Тема 6 (частина 2). Використання радіонуклідів та джерел іонізуючого опромінення в промисловості та сільському господарстві. Розрахунок захисту від дії іонізуючого опромінення.

Питання теми та основні терміни

Ø Захист від a-опромінення.

Ø Захист від b-опромінення.

Ø Захист від g-опромінення.

Ø Характеристика захисних матеріалів.

Основні терміни теми: радіонукліди, радіоактивні атоми, період напіврозпаду, активність радіонукліду, фонове опромінення, захист, альфа, бета, гама-випромінювання, шар половинного ослаблення, захисні матеріали.

Інформаційні матеріали теми

Використання радіонуклідів та джерел іонізуючого опромінення в промисловості та сільському господарстві.

Частина 2. Розрахунок захисту від дії іонізуючого опромінення

Проблемна ситуація. При побудові різноманітних захисних інженерних споруд є необхідність розраховувати товщину відповідних матеріалів, щоб зменшити потужність дози випромінювання.

При уже існуючих інженерних спорудах можливе зворотне рішення завдань. А саме, спеціаліст повинен вміти розрахувати максимальне джерело випромінювання, яке допустимо експлуатувати в створених умовах.

Вплив на людину іонізуючої радіації може бути:

1) зовнішнім;

2) внутрішнім  ;

3) комбінованим.

Розрахунок захисту від іонізуючого випромінювання - це складний процес, який вимагає знань механізму впливу радіації, правильного вибору найбільш ефективних захисних матеріалів.

1. н.п. Захист від - опромінення

Захист від a- опромінення найбільш простий (пробіг в повітрі не більше 10 см). Встановлено ряд емпіричних залежностей між пробігом a- частинки (см) в повітрі та енергією цього випромінювання (МеВ).

Для розрахунків в повітрі приймають формулу Гейгера ( :

 .

Для іншої речовини з атомною масою А- формула Брега:

 ,

де Е- енергія МеВ;

р- щільність речовини, г/см .

Роговий шар шкіри (100 мкм), який нечутливий до дії a-частинок повністю поглинає - частинки.

2. н.п. Захист від -опромінювання

Для захисту персоналу від b-опромінювання всі операції з радіонуклідами проводяться за екраном або у захисних шафах. Розрахунок товщини не представляє тяжкої задачі, але необхідно мати на увазі  виникнення гальмівного (тормозного) випромінювання, яке може значно збільшити дозу. Для вибору екрану необхідно використати речовину з невеликим атомним номером  органічне скло, пластик, алюміній, при невеликих енергіях використовують залізо, мідь.

У розрахунку використовують емпіричні формули:

Максимальний пробіг в алюмінії b- частинок (масовий пробіг):

 ,  .

 ,  .

 ,   .

Лінійний пробіг:

 .

 .

Для приблизної оцінки лінійного пробігу b-частинок у повітрі використовують формулу:

 ,см.

ослаблення швидкості потоку відбувається за експоненційним законом.

 

де  - щільність потоку b-частинок, падає на екран, част./см  ;

  - щільність потоку b- частинок за шаром поглинача, част./см ;

 - масовий коефіцієнт ослаблення, см /г;

d- товщина захисту, г/см .

Шар половинного ослаблення  .

 

 ,г/см .

3. н.п. Захист від -опромінення

Захист від g-опромінення може бути здійснений, відстанню та поглинаючим екраном.

За умов відсутності захисних екранів.

 

 

 

 

де А- активність джерела, в мкм;

Г- гама-постійна радіонукліду,  /(год ).

За гранично допустиму дозу опромінення персоналу (категорія А)прийнята еквівалентна доза 5 бер/рік. Допустима тижнева доза –100 мбер, звідси допустима потужність дози  (ДПД), мбер/год:

РДПД = Д/t = 100/t,

де t- кількість годин роботи персоналу на добу, год.

t = 36 год.

 

При проектуванні захисту приймаємо:

 =2,8 мбер/год, якщо час роботи менше 18 год/добу.

 =1,4 мбер/год, якщо є постійне перебування протягом робочого дня.

