Определение параметров материалов для защиты от радиационного излучения

Министерство Образования и Науки Республики Казахстан

Алматинский Университет Энергетики и Связи

Кафедра «Безопасность жизнедеятельности и защита окружающей среды»

Реферат на тему: Определение параметров материалов для защиты от радиационного излучения

По дисциплине: Основы радиационной безопасности

Выполнила: Кыздарбекова А .С

ст. гр. БЖД-13-1

Принял: Мазалов И.Ф.

Алматы, 2016

СОДЕРЖАНИЕ

Введение …………………………………………………………………..…….3

Общие положения ………………………………………………………...……4

Защита временем. Защита расстоянием. Защита экранами…………..……7-8

Защита от внешних потоков альфа-частиц………………………...……………9

Защита от внешних потоков -частиц…………………………………..……..10

Защита от гамма – излучения……………………………………....……..…….12

Защита от нейтронного излучения………………………………………...……14

Устройство и расчет защитных экранов……………………………….….…...15

ВВЕДЕНИЕ

Ионизирующим излучением называют потоки корпускул (элементарных частиц) и потоки фотонов (квантов электромагнитного поля), которые при движении через вещество ионизируют его атомы и молекулы.

Наиболее известны альфа-частицы (представляющие собой ядра гелия и состоящие из двух протонов и двух нейтронов), бета-частицы (представляющие из себя электрон) и гамма-излучение (представляющее кванты электромагнитного поля определенного диапазона частот). Дуализм «частица – волна» квантового мира позволяет говорить об альфа-излучении и бета-излучении. Ионизирующими являются также рентгеновское, тормозное и космическое излучения, потоки протонов, нейтронов и позитронов.

Природное ионизирующее излучение присутствует повсюду. Оно поступает из космоса в виде космических лучей. Оно есть в воздухе в виде излучений радиоактивного радона и его вторичных частиц. Радиоактивные изотопы естественного происхождения проникают с пищей и водой во все живые организмы и остаются в них. Ионизирующего излучения невозможно избежать. Естественный радиоактивный фон существовал на Земле всегда, и жизнь зародилась в поле его излучений, а затем – много-много позже – появился и человек. Эта природная (естественная) радиация сопровождает нас в течение всей жизни.

Общие положения

Физическое явление радиоактивности было открыто в 1896 г., и сегодня оно широко применяется во многих областях. Несмотря на радиофобию, атомные электростанции играют важную роль в энергетике многих странах. Рентгеновское излучение используется в медицине для диагностики внутренних повреждений и заболеваний. Ряд радиоактивных веществ используется в виде меченых атомов для исследования функционирования внутренних органов и изучения процессов обмена веществ. Для лечения рака методами лучевой терапии используются гамма-излучение и другие виды ионизирующих излучений. Радиоактивные вещества широко используются в различных приборах контроля, а ионизирующие излучения (в первую очередь рентгеновское) – для целей промышленной дефектоскопии. Знаки «выход» в зданиях и самолетах благодаря содержанию радиоактивного трития светятся в темноте в случае внезапного отключения электричества. Многие приборы пожарной сигнализации в жилых домах и общественных зданиях содержат радиоактивный америций.

Радиоактивные излучения разного типа с разным энергетическим спектром характеризуются разной проникающей и ионизирующей способностью. Эти свойства определяют характер их воздействия на живое вещество биологических объектов.

Биологическое действие ионизирующего излучения заключается в том, что поглощенная веществом энергия проходящего через него излучения расходуется на разрыв химических связей атомов и молекул, что нарушает нормальное функционирование клеток живой ткани.
Различают следующие эффекты воздействия ионизирующего излучения на организм человека: соматические – острая лучевая болезнь, хроническая лучевая болезнь, местные лучевые поражения; сомато-стохастические (злокачественные опухоли, нарушения развития плода, сокращение продолжительности жизни) и генетические (генные мутации, хромосомные аберрации).

Если источники радиоактивного излучения находятся вне организма человека и тем самым человек облучается снаружи, то говорят о внешнем облучении.

Если радиоактивные вещества, находящиеся в воздухе, пище, воде, попадают внутрь организма человека, то источники радиоактивного излучения оказываются внутри организма и свидетельствуют о внутреннем облучении.

