În spațiul interstelar, radiația gamma poate să apară ca urmare a coliziunilor cuantei unei radiații electromagnetice mai moi, cum ar fi lumina, cu electroni, câmpuri magnetice accelerate ale obiectelor spațiale. În acest caz, electronul rapid transmite energia sa la radiația electromagnetică, iar lumina vizibilă se transformă într-o radiație gamma mai dificilă.

Un fenomen similar poate apărea în condiții pământești în coliziunea electronilor de energie înaltă obținută pe acceleratori, cu fotoni de lumină vizibilă în grinzi intense de lumină generate de lasere. Electronul transmite energia la fotonul luminos, care se transformă în γ-cuantum. Astfel, în practică, este posibilă transformarea fotonilor individuali ai luminii în cantitate de radiații gamma de mare putere.

Radiația gamma are o capacitate mare de penetrare, adică. Poate pătrunde în cea mai mare grosime a substanței fără atenuare vizibilă. Principalele procese care apar în interacțiunea radiației gamma cu substanța este o absorbție fotoelectrică (efect fotoelectric), împrăștierea comptonului (efect compton) și formarea unui perechi de electroni-poziționare. Atunci când fotofobi, absorbția γ-cuantum are loc pe unul dintre electronii atomului, iar energia γ-cuantumului este transformată (plasă de energie de legare electronică în atom) în energia electronică cinetică care pleacă dincolo de atom. Probabilitatea unui efect foto este direct proporțională cu al cincilea grad al numărului atomic al elementului și invers proporțional cu gradul 3 al energiei de radiații gamma. Astfel, efectul foto predomină în regiunea de energie mică γ-Quanta (£ 100 kev) pe elemente grele (PB, U).

Cu un efect de calcul, se produce o împrăștiere cu cuantică γ pe unul dintre electroni, legat slab în atom. Spre deosebire de fotofice, cu un efect de calcul, Quantumul γ nu dispare, ci schimbă numai energia (lungimea de undă) și direcția de distribuție. O grămadă îngustă de raze gamma ca rezultat al unui efect de calcul devine mai largă, iar radiația însăși este mai moale (valuri lungi). Intensitatea împrăștierii COMPTON este proporțională cu numărul de electroni în 1 cm3 substanțe și, prin urmare, probabilitatea acestui proces este proporțională cu numărul atomic al substanței. Efectul calculatorului devine vizibil în substanțele cu un număr mic atomic și la energiile radiației gamma, depășesc energia de legare electronică în atomi. Astfel, în cazul PB, probabilitatea de împrăștiere a compatului este comparabilă cu probabilitatea de absorbție fotoelectrică la o energie de ~ 0,5 MeV. În cazul lui Al, efectul Compton prevalează cu energii mult mai mici.

Dacă energia γ-Quantum depășește 1.02 MeV, procesul de formare a perechilor de electroni-pozitroni în câmpul electric al nucleelor \u200b\u200bdevine posibil. Probabilitatea formării aburului este proporțională cu pătratul numărului atomic și crește cu creșterea HM. Prin urmare, cu Hν ~ 10 MeV, procesul principal în orice substanță este formarea de abur.

Analizarea procesului invers al unei perechi de electroni-positron este o sursă de radiații gamma.

Pentru a caracteriza slăbirea radiațiilor gamma în substanță, este de obicei utilizat coeficientul de absorbție, ceea ce arată ce grosime a absorberului I 0 din grămada de incidentă a radiației gamma este slăbită în e. timp:

I \u003d i 0 e -μ0x

Aici μ 0 este un coeficient liniar de absorbție a radiației gamma. Uneori este introdus coeficientul de absorbție în masă egal cu raportul μ0 la densitatea de absorbție.

Legea exponențială a slăbirii radiațiilor gamma este corectă pentru direcția îngustă a fasciculului gamma, atunci când orice proces, absorbție și împrăștiere, derivă radiații gamma din fasciculul primar. Cu toate acestea, la energii mari, procesul de trecere a radiațiilor gamma prin substanța este semnificativ complicat. Electronii și postronii secundari au o mare energie și, prin urmare, pot, la rândul lor, să creeze radiații gamma datorate proceselor de frânare și anihilare. Astfel, o serie de generații alternante de radiații gamma secundare, apar în substanță, adică un duș cascadă este dezvoltat. Numărul de particule secundare într-un astfel de duș crește mai întâi cu o grosime, ajungând la maxim. Cu toate acestea, procesele de absorbție încep să prevaleze asupra proceselor de reproducere a particulelor, iar dușul se estompează. Abilitatea radiațiilor gamma de a dezvolta dușuri depinde de raportul dintre energia sa și așa-numita energie critică, după care dușul din această substanță aproape pierde capacitatea de a se dezvolta.

Pentru a schimba energia gamma-radiații în fizica experimentală Spectrometrele gamma ale diferitelor tipuri sunt utilizate, bazate în cea mai mare parte pe măsurarea energiei electronilor secundari. Principalele tipuri de spectrometre de radiație gamma: difracție magnetică, scintilație, semiconductoare, cristal.

