Физическая энциклопедия Том 4 - Порохов А.М.
Скачать (прямая ссылка):
Различают Р. з. при виеш. облучении (обусловлена герметичными источниками вне организма человека) и ари виутр. облучении (обусловлена радионуклидами, попадающими в тело человека с загрязнённым воздухом, водой, пищей или через кожу).
Для описания переноса проникающего излучения в веществе используют ур-иие Больцмана. Его решения при разл. граиичиых условиях (бесконечная н пол у бесконечная среда, сферич. и плоский барьер в воздухе и др.), упрощённые до инженерных ф-л, — осн. метод расчёта Р. з. от проникающих излучений. При описании взаимодействия излучения с веществом важны интенсивность потока излучения (флюепс), плотность потока, поглощённая энергия (см. Доза излучения) и др.
Радиационная защита от внешнего воздействии а- н
ft-частиц обеспечивается малыми толщинами поглотителя: для полного поглощения а-частиц с макс. пробегом — 8-9 см воздуха достаточен лист бумаги, для ft-частиц с макс. пробегом до 1 м воздуха достаточен слой Al толщиной 5—7 мм. В случае -у-излучения каждый акт рассеяния сопровождается выведением фотона из пучка. Для расчёта Р. з. от узкого пучка у-излучения используют Ламберта закон:
](t)~/0 exp (-Lt).
(«)
N
(2)
где дг — число Авогадро, А — атомный вес, а — сечение процесса. В области, где доминирует комптонов-ское рассеяние, p. «const, т. к. ZfAж V2 для всех элементов, кроме водорода (Z — ат. номер).
Полная доза
Рис. 1. Зависимость поглощённой дозы D от расстояния г до точечного изотропного источника v-излучения (А — 0,256 МэВ), среда — H1O.
Для расчёта Р. з. от широкого пучка -у-излучения вспользуют понятие длины ре лаксации R — толщины вещества, ослабляющей интенсивность излучения в е раз. Значения /?, определяемые экспериментально, зависят от ^ и Z вещества. Напр., для -у-квантов с * * 1 МэВ длина релаксации R составляет (в см): для воды 14,2, для Al 6,1, для Fe 2,1, для Pb 1,3.
Геометрия широкого пучка относится к наиб, важным случаям, в частности, Р. з. ядерных реакторов. В этом случае происходит накопление рассеянных фотонов (рис. 1), для учёта к-рого вводится фактор накопления В (энергетич., дозовый и др.). Его определяют экспериментально либо рассчитывают методами теории переноса излучения, иапр. Монте-Карло методом, Лапласа преобразованиями. При малой энергии фотонов / и больших толщинах защитного слоя, особенно при использовании дешёвых лёгких материалов (иапр., H2O, бетон), В может достигать больших значений (рис. 2).
В
Рис. 2. Зависимость фактора накопления В от расстояния г до источника при разных энергиях фотона.
Здесь /„ — нач. интенсивность излучения, t — толщина защитной среды, L — линейный коэф. ослабления у-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 осн. вклад в L до J ss (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 у-излучения (в см2/г):
Особенно важна Р. з. в случае проникающего нейтронного излучения. Прохождение нейтронов через защитный слон анализируют в осн. методом моментов, методом Моите-Карло и численного интегрирования ур-ния Больцмана. Ослабление потока быстрых нейтронов в защитном слое происходит из-за упругого (особенно в водородсодержащих веществах: H2O, парафин, полиэтилен, гидриды металлов, бетон) и неупругого рассеянпя нейтронов. На достаточно больших расстояниях от плоского источника ослабление пучка с расстоянием происходит экспоненциально. Р, з. ядерного реактора отличается тем, что поглощение в защитном слое одного вида частиц, иапр. тепловых нейтронов, как правило, сопровождается возникновением у-излучения [ядериая реакция (п, *у)]. Так, при поглощении теплового нейтрона ядром водорода образуется фотон с энергией 2,2 МэВ, а в случае более эфф. поглотителя (иапр., Cd) на один захваченный нейтрон приходится более 10 фотонов. Оптимальная Р. а. 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 исполь-зуют бетон с добавками металлич. скрапа и дроби, эффективно ослабляющий как нейтронное, так и ¦у-излу-чеиие.
Радиационная защита от внутреннего облучении.
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 выделении радиоакт. газа и др. При открытой добыче урановые руд наиб, эффективны очистка воздуха от радиоакт. аэрозолей и подача его в кабину оператора бульдозера, экскаватора или автомашины.
При работе в атмосфере радиоакт. газов и аэрозолей при их содержании не более 200 допустимых концентраций (ДК) используют респираторы «Лепесток» (на основе фильтрующей ткаии с заряж. волокнами), маски с фильтрующими насадками (сорбенты для улавливания I); при содержании радионуклидов от 200 до 1000 ДК применяют пневмомаски и пиевмокостю-мы с поддувом чистого воздуха в зону дыхания; цри