Подчеркнем, что внешнее облучение происходит от непосредственного взаимодействия радиоактивных ионизирующих излучений внешних источников с атомами биологических субстратов организма. Защититься от внешнего излучения можно, поставив на пути движения излучений тот или иной защитный экран и/или применив средства индивидуальной защиты. В частности, специальная защитная одежда полностью защищает от альфа-излучения и частично – от бета-излучения, рентгеновского или гамма-излучения. Для этой цели служат антиконтаминационные костюмы, перчатки, капюшоны, сапоги, перчатки, очки, освинцованные фартуки.

Внутреннее облучение всегда связано с попаданием в организм человека радиоактивных веществ, разнообразие которых обусловливает разнообразие механизмов поглощения, усвоения и вывода этих веществ из организма, степень участия в метаболизме. В результате радиоактивные вещества могут задерживаться и даже накапливаться в

организме. Распадаясь, они облучают расположенные вокруг них ткани.
Уменьшение внутреннего облучения достигается только средствами индивидуальной защиты органов дыхания, служащих для защиты дыхательных путей от радиоактивных веществ, находящихся в воздухе, и специальным рационом питания.

Обеспечение радиационной безопасности требует комплекса многообразных защитных мероприятий, зависящих от конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений, а также от типа источника.

Воздействие на человека ионизирующей радиации может быть внешним, внутренним или смешанным (внешним и внутренним), поэтому меры защиты в зависимости от интенсивности и вида излучения могут быть различными. Во всех случаях комплекс защитных мероприятии должен обеспечить снижение суммарной дозы от всех источников как внешнего, так и внутреннего облучения до уровня, не превышающего предельно допустимой дозы (ПДД) или предела дозы (ПД) веществами в заампулированном виде, т.е. когда конструкция источника исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду, персонал может подвергнуться только внешнему облучению. Такие, так называемые закрытые, источники излучения используют, как правило, в гамма - дефектоскопических и гамма - терапевтических аппаратах, приборах технологического контроля и т.п. Защита от внешнего облучения осуществляется путём создания стационарных или передвижных защитных ограждений, которые снижают уровень облучения до регламентируемых пределов. Специальные меры защиты (защитные кожухи и т.п.) следует предусматривать только тогда, когда мощность дозы на расстоянии К = 0,1 м от источника превышает 10^-3 мЗв/час ( 0,1 мбэр/час ). При обследовании объектов, использующих радиоактивные вещества и источники ионизирующих излучений применяются различные санитарно-гигиенические, дозиметрические и радиометрические методики. При проведении санитарно - дозиметрического контроля за условиями работы с радиоактивными веществами для определения доз и контроля защиты от внешнего облучения, помимо измерений с помощью приборов, может производится теоретический расчет. Особое значение имеют расчетные методы при проведении предупредительного санитарного надзора. В гигиенической практике чаще всего применяются методы расчета доз и контроля защиты от γ- излучения (рентгеновского) и нейтронов. В настоящее время практически единственным способом предупреждения лучевого поражения являются меры инженерной защиты. Распределение ионизирующего излучения в целом подчиняется закономерностям, общим для всех видов радиации:

 • Доза излучения в данной точке прямо зависит от мощности излучаемого источника, прямо пропорциональна времени облучения и обратно пропорциональна квадрату расстояния от него. Поэтому, вероятно, наиболее эффективными принципами физической защиты от радиации являются: защита расстоянием и защита временем.

Второй физический принцип защиты - защита экранированием. Использование защитных экранов в принципе позволяет человеку находится вблизи источника радиации, оставаясь в безопасности. Защита экранированием - достаточно сложная физическая задача. Дело в том, что самая совершенная физическая защита не в состоянии совсем предотвратить проникновение жёсткого высокоэнергетического электромагнитного излучения. Мы можем лишь ослабить рентгеновское или γ-излучение. Даже многотысячекилометровая толща земной атмосферы не служит в этом смысле полноценным экраном. В данной работе мы рассмотрим упрощенные методы расчета защиты от ионизирующих излучений, нашедших практическое применение в деятельности служб радиационной безопасности. При расчёте толщины защитных устройств от γ-излучения необходимо учитывать спектральный состав излучения, мощность источника излучения, а также рас- стояние, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания его в сфере воздействия излучения. В случае фотонных излучений (рентгеновские или гамма - лучи) экспозиционная доза X для точечных источников в отсутствии защитного экрана вычисляется по формулам:

, P                                          ,     P                                 (1)                                            

Мощность экспозиционной дозы точечного источника X ′ вычисляется по следующим формулам:

                                                                                                             (2)

                                                                                                            (3)

где А - активность нуклида в источнике, мКи;

Г - гамма - постоянная нуклида, Р • см 2 /(ч • мКи);

 М - гамма-эквивалент нуклида, мг - экв. Rа ;

R - расстояние “источник-объект”, см ;

Связь между гамма - эквивалентом М любого радиоактивного препарата и полной гамма - постоянной Г радионуклида выражается формулой:

М = А×Г/8,4.