Коефіцієнт якості Q для g-опромінення »1, тому в подальшому 1Р = 1бер.

 

Допустимий час роботи:

 ,

ДДД=100 мбер- допустима добова доза.

 ,

Рвимір – виміряна приборами потужність дози, мР/год.

Приблизний розрахунок за шарами половинного ослаблення.

Кратність ослаблення g-опромінення:

К = Д/ДДД  або  К = Р/РДРД,

де Д,Р- виміряні (або розрахункові) значення дози або потужності дози;

ДДД, РДПД- допустима доза чи допустима потужність дози.

Товщина захисту:

 

де n- число шарів половинного ослаблення.

К       2          4          8            16        32        ~64    ~125    ~250    ~500    ~1000

n        1          2          3          4          5          6          7          8          9            10

 

 4. н.п. Характеристика захисних матеріалів

При виборі захисних матеріалів від радіаційного опромінювання основними факторами є:

- вартість;

- маса;

- об’єм.

Під захисними властивостями розуміють їх уповільнюючу та поглинаючу здатність випромінювання.

Для захисту від g- опромінення використовують матеріали: Pb, Fe, бетон, залізобетон, воду, свинцеве скло, менше використовують U, Bi, тантал та інші важкі метали.

Для уповільнення швидкості нейтронів до теплових: речовини з малим значенням Z (атомним номером): вода, важка вода, бетон, парафін, поліетилен, пластмаси. Для їх поглинання використовують бор і матеріали з добавкою бору.

Вода. Найбільш розповсюджений і доступний матеріал, який використовується для уповільнення швидких нейтронів і як захисний матеріал. Як правило використовують бороновану воду (протони g-опромінення).

Бетон. Добрий уповільнювач і поглинач швидких нейтронів, поглинає g-промені. Містить цемент, пісок, гравій. Використовують в стаціонарних захисних пристроях.

Pb. Найбільш розповсюджений матеріал проти g-опромінення. Використовують для блочних захисних екранів. Недоліки - мала міцність.

Залізо, сталь. матеріал для виготовлення корпусів для реакторів. Сталь більш ефективна, ніж Pb у нейтронному захисті. Недоліки-здатність активуватись з утворенням радіонукліду. Має місце захватне випромінювання для зниження якого використовують добавки бору. Із сталі виготовляють бокси, шафи, інше обладнання для захисту від g-опромінення.

Органічні сполуки. (Парафін, поліетилен, фторопласти) добре уповільнюють швидкі нейтрони.

Практична частина.

Задача 1.

У скільки разів пробіг в повітрі альфа-частинки з енергією 5,15 МеВ буде більше пробігу альфа-частинки з енергією Еа=4,18 МеВ.

 см.

 см.

 рази.

Задача 2.

Визначити пробіг альфа-частинки Pu в біологічній тканині. При розрахунку прийняти атомну масу біологічної тканини А=15,7, а її щільність 1 г/см 

 

Задача 3.

Оцінити пробіг b-частинок  (  в повітрі (з=0,00129 г/см ) і біологічній тканині.

 см.

 .

 .

Узагальнення. Розрахунок захисту  від a-опромінення, b-опромінення та -опромінення це складний процес, але дуже необхідний для виконання інженерних розрахунків щодо безпеки людей.

Наукові дослідження щодо захисних матеріалів є перспективними, оскільки, людство не готове відказатися від ядерної енергетики та інших видів використання радіонуклідів у виробництві і сільському господарстві.

Література для самоосвіти: 3, 9.

Питання для самоконтролю:

1. У чому полягає захист від a-опромінення? Які аналітичні залежності використовуються при розрахунку?

2. У чому полягає захист від b-опромінення? Які аналітичні залежності використовуються при розрахунку?

3. У чому полягає захист від g-опромінення? Які аналітичні залежності використовуються при розрахунку?

4. Які захисні матеріали використовуються при захисті від g-опромінення? Що є основними характеристиками захисних матеріалів?

5. Що таке шарами половинного ослаблення? Які аналітичні залежності використовуються при розрахунку?

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21  Наверх ↑