При хранении и транспортировке радиоактивных веществ
Для кратковременного хранения альфа-, бета- и гамма-источников используются стационарные (конструктивно связанные со зданием) и нестационарные (для гамма-источников) сейфы, стенки которых изготавливаются из свинца, чугуна, стали и др.
Хранилища устраиваются на уровне нижних отметок здания и оборудуются устройствами (сейфами, колодцами, нишами), ослабляющими излучения до допустимых уровней.
Хранение радиоактивных веществ в лаборатории разрешается в количествах, не превышающих суточной потребности, в сейфе под вытяжной вентиляцией.
При транспортировке (перевозке, переноске) радиоактивных веществ должны быть исключены их разливание и просыпание. Для этого используются контейнеры, упакованные в тару.
3.6.10. Средства индивидуальной защиты
Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от попадания радиоактивных загрязнений на кожу тела работающих и внутрь организма, а также от альфа- и бета-излучений.
Для защиты всего тела применяется спецодежда в виде халатов, шапочек, резиновых перчаток и др. При работах с изотопами большой активности (>10 мКи) применяются комбинезоны, спецбелье, пленочные хлорвиниловые фартуки и нарукавники, клееночные халаты, тапочки или ботинки, для защиты рук — перчатки из просвинцованной резины, для защиты ног — специальная пластиковая обувь.
Для защиты глаз применяются очки, стекло которых может быть обычным (при альфа- и мягких бета-излучениях); органическим (при бета-излучениях высоких энергий); свинцовым или с фосфатом вольфрама (при гамма-излучениях); с боросиликатом кадмия или фтористыми соединениями (при нейтронном облучении) и др.
При содержании радиоактивных веществ в паро-, газо- или пылевидном состоянии для защиты от них применяются очки закрытого типа с резиновой полумаской.
Для защиты органов дыхания применяются респираторы или шланговые приборы (противогазы), пневмокостюмы и пневмошлемы.
Для предотвращения или частичного ослабления воздействия радионуклидов, попавших в организм, а также для предупреждения отложения их в организме и ускорения выведения рекомендуются такие меры, как промывание желудка и кишечника, использование адсорбентов, веществ для замещения радионуклидов или комплексообразо- вания с последующим ускоренным их выведением из организма (сернокислый барий, глюконат кальция, хлористый кальций, хлористый аммоний, пентацин, йодная настойка или йодистый калий и др.).
Защитное экранирование
При проектировании и расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности ослабления.
Расчет защитных экранов основывается на особенностях и закономерностях взаимодействия различных видов излучения с веществом.
Для защиты от альфа-частиц необходимо, чтобы толщина экрана da превышала длину пробега альфа-частиц Ra в данном материале экрана (da>RJ.
Пробег альфа-частиц с энергией 4-7 МэВ в воздухе при температуре + 15°С и давлении 760 мм рт. ст. определяется по формуле
Ка -0,318-Е^2 см,
где Еа — энергия альфа-частиц, МэВ.
ПриЕ <4 МэВ, R = 0,56 • Е.
г а ' ва ' а
Пробег альфа-частиц с энергией 4-7 МэВ в веществе, отличном от воздуха х, определяется по формуле
Rxa = К—J?- = У78 •10-4 см,
Р, \Атзд р,
где А — относительная атомная масса вещества; р — плотность данно-
Д" X
го вещества, г/см3.
Для защиты от внешнего облучения альфа-частицами обычно применяют тонкую металлическую фольгу (20-100 мкм), стекло, плексиглас или несколько сантиметров воздушного задора.
Для защиты от бета-излучений применяют экран из материалов с малым атомным весом (алюминий, оргстекло, полистирол и др.), так как при прохождении бета-излучений через вещество возникает вторичное излучение, энергия которого увеличивается с ростом атомного номера материала.
При высоких энергиях бета-частиц (> 3 МэВ) применяют двухслойный экран, наружный слой которого выполняется из алюминия, а внутренняя облицовка изготавливается из материалов с малым атомным номером (с целью уменьшения первоначальной энергии электронов).
Толщина слоя различных материалов для поглощения бета-излуче- ния определяется также максимальным пробегом бета-частиц.
Максимальные пробеги бета-частиц в воздухе и алюминии можно определить из следующих соотношений соответственно:
ЯРвозд=400.£макс,См;
Яр™ = 2 • Еижс, СМ,
где £шкс — максимальная энергия бета-частиц, МэВ.
Ослабление бета-излучения источников с разной максимальной энергией электронов непрерывного бета-спектра происходит по экспоненциальному закону:
Пх= Пехр(-рх) = Поехр[-(0,693/Д)л],
где Пг — плотность потока частиц за слоем поглотителя толщиной х; По — плотность потока без поглотителя; р — линейный коэффициент ослабления; Д — слой вещества, который вдвое ослабляет интенсивность пучка бета-частиц (слой половинного ослабления).
Для алюминия установлена эмпирическая связь между слоем половинного ослабления А и максимальной энергией электронов бета-спектра £ :
1 .муке
А = 0,0115-iE-1
Г 1,33 ~макс'
Для других материалов слой половинного ослабления А (г/см2) можно определить в зависимости от £ по формуле
A = 0,095(Z/4)-£fKC.
При проектировании защитного экранирования от нейтронов выбирают вещества с малым атомным номером (вода, полиэтилен, парафин, органические пластмассы и др.), так как при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона.