Studiul spectrelor de radiații nucleare gamma oferă informații importante despre structura nucleelor. Observarea efectelor legate de influență mediul extern Proprietățile radiației nucleare gamma sunt utilizate pentru a studia proprietățile corpurilor solide.

Radiația gamma este utilizată în tehnică, de exemplu, pentru a detecta defectele din piesele metalice - gamma defectoscopie. În chimia radiațiilor, radiația gamma este utilizată pentru inițierea transformărilor chimice, de exemplu, procesele de polimerizare. Radiația gamma este utilizată în industria alimentară pentru a steriliza alimentele. Principalele surse de radiație gamma servesc izotopi radioactivi naturali și artificiali, precum și acceleratoare electronice.

Acțiunea asupra organismului radiației gamma este similară cu acțiunea altor tipuri de radiații ionizante. Radiația gamma poate provoca înfrângerea radiației corpului, până la moartea sa. Natura efectului radiației gamma depinde de energia γ-quanta și caracteristicile spațiale ale iradierii, de exemplu, externe sau interne. Eficiența biologică relativă a radiației gamma este de 0,7-0,9. În condițiile de producție (efecte cronice în doze mici), eficacitatea relativă biologică a radiației gamma este adoptată egală cu 1. Radiația gamma este utilizată în medicină pentru a trata tumori, pentru sterilizarea spațiilor, echipamentelor și medicamentelor. Radiația gamma este, de asemenea, utilizată pentru a obține mutații cu selecția ulterioară a formelor economice-utile. Îndepărtați astfel varietățile foarte productive de microorganisme (de exemplu, pentru a obține antibiotice) și plante.

Posibilitățile actuale de radioterapie s-au extins în principal în detrimentul mijloacelor și metodelor de la distanță Gamma-Peopia. Succesul Gamma-Peopia de la distanță a fost realizat ca urmare a unei mari lucrări în utilizarea unor surse radioactive artificiale puternice de radiație gamma (Cobalt-60, CESIUM-137), precum și noi preparate gamma.

Importanța deosebită a gamma-peopiei la distanță este explicată și de disponibilitatea și facilitățile comparative ale utilizării dispozitivelor gamma. Acestea din urmă, precum și radiografii, sunt concepute pentru iradierea statică și în mișcare. Cu ajutorul unei iradieri în mișcare, ei caută să creeze o doză mare în tumoare în timpul iradierii dispersate a țesuturilor sănătoase. Îmbunătățiri constructive în dispozitivele Gamma, care vizează reducerea jumătății, îmbunătățirea omogenizării câmpurilor, utilizarea filtrelor orb și căutarea capacităților suplimentare de protecție.

Utilizarea radiațiilor nucleare în producția de culturi a deschis noi oportunități ample pentru schimbarea metabolismului în instalațiile agricole, o creștere a randamentului, accelerarea dezvoltării și îmbunătățirea calității.

Ca urmare a primei cercetări ale radiobiologilor, sa constatat că radiația ionizantă este un factor puternic de expunere la creșterea, dezvoltarea și metabolismul organismelor vii. Sub influența iradierii gamma la plante, animale sau microorganisme, metabolismul coerent se schimbă, accelerează sau încetinește (în funcție de doza) de procese fiziologice, există schimbări în creștere, dezvoltare, recoltare.

Ar trebui remarcat în special faptul că cu iradierea gamma în semințe, substanțele radioactive nu cad. Semințele iradiate, precum și cultura cultivată, neradactivă. Dozele optime de radiații accelerează numai procesele normale care apar în instalație și, prin urmare, complet nefondate orice temeri și precauție împotriva utilizării culturii obținute din semințele supuse iradierii pre-semănătoare. Radiația ionizantă a început să utilizeze pentru a crește momentul depozitării produselor agricole și pentru a distruge diferite insecte ale dăunătorilor. De exemplu, dacă boabele sunt trecute înainte de încărcarea în lift prin buncăr, unde este instalată o sursă puternică de radiații, posibilitatea de reproducere a dăunătorilor de insecte va fi exclusă și cerealele vor putea fi stocate de mult timp fără nici un moment pierderi. Granul în sine ca un produs nutrițional nu se schimbă cu astfel de doze de iradiere. Utilizarea sa pentru hrana a patru generații de animale experimentale nu a provocat abateri în creștere, capacitatea de a reproduce și alte abateri patologice de la normă. Protejate de efectele radiațiilor gamma mai complicate decât de efectele particulelor alfa și beta. Capacitatea de penetrare a acestuia este foarte mare, iar radiația gamma este capabilă să pătrundă în țesutul uman viu. Este imposibil să afirmăm fără echivoc că substanța unei grosimi va opri complet radiația gamma. O parte din radiație va fi oprită și o parte din ea - nr. Cu toate acestea, stratul mai gros are protecție și cu atât este mai mare proporția și numărul atomic al substanței care este utilizat ca protecție, cu atât mai eficientă. Grosimea materialului necesar pentru a reduce radiația este de două ori - numit un strat de jumătate de atenuare. Grosimea stratului de slăbire, în mod natural, variază în funcție de materialul protecției și energiei radiației. Reducerea puterii radiațiilor gamma cu 50% poate, de exemplu, 1 cm plumb, beton de 5 cm sau 10 cm de apă.