Защита временем основана на сокращении времени работы с источником, что позволяет уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип особенно часто применяется при непосредственной работе персонала с малыми радиоактивностями.

Из формул (1–3), видно, что приуменьшении времени облучения экс- позиционная (эквивалентная) доза уменьшается. Допустимое время работы персонала:

                                                                                        (4)

где Х_ДД – допустимая неделъная доза, равна 100 мР (100 mбэр);

t_ДВ – допустимое время работы, часов/неделю

Защита расстоянием – достаточно простой и надежный способ защиты. Это связано со способностью излучения терять свою энергию во взаимодействиях с веществом: чем больше расстояние от источника, тем больше процессов взаимодействия излучения с атомами и молекулами, что в конечном итоге приводит к снижению дозы облучения персонала.

Из формул (2-3), получаем допустимое расстояние от точечного источника γ-излучения, на котором может работать персонал :

                                                                                         (5)

где Х _ДМД - допустимая мощность дозы

Защита экранами – наиболее эффективный способ защиты от излучений. В зависимости от вида ионизирующих излучений для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью и излучением.

Приближенный расчет защиты по слоям половинного ослабления .

Для приближенного быстрого определения толщины защиты от γ-излучающих источников конкретных радионуклидов можно использовать значение слоя половинного ослабления . Как известно, ослабление плотности потока фотонов описывается следующей формулой :

φ_w=φ₀ ∙ exp (-μd)

 φ_w, φ₀ - плотность потока энергии в точке наблюдения К в отсутствие поглотителя и после прохождения поглотителя толщиной d, см; µ-линейный коэффициент ослабления, см ^-1.Линейный коэффициент ослабления µ зависит от энергии излучения и свойств поглощающего материала.  Массовый коэффициент ослабления µ_m связан с линейным соотношением:

µ_m = µ/ρ , см²/г, где ρ - плотность поглотителя, г/см3 .

 Толщина защиты d, снижающая уровень излучения в два раза называется слоем половинного ослабления ∆_1/2 :

                                    ∆_1/2=ln2/μ=0.693/μ                                                      (8)

Допустим, что требуется рассчитать защиту для достижения кратности ослабления ;

 :  Имеем  К=2^N,

где n - требуемое число слоев половинного ослабления

 Отсюда:                          d = n×∆ _1/2                                                       (9)

 Поскольку слой половинного ослабления изменяется с толщиной защиты, трудно выбрать заранее для заданной кратности ослабления К определенное значение ∆ _1/2.

Защита от внешних потоков альфа-частиц

α – частицы – ядра атома гелия () и легкие α – частицы () испускаются тяжелыми ядрами. Энергия -частиц лежит в пределах от 4 до 10 МэВ. Основные потери энергии ионизациооные. Пробег в воздухе до 10 см, в веществе доли миллиметра. -излучение обладает очень малой проникающей способностью, но большой ионизирующей способностью. Коэффициент качества -излучения 20. -частицы опасны при внутреннем облучении.

Защита от внешнего -облучения: слой воздуха 10 см, тонкая алюминевая фольга. лист пластика или стекла, хирургические перчатки, одежда полностью экранируют -излучение.

Пробег α – частиц различных энергий в воздухе, биоткани, алюминии показаны в табл. 3.6.

Пробег α–частиц различных энергий                       Таблица 3.6

Защита от внешних потоков -частиц

Актвность точечного источника β-частиц, с которой можно работать без защиты (при выходе 1 β-частица/распад), определяется формулой

 ,                                                                       (3.13)

где А (мкКи) – активность источника,  (част/см² сек) – предельно допустимая плотность потока β-частиц, соответствующая мощности допустимой эквивалентной дозы 2,8 мбэр/час, определяется табл. 3.7.

Предельно допустимая плотность потока β-частиц       Таблица 3.7

При расчете дозы внешнего воздействия принято считать, что чувствительный слой кожи массовой толщиной 100 мг/см² расположен под покровным слоем толщиной 7 мг/см².

В табл. 3.7 приведены значения плотности потока  β-частиц и электронов при  нормальном падении, соответствующие предельно допустимой мощности эквивалентной дозы  мбэр/час.

