Методы и средства радиационной защиты персонала при работе делящимися и радиоактивными материалами

 Для описания переноса  проникающего излучения в веществе используют уравнение Больцмана. Его решения при различных граничных условиях упрощённые до инженерных формул, - основной метод расчёта радиационная защита от проникающих излучений. При описании взаимодействия излучения с веществом важны интенсивность потока излучения плотность потока, поглощённая энергия (см. Доза излучения) и др.

 Радиационная защита  от внешнего воздействия а-  и b-частиц обеспечивается малыми  толщинами поглотителя: для полного  поглощения a-частиц с макс. пробегом ~8-9 см воздуха достаточен лист  бумаги, для b-частиц с макс. пробегом  до 1 м воздуха достаточен слой  Аl толщиной 5-7 мм. В случае g-излучения  каждый акт рассеяния сопровождается  выведением фотона из пучка.  Для расчёта радиационной защиты от узкого пучка g-излучения используют Ламберта закон:

 Здесь I0 - нач. интенсивность  излучения, t - толщина защитной среды, L - линейный коэф. ослабления g-излучения  в этой среде, обусловленный  фотоэффектом, комптоновским рассеянием  и образованием пар. При энергии  фотона меньше 200 кэВ доминирует  фотоэффект. Его вероятность по  мере роста энергии фотона  уменьшается, и основного вклад в L до(1-2) МэВ даёт комптоновское рассеяние. При (3,3-5,0)МэВ для тяжёлых и (15-50) МэВ для лёгких элементов начинается рост L, обусловленный образованием пар. В Р. з. часто применяют массовый коэф. поглощения g-излучения (в см2/г):

 где N - число Авогадро, А - атомный вес, s - сечение процесса. В области, где доминирует комптоновское  рассеяние, m ! const, т. к. Z/Aдля всех  элементов, кроме водорода (Z - ат. номер).

 Рис. 1. Зависимость поглощённой  дозы D от расстояния r до точечного  изотропного источника g-излучения  (= 0,256 МэВ), среда - Н2О.

Для расчёта Р. з. от широкого пучка g-излучения используют понятие  длины релаксации R - толщины вещества, ослабляющей интенсивность излучения  в е раз. Значения R, определяемые экспериментально, зависят от  и Z вещества. Напр., для g-квантов с1 МэВ длина релаксации R составляет (в см): для воды 14,2, для Аl 6,1, для Fe 2,1, для Рb 1,3.

 Геометрия широкого  пучка относится к наиболее важным случаям, в частности, радиационная защита ядерных реакторов. В этом случае происходит накопление рассеянных фотонов (рис. 1), для учёта которого вводится фактор накопления В (энергетич., дозовый и др.). Его определяют экспериментально либо рассчитывают методами теории переноса излучения, напр. Монте-Карло методом, Лапласа преобразованиями. При малой энергии фотонов и больших толщинах защитного слоя, особенно при использовании дешёвых лёгких материалов (напр., Н2О, бетон), В может достигать больших значений (рис. 2).

Рис. 2. Зависимость фактора  накопления В от расстояния до источника  при разных энергиях фотона.

 Особенно важна радиационная защита в случае проникающего нейтронного излучения. Прохождение нейтронов через защитный слой анализируют в основным методом моментов, методом Монте-Карло и численного интегрирования уравнения Больцмана. Ослабление потока быстрых нейтронов в защитном слое происходит из-за упругого (особенно в водородсодержащих веществах: Н20, парафин, полиэтилен, гидриды металлов, бетон) и неупругого рассеяния нейтронов. На достаточно больших расстояниях от плоского источника ослабление пучка с расстоянием происходит экспоненциально. Радиационная защита ядерного реактора отличается тем, что поглощение в защитном слое одного вида частиц, напр. тепловых нейтронов, как правило, сопровождается возникновением g-излучения [ядерная реакция (n, g)]. Так, при поглощении теплового нейтрона ядром водорода образуется фотон с энергией 2,2 МэВ, а в случае более эффективного поглотителя (напр., Cd) на один захваченный нейтрон приходится более 10 фотонов. Оптимальная радиационная защита реактора содержит водородсодержащие вещества или графит, замедляющие быстрые нейтроны до тепловых энергий (см. Замедление нейтронов), и ядра, захватывающие тепловые нейтроны (В, Cd, Gd). На АЭС обычно используют бетон с добавками металлического скрапа и дроби, эффективно ослабляющий как нейтронное, так и g-излучение.

 Радиационная защита  от внутреннего облучения. При  подземной добыче урановых руд  для снижения концентрации Rn и  продуктов его распада применяют  изоляцию выработанных штреков,  вытяжную вентиляцию с интенсивным  отсосом воздуха вблизи мест выделения радиоактивного газа и др. При открытой добыче урановых руд наиболее эффективны очистка воздуха от радиоактивных аэрозолей и подача его в кабину оператора бульдозера, экскаватора или автомашины.

 При работе в атмосфере  радиоактивных газов и аэрозолей при их содержании не более 200 допустимых концентраций (ДК) используют респираторы "Лепесток" (на основе фильтрующей ткани с заряж. волокнами), маски с фильтрующими насадками (сорбенты для улавливания I); при содержании радионуклидов от 200 до 1000 ДК применяют пневмомаски и пневмокостюмы с поддувом чистого воздуха в зону дыхания; при концентрация более 2000 ДК используют изолирующие костюмы и скафандры с автономными системами воздухообеспечения.