3. Calcularea protecției împotriva sursei radiațiilor gamma (COBALT-60).

La calcularea protecției împotriva radiațiilor cu raze X și gamma, se iau în considerare următoarele date.

1. Activitatea și tipul de sursă, Q, MKI.
2. Energie energetică, E, MeV.
3. Distanța de la sursă până la punctul în care se calculează protecția, R, vezi
4. Timp de lucru cu sursa, T, ora.
5. Puterea dozei de expunere la o distanță, p, mp / h.
6. Puterea admisă a dozei la locul de muncă este luată în considerare (pentru categorie și este de 20 MW).
7. Material de protecție.
8. Grosimea de protecție, D, vezi

În determinarea grosimii materialului, multiplicitatea osenării K. Multiplicitatea slăbitorului K este un coeficient care prezintă de câte ori viteza dozei de la sursa diferitelor geometrie din spatele ecranului de protecție D este redusă.

Dat:

Tipul de sursă - COBALT-60.

Activitate, MKA, Q	Distanță, M, R	Timp de lucru, oră, t	Energie, Mev.
150	1	2	1,27

Calculați puterea dozei de expunere:

20 (P / cm²) / (H · MKI)

R \u003d 1 m \u003d 100 cm

Calculați doza de expunere acumulată:

Definim grosimea protecției plumbului D (cm):

Dn \u003d 1.2 mp

Multiplicitatea slăbirii radiațiilor va fi:

Cu energia de radiație de 1,27 MeV și cu multiplicitatea slăbirii K \u003d 500, grosimea grosimii (Tabelul 1) este d \u003d 113 mm \u003d 11,3 cm.

Răspuns: Pentru sursă radiația ionizantă (COBALT-60) cu o energie de 1,27 MeV în timpul operatorului de operare 120 de minute (2 ore) necesită o grosime a plumbului d \u003d 11,3 cm (densitate de plumb ρ \u003d 11,34 g / cm³) pentru ca în timpul funcționării, a primit o doză de expunere de iradiere nu mai mult de DN \u003d 1.2 dl.

tabelul 1

Scurta descriere

Cu radiații ionizante și caracteristicile sale, omenirea sa întâlnit mai recent: în 1895 fizicianul german V.K. Radiografii au descoperit razele de capacitate ridicată de penetrare care rezultă din bombardamentul metalelor de către electronii energetici ( Premiul Nobel, 1901), iar în 1896 a.a. Beckerel a descoperit radioactivitatea naturală a sărurilor de uraniu. Nu este nevoie să vorbim despre acel pozitiv, care a introdus în viața noastră penetrarea în structura nucleului, eliberarea forțelor arse acolo. Dar, ca remediu puternic, în special această scară, radioactivitatea a contribuit la o contribuție la habitatul uman, care nu va fi atribuit beneficiarului.

Ridicați secțiunea transversală a traverselor fasciculului și a frânghiei pentru ridicarea arborelui rulant.

Datele inițiale:

Greutatea arborelui Q \u003d 160 kN;

lungime traversează l \u003d 6m;

traversele de fascicul de alergare la îndoire.

Faceți o diagramă de linii.

Alegeți o secțiune transversală a traversei, tipului și a secțiunii transversale a frânghiei.

Decizie:

Schema trucurilor de traversare la două puncte.

Smochin. 21 - Schema liniilor. 1 - Centrul de Gravitate al încărcăturii;

2 - traversați; 3 - role; 4 - Blocare

Determinarea forței de tensiune într-o singură ramură a șirului

S \u003d Q / (m · cos) \u003d k · q / m \u003d 1,42 · 160/2 \u003d 113,6 kN.

unde este efortul estimat atașat la sling fără a lua în considerare supraîncărcarea, KN;

Q - greutatea încărcăturii ridicate, kN;

- unghiul dintre direcția forței estimate a benzii;

k - Coeff, în funcție de unghiul de înclinare a ramurii verticale la vertical (la  \u003d 45 o K \u003d 1,42);

m este numărul total de ramuri ale slingului.

Determinați efortul discontinuu în ramura porcului:

R \u003d s · k z \u003d 113,6 · 6 \u003d 681,6KN.

unde K H este puterea forței pentru complot.

Alegem un tip TC 6x37 cu un diametru de 38 mm. Cu limita calculată a rezistenței firului de 1700 MPa, având o forță discontinuă de 704000 n, adică cea mai apropiată efort discontinuă necesară 681600 N.