Ослабление веществом моноэнергетических заряженных частиц, в том числе электронов, не носит экспоненциального характера, однако для β-частиц, имеющих непрерывный спектр энергий для небольших толщинах  защиты, можно считать, что поток -частиц ослабляется по закону

,                               (3.14)

где   – слой половинного ослабления.

Для алюминия установлена эмпирическая связь между слоем половинного ослабления и граничной энергией электронов β-спектра

(см)=0,095 (МэВ).                                                  (3.15)

Толщина защиты от β-излучения должна быть более максимальной длины свободного пробега β-частиц в веществе защиты.

_защиты=2∙R_max.                                                                         (3.16)

Хрусталик глаза обладает повышенной чувствительностью по сравнению с кожей, а покрывающие его роговые слои имеют толщину всего 300 мг/см². При работе с β-излучателями с энергией до 3,5 Мэв рекомендуются защитные очки из органического стекла толщиной 6 мм. Для защиты кожи рук используют перчатки и дистанционный инструмент.

Для моноэнергетических электронов с энергией от 0,5 МэВ до 3 МэВ максимальный массовый пробег в алюминии определяется по формуле

(мг/см²)=526Е_е (МэВ) – 94.                                                        (3.17)

Основной задачей защиты от мощных потоков -частиц является защита от возникающего тормозного -излучения. Основная доля энергии тормозящихся -частиц трансформируется в сравнительно низкоэнергетическое рентгеновское излучение, поглощаемое экранами от β-излучения. Однако образующиеся высокоэнергетические -кванты требуют защитных экранов.

Защита от гамма - излучения

При измерениях полей -излучения в реальных условиях наряду с нерассеянным излучением регистрируют многократно рассеянные в среде -кванты.

Закон ослабления мощности дозы излучения однородной защитой толщиной х в геометрии узкого пучка для плоского мононаправленного источника имеет вид

.       (3.18)

 – мощность дозы при нулевой защите,  – линейный коэффициент ослабления,

 – толщина слоя защиты, – массовая толщина слоя защиты,  - массовый коэффициент ослабления,  – плотность вещества,  – слой половинного ослабления.

Закон ослабления мощности дозы облучения  однородной защитой в геометрии параллельного широкого пучка

,                                                        (3.19)

где – дозовый фактор накопления

>1, .

Приближенный расчет защиты от -излучения

Толщину защитного экрана, снижающего уровень излучения в два раза, называют слоем половинного ослабления . Для точечного источника или плоского однонаправленного моноэнергетического источника в геометрии широго пучка кратность ослабления можно записать в виде

,                                                      (3.20)

где  n = d/Δ_1/2  – число слоев половинного ослабления, необходимых для достижения заданной кратности ослабления.

Приближенно зависимость кратности ослабления от числа слоев можно представить в виде табл.3.8. Толщина защиты оценивается по формуле , величину  определяют экспериментально.

Зависимость кратности ослабления от числа слоев              Таблица 3.8

Защита от нейтронного излучения

Ослабление плотности потока коллимированного пучка нейтронов тонким слоем вещества происходит по экспоненциальному закону

,                                     (3.21)

где  – плотность потока нейтронов до прохождения слоя φ(x), плотность потока нейтронов после прохождения слоя толщиной ,  – число ядер

в 1 см³ вещества. Макроскопическое сечение  является линейным коэффициентом ослабления нейтронов в веществе.

Полное микроскопическое сечение (на одно ядро) взаимодействия нейтронов с ядрами:

       ,                           (3.22)

где  – сечение упругого рассеяния,  – сечение неупругого рассеяния , – сечение радиационного захвата ,  – сечение деления,  – сечение реакции  , – сечение реакции ,  – сечение поглощения,  сечение захвата.

Плотность потока нейтронов на расстоянии  от точечного изотропного источника быстрых нейтронов, испускающего   моноэнергетических нейтронов в 1 сек, определяется выражением

,                                    (3.23)

где (см) – линейная длина релаксации нейтронов в веществе,  (г/см²) – «массовая» длина релаксации,  – «массовое» расстояние.

При проектировании защиты от нейтронного излучения необходимо:

1. Замедлить быстрые нейтроны промежуточными процессами упругого и неупругого рассеяния легкими водородсодержащими веществами (вода, парафин, полиэтилен, гидриды металлов, бетон, графит, карбид бора), так как средняя потеря энергии при упругом рассеянии на легких ядрах максимальна.

