7.2 Элементы расчетов радиационной защиты

7.2.1 Расчет защиты от альфа- и бета-излучения

Для расчета защиты от альфа- и бета-излучения обычно достаточно определить максимальную длину пробега, которая зависит от их начальной энергии, а также от атомного номера, атомной массы и плотности поглощающего вещества,

Как уже было сказано ранее, необходимость решать вопросы защиты от альфа-излучения на АЭС возникает крайне редко, кроме того, из-за малой длины пробега защита от внешнего альфа-излучения вообще не представляет трудностей. На тот случай, если такая необходимость все-таки появится, предлагаем воспользоваться дня расчета длины пробега альфа-частиц в воздухе с энергией Е_a = 3 ÷ 8 МэВ следующей приближенной эмпирической фор­мулой:

7.2.2 Расчет защиты от фотонного излучения

В практике работы на АЭС встречаются источники гамма-излучения раз­личной конфигурации и размеров. Мощность дозы от них может быть измерена соответствующими приборами или рассчитана математически. В общем случае мощность дозы от источника определяется полной или удельной активностью, испускаемым спектром и геометрическими условиями — размерами источника и расстоянием до него. Кроме того, расчет может выполняться как с учетом, так и без учета самопоглощения, т.е. поглощения гамма-излучения материалом источника.

Простейшим типом гамма-излучателя является точечный источник. Он пред­ставляет собой такой гамма-излучатель, для которого без существенной потери точности расчета можно пренебречь его размерами и самопоглощением излучения в нем. Практически можно считать точечным источником лю­бое оборудование, являющееся гамма-излучателем на расстояниях, более чем в 6—8 раз превышающих его размеры.

Для точечного источника активностью А, мкКu, гамма-постоянная ко­торого Г, Р•см²/(ч • мКи), мощность дозы на расстоя­нии l, см, от источника можно определить по формуле:

M_д = А•Г/l²

или, если активность источника А выражена в мг-экв Ra, по формуле:

M_д=А•8,4/l²

Для расчета защиты от фотонного излучения удобно пользоваться универсальными таблицами расчета толщины в зависимости от кратно­сти ослабления и энергии гамма-квантов. Такие таблицы приведены в книге «Справочник по радиационной безопасности. В.Ф. Козлов, М.-Энергоатомиздат, 1999, стр.360 - 367 для защиты из воды, бетона, железа свинца и вычислены на основании формулы ослабления в вещест­ве широкого пучка фотонов от точечного источника с учетом фактора накопления.

Кратность ослабления излучения k представляет собой отношение измеренной или рассчитанной дозы X (мощности дозы M_Д) без защиты к предельно допустимой дозе Хпд (мощности дозы Мдмд) в той же точке за защитным экраном толщиной х:

k (х, Е_γ) = Х / Хпд = M_Д / Мдмд

При определении по универсальным таблицам необхо­димой толщины защитного слоя данного материала х (см), следует знать энергию фотонов Еу (Мэв) и кратность ослабления излучения k.

На ряде типичных примеров покажем, как должен выполняться расчет защиты от фотонного излучения с помощью универсальных таблиц (изме­нение фактора накопления от взаимного положения источника, защиты и детектора при этом не учитывалось).

Полезно знать, что слой половинного ослабления для свинца равен 1,3 см, для свинцового стекла — 2,1 см. Покажем на нескольких примерах, как по слоям половинного ослаб­ления рассчитать толщину защиты.

Пример 3. Рассчитать толщину свинцового экрана, чтобы снизить ин­тенсивность гамма-излучения в 4000 раз.

Решение. Число слоев половинного ослабления, соответствующее крат­ности ослабления k= 4000 = 4 • 1000, равно 2 + 10=12 слоев. Толщина свинцового экрана равна 1,3 • 12 = 15,6 см.

Пример 4. Определить толщину защиты из свинцового стекла для того, чтобы уменьшить мощность эквивалентной дозы 6,0 бэр/ч до допустимого значения для персонала категории А при 36-часовой рабочей неделе.

Определение безопасных условий работы с источниками ионизирующих излучений можно выполнять с помощью номограмм, которые представ­ляют собой графическое изображение зависимости дозы от времени ра­боты при разной мощности дозы или продолжительности работы от из­меренной мощности дозы при заданной дозе облучения и др. Кроме но­мограмм, которые приводятся в литературе, можно самостоятельно изго­товлять любые номограммы, необходимые в постоянной работе дозимет­рической службы.