Selectarea secțiunilor traverselor de fascicul

Fig.22 - Diagrama de traversare estimată

P \u003d q k n k d \u003d 160 · 1.1 · 1.2 \u003d 211.2

În cazul în care K N este coeficientul de suprasarcină, K D - coeficientul dinamic de sarcină.

Moment maxim de îndoire în traversare:

M max \u003d p · A / 2 \u003d 211.2 · 300/2 \u003d 31680 kN · cm,

unde a-umăr traversează (300 cm).

Momentul necesar de rezistență a secțiunii transversale a traverselor de fascicul:

W tr\u003e \u003d m max / (n · r out ) \u003d 31680 / (0,85 · 21 · 0.9) \u003d 1971.99 cm 3

unde n \u003d 0,85 este coeficientul condițiilor de muncă;

 - coeficientul de stabilitate;

R de la - rezistența estimată Când îndoiți în traversare, PA.

Alegeți designul secțiunii transversale de tăiere a fasciculului, constând din două conducte legate de plăcile de oțel nr. 45 și determină momentul rezistenței la traversă în ansamblu:

W d x \u003d 1231 cm 3

W x \u003d 2 · W d x \u003d 2 · 1231 \u003d 2462 cm 3\u003e W TR \u003d 1971.99 cm 3,

ce satisface starea forței secțiunii transversale estimate a traversei.

9. Calculații constructive și de rezistență

9.1. Calculul carcasei protectoare de transformare semi-automată verticală cu mai multe arbori multiplă 37

Datele inițiale:

Carcasa protectoare a semiautomului vertical de rotire multi-arbore este o structură de oțel dreptunghiulară cu o lungime L \u003d 750 mm, o lățime B \u003d 500 mm și o grosime a S. este fixată în suporturi în același mod în care sistemul poate fi considerat ca un fascicul situat pe două suporturi.

Chips-urile au o greutate g \u003d 0,2 g și zboară spre carcasă cu o viteză V \u003d 10 m / s și a lovit carcasa perpendiculară la mijlocul său.

Distanța de la scaunele de separare a cipului în zona de tăiere la carcasă:

Determinați grosimea, foaia, din care puteți face o carcasă de protecție.

DECIZIE:

Ca rezultat al loviturii de jetoane, carcasa primește o deformare. Cea mai mare deformare va provoca un cip în mijlocul său. Presiunea care corespunde acestei deformări este:

,

unde E este modulul elasticității carcasei materialelor. Pentru foaia de oțel:

E \u003d 2 · 10 6 kg / cm2;

I - momentul grinzilor de inerție - carcasă. Pentru secțiunile dreptunghiulare:

f-Deformarea carcasei la locul de impact:

l - lungimea carcasei.

Energia acumulată în cazul în carcasă este:

La momentul deformării maxime a carcasei, efectul forței se va transforma în întregime în energia potențială a deformării carcasei, adică

Opțiunea "A".

Efectele radiației asupra corpului uman se caracterizează printr-o doză absorbită de radiații

În cazul în care i γ -polează gamma-constantă a acestui izotop radioactiv, p q2 / mki · h.

C este activitatea sursei, MKI, T - timpul de expunere, h;

R este distanța de la sursa la obiectul de expunere, a se vedea tranziția de la activitatea (microcuria) la echivalentul gamma (în echivalentele de miligrame de radium d) și, dimpotrivă, este produsă, conform raportului dintre I γ \u003d R · 8,25, unde 8,25 - Radium constantă de ionizare.

t \u003d 41 - Numărul de ore de muncă în săptămână.

Când se determină grosimea ecranului, procedați de la necesitatea maximizării intensității fluxului de radiații. Pentru fețele categoriei A (lucrătorii profesioniști care lucrează direct la sursele de radiații ionizante) doza maximă admisă (reguli de trafic), determinată de standardele de siguranță la radiații NRB - 76 și regulile de bază lucrează cu substanțe radioactive și alte surse de ionizare Radiații OSP - 72/80 100 MBER / NED.

1 Baer este o unitate de doză de orice fel, radiație ionizantă în țesutul biologic al corpului, ceea ce determină același efect biologic ca și doza de 1 radiație radicală sau gamma.

1 este fericit - o unitate incidentă a dozei absorbite de orice radiație ionizantă: 1 rad \u003d 0,01 J / kg.

Pentru bere Gamma - radiații este numeric egală cu radiografia I.

În consecință, regulile de trafic \u003d 100 mp / săptămână. Intensitatea radiațiilor calculate este de 54 P / săptămână, adică. depășește permisele în 54 · 0,1 \u003d 540 de ori. Deci, ecranul ar trebui să asigure slăbirea intensității radiațiilor în k \u003d 540 de ori. Prin urmare:

Opțiunea "B".

Doza estimată de radiații
p / h,

unde este echivalent m - izotopi în mg - eq ra; 8,4 - γ - Ra permanentă cu un filtru de platină cu o grosime de 0,5 mm, p · cm2 / mki · h.

