Защита от излучений радиоактивных энергий

Высокоактивные материалы должны храниться в помещении, удаленном от комнаты, в которой будут их применять порции поступившего вещества должен отбирать из контейнера только руководитель или другое лицо, прошедшее надлежащее обучение. Образец, выдаваемый студенту, должен быть сильно разбавлен во избежание опасности облучения. Для студенческих работ необходимо выбирать только вещества с относительно мягким излучением. Бета- и гамма-излучения малой энергии не вызывают больших затруднений, и исследование с ними можно проводить без тяжелой свинцовой или бетонной защиты. Не следует допускать, чтобы активный материал попадал на кожу в противном случае необходимо немедленно, не давая возможности адсорбироваться веществу, тщательно промыть пораженное место. Недопустимо ни при каких обстоятельствах засасывание активного вещества в пипетку ртом. Активные реактивы необходимо брать щипцами и держать их на расстоянии или за защитными экранами. С целью контроля радиоактивности требуется применение дозиметра и тщательная проверка подозреваемых загрязнений рук, рабочего места или аппаратуры. Дозиметр должен также применяться время от времени для того, чтобы выявить, не слишком ли высока доза облучения, получаемая экспериментатором. Шкала дозиметра градуируется в миллирентгенах излучения в час. Дозу не свыше 5 миллирентгенов в час можно считать допустимой, если работа с радиоактивным веществом проводится в течение сравнительно короткого времени. В СССР допустимой дозой является 0,05 рентгена в течение рабочего дня. Прим. ред.. Если активный раствор проливают на стол или пол, его немедленно вытирают бумажным полотенцем или другим впитывающим материалом, имеющимся под рукой при этом на руки необходимо надеть резиновые перчатки и держать полотенце щипцами. Загрязненное место нужно вытирать до тех пор, пока радиоактивность не сделается ничтожной. С дальнейшими деталями можно познакомиться в литературе. [c.429]

Высокоактивные материалы должны храниться в помещении, удаленном от комнаты, в которой будут их применять порции поступившего вещества должен отбирать из контейнера только руководитель или другое лицо, прошедшее надлежащее обучение. Образец, выдаваемый студенту, должен быть сильно разбавлен во избежание опасности облучения. Для студенческих работ необходимо выбирать только вещества с относительно мягким излучением. Бета- и гамма-излучения малой энергии не вызывают больших затруднений, и исследование с ними можно проводить без тяжелой свинцовой или бетонной защиты. Не следует допускать, чтобы активный материал попадал на кожу в противном случае необходимо немедленно, не давая возможности адсорбироваться веществу, тщательно промыть пораженное место. Недопустимо нн при каких обстоятельствах засасывание активного вещества в пипетку ртом. Активные реактивы необходимо брать щипцами и держать их на расстоянии или за защитными экранами. С целью контроля радиоактивности требуется применение дозиметра и тщательная проверка подозреваемых загрязнений рук, рабочего места или аппаратуры. Дозиметр должен также применяться время от времени для того, чтобы выявить, не слишком ли высока доза облучения, получаемая экспериментатором. Шкала дозиметра градуируется в миллирентгенах излучения в час. Дозу не свыше [c.429]

Во избежание лучевого поражения при работе с радиоактивными веществами необходимо строго придерживаться предельно допустимой дозы. При любых условиях надо работать с возможно меньшими активностями, на возможно большем расстоянии от источника радиоактивного излучения и в течение минимального времени. Если при соблюдении всех указанных условий приходится превышать предельно допустимую дозу излучения, то между препаратом и работающим следует установить поглощающий экран. Выбор материала и толщины слоя поглотителя зависит от вида излучения, его энергии и активности препарата. Для защиты от у-излучения используются тяжелые материалы (железо, свинец, бетон), при работе с Р-излучением (для предотвращения тормозного излучения) — легкие материалы (плексиглас, различные синтетические материалы, стекло, вода). [c.168]