Ослабление узкого пучка нейтронов тонким слоем вещества происходит по экспоненциальному закону
Ф,. =ф0ехр(-N-а, -х)
где фо и фт — плотность потока нейтронов до и после прохождения ими вещества толщиной x;N— число ядер в 1 см3вещества; at — суммарное атомное эффективное сечение взаимодействия нейтронов с ядрами, представляющее собой сумму сечений всех возможных видов взаимодействия: а — упругого рассеяния; а — неупругого рассеяния; с. — радиационного захвата; ст , аа и т. п. — ядерных реакций, в том числе af— реакции деления ядер.
При защите от нейтронного излучения необходимо учитывать, что процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены. Средняя потеря энергии при упругом рассеянии максимальна на легких ядрах (например, водороде) и минимальна на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии возрастает на тяжелых ядрах и с увеличением энергии нейтрона. Тепловые нейтроны диффундируют через защиту до тех пор, пока не будут захвачены или не выйдут за ее пределы, поэтому важно обеспечить быстрое поглощение тепловых нейтронов посредством выбора наиболее эффективных поглотителей. После захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает гамма-излучение, которое необходимо ослабить. Таким образом, защита от нейтронов должна иметь в своем составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой атомной массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабления от захватного гамма-излучения, элементы с высоким эффективным сечением поглощения тепловых нейтронов.
Закон ослабления дозы нейтронов слоем вещества (отличного от водорода), помещенного в однородную водородсодержащую среду (например, воду), может быть представлен выражением
Д(Р,д:) = Д]1№х)ехр(-Еьш-х), где R(R, х) — доза на расстоянии R от источника; H(R, х) — доза при отсутствии ослабляющего слоя; Епыв — макроскопическое сечение выведения; х — толщина слоя вещества (пластины).
Для защиты от гамма-лучей применяются экраны из металлов высокой плотности (свинец, висмут, вольфрам), средней плотности (нержавеющая сталь, чугун, медные сплавы) и некоторые строительные материалы (бетон, баритобетон и др.).
Ослабление гамма-излучения в веществе происходит по экспоненциальному закону. Для параллельного узкого пучка, состоящего из гамма-квантов, одинаковой энергии Е интенсивность излучения /. на глубине х поглощающего слоя будет равна:
[г = / ехр(-]хг),
где 1п = Л^ ■ Et — начальная интенсивность гамма-излучения (здесь N — число .гамма-квантов энергией Е, проходящих в единицу времени через единицу площади поверхности, перпендикулярной потоку излучения при х = 0; ц — коэффициент ослабления.
Для расчета защиты от широкого пучка гамма-излучения от точечного моноэнергетического источника можно использовать соотношение
R Y ( R \2 (
—— Iaexp{-[Lx)B= —— /„ехр -0,6< R+x R+x А
V
где R — расстояние от источника до поверхности ослабляющей среды; В — фактор накопления, зависящий от энергии гамма-излучения, материала и толщины вещества; А — слой половинного ослабления.
В практике расчета защиты от гамма-излучения широко применяются универсальные таблицы, позволяющие определить толщину защиты по заданному уменьшению мощности дозы, а при известной толщине защиты легко найти кратность ослабления излучения и определить допустимое время работы за защитой или допустимое значение активности источника. По этим таблицам определяют также дополнительную защиту к уже существующей, требуемый набор толщины слоев различных материалов, линейные или массовые эквиваленты отдельных защитных материалов, слои полуослабления в различных интервалах толщины материала и др. Однако указанные таблицы пригодны только для моноэнергетических источников гамма-излучения. В тех случаях, если источник имеет сложный спектр из лучения, расчет толщины защиты, обеспечивающий необходимую кратность ослабления, ведут методом «конкурирующих» линий.
При защите от рентгеновского излучения толщина защитного экрана d определяется необходимой степенью ослабления мощности дозы облучения:
Р. = Р - е-»',
(I о '
где Р(1 — доза за защитным экраном, Р/мин; Ро — мощность дозы без экрана; |i — линейный коэффициент ослабления, Р/мин.
Для экранирования от рентгеновского излучения используются такие материалы, как свинец, бетон, свинцовое стекло и др.
Защита от мягкого рентгеновского излучения от установок I и IIгрупп (соответственно используемого и неиспользуемого рентгеновского излучения) должна конструктивно входить в состав установок и обеспечивать необходимое ослабление.
В отдельных случаях, когда по характеру выполняемых работ использование стационарной защиты затруднено, допускается обеспечение защиты путем использования переносных защитных ширм, экранов, а также средств индивидуальной защиты (защитные фартуки, рукавицы, щитки и др.).
Расчет защиты установок необходимо проводить исходя из наиболее жестких условий их эксплуатации, т. е. из максимальных значений анодного напряжения и силы тока.
В целях защиты высоковольтные электронные приборы или вся установка, генерирующие мягкое рентгеновское излучение, помещаются в металлические кожухи, шкафы или блоки.
При напряжении на электродах электровакуумных приборов до 60 кВ экраны должны изготавливаться из стальных, свинцовых или алюминиевых щитов толщиной 5 мм, просвинцованного стекла толщиной 3 мм или специальной резины.
Смотровые окна в металлических экранах должны закрываться про- свинцованным стеклом толщиной 8 мм или плексигласом толщиной 30 мм.
При расчете толщины защитных устройств рекомендуется вводить двукратный запас добротности защиты, т. е. увеличивать расчетное значение на один слой половинного ослабления.
Для повышения защищенности организма от ионизирующих излучений и снижения тяжести клинического течения лучевой болезни большое распространение на практике получили различные лекарственные препараты или радиопротекторы, которые вводятся в организм перед облучением и присутствуют в нем во время облучения (например, РС-1, Б-190, РДД-77 и др.).
Глава 4
Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском по сайту:
©2015 - 2024 stydopedia.ru Все материалы защищены законодательством РФ.
|