Читать интересную книгу Большая Советская Энциклопедия (ЗА) - БСЭ БСЭ

  Т. Н. Добровольская.

«Защита металлов»

«Защи'та мета'ллов», научный журнал, орган Государственного комитета Совета Министров СССР по науке и технике, АН СССР и Министерства химической промышленности СССР. Издаётся в Москве с 1965. Выходит 6 раз в год. Публикует статьи по всем вопросам коррозии и противокоррозионной защиты металлов и сплавов в различных средах, а также обзорные статьи по современному состоянию теории и практики борьбы с коррозией. Тираж (1971) 5 тыс. экз.

Защита организма от излучений

Защи'та органи'зма от излуче'ний ионизирующих. Работа с любыми источниками ионизирующего излучения (радиоактивные препараты, ядерные реакторы , рентгеновские и ускорительные установки, атомное и термоядерное оружие и т.д.) предполагает для работающего персонала и населения применение необходимых мер З. о. от и.

  Часто З. о. от и. называется биологической защитой от излучения. Предельно допустимые уровни (ПДУ) облучения регламентированы нормами радиационной безопасности (НРБ), которые постоянно уточняются и периодически пересматриваются (см. Доза ионизирующего излучения).

  З. о. от и. стала предметом внимания исследователей вскоре после открытия рентгеновских лучей (1895) и радиоактивности (1896). Создание ядерных реакторов, увеличивших потоки излучения до величин, соответствующих (10—100)·109 предельно допустимых доз, потребовало создания больших защитных сооружений (например, толщины бетона до 250—350 см ), стоимость которых в современных ядерно-технических установках достигает 20—30% от общей стоимости всей установки.

  Проблема З. о. от и. включает в себя два аспекта: защиту от внешних потоков «закрытых» источников излучения (радиоактивные препараты, реакторы, рентгеновские и ускорительные установки), которая основана на ослаблении излучения в результате его взаимодействия с веществом; защиту биосферы от загрязнений радиоактивными веществами «открытых» радиоактивных источников (продукты испытания ядерного оружия, отходы ядерной промышленности, «открытые» радиоактивные препараты и т.д.), которые могут попадать в организм человека либо непосредственно, либо с водой, растительной или животной пищей.

  Устройства, защищающие от внешних потоков, разделяются на сплошные (целиком окружающие источник излучения или, реже, защищаемую область), частичные (ослабленные для областей ограниченного доступа персонала), теневые (ограничивающие защищаемую область «тенью», «отбрасываемой» защитой), раздельные (частично окружающие источник излучения, или частично защищаемую область).

  Обычно требуется создание защитных сооружений минимального веса и габаритов, экономически наиболее выгодных и обеспечивающих заданное ослабление радиации. При работе с радиоактивными препаратами небольшой активности не всегда возникает необходимость в специальной защите. Т. к. интенсивность излучения от точечного изотропного источника прямо пропорциональна его активности, времени облучения и обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника, то в ряде случаев удаётся ограничиться источником возможно меньшей (для данной задачи) активности и пользоваться им возможно более короткое время при максимальном удалении от него без защиты.

  Защита от внешних потоков a и b-частиц не представляет труда, т. к., взаимодействуя со средой, они быстро теряют энергию. Пробег a-частицы радиоактивных изотопов с энергией E 0 (в Мэв ) в веществе равен:

 

  где r — плотность в г/см3 , А — атомный вес вещества. Пробег b-частиц максимальной энергии E 0 в алюминии R » 2E0 мм, в воздухе R » 4E0 m. Для полного поглощения a-частиц, испускаемых радиоактивными изотопами, обычно достаточно листа бумаги, резиновых перчаток или 8—9 см воздуха, для b-частиц достаточно несколько мм Al. В случае b-частиц следует проверять, обеспечивает ли толщина слоя защиту от тормозного излучения , для уменьшения выхода которого защиту от b-частиц выполняют из лёгких материалов (плексигласа, Al, обычного стекла).