Тем не менее, ОТ циклу присущи существенные недостатки. Прежде всего, горение сопровождается сильными нейтронными потоками. Около 80% энергии, выделяемой в О + Т реакции, приходится на долю высокоэнергетических нейтронов и составляет в одном акте 14 МэВ. Это вызывает серьёзные технологические проблемы защиты конструкционных материалов реактора от нейтронного облучения. Кроме того, энергия, выносимая из реактора нейтронами, может утилизироваться лишь с ограниченным КПД, обычно не превышающим 40%. В дополнение ко всему, тритий радиоактивен и его надо создавать искусственно, а выделение трития из литиевого бланкета не является тривиальной задачей. Наличие мощного, по плотности и энергии источника нейтронного излучения вместе с необходимостью работы с сильно радиоактивным материалом предъявляет жёсткие требования радиационной безопасности к эксплуатации ОТ реактора. [c.236]

Защита от излучений радиоактивных веществ и других излучений высоких энергий 89 Защитная обработка древесины 92 Защитная одежда 93, 86 Защитное действие (в радиац. химии) 94 Защитные добавки (в радиац. химии) 94 Защитные коллоиды 95, 608 Защитные покрытия 96 [c.529]

Получение больших количеств энергии с помощью ядерных реакций сопровождается выделением вредного для здоровья излучения, что требует особых предосторожностей для работающих в этой области. В связи с этим пришлось разработать надежные способы защиты от излучения и методику безопасного обращения с радиоактивными изотопами и их транспортировки. [c.437]

Энергия ионизации источника радиоактивного а-излучения (в дальнейшем для краткости — а-источник) типа АДИ составляет около мДж и может не учитываться. В соответствии с СИ 245—71 (Санитарные нормы проектирования промышленных предприятий. М., Стройиздат, 1972. 96 с.), АДИ может быть использован в производственных помещениях без специальной защиты. [c.105]

Рассмотренные выше области применения встречаются на стационарных силовых станциях типа теплоэлектроцентралей. Высокие требования к смазке предъявляются также в судовых и в других транспортных или передвижных установках и в ракетах, работающих на атомной энергии. В некоторых из этих систем увеличение веса практически недопустимо, поэтому возможность экранирования для защиты смазочных материалов исключается, и мощность дозы на таких установках выше, чем на стационарных. Эти соображения диктуют необходимость в разработке смазочных материалов с дополнительно повышенной стойкостью к радиоактивным излучениям. [c.56]

Для естественных и искусственных радиоактивных веществ энергия у-излучения обычно не превышает нескольких мегаэлектронвольт. Поэтому основным эффектом взаимодействия у-кван-тов с веществом защиты является фото- и комптон-эффекты. В случае комптон-эффекта вещества имеют практически одинаковый эффективный атомный номер, так как коэффициент передачи энергии излучения, рассчитанный на один электрон, для всех веществ одинаков. [c.80]

Уменьшения саморазложения можно достичь хранением радиоактивных веществ в виде тонких, лучше мономолекулярных, пленок на твердых веществах с сильно развитой поверхностью (адсорбентах, ионообменных смолах, бумажных лентах), которые поглощают основную часть энергии излучения. Саморазложение может быть также уменьшено диспергированием радиоактивного вещества в большом количестве растворителя. Вследствие эффекта радиационной защиты радиационно-лабильных соединений бензолом целесообразно их хранение в бензольных растворах. [c.138]

Защита от внешнего альфа- и бета-излучения радиоактивных препаратов осуществляется сравнительно просто вследствие малой проникающей способности этих излучений. Альфа-и бета-излучение характеризуется определенной величиной пробега альфа- и бета-частиц, т. е. расстоянием, на которое они могут проникать в вещество. Пробег альфа-частиц в воздухе не превышает нескольких сантиметров. Альфа-частицы поглощаются резиновыми перчатками, одеждой, стенками сте клянной ампулы и т. п. Пробег бета-частиц в воздухе в зависимости от их энергии составляет величину от сантиметров до нескольких метров. Для защиты от бета-излучения применяют материалы с малым атомным номером, например специальные [c.59]

