиационную опасность, чем .первичные бета-частицы.

Рентгеновское и гамма-излучения – это вид коротковолнового электромагнитного излучения, которое будет проникать через все органы тела и является существенным источником внешней радиационной опасности. Энергия рентгеновского и гамма-излучений – это важный фактор в определении величины внешней радиационной опасности.

Нейтроны также обладают высокой проникающей способностью. Они передают энергию телу, по мере рассеяния в его тканях. Нейтроны – это существенный источник внешней радиационной опасности, который требует тщательного контроля.

В таблице 1 обобщены данные по относительной опасности различных видов излучения от источников вне тела человека.

Таблица 1

Относительный уровень внешней радиационной опасности

Вид излучения Относительный уровень внешней радиационной опасности
Альфа-частицы Нет
Бета-частицы Незначительная
Гамма-излучение Сильная
Рентгеновское излучение Сильная
Нейтроны Сильная

1.3 Источники внешней радиационной опасности

Внешняя радиационная опасность может создаваться двумя путями. Первый путь – это оборудование или устройства, которые во время работы испускают ионизирующее излучение. Второй путь – это  радиоактивные материалы.

Генераторы рентгеновского излучения относятся к устройствам, испускающим ионизирующее излучение. Когда они включены, образуется рентгеновское излучение и устройство представляет собой источник внешней радиационной опасности. Однако, когда они выключены, образование рентгеновского излучения останавливается и устройства перестают быть источником внешней радиационной опасности.

Напротив, бета-частицы, рентгеновское и гамма-излучения, испускаемые радиоактивными веществами, представляют постоянную внешнюю радиационную опасность. Радиоактивные вещества не могут быть выключены, но их можно поместить в контейнеры или окружить защитным материалом, чтобы уменьшить внешнюю радиационную опасность до приемлемого уровня.

2. Контроль внешней радиационной опасности

2.1 Основные методы

Существует три основных метода контроля внешней радиационной опасности. Они следующие:

а) Время.

б) Расстояние.

в) Экранирование.

Применение этих методов может уменьшить получаемую дозу в результате облучения внешним ионизирующим излучением. Каждый метод подробно обсуждается в последующих разделах.

2.1.1     Время

Контроль времени – это важный метод уменьшения облучения ионизирующим излучением. Путем уменьшения времени на работу с радиоактивными веществами, получаемые дозы можно сократить. Попросту говоря, доза излучения, полученная человеком во время работы в зоне с определенной мощностью дозы, зависит от времени, проведенного в этой зоне.

Эту взаимосвязь описывает Соотношение 1:

D = R x T [1]

где       D –полученная доза,

R – мощность дозы,

Т – время облучения.

Отсюда, если время облучения от источника с фиксированной мощностью дозы уменьшено, то общая полученная дозы будет также уменьшена. Это иллюстрирует Пример 1.

Пример 1

Вопрос

Профессиональное облучаемый работник обычно на проведение работы тратит 3 рабочих часа, в условиях мощности дозы внешнего облучения в 5 мкЗв/ч (т.е. 5 микрозиверт в час). Технология работ улучшена таким образом, что затраты рабочего времени уменьшились до 1.5 часа. Какова разница в получаемых работником дозах?

Ответ

Используем Соотношение 1:

Перед изменением технологии работы общая полученная доза оценивается:

D = 5 мкЗв/ч x 3 ч= 15 мкЗв

После изменения технологии общая полученная доза составляет:

D = 5 мкЗв/ч x 1.5 ч = 7.5 мкЗв

Следовательно, разность получаемых доз составляет:

15 мкЗв — 7.5 мкЗв = 7.5 мкЗв

Таким образом, из Соотношения 1 видно, что при неизменной мощности дозы:

Если время облучения сокращается в два раза, полученная доза делится пополам.

И наоборот:

Если время облучения удваивается, полученная доза увеличится в два раза.

Важно помнить эти правила как для вашей собственной защиты, так и для защиты других работников, работающих с ионизирующим излучением.

Взаимосвязи соотношения 1 также могут быть использованы в целях контроля не превышения на рабочем месте дозовых пределов и значений дозовых ограничений. Постоянный контроль мощности дозы профессиональных работников гарантирует, что дозовые пределы и дозовые ограничения в течение года не будут превышены. Это показано в Примере 2.

