Защита от ионизирующих излучений. Если в момент времени t число нераспавшихся атомов радиоактивного источника N= N(t), то за интервал времени dt распадется dN атомов и активность радионуклида*

 

Если в момент времени t число нераспавшихся атомов радиоактивного источника N= N(t), то за интервал времени dt распадется dN атомов и активность радионуклида* А = —N, а постоянная распада w = —N/N. Отсюда следует:

(6.65)

 

Так как масса одного атома равна а/n (где а —атомная масса, а

n = 6,022×1023 — число Авогадро), то N атомов имеют массу М= Na/n и следовательно, активность источника массой M равна

 

А == wМп/а.

 

Из выражения (6.65) видно, что постоянная распада w связана с полупериодом распада T1/2 (T1/2 —время, за которое распадается половина атомов источника: N(t) = Nh / 2) соотношением w = ln2/T1/2.

Защита от g -излучения. Мощность (поглощенной) дозы g-излучения в воздухе D (аГр/с) прямо пропорциональна активности А (Бк) точечного нуклида и обратно пропорциональна квадрату расстояния r (м) от изотропного источника до приемника:

 

(6.66)

 

где Г —керма-постоянная, (аГр×м2)/c×Бк). Интегрируя выражение (6.66), можно найти дозу в воздухе за некоторый интервал времени Т

(6.67)

 

Формулы (6.66) и (6.67) справедливы для расчета полей излучения точечных источников* в непоглощающей и нерассеивающей среде. Они позволяют выбрать такие значения А, r, t, при которых будут соблюдаться установленные нормами предельно допустимые уровни излучения. Если нормам удовлетворить нельзя, то между источником и приемником у-излучения располагают защиту.

При прохождении излучением защитной среды приемник регистрирует (рис. 6.55) как непровзаимодействовавшие со средой излучение 1 так и однократно 2 и многократно 3 и 4 рассеянное излучение. Излучение 5...9не достигает приемника: излучение 5, 6 из-за поглощения в среде, излучение 7, 8 из-за направления траектории за защитной средой не на приемник, а излучение 9 — вследствие отражения. В первом приближении расчет защиты можно произвести, учитывая только нерассеянное излучение. Мощность дозы излучения Д при установке защитного экрана толщиной h (см. рис. 6.55) претерпевает изменение на расстоянии г по экспоненциальному закону:

 

Рис. 6.55. Схема прохождения излучений сквозь защиту

 

- при отсутствии защиты

Ḋ =

- при наличии защиты*,

 

где d—линейный коэффициент ослабления.

 

Определяя коэффициент защиты в виде , находят эффективность защиты

e = 101gkw~ -4,345h.

 

Чтобы учесть рассеянное излучение, мощность поглощенной дозы представляют в виде суммы

 

,

 

где Ḋ и В — сответственно мощность дозы нерассеянного излучения при наличии защиты и некоторая прибавка к этой мощности, учитывающая наличие рассеянного излучения; безразмерная величина называется фактором накопления. Фактор накопления зависит от всех характеристик источника и защитной среды, в том числе от толщины экрана. Его обычно определяют экспериментально и представляют в виде В = B(Sh, к, z), где е и z — соответственно энергия g-квантов и атомный номер защитной среды. В табл. 6.12 приведены значения фактора накопления и линейного коэффициента ослабления для некоторых материалов. С учетом рассеянного излучения коэффициент и эффективность защиты равны:

 

 

Таблица 6.12.