О работе с радиоактивными веществами см. Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений, Гос-атомиздат, 1960 Е. В. Борисов, Техника безопасности при работе с радиоактивными изотопами, Профиздат, 1956 Б. М. 3 л о б и н с к и й. Безо пасность работ с радиоактивными веществами, 2-е изд., Металлургиздат, 1961 Международная организация труда, Защита работников от ионизирующего излучения, доклад, представленный на Международную конференцию по мирному использованию атомной энергии, Женева, август, 1955 г., Издатинлит. 1958 Е. А. Либерман, Дозиметрия радиоактивных изотопов, Медгиз, 1958 Современное оборудование для работы с радиоактивными изотопами. Сборник материалов, приложение № 5 к журналу Атомная энергия , 1958 [c.466]

Как показывают измерения радиоактивности, проведенные до сих пор атомные взрывы лишь незначительно повысили тот уровень естественного радиоактивного фона, воздействию которого мы постоянно подвергаемся однако следует указать, что степень усиления естественного фона радиоактивности варьирует в разных условиях среды и для разных районов земного шара. В настоящее время несколько более серьезную угрозу нашим генам создает использование ионизирующего излучения для медицинских целей (рентгеновские снимки, радиотерапия и т. п.), однако, применяя соответствующие меры защиты, опасность, связанную с использованием этих необходимых медицинских мероприятий, можно свести к минимуму. Опасность представляет также использование атомной энергии для мирных целей (работа на реакторах и с получаемыми в них продуктами распада), однако и с этой проблемой можно справиться. Что же касается опасности, связанной с атомными взрывами, то она будет возрастать, так как если будет продолжаться испытание атомного оружия, то будет увеличиваться и выпадение радиоактивных осадков. Самое худшее, что может произойти, — это атомная война, которая приведет не только к немедленным катастрофическим последствиям, но и окажет сильное разрушающее действие на наследственность целых народов. [c.448]

Наибольшую опасность при радиохимических работах представляют, конечно, радиоактивные изотопы. Степень опасности и меры защиты определяются энергией излучения изотопа и химической природой соединения, в которое он входит, — Прим. перев. [c.101]

При просвечивании рентгеновскими и гамма-лучами необходимо соблюдать правила защиты от вредного влияния излучений на человеческий организм. Толщина защитного слоя при работе с радиоактивными изотопами зависит от его активности, энергии гамма-лучей и расстояния от источника излучения. При одинаковом расстоянии для защиты от излучений кобальта-60 требуется защитный слой в два раза большей толщины, чем при работе с цезием-137 и примерно в пять раз большей толщины, чем при использовании тулия-170. [c.99]

Мощное радиоактивное и нейтронное излучение, возникающее при получении и использовании ядерной энергии, требует сооружения громоздкой толстостенной бетонной защиты. Это затрудняет практическое применение ядерной энергии. Имеются и другие технические, хотя и не принципиальные, трудности при сооружении заводских установок, использующих ядерное горючее. [c.36]

При взаимодействии быстрого электрона с мишенью электронного ускорителя может генерироваться рентгеновское излучение. Мощность поглощенной дозы излучения современного электронного ускорителя со средним током I мА и энергией ускоренных электронов 30— 40 МэВ составляет 10 рад/с на расстоянии около 1 м от вольфрамовой мишени. Длительное время применение рентгеновских установок для промышленного облучения считалось нерентабельным, что было обусловлено низкими значениями к. п. д. трубки. Так, к. п. д. мощной рентгеновской установки с трубкой на ускоряющее напряжение 120 кВ и ток 0,5 А равен 0,1% [448]. К- п. д. преобразования энергии электронов в тормозное излучение тем больше, чем выше напряжение, ускоряющее электроны. При напряжении 20 МэВ и использовании золотой мишени к. п. д. достигает 45%- Однако жесткое рентгеновское излучение также не находит практического применения для промышленного облучения в связи с наводимой в облучаемых объектах радиоактивностью, невозможностью полного использования энергии и необходимостью мощной биологической защиты от излучения [448—449]. [c.166]

