Большая Советская Энциклопедия (ЗА)

  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 (в Мэв ) в веществе равен:

 

  где r — плотность в г/см³ , А — атомный вес вещества. Пробег b-частиц максимальной энергии E в алюминии R » 2E мм, в воздухе R » 4E 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=I e^—d/l ,            (1)

  где I_d и I — 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 .