R este distanța de la sursă la locul de muncă, vezi

Formabilitatea maximă admisibilă a dozei absorbite pentru categoria de operare "A" - P 0 \u003d 0,1 p / săptămână \u003d 100 / t, MP / H.

unde: T este momentul muncii în săptămâna, la ziua de lucru de 6 ore t \u003d 30 de ore.

Multiplicitatea necesară de slăbire

Dispariția necesară a slăbirii, luând în considerare coeficientul de stoc

unde n este coeficientul de rezervă ≥2.

Grosimea ecranului pentru atenuarea fluxului de radiații cu 3,9 ori este determinată prin formula:

unde  este coeficientul liniar al slăbirii emisiilor pe materialul ecranului.

Pentru a reduce radiația cu un număr atomic ridicat la o densitate ridicată, adecvată în proprietățile sale de protecție: a) oțel inoxidabil; b) fontă; c) beton; D) tungsten: d) plumb.

Vom lua energia izotopului pentru radiațiile P 3 MZB. Conform datelor de referință pentru energia radiației p \u003d 3 MZV, determinăm coeficienții liniari ai slăbirii (Tabelul 8.C181):

pentru fier:  g \u003d 0,259 cm -1;

pentru beton:  b \u003d 0,0853 cm -1;

pentru tungsten:  B \u003d 0,786 cm -1;

pentru plumb:  c \u003d 0,48 cm -1.

Grosimea ecranelor, calculată pentru 3,9 emisii multiple la coeficientul de rezervă 2, din materialele considerate vor fi egale:

a) Fier:

b) Beton:

c) Tungsten:

d) plumb:

Astfel, un ecran de beton cu o grosime de cel puțin 24 cm este cel mai practic și ieftin va fi cel mai practic și ieftin ecran; Pentru ecranele mobile, plumbul poate fi utilizat cu o grosime de cel puțin 4,3 cm, grosimea fierului de cel puțin 8,0 cm sau tungsten cu o grosime de cel puțin 2,65 cm; Pentru ecranul metalic pliabil, blocurile în formă de transfer metalic (cărămizi din fontă) pot fi utilizate cu o grosime a peretelui de cel puțin 8 cm.

La numărul mijloace tehnice Protecția include un dispozitiv de diferite ecrane din materialele care reflectă și absorb la radiațiile radioactive. Ecranele sunt aranjate atât staționare, cât și mobile (fig.58).

La calcularea ecranelor de protecție, materialul și grosimea lor sunt determinate, care depind de tipul de radiație, de energia particulelor și cuanțele și multiplicitatea necesară a atenuării sale. Caracteristicile materialelor de protecție și a experienței cu sursele de radiații fac posibilă conturul unui avantaj al utilizării unuia sau a unui alt material de protecție.

Metalul este cel mai des folosit pentru construirea de dispozitive mobile și materiale de construcție (beton, cărămidă etc.) - pentru construirea de dispozitive de protecție staționară.

Materialele transparente sunt cele mai des utilizate pentru vizualizarea sistemelor și, prin urmare, trebuie să nu aibă nici o proprietate optică bună, ci și de înaltă protecție. Următoarele materiale satisfac astfel de cerințe: sticlă de plumb, sticlă de var, sticlă cu umplutură lichidă (bromură de zinc, clorură de zinc);

Găsirea unei anvelope de plumb ca material de protecție din razele gamma.

Smochin. 58. Ecranul mobil.

Calculul ecranelor de protecție se bazează pe legile interacțiunii specii diferite radiații cu substanță. Protecția împotriva radiației alfa nu este o sarcină complexă, deoarece particulele alfa de energii normale sunt absorbite de un strat de țesătură vie 60 pm, în timp ce grosimea epidermei (pielea moartă) este de 70 microni. Stratul de aer din mai multe centimetri sau foi de hârtie este o protecție suficientă față de particulele alfa.

Atunci când radiația beta trece prin substanță, radiația secundară are loc, prin urmare, materialele ușoare (aluminiu, plexiglas, polistiren) trebuie să fie utilizate ca protectoare, deoarece energia de frânare crește odată cu creșterea numărului nuclear al materialului.

Pentru a proteja împotriva particulelor beta (electroni) de erecții înalte, se utilizează ecrane de la plumb, dar placa interioară a ecranelor trebuie făcută din material cu un număr atomic mic pentru a reduce energia inițială a electronilor și, prin urmare, se produce energia de radiație în plumb.

Grosimea ecranului de protecție din aluminiu (g / cm2) este determinată din expresie

d \u003d (0,54Emax - 0,15),

În cazul în care Emax este energia maximă a spectrului beta al acestui izotop radioactiv, MeV.

La calcularea dispozitivelor de protecție, în primul rând, este necesar să se țină seama de compoziția spectrală a radiației, intensitatea acesteia, precum și distanța de la sursa pe care este localizată personalul de serviciu și timpul de ședere în câmp de radiații.

