К числу технических средств защиты относится устройство различных экранов из материалов, отражающих и поглощающих радиоактивное излучение.

          Под термином «экран» понимают передвижные (рис. 8.1) или стационарные щиты, предназначенные для поглощения либо ослабления ионизирующего излучения. Экранами служат стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, стенки сейфов для их хранения, стенки боксов (рис. 8.2) и др.

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.

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

где E_max — 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. 8.3 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

                                                       (8.1)

где М - гамма-эквивалент препарата, мг-экв Ra; t - время работы в сфере воздействия излучения, ч;  R - расстояние от источника, см.

Рис. 8.3. Номограмма для ра­счета                               Рис. 8.4. Номограмма для расчета

толщины свинцовой за­щиты от                               толщины защиты от гамма-излучения

точечного источника для широкого                                     по кратности ослабления

пучка гамма-излучения Со⁶⁰

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 (8.1), определяем

По номограмме (см. рис. 8.3) получаем, что для К₁ = 2,5^. 10^-1 толщина защиты из свинца d= 7 см.

Другой тип номограммы приведен на рис. 8.4. Здесь на оси ординат отложена кратность ослабления К, равная

или

                                                         (8.2)

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

Предположим, необхо­димо рассчитать толщину стен помещения, в котором расположена гамма-тера­певтическая установка, за­ряженная препаратом Cs¹³⁷ в 400 г-экв Ra (M = 400 000 мг-экв Ra). Бли­жайшее расстояние до сосед­него помещения, в ко­тором находится обслужи­вающий персонал, Л = 600см. 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.  Чтобы  оценить кратность ослабления, воспользуемся формулой (8.2)

По рис. 8.4 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.

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. Для защиты от нейтронного излучения применяют материалы, содержащие водород (воду, парафин), а также бериллий, графит и др. Для защиты от нейтронов с малой энергией в бетон вводят соединения бора: буру, колеманит и др. Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-лучей применяют смеси тяжелых материалов с водой или водородсодержащими материалами, а также слоевые экраны из тяжелых и легких материалов (свинец – полиэтилен, железо – вода и т.п.).

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.