2. Замедлить быстрые нейтроны в процессе неупругого рассеяния на тяжелых ядрах, так как сечение неупругого рассеяния нейтронов возрастает на тяжелых ядрах с увеличением энергии нейтрона. Тяжелые элементы (железо, свинец, молибден, вольфрам и титан) необходимы также для снижения потоков вторичного -излучения внутри защиты, возникающего при радиационном захвате нейтронов.

3. Обеспечить быстрое поглощение тепловых и медленных нейтронов эффективными поглотителями с высоким эффективным сечением поглощения тепловых нейтронов (бор, кадмий, гадолиний). При поглощении

теплового нейтрона ядром водорода возникает -квант с энергией 2,2 МэВ, а при поглощении ядром кадмия одного нейтрона возникает ~ 10 -квантов.

Пример оптимальной гетерогенной защиты от мощного нейтронного излучения толщиной 250 см, считая от источника: бор – 1,3 мм, 140 см – вода, 55,3 см – железо, бор – 8,66 мм, вода – 23,5 см, железо – 22,9 см.

На АЭС обычно используют тяжелую защиту в виде нескольких метров бетона с добавками металлического скраба и дроби, эффективно ослабляющего  как нейтронное, так и гамма-излучение.

УСТРОЙСТВО И РАСЧЕТ ЗАЩИТНЫХ ЭКРАНОВ

К числу технических средств защиты относится устройство различных экранов из материалов, отражающих и поглощающих радиоактивное излучение. Экраны устраиваются как стационарные, так и передвижные (рис. 58).

При расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности его ослабления. Характеристика защитных материалов и опыт

работы с источниками излучений позволяют наметить преимущественные области использования того или иного защитного материала.

Металл чаще всего применяют для сооружения передвижных устройств, а строительные материалы (бетон, кирпич и др.) — для сооружения стационарных защитных устройств.

Прозрачные материалы чаще всего применяют для смотровых систем и поэтому они должны обладать не только хорошими защитными, но и высокими оптическими свойствами. Хорошо удовлетворяют таким требованиям следующие материалы: свинцовое стекло, известковое стекло, стекло с жидким наполнителем (бромистый цинк, хлористый цинк);

Находит применение в качестве защитного материала от гамма-лучей свинцовая резина.

                              

Рис. 58. Передвижной экран

Расчет защитных экранов базируется на законах взаимодействия различных видов излучений с веществом. Защита от альфа-излучений не является сложной задачей, так как альфа-частицы нормальных энергий поглощаются слоем живой ткани 60 мкм, в то время как толщина эпидермиса (омертвевшей кожи) равна 70 мкм. Слой воздуха в несколько сантиметров или лист бумаги являются достаточной защитой от альфа-частиц.

При прохождении бета-излучения через вещество возникает вторичное излучение, поэтому в качестве защитных необходимо применять легкие материалы (алюминий, плексиглас, полистирол), так как энергия тормозного излучения увеличивается с ростом атомного номера материала.

Для защиты от бета-частиц (электронов) высоких энергий используют экраны из свинца, но внутренняя облицовка экранов должна быть изготовлена из материала с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов, а следовательно, и энергию излучения, возникающего в свинце.

Толщина защитного экрана из алюминия (г/см2) определяется из выражения

d = (0,54Еmax - 0,15),

где Еmax — максимальная энергия бета-спектра данного радиоактивного изотопа, МэВ.

При расчете защитных устройств в первую очередь необходимо учитывать спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания в сфере воздействия излучения.

В настоящее время на основании имеющихся расчетных и экспериментальных данных известны таблицы кратности ослабления, а также различного рода номограммы, позволяющие определить толщину защиты от гамма-излучений различных энергий. В качестве примера на рис. 59 приведена номограмма для расчета толщины свинцовой защиты от точечного источника для широкого пучка гамма-излучений Со60, которая обеспечивает снижение дозы излучения до предельно допустимой. На оси абсцисс отложена толщина защиты d, на оси ординат коэффициент К1 равный

                                                  

где М — гамма-эквивалент препарата, мг*экв. Ra;

t — время работы в сфере воздействия излучения, ч; R — расстояние от источника, см. Например, надо рассчитать защиту от источника Со60, при М = 5000 мг-экв Ra, если обслуживающий персонал находится на расстоянии 200 см в течение рабочего дня, т. е. t = 6 ч.

Подставляя значения М, R и t в выражение (24), определяем

По номограмме (см. рис. 59) получаем, что для К1 = 2,5-10-1 толщина защиты из свинца d = 7 см.