Пример 2

Вопрос

Ели работник, работающий с ионизирующим излучением, тратит 40 часов в неделю в течение 50-ти недель в год на работы с источниками ионизирующего излучения, а годовая граничная доза составляет 10 мЗв, какова допустимая максимальная мощность дозы в час?

Ответ

Годовая граничная доза = 10 000 мкЗв

Время облучения = 40 x 50 = 2 000 часов

Из Соотношения 1:

10 000 мкЗв = R x 2 000 ч

Отсюда

R = 10 000 мкЗв= 5 мкЗв/ч

2 000 ч

Следовательно, максимально допустимая мощность дозы составляет 5 мкЗв/ч. Чтобы обеспечить не превышение граничной дозы работника за год, облучение должно контролироваться в среднем на уровне около 5мкЗв/ч.

Концепция времени также полезна при планировании работы, которая может вызвать внешнее радиационное облучение. Часто может быть полезным проводить тренировки по практической работе с источниками без фактического присутствия источника радиации. Это должно помочь сократить время облучения и, следовательно, уменьшить общую дозу облучения.

2.1.2     Расстояние

Контроль расстояния – это еще один эффективный метод контроля внешнего облучения. Попросту говоря, чем больше расстояние от источника проникающей радиации, тем меньше общее облучение.

Взаимосвязь между мощностью дозы от точечного источника (источник малых размеров) и расстоянием от источника приведена Соотношением 2:

R = k / d2 [2]

где               R – мощность дозы,

d – расстояние от источника,

k – постоянная величина для каждого радиоактивного источника.

Взаимосвязь в Соотношении 2 называется законом обратных квадратов, и Вы получите практический опыт использования этого закона в Практическом задании 1 этого модуля.

Соотношение 2 может быть представлено в виде Соотношения 3:

R d2 = k                                                                    [3]

Так как величина k имеет постоянное значение для каждого источника, мы можем записать Соотношение 4:

R1 d12 = R2 d22 [4]

где                R1 – мощность дозы на расстоянии d1 от точечного источника,

R2 – мощность дозы на расстоянии d2 от точечного источника.

На практике мы можем считать, что физически небольшие источники, в действительности, являются точечными при условии, что расстояние от источника по крайней мере в десять раз больше размеров источника.

В радиационной защите расстояние часто используется для снижения облучения от ионизирующего излучения, например, путем ограничения близкого доступа к источниками или использованием дистанционных инструментов (например, щипцов).

Если мы знаем мощность дозы на определенном расстоянии от источника, то возможно рассчитать расстояние, на котором мощность дозы будет считается приемлемой. Эта концепция проиллюстрирована Примером 3.

Пример 3

Вопрос

Мощность дозы на расстоянии 2 м от гамма-источника составляет 125 мкЗв/ч. На каком расстоянии будет достигаться приемлемая мощность дозы в 5мкЗв/ч?

Ответ

Используя Соотношение 4, получаем:

125 x 22 = 5 x d22

Произведя вычисления, получим:

d22 = 500 = 100

5

d2 = м= 10 м

Отсюда ясно, что увеличивая расстояние от источника с 2 м до 10 м, мы можем снизить мощность дозы до приемлемого уровня.

Эффективный метод запоминания принципа защиты расстоянием заключается в следующем:

Когда расстояние от источника излучения удваивается, мощность дозы уменьшается в четыре раза от первоначального значения.

Снова напоминаем, важно помнить это правило, чтобы уменьшить облучение себя и ваших коллег.

2.1.3     Экранирование

Выше приведенный Пример 3 дает хорошую иллюстрацию того, как можно использовать расстояние для уменьшения мощности дозы и, следовательно, общей дозовой нагрузки. Однако, во многих случаях невозможно работать с источником, если он находятся на расстояние более метра от Вас. Более практичный метод снижения облучения в такой ситуации на рабочем месте – это экранирование источника. С использованием этого метода, мощности дозы могут быть уменьшены до уровня, позволяющего выполнять работу.

Количество и тип необходимого защитного материала зависит от следующих факторов:

  • Вида и энергии излучения.
  • Активности источника (или интенсивности излучения от генератора).
  • Допустимой мощности дозы на наружной поверхности защиты.