În prezent, pe baza datelor estimate și experimentale disponibile, sunt cunoscute tabelele de dispariție, precum și diferite tipuri de nomograme, permițând determinarea grosimii protecției împotriva radiației gamma a diferitelor energii. Ca exemplu în fig. 59 Se acordă o nomogramă pentru a calcula grosimea protecției plumb împotriva unei surse de punct pentru o fază largă de radiații Gamma C60, care asigură o scădere a dozei de radiații la maxim admisibil. Pe axa Abscisa, grosimea protecției D este amânată, pe axa coeficientului de ordonare K1 este egală

(24)

unde M este echivalentul gamma al medicamentului, MG * EQ. Ra;

t - timpul de lucru în efectul radiației, h; R este distanța de la sursă, de exemplu, este necesar să se calculeze protecția împotriva sursei de CO60, cu m \u003d 5000 mg-eq ra, dacă personalul de service se află la o distanță de 200 cm în timpul zilei de lucru, adică \u003d 6 ore.

Substituirea valorilor M, R și T în expresia (24), determină

Conform nomogramei (vezi figura 59), obținem că pentru K1 \u003d 2,5-10-1, grosimea protecției de la plumbul d \u003d 7 cm.

Un alt tip de nomograme este prezentat în fig. 60. Aici, pe axa, ordonarea este amânată pentru a slăbi egalitatea

K \u003d d0 / d

Folosind expresia (23), ajungem

unde D0 este doza generată de sursa de radiații în acest moment în absența protecției; D - Doza care trebuie creată în acest moment după dispozitivul de protecție.

Smochin. 59. Normorogram pentru calcularea grosimii de protecție împotriva plumbului de la o sursă de punct pentru o grămadă largă de radiații Gamma

Să presupunem că este necesar să se calculeze grosimea pereților camerei, în care se află instalarea terapeutică gamma, încărcată cu prepararea CS137 în 400 dl RA (M \u003d 400 000 mg-Eq). Cea mai apropiată distanțăÎn cazul în care personalul de service este situat, în camera adiacentă r \u003d 600 cm. În conformitate cu standardele sanitare în camerele vecine, în care sunt localizate persoanele care nu sunt legate de muncă cu substanțe radioactive, doza de radiații nu trebuie să depășească 0,03 ber / săptămână sau Pentru Gamma, radiația este de aproximativ 0,005 este fericită pentru ziua lucrătoare, adică d \u003d 0,005 este bucuros pentru t \u003d 6 ore la slăbirea, folosim formula (23). Pentru a evalua multiplicitatea

În fig. 60 Determinați ce pentru k \u003d 1.1. 104, grosimea protecției din beton este de aproximativ 70 cm.

Atunci când alegeți un material de protecție, este necesar să se ghideze de proprietățile sale structurale, precum și cerințele pentru dimensiunile și masa de protecție. Pentru carcasa de protecție a diferitelor tipuri (gamma terapeutic, gamma-detectoscopic), când rol important Masini de joc, cele mai favorabile materiale de protecție sunt materiale care sunt cel mai bine slăbite de radiațiile gamma. Cu cât este mai mare densitatea și numărul de secvență al substanței, cu atât este mai mare gradul de slăbire a radiației gamma.

Prin urmare, pentru obiectivele de mai sus, plumbul este cel mai des folosit și, uneori, chiar și uraniu. În acest caz, grosimea protecției este mai mică decât atunci când se utilizează un alt material și, prin urmare, o greutate mai mică a carcasei protectoare.

Smochin. 60. Nomogram pentru calcularea grosimii protecției împotriva radiațiilor gamma prin multiplicitatea slăbirii

La crearea unei protecții staționare (adică, protecția spațiilor în care lucrează în desfășurare cu surse gamma), oferind persoanelor în camerele vecine, cele mai economice și convenabile de a utiliza beton. Dacă avem de-a face cu radiații ușoare, în care fotoficul joacă un rol semnificativ, se adaugă substanțe cu un număr de secvență mare la beton, în special bariți, ceea ce reduce grosimea protecției.

Apa este adesea folosită ca material de protecție pentru depozit, adică medicamentele sunt coborâte în piscina de apă, grosimea stratului care asigură reducerea necesară a dozei de radiații la niveluri sigure. Dacă aveți protecție împotriva apei, este mai convenabil să încărcați și să reîncărcați instalarea, precum și efectuarea lucrărilor de reparații.

În unele cazuri, condițiile de muncă cu surse de radiație gamma pot fi astfel încât este imposibil să se creeze protecție staționară (atunci când se reîncarcă instalațiile, îndepărtarea preparatului radioactiv din container, absolvirea dispozitivului etc.). Se înțelege aici că activitatea surselor este mică. Pentru a proteja personalul de serviciu din iradiere, trebuie să utilizați, așa cum se spune "protecția timpului" sau "protecția la distanță". Aceasta înseamnă că toate manipulările cu surse deschise de radiații gamma trebuie făcute folosind mânere lungi sau suporturi. În plus, una sau altă operațiune trebuie efectuată numai în perioada în care doza obținută prin muncă nu va depăși norma stabilită de normele sanitare. Astfel de lucrări trebuie controlate de o dosimetrist. În același timp, străinii nu trebuie localizați, iar zona în care doza depășește maximul admisibil în timpul funcționării, este necesar să se protejeze.