  Гамма-кванты и нейтроны являются наиболее проникающими. Закон ослабления нерассеянных g-квантов и нейтронов в защите («узкий пучок») описывается экспоненциальной зависимостью:

  Id=I0 e—d/ l ,            (1)

  где Id и I0 — интенсивности излучения за защитой (толщиной d ) и без неё, l — толщина материала, ослабляющая излучение в е раз (длина релаксации), зависящая от энергии излучения и защитного материала. Для расчёта интенсивности с учётом нерассеянного и рассеянного в защите излучений («широкий пучок») в формуле (1) вводится сомножитель, называется фактором накопления (отношение суммарных интенсивностей нерассеянного и рассеянного излучений к нерассеянному), зависящий от энергии излучения, геометрии и углового распределения излучения источника, компоновки, состава и размеров защиты, взаимной ориентации источника, облучаемых объектов и защиты. Его величина может достигать нескольких десятков.

  Гамма-излучение сильнее поглощается материалами, содержащими элементы с большими атомными весами (вольфрам, свинец, железо, чугун и т.п.); нейтроны — материалами, содержащими элементы с небольшими атомными весами (вода, парафин, некоторые гидриды металлов, бетон и т.п.). Для замедления нейтронов с энергией > 1 Мэв целесообразно использовать вещества с большими А, на ядрах которых происходят неупругие рассеяния нейтронов. Т. к. в природе нет элементов, в равной степени ослабляющих g-кванты и нейтроны, то защита от смешанного g- и нейтронного излучений в ядерно-технических установках осуществляется материалами, являющимися смесью веществ с малыми и большими атомными весами (например, железоводные, железосвинцовые смеси). По конструктивным и экономическим соображениям защиту стационарных установок часто выполняют из бетона.

  При расчёте интенсивности излучения за защитной конструкцией должны учитываться геометрическая расходимость пучка, поглощение и многократное рассеяние в защите, а также поглощение и рассеяние излучения в самом источнике. Расчёт защиты современных ядерно-технических установок — сложная задача. Он обычно производится с помощью ЭВМ. При расчёте, учитывают вклад от всех видов первичных и вторичных излучений. Например, захват замедлившихся до низких энергий нейтронов обычно сопровождается образованием жёсткого захватного g-излучения, поглощение b-частиц — генерацией тормозного излучения. Проникающая способность вторичного излучения часто определяет полную толщину защиты, поэтому для его уменьшения должны приниматься соответствующие меры. Например, для уменьшения захватного g-излучения в защитные материалы добавляют литий или бор.

  При проектировании защитных устройств должно быть учтено прохождение излучения через неоднородности в защите (например, в случае ядерного реактора — аварийные, регулирующие и компенсирующие стержни, трубопроводы для охладителей и замедлителей, загрузочные, технологические и экспериментальные каналы, усадочные раковины, швы между защитными блоками и т.д.), что в некоторых областях за защитой определяет интенсивность излучения. Для хранения и транспортировки радиоактивных препаратов служат защитные контейнеры .

  Не менее важной является защита от попадания радиоактивных веществ в организм человека. Защита биосферы предусматривает специальные меры снижения концентраций радиоактивных веществ в воде и воздухе до предельно допустимых. При организации работ с «открытыми» источниками излучения необходимо правильно выбирать расположение и планировку рабочих и вспомогательных помещений, проводить работы в специально оборудованных помещениях, обеспечивать обслуживающий персонал средствами индивидуальной защиты (комбинезоны, пневмокостюмы, респираторы, специальные ботинки, чехлы, перчатки и т.д.), строго контролировать соблюдение персоналом мер личной гигиены, правильно организовывать сбор, хранение, обработку и удаление в окружающую среду твёрдых, жидких и газообразных радиоактивных отходов и т.д.

  Во всех учреждениях, где проводятся работы с источниками ионизирующих излучений, с целью предупреждения переоблучения работающего персонала осуществляется дозиметрический и радиометрический контроль. При работе с «закрытыми» источниками проводится измерение индивидуальных доз для всех видов облучения, периодический контроль мощностей доз на рабочих местах и в смежных помещениях, при проведении работ с большими источниками устанавливаются приборы с автоматической сигнализацией. При работе с «открытыми» источниками, кроме этого, проводится контроль содержания радиоактивных веществ в воздухе рабочих помещений, контроль загрязнения рабочих поверхностей, оборудования, рук и одежды работающих, контроль радиоактивности сточных вод и воздуха, удаляемого в атмосферу.