Защита от ионизирующих излучений

Для защиты от ионизирующих излучений применяются средства коллективной и индивидуальной защиты.

Классификация средств коллективной защиты от ионизирующего излучения дана в ГОСТ 12.4.120–83* «ССБТ. Средства коллективной защиты от ионизирующих излучений. Общие технические требования» и приведена на рис. 96.

Средства коллективной защиты должны исключать непосредственный контакт персонала с радиоактивными веществами или уменьшать воздействие ионизирующих излучений на работающих до допустимых уровней. Они должны быть устойчивыми к механическим, химическим, температурным и атмосферным воздействиям; обладать стойкостью к применяемым веществам, реактивам, десорбирующим кислым и щелочным растворам и иметь гладкую поверхность и влагостойкие слабосорбирующие покрытия, облегчающие удаление радиоактивных загрязнений.

Наиболее широко используемым средством коллективной защиты от ионизирующего излучения является экранирование. Под термином «экран» понимают передвижные или стационарные оградительные устройства (например, щиты), предназначенные для поглощения или ослабления ионизирующего излучения. Экранами служат также стенки сейфов для хранения радиоактивных изотопов, стенки боксов, защитных камер и др. (рис. 97)

Рис. 96. Классификация средств коллективной защиты от ионизирующих излучений

Эффективность экранов определяется, в первую очередь, материалом, из которого они выполнены, и толщиной.

Выбор материала для защитного экрана производится с учетом защитных и механических свойств, плотности и стоимости. Защитные свойства экрана определяются, прежде всего, преобладающим видом излучения.

Для защиты от альфа-излучения достаточен слой воздуха в несколько сантиметров, т.е. небольшое удаление от источника. Применяют также тонкую фольгу, лист бумаги, экраны из плексигласа и стекла, толщиной в несколько миллиметров.

Бета-частицы, так же как альфа-частицы, обладая очень высокой плотностью ионизации, теряют свою энергию и поглощаются в сравнительно тонких слоях вещества. Однако они при прохождении через вещество расходуют свою энергию не только на ионизационные, но и радиационные потери, заключающиеся в торможении бета-частиц внешним полем ядер или электронов поглотителя, приводящим к образованию тормозного излучения. В связи с этим экраны для защиты от бета-излучения изготавливают из материалов с малой атомной массой (например, алюминия), которые дают наименьшее тормозное излучение.

Защитные свойства материалов от нейтронного излучения определяются их замедляющей и поглощающей способностью, степенью активации.

Быстрые нейтроны наиболее эффективно замедляются веществами с малым атомным номером. К таким материалам относятся графит, а также водородосодержащие вещества (легкая и тяжелая вода, пластмассы, полиэтилен, парафин). Защита из воды конструктивно выполняется в виде секционных баков из стали и других материалов.

Рис. 97. Конструкции защитных устройств:
а – экран из органического стекла (1 – смотровое окно; 2 – подставка); б – сейф стационарный стенной
защитный (1 – стальной шкаф; 2 – свинцовая дверь с замком); в – экран настольный передвижной с двумя захватами (1 – боковые стенки; 2 – передняя стенка; 3 – смотровое окно; 4 – захваты); г – сейф стационарный стенной защитный поворотный (1 – дверца с замком; 2 – кожух; 3 – указатель; 4 – маховик; 5 – барабан);
д – бокс защитный перчаточный на одно рабочее место (1 – корпус бокса; 2 – перчатки; 3 – смотровое окно; 4 – тягонапоромер; 5 – вытяжной фильтр; 6 – форкамера; 7 – подставка); е – передвижной экран
для защиты от радиоактивных измерений (1 – смотровое окно; 2 – манипуляторы; 3 – механизм передвижения)

Для эффективного поглощения тепловых нейтронов применяются соединения с бором – борная сталь, бораль, борный графит, карбид бора, а также кадмий, бетон (на лимонитовых и других рудах).

Гамма-излучение наиболее эффективно ослабляется материалами с большим атомным номером и высокой плотностью (свинец, сталь, бетон на магнетитовых рудах, свинцовое стекло).

Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-излучения используют смеси тяжелых материалов с водой или водородосодержащими материалами, а также экраны, состоящие из нескольких слоев из тяжелых и легких материалов (свинец-полиэтилен, железо-вода и др.).

Толщина защитных экранов из различных материалов определяется в первую очередь интенсивностью излучения, расстоянием персонала от источника и временем пребывания в зоне воздействия излучения.

Для определения толщины защиты от фотонного излучения на практике широко применяются универсальные таблицы, построенные на основании расчетных и экспериментальных данных. Входными параметрами этих таблиц являются энергия фотонов Е и кратность ослабления k,под которой понимают отношение эквивалентной дозы или мощности эквивалентной дозы при отсутствии защиты к аналогичным величинам за защитным экраном толщиной d (табл. 33).