Este necesar să se monitorizeze periodic protecția cu dispozitivele dosimetrice, deoarece în timp, acesta își poate pierde parțial proprietățile de protecție datorită apariției anumitor tulburări imperceptibile ale integrității sale, de exemplu, fisuri în beton și garduri de britanie, dents și conducători de foi de plumb, etc.

Calculul protecției neutronice se face conform formulelor sau nomogramelor corespunzătoare. Ca materiale defensive în acest caz, substanțele trebuie luate cu un număr mic atomic, pentru fiecare coliziune cu kernelul neutronului pierde subiectele cel mai energia sa decât cea mai apropiată masa de bază la masa neutronului. Pentru a proteja împotriva neutronilor, a apei, a polietilenului utilizează de obicei. Nu există practic fluxuri neutronice nete. În toate sursele, în plus față de neutroni, există fluxuri puternice de radiație gamma, care se formează în timpul procesului de divizare, precum și în timpul decăderii produselor de fisiune. Prin urmare, la proiectarea protecției împotriva neutronilor, este întotdeauna necesar să se asigure simultan protecția împotriva radiațiilor gamma.

Informații utile:

Calculul protecției împotriva radiațiilor alfa și beta

Metoda de protecție a timpului.

Metoda distanței de protecție;

Metoda de protecție (material);

Doza de iradiere externă din sursele de radiații gamma este proporțională cu timpul de iradiere. În plus, pentru acele surse care pot fi citite despre surse, doza este invers proporțională cu pătratul distanței de la acesta. În consecință, o scădere a dozei de iradiere a personalului din aceste surse poate fi realizată nu numai prin utilizarea unei metode de protecție a barierelor (material), ci și a restricționării timpului (protecția timpului) sau o creștere a distanței de la sursa de radiație la funcționare (Protecție la distanță). Aceste trei metode sunt utilizate în organizarea protecției la radiații la centralele nucleare.

Pentru a calcula protecția împotriva radiației alfa și beta, este de obicei suficientă pentru a determina lungimea maximă a kilometrajului, care depinde de energia lor inițială, precum și de numărul atomic, masă atomică și densitatea substanței absorbante.

Protecția împotriva radiațiilor alfa la centralele nucleare (de exemplu, acceptând "combustibili proaspeți), datorită lungimilor mici de runde în substanță, nu reprezintă dificultăți. Pericolul principal al nuclidelor alfa-active reprezintă numai cu iradierea internă a corpului.

Lungimea maximă a particulelor beta poate fi determinată în conformitate cu următoarele formule aproximative, cm:

pentru aer - R \u003d 450 E β, în cazul în care E β-energia de frontieră a particulelor beta, MEV;

pentru materiale ușoare (aluminiu) - R β \u003d 0,1e β (la e β< 0,5 МэВ)

R β \u003d 0,2e β (la e β\u003e 0,5 MeV)

În practica de lucru la NPP sunt surse de radiații gamma ale diferitelor configurații și dimensiuni. Rata dozei de la acestea poate fi măsurată cu dispozitive adecvate sau calculată matematic. În cazul general, rata dozei de la sursă este determinată de activitatea completă sau specifică, emisia de spectru și condițiile geometrice, dimensiunile sursei și distanța față de ea.

Cel mai simplu tip de emițător gamma este sursa de puncte . Este un emițător gamma, pentru care, fără o pierdere semnificativă a preciziei de calcul, este posibilă neglijarea dimensiunilor și a absorbției de auto-absorbție a radiației în ea. Aproape poate fi considerat un punct sursă orice echipament care este un emițător gamma la distanțe, mai mult de 10 ori mai mare decât dimensiunea sa.

Pentru a calcula protecția împotriva radiației fotonice, este convenabil să se utilizeze tabele universale pentru calcularea grosimii protecției în funcție de multiplicitatea de a slăbi emisiile la și de energia cuantei gamma. Astfel de tabele sunt date în cărți de referință pentru siguranța radiațiilor și calculate pe baza formulei de atenuare a substanței unui fascicul larg de fotoni dintr-o sursă de punct, luând în considerare factorul de acumulare.

Metoda de protecție a barieră (geometria unui fascicul îngust și larg). În dozimetrie, există concepte de grinzi de radiații fotonice largi "și" înguste ". Colimatorul este similar cu diafragma limitează lovirea radiației împrăștiate în detector (fig.6.1). Bundurul îngust este utilizat, de exemplu, în unele instalații de absolvire a dispozitivelor dozimetrice.