Проникающие свойства ионизирующего излучения

Альфа-частицы имеет короткий пробег в воздухе (несколько сантиметров) и легко поглощаются, потому защита (экранирование) от них не требуется.

Низкоэнергетические бета-частицы такие, как например от трития (максимальная энергия 0.019 МэВ), также легко поглощаются и не требуют экранирования.

Однако, высокоэнергетические бета-частицы такие, как например от фосфора-32 (максимальная энергия 1.7 МэВ), более проникающие, и при взаимодействии с защитным (экранирующим) материалом образуется тормозное излучение. Экраны для защиты от бета-излучения, изготовленные из материалов с низким атомным номером (например, плексиглас — органическое стекло), уменьшат интенсивность потока бета-частиц и уменьшат образование тормозного излучения. Однако, возможно потребуется дополнительный экран для защиты работника от тормозного излучения. Для чего рекомендуется плексиглас армированный свинцом.

Важно не недооценить опасность от неэкранированных бета-источников, поскольку они способны формировать большие дозы (особенно на руки и пальцы), если их держать непосредственно руками. Это особенно важно для людей, держащих пузырьки или шприцы, содержащие раствор бета-излучателя. Например, малый объем раствора, содержащего высокий уровень активности фосфора-32, может создавать мощность дозы на поверхности тонкостенной пластиковой пробирки более 1 мЗв/мин.

Рентгеновское и гамма-излучение являются намного более проникающими, чем альфа- и бета- частицы. Экранирование материалами с высоким атомным номером (например, бетон, свинец и железо) необходимо, чтобы ослабить излучение и уменьшить мощность дозы до приемлемого уровня. Величина ослабления зависит от материала защиты, его толщины и энергии падающих фотонов.

Защита от нейтронов более комплексная из-за широкого диапазона энергий и различных протекающих реакций. Процесс защиты от нейтронов включает сперва замедление нейтронов высоких энергий путем упругого рассеяния, а затем их поглощение. Чтобы это произошло, подходящий защитный материал должен включать комбинацию веществ с высоким содержанием водорода (например, вода, твердый парафин, полиэтилен, бетон) для замедления нейтронов и бора для их поглощения. Борированный твердый парафин – это название смеси твердого парафина и бора, которая может быть использована как защита на поверхностях небольшой площади. Реакция захвата с бором-10 выглядит следующим образом:

10 B (n,a) 7 Li

Ядро бора-10 поглощает нейтрон, испускает альфа-частицу и превращается в ядро лития-7. Альфа-частица легко поглощается окружающим материалом. В реакции также образуется квант гамма-излучения с энергией 0.48 МэВ, поэтому может потребоваться дополнительная защита. В других реакциях захвата нейтронов так же может образовываться высокоэнергетическое гамма-излучение. Примером такой реакции может служить поглощение нейтронов железом‑58. Это можно записать следующим образом:

58 Fe (n, g) 59 Fe

В реакции образуется квант гамма-излучения с высокой энергией 7.6 МэВ. Поэтому железо не может быть хорошей защитой ядерного реактора.

В Таблице 2 приведены защитные материалы, которые рекомендованы для различных типов излучения. Методы, используемые для оценки толщины защиты (экрана) от бета-частиц, рентгеновского и гамма-излучений, будут рассмотрены в Разделе 3 этого модуля.

Таблица 2

Рекомендуемые защитные материалы

Вид излучения Рекомендуемый защитный материал
Альфа-частицы Не требуется
Низкоэнергетические бета-частицы Не требуется
Высокоэнергетические бета-частицы Плексиглас (органическое стекло), армированное свинцом.
Рентгеновское и гамма-излучения Бетон, свинец, железо
Нейтроны Бетон, вода, полиэтилен, борированный твердый парафин

Отметим, что выбор защитного материала часто связан с уровнем цены, наличием необходимого пространства и с соображениями удобства. Со свинцом непросто работать, он ядовитый и в больших листах без хорошей опоры прогибаться. С другой стороны, бетон дешевле и более удобен в обращении, но тогда для эффективной защиты может потребоваться достаточно большая его толщина.