 Радиоактивные инертные  газы не концентрируются в  теле человека. Они опасны только  как внешние b- и g-излучатели, их  концентрации достигают опасных  пределов лишь при аварии с  разрушением защитных барьеров  и образованием облака короткоживущих  нуклидов. При переносе такого  облака за пределы т. н. санитарно-защитной  зоны может возникнуть облучение  населения сверх допустимого  предела. Радиационная защита населения сводится к укрытию в подвальных помещениях жилых домов (коэф. ослабления облучения для деревянного дома составляет ~7, для каменного ~40-100).

 Для защиты от короткоживущих  Кг и Хе (см. Целение ядер)используют  газгольдеры. Возникающие при  их распаде дочерние радиоактивные аэрозоли улавливают фильтрацией воздуха. На радиохимимических заводах применяют извлечение Кг и Хе из воздуха методом низкотемпературной дистилляции и адсорбции газов.

 Некоторые органы человека избирательно концентрируют определённые элементы (напр., щитовидная железа - I, костная ткань - Sr). В результате этого в щитовидной железе может накапливаться радионуклид 131I, в костях - 90Sr. Для защиты этих органов применяют йодную профилактику, в пищу вводят Са (для снижения количества Sr в костях), комплексообразователи, стимулирующие выделение радионуклидов (напр., выведение Ри), адсорбенты, ограничивающие поступление радиоактивных веществ в кровь при их заглатывании. Разработаны хим. препараты, снижающие радиобиологические последствия больших доз облучения при введении их до облучения.

 По данным многолетних  наблюдений персонала крупных  ядерных объектов, измеримое содержание  радионуклидов обнаруживается у  3-5% контролируемых лиц. При этом  уровни активности не превышают  сотых долей допустимого содержания  в теле человека.

 Наибольшие источники  радиационной опасности - отвалы  урановых рудников, ядерно-энергетической установки (ЯЭУ) атомных электростанций, хранилища отходов. Не требуют радиационная защита долгоживущие радионуклиды- 85Кr (период полураспада = 10,5 года), 3Н (12,3 года), 14С (5700 лет). В конечном счёте 3Н и 14С с Н2О и СО2 поступают в Мировой океан, 85Кr накапливается в атмосфере. До кон. 20 в. годовая доза облучения населения Земли за счёт этих глобальных радионуклидов не превысит 1 мбэр, т. е. 1% дозы, обусловленной естественным радиационным фоном.

Радиационная защита населения от внутреннего облучения за счёт радиоактивных отходов урановых рудников осуществляется с помощью покрытия отвалов слоем глинистых материалов, посева на них растительности, помещения отходов в выработанные штреки и штольни. Радиационная защита населения, проживающего вблизи крупных ЯЭУ, обеспечивается с помощью многобарьерной системы. Каждый из барьеров- матрица ядерного топлива, герметичная оболочка твэла, герметичный контур первичного теплоносителя, локализующие боксы со спец. вентиляцией и канализацией для петель 1-го контура, установки подавления активности (см. Ядерный реактор)- снижает вероятность выхода накопленных радионуклидов в окружающую среду. На большинстве АЭС радиационное опасное оборудование окружают герметичной защитной оболочкой, которая способна противостоять повышенному давлению паровоздушной смеси, возникающей в случае разрушения 1-го контура и плавления активной зоны. При создании хранилищ отходов высокой уд. активности также используется многобарьерная система: перевод жидких отходов в твёрдую фазу коррозионно-стойкие контейнеры, захоронение в геологических стабильных формациях, изолирование от подпочвенных вод. В случае разрушения хранилища доза облучения населения не превысит сотых долей процента соответствующего предела дозы

2.2 Средства радиационной  защиты персонала

Средства радиационной защиты персонала подразделяются на передвижные  и индивидуальные.

 К передвижным средствам  радиационной защиты относятся:

• большая защитная ширма персонала (одно-, двух-, трехстворчатая) - предназначена для защиты от излучения всего тела человека;
• малая защитная ширма персонала - предназначена для защиты нижней части тела человека;
• малая защитная ширма пациента - предназначена для защиты нижней части тела пациента;
• экран защитный поворотный - предназначен для защиты отдельных частей тела человека, в положении стоя, сидя или лежа;
• защитная штора - предназначена для защиты всего тела; может применяться взамен большой защитной ширмы.

К индивидуальным средствам  радиационной защиты относятся:

• шапочка защитная - предназначена для защиты области головы;
• очки защитные - предназначены для защиты глаз;
• воротник защитный - предназначен для защиты щитовидной железы и области шеи; должен применяться также совместно с фартуками и жилетами, имеющими вырез в области шеи;
• накидка защитная, пелерина - предназначена для защиты плечевого пояса и верхней части грудной клетки;
• фартук защитный односторонний тяжелый и легкий - предназначен для защиты тела спереди от горла до голеней (на 10 см ниже колен);
• фартук защитный двусторонний - предназначен для защиты тела спереди от горла до голеней (на 10 см ниже колен), включая плечи и ключицы, а сзади от лопаток, включая кости таза, ягодицы, и сбоку до бедер (не менее, чем на 10 см ниже пояса);
• фартук защитный стоматологический - предназначен для защиты передней части тела, включая гонады, кости таза и щитовидную железу, при дентальных исследованиях или исследовании черепа;
• жилет защитный - предназначен для защиты спереди и сзади органов грудной клетки от плеч до поясницы;
• передник для защиты гонад и костей таза - предназначен для защиты половых органов со стороны пучка излучения;
• юбка защитная (тяжелая и легкая) - предназначена для защиты со всех сторон области гонад и костей таза, должна иметь длину не менее 35 см (для взрослых);
• перчатки защитные - предназначены для защиты кистей рук и запястий, нижней половины предплечья;
• защитные пластины (в виде наборов различной формы) - предназначены для защиты отдельных участков тела;
• средства защиты мужских и женских гонад - предназначены для защиты половой сферы пациентов.