Таблица 33

Толщина защитного экрана d из различных материалов, см

k	Энергия гамма-излучения, МэВ
0,1	0,5	1,0	2,0	4,0	10,0
Бетон (ρ = 2,3 г / см 3)
1,5	2,6	8,2	8,5	8,81	10,0	11,7
	8,2	25,8	29,9	37,6	47,5	54,0
	11,5	39,9	50,5	65,7	84,5	105,1
	15,5	55,2	70,4	92,7	120,9	155,0
105	30,5	82,8	106,8	144,4	191,4	248,9
107	64,0	110,3	142,0	194,9	259,4	340,5
Железо (ρ = 7,8 г / см 3)
1,5	0,5	1,8	2,3	2,5	2,5	2,2
	2,1	6,2	8,5	11,0	12,5	12,0
	3,8	10,2	14,7	19,7	23,4	23,6
	5,0	14,7	20,4	28,0	33,7	35,2
105	8,5	22,7	31,8	43,5	53,0	57,7
107	11,6	30,5	42,4	58,6	72,8	79,3
Свинец (ρ = 11,3 г / см 3)
1,5	0,05	0,2	0,8	1,2	1,2	0,9
	0,3	1,6	3,8	5,9	6,4	4,2
	0,5	3,0	7,0	11,3	12,1	8,7
	0,7	4,4	10,2	16,5	17,8	13,3
105	1,15	7,2	16,5	26,2	28,9	22,9
107	1,7	10,1	22,5	35,8	39,9	32,5
Вольфрам (ρ = 19,3 г / см 3)
1,5	0,04	0,28	0,70	1,00	0,8	0,5
	0,21	1,1	2,4	3,8	4,1	2,9
	0,38	2,1	4,5	7,0	8,0	5,7
	0,52	3,0	6,5	10,2	11,9	8,7
105	0,83	5,0	10,7	16,6	19,5	14,6
107	1,2	7,0	14,9	22,8	27,0	20,5

Для определения толщины защиты от нейтронов на практике широко применяются номограммы. На рис. 98,а показана номограмма первого типа, связывающая мощность данного источника s ₀, расстояние от источника до точки детектирования R и толщину водной защиты d. Номограмма построена для продолжительности облучения 36 часов в неделю и предельно допустимой дозы для персонала, равной 1 мЗв/неделя.

На рисунке 98,бприведена номограмма второго типа, которая показывает зависимость кратности ослабления k от толщины водной защиты для различных источников нейтронов.

a) б)

Рис. 98. Номограмма: а – для расчета водной защиты от нейтронов Ро-α-Ве-источника; б – для расчета
защиты от нейтронов по кратности ослабления водой для различных источников

Рис. 99. Знак радиационной опасности

Все лица, работающие с источниками излучения или посещающие участки, где производятся такие работы, обеспечиваются средствами индивидуальной защиты в соответствии с видом и классом работ. На источники наносится знак радиационной опасности (рис. 99).

При работах 1 класса (наиболее опасных) и при отдельных работах второго класса работающие обеспечиваются основным комплектом СИЗ, включающим: спецбелье, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки), спецобувь, шапочку, перчатки, полотенца и одноразовые носовые платки, а также средства защиты органов дыхания.

Фильтрующие средства защиты органов дыхания применяются при работах в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха по мещений радиоактивными веществами (работа с порошками, выпаривание радиоактивных растворов и др.). При работах, когда возможно загрязнение воздуха помещения радиоактивными газами или парами (ликвидация аварий, ремонтные работы и т.п.) или когда применение фильтрующих средств не обеспечивает радиационную безопасность, применяются изолирующие защитные средства: пневмокостюмы, пневмошлемы, а в отдельных случаях – автономные изолирующие аппараты.

При выходе из помещений, в которых проводятся работы с радиоактивными веществами, проверяется чистота спецодежды и других СИЗ, они снимаются и при выявлении радиоактивного загрязнения направляются на дезактивацию, а сам работник моется под душем.

В случаях когда неизбежно облучение в дозах, превышающих предельно допустимые, осуществляется профилактика методом фармакохимической защиты. Вещества, которые при введении в организм за определенное время до облучения снижают в той или иной степени радиационное поражение, называют радиозащитными или радиопротекторами.

Радиопротекторы действуют эффективно, если они введены в организм перед облучением и присутствуют в нем в момент облучения. Например, известно, что йод накапливается в щитовидной железе. Поэтому, если есть опасность попадания в организм радиоактивного йода I ¹³¹, то заблаговременно вводят йодистый калий или стабильный йод I. Накапливаясь в щитовидной железе, эти нерадиоактивные разновидности йода препятствуют отложению в ней опасного в радиоактивном отношении I ¹³¹. Для защиты от стронция Cs ¹³⁷, проникающего в костную ткань, рекомендуется употреблять продукты, содержащие кальций (фасоль, молоко и др.).

Существует много других радиопротекторов, имеющих различный механизм действия. Одним из важнейших механизмов, влияющих на радиочувствительность при использовании радиопротекторов, является также кислородный эффект. Под кислородным эффектом понимают усиление лучевого поражения при повышении концентрации кислорода в облучаемой среде во время действия излучения и напротив – ослабление радиационных нарушений при тканевой гипоксии. Наиболее эффективными в качестве радиопротекторов являются серосодержащие вещества (цистамин, цистафос, гаммафос и др.); биологически активные амины (мексамин, индралин и др.).

Препараты, используемые в качестве радиопротекторов, должны обладать следующими основными свойствами:

- быть достаточно эффективными и не вызывать побочного действия;

- действовать быстро и сравнительно продолжительное время;

- быть нетоксичными, а также не вызывать даже кратковременного снижения работоспособности, не обладать куммулятивным действием и не снижать устойчивости организма к другим факторам.