Другой тип номограммы приведен на рис. 60. Здесь на оси ординат отложена кратность ослабления К, равная

K=Д0/Д

Используя выражение (23), получим

где D0 — доза, создаваемая источником излучения в данной точке в отсутствие защиты; Д — доза, которая должна быть создана в данной точке после устройства защиты.

                         

Рис. 59. Номограмма для расчета толщины свинцовой защиты от точечного источника для широкого пучка гамма-излучения Со60

Предположим, необходимо рассчитать толщину стен помещения, в котором расположена гамма-терапевтическая установка, заряженная препаратом Cs137 в 400 г-экв Ra (М = = 400 000 мг-экв Ra). Ближайшее расстояние, на котором находится обслуживающий персонал, в соседнем помещении R = 600 см. Согласно санитарным нормам в соседних помещениях, в которых находятся люди, не связанные с работой с радиоактивными веществами, доза излучения не должна превышать 0,03 бэр/неделю или для гамма-излучения примерно 0,005 рад за рабочий день, т. е. Д = 0,005 рад за t = 6 ч ослабления, воспользуемся формулой (23). Чтобы оценить кратность

По рис. 60 определяем, что для К = 1,1 • 104, толщина защиты из бетона равна примерно 70 см.

При выборе защитного материала надо руководствоваться его конструкционными свойствами, а также требованиями к габариту и массе защиты. Для защитных кожухов различного типа (гамма-терапевтических, гамма-дефектоскопических), когда существенную роль играет масса, наиболее выгодными защитными материалами являются материалы, которые лучше всего ослабляют гамма-излучение. Чем больше плотность и порядковый номер вещества, тем больше степень ослабления гамма-излучений.

Поэтому для указанных выше целей чаще всего используют свинец, а иногда даже уран. В этом случае толщина защиты меньше, чем при использовании другого материала, а следовательно, меньше масса защитного кожуха.

                          

Рис. 60. Номограмма для расчета толщины защиты от гамма-излучения по кратности ослабления

При создании стационарной защиты (т. е. защиты помещений, в которых ведутся работы с гамма-источниками) , обеспечивающей пребывание людей в соседних комнатах, наиболее экономично и удобно использовать бетон. Если мы имеем дело с мягким излучением, при котором существенную роль играет фотоэффект, в бетон добавляют вещества с большим порядковым номером, в частности барит, что позволяет уменьшить толщину защиты.

В качестве защитного материала для хранилища часто используют воду, т. е. препараты опускают в бассейн с водой, толщина слоя которой обеспечивает необходимое снижение дозы излучения до безопасных уровней. При наличии водяной защиты более удобно проводить зарядку и перезарядку установки, а также выполнять ремонтные работы.

В некоторых случаях условия работы с источниками гамма-излучения могут быть такими, что невозможно создать стационарную защиту (при перезарядке установок, извлечении радиоактивного препарата из контейнера, градуировке прибора и т. д.). Здесь имеется в виду, что активность источников невелика. Чтобы обезопасить обслуживающий персонал от облучения, надо пользоваться, как говорят «защитой временем» или «защитой расстоянием». Это значит, что все манипуляции с открытыми источниками гамма-излучения следует производить при помощи длинных захватов или держателей. Кроме того, ту или иную операцию надо производить только за тот промежуток времени, в течение которого доза, полученная работающим, не превысит установленной санитарными правилами нормы. Такие работы нужно вести контролем дозиметриста. При этом в помещении не должны находиться посторонние лица, а зону, в которой доза превышает предельно допустимую за время работы, необходимо оградить.

Необходимо периодически производить контроль защиты при помощи дозиметрических приборов, так как с течением времени она может частично потерять свои защитные свойства вследствие появления тех или иных незаметных нарушений ее целостности, например трещин в бетонных и баритобетонных ограждениях, вмятин и разрывов свинцовых листов и т. д.

Расчет защиты от нейтронов производят по соответствующим формулам или номограммам. В качестве защитных материалов в этом случае следует брать вещества с малым атомным номером, ибо при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона. Для защиты от нейтронов обычно используют воду, полиэтилен.

Практически не бывает чистых потоков нейтронов. Во всех источниках помимо нейтронов существуют мощные потоки гамма-излучения, которые образуются в процессе деления, а также при распаде продуктов деления. Поэтому при проектировании защиты от нейтронов всегда надо одновременно предусматривать защиту от гамма-излучений.