Smochin. 6.1. Schema unui fascicul îngust de fotoni

1 - container; 2 - sursa de radiații; 3. - diafragmă; patru. - Fasciculul îngust de fotoni

Smochin. 6.2. Slăbirea unui fascicul îngust de fotoni

Slăbirea fasciculului îngust al radiației fotonice în protecție ca urmare a interacțiunii sale cu substanța are loc în conformitate cu legea exponențială:

I \u003d i 0 E - M x (6.1)

unde este o caracteristică arbitrară (densitatea fluxului, doza, rata dozei etc.) a fasciculului inițial îngust de fotoni; I - caracteristici arbitrare ale unui fascicul îngust după trecerea grosimii x , cm;

m. - Coeficientul liniar de slăbire, care determină proporția de monoenergetic (având aceeași energie) de fotoni care au prezentat interacțiune în substanța protecției pe unitate, cm -1.

Expresia (7.1) este valabilă și atunci când se utilizează coeficientul de slăbire în masă, în loc de liniar. În acest caz, grosimea protecției trebuie exprimată în grame pe centimetru pătrat (g / cm2), atunci produsul M M M va rămâne fără dimensiuni.

În cele mai multe cazuri, o fază largă este utilizată în calculele atenuării radiației fotonice, adică fascicul de fotoni, unde este prezentă radiația împrăștiată, ceea ce nu poate fi neglijat.

Diferența dintre rezultatele măsurătorilor grinzilor înguste și largi este caracterizată de factorul de acumulare în:

B \u003d Ishire / IUP, (6.2)

care depinde de geometria sursei, energia radiației foton primare, materialul cu care radiația fotonului interacționează și grosimea sa exprimată în unități fără dimensiuni MX .

Legea slăbiciunii pentru o gamă largă de radiații fotonice este exprimată prin formula:

I shir \u003d i 0 b e - m x \u003d i 0 e - m shir x; (6.3),

unde m, lățimea m este un coeficient de atenuare liniară pentru grinzi înguste și largi de fotoni, respectiv. Valori M I. ÎN Pentru diverse energii și materiale, ele sunt date în directoare de siguranță la radiații. Dacă directoarele sunt specificate m pentru o gamă largă de fotoni, atunci factorul de acumulare nu trebuie luat în considerare.

Pentru a proteja împotriva radiației fotonice, sunt utilizate cel mai adesea următoarele materiale: plumb, oțel, beton, sticlă de plumb, apă etc.

Metoda de protecție a barierului (calculul protecției asupra straturilor de jumătate de slăbit). Multiplicitatea radiației K este raportul dintre puterea măsurată sau calculată a unei doze eficiente (echivalente) de nerestruiere, la nivelul admisibil al puterii medii anuale a unei doze eficiente (echivalente) de CP în același punct în urmă Ecranul protector al grosimii X:

P CF \u003d PD A / 1700 HOUR \u003d 20MZV / 1700 ore \u003d 12 μз / oră.;

unde r cp - nivel admisibil doza medie anuală anuală (echivalentă);

PD A - Doza eficientă (echivalentă) pentru personalul grupului A.

1700 de ore - personalul timpului de lucru al personalului Grupului A pentru anul.

K \u003d P Modificarea / P CF;

În cazul în care PSM - doză eficientă de putere (echivalentă) fără protecție.

Când se determină grosimea necesară a stratului de protecție a acestui material X (cm) pe mesele universale, energia fotonilor E (MEV) și multiplicitatea slăbirii radiațiilor la .

În absența tabelelor universale, definiția operațională a unei grosimi de protecție exemplară poate fi efectuată utilizând valorile aproximative ale somnului de jumătate de atenuare a fotonilor într-o geometrie largă a fasciculului. Stratul de slăbiciune δ 1/2 este o grosime a protecției care slăbește doza de radiații de 2 ori. Cu o multiplicitate cunoscută de atenuare K, este posibil să se determine numărul necesar de straturi de jumătate de slăbire N și, prin urmare, grosimea protecției. Prin definiție K. = 2 N În plus față de formula, oferim o relație aproximativă tabară între multiplicitatea de acoperire și numărul de straturi de slăbire:

Cu un număr cunoscut de straturi de jumătate de slăbire N, grosimea protecției x \u003d δ 1/2 n.

De exemplu, un strat de jumătate de slăbire δ 1/2 pentru plumb este de 1,3 cm, pentru sticlă de plumb - 2,1 cm.

Metoda de protecție la distanță.Puterea dozei de radiații fotonice din sursa de puncte din gol variază invers proporțională cu pătratul pătrat. Prin urmare, dacă rata dozei PI este definită la o anumită distanță RI , Puterea dozei PC la orice altă distanță RX este calculată prin formula:

R x \u003d P 1 R12 / R2 x (6.4)

Metoda de protecție a timpului.Metoda de protecție a timpului (restricționarea timpului de ședere a lucrătorului sub influența radiației ionizante) este cea mai largă utilizată în producția de radiații și lucrări periculoase în zona accesului controlat (ZKD). Aceste lucrări sunt întocmite cu un costum dozimetric, ceea ce indică timpul permis pentru producerea de muncă.

Capitolul 7 Metode de înregistrare a radiațiilor ionizante