радиационная защита

РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА - 1) методы ослабления воздействия ионизирующих излучений до допустимого уровня. 2) Комплекс сооружений, снижающий интенсивность излучения источника. Осн. задача Р. з.- обеспечение безопасности как персонала, работающего в полях ионизирующих излучений, так и людей, непроизвольно подвергающихся облучению, за счёт снижения индивидуальных эквивалентных доз ниже предельно допустимых уровней (см. Нормы радиационной безопасности). Проблема Р. з. возникла с открытием рентг. излучения и радиоактивности и до кон. 30-х гг. 20 в. развивалась в связи с задачами обеспечения ра-диац. безопасности персонала медицинских учреждений, применяющего герметичные точечные источники излучений в терапевтич. целях. Впоследствии в ходе работ по созданию ядерного оружия были решены задачи Р. з. работников урановых рудников, газодиффузионных обогатит. заводов (см. Изотопов разделение)и др. предприятий по изготовлению ядерного топлива, а также конструирования многослойной защиты от проникающих излучений мощных ядерных реакторов (g-из-лучение, нейтроны). В дальнейшем сформировалась новая ветвь Р. з.- защита биосферы от воздействия ядерной энергетики, в т. ч. при захоронении отходов высокой удельной активности (напр., отработавших твэлов).

Различают Р. з. при внеш. облучении (обусловлена герметичными источниками вне организма человека) и при внутр. облучении (обусловлена радионуклидами, попадающими в тело человека с загрязнённым воздухом, водой, пищей или через кожу).

Для описания переноса проникающего излучения в веществе используют ур-ние Больцмана. Его решения при разл. граничных условиях (бесконечная и полубесконечная 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 (флюенс ),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 Р. з. от узкого пучка g-излуче-ния 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 осн. 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 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, 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 Р. з. в случае проникающего нейтронного излучения. Прохождение нейтронов через защитный слой анализируют в осн. методом моментов, методом Монте-Карло и численного интегрирования ур-ния 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. Р. з. 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 эфф. поглотителя (напр., Cd) на один захваченный нейтрон приходится более 10 фотонов. Оптимальная Р. з. 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 металлич. 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 радиоакт. газа и др. При открытой добыче урановых 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 ткани с заряж. волокнами), маски с фильтрующими насадками (сорбенты для улавливания I); при содержании радионуклидов от 200 до 1000 ДК применяют пневмомаски и пневмокостю-мы 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. Р. з. 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 радиоакт. аэрозоли улавливают фильтрацией воздуха. На радиохим. заводах применяют извлечение Кг и Хе из воздуха методом низкотемпературной дистилляции и адсорбции газов.

Нек-рые органы человека избирательно концентрируют определ. 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 радиоакт. веществ в кровь при их заглатывании. Разработаны хим. препараты, снижающие радиобиол. 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-энергетич. установки (ЯЭУ) атомных электростанций, хранилища отходов. Не требуют Р. з. 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 естеств. радиац. фоном.

Р. з. населения от внутр. облучения за счёт радио-акт. отходов урановых рудников осуществляется с помощью покрытия отвалов слоем глинистых материалов, посева на них растительности, помещения отходов в выработанные штреки и штольни. Р. з. 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 радиаци-онно опасное оборудование окружают герметичной защитной оболочкой, к-рая способна противостоять по-выш. 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 (остекловы-вание, получение керамики), коррозионно-стойкие контейнеры, геохим. барьеры вокруг контейнеров, захоронение в геологически стабильных формациях, изолирование от подпочвенных вод. В случае разрушения хранилища доза облучения населения не превысит сотых долей процента соответствующего предела дозы (см. Нормы радиационной безопасности).

Эффективность Р. з. населения (рис. 3) высока для ядерных установок (дополнит. годовая доза облучения не более 1 мбэр), в то же время Р. з. при медицинском использовании источников ионизирующих излучений недостаточна (годовая доза приближается к дозе, обусловленной естеств. радиац. фоном).

Рис. 3. Относительный вклад различных источников радиации в дозу облучения населения Земли.

Лит.: Гольдштейн Г., Основы защиты реакторов, пер, с англ., М., 1961; Машкович В. П., Защита от ионизирующих излучений, 3 изд., М., 1982; Защита от ионизирующих излучений, под ред. Н. Г„ Гусева, 2 изд., т. 1-2, М., 1980-83.

Ю. В. Сивинцев,

   <<      Предметный указатель      >>