При разработке мероприятий для защиты от воздействия ионизирующих излучений и радиоактивных веществ необ.ходимо учитывать характер источника излучений (ускоритель или радиоактивные вещества), вид радиоактивных веществ (открытый или закрытый), физическое состояние радиоактивных веществ (твердое, жидкое, газообразное), вид и энергию излучения, активность, период полураспада, удельную активность, количество радиоактивного вещества в рабочей зоне и среднегодовое потребление радиоактивных веществ в лаборатории, цехе, учреждении или на предприятии, характер технологического процесса, в котором используются радиоактивные вещества. [c.104]

Широкое практическое применение получил источник Ре, относящийся к группе /С-захватных изотопов. Радиоактивное железо превращается в стабильный марганец, захватывая ядром при распаде электрон со своей /С-оболочки. При этом возникает характеристическое рентгеновское излучение /С-серии марганца с энергиями 5,9 и 6,5 кэВ. Интенсивность характеристического излучения составляет 8-10 квант/(с-мКи-ср) (без учета самопоглощения). Помимо характеристического излучения в спектре этого источника присутствует лишь внутреннее тормозное излучение с наибольшей энергией квантов 220 кэВ. Интенсивность этого излучения составляет около 10 от интенсивности характеристических рентгеновских лучей. Таким образом, изотоп Ре является источником практически чистого мягкого характеристического рентгеновского излучения. Высокая стабильность (период полураспада 2,9 года), простота защиты от неиспользуемого излучения, доступность и сравнительно невысокая стоимость позволяют применять этот изотоп при абсорбциометрии на легкие элементы (от кремния до ванадия). Однако малая проникающая способность излучения ограничивает допустимую толщину поглощающего слоя. Этот серьезный Недостаток не позволяет анализировать химические волокна из-за трудностей, связанных с приготовлением образцов малой оптической плотности и необходимости усложнения конструкции фотометров. Несмотря на это, изотоп °°Ре успешно применен при анализе фосфора в тканях со специальными свойствами, у которых поверхностная плотность т 0,1 г/см [150]. [c.106]

ЗАЩИТА от ИЗЛУЧЕНИЙ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ и других излучений высоких Энергий (у-, Р-, а-лу-чей, нейтронов и др.) — снижение уровня активности излучения до неопасной для здоровья человека. Исходя из того, что биологическое действие этих излучений особенно опасно, разработаны предельно допустимые нормы доз облучения, не приносящие ощутимого вреда здоровью человека, даже при длительной работе с излучениями. Суммарная, предельно допустимая доза за все время работь человека (в возрасте N лет) с изучениями по действующим нормам не должна превышать величины 5 (Л — 18) биологических эквивалентов рентгена бэр = где бэр — биологические эквиваленты рентгена фэр — допустимая доза за неделю обэ — относительная биологическая эффективность. Защита зависит от вида излучений и их физических свойств. Нелетучие радиоактивные вещества, испускающие а-час-тицы, не представляют опасности, т. к, слой воздуха в 15 см предохраняет от их вредного воздействия. Используя [c.99]

Радиационная защича. Чрезвычайно интересны попытки применения материалов на основе эпоксидных смол для защиты обслуживающего персонала и аппаратуры от радиоактивных излучений. Такой защитой может служить слой любого материала, полностью поглощающий или уменьшающий мощность дозы и энергию излучения. Прежде всего необходима защита о г излучений с высокой проникающей способностью (нейтронного, жесткого 7-излучения, рентгеновского излучения больших энергий), и р-излучений со средней проникающей способностью. [c.172]

Практическое использование излучения большой энергии при инициировании свободнорадикальных процессов было предметом многообещающего обсуждения. При этом учитывалось необычайно большое количество радиоактивных материалов, которое может быть получено при работе ядерных реакторов. Для некоторых целей, таких, как получение радикалов в твердых пластиках или стерилизация биологических материалов, этот метод имеет исключительные преимущества. Тем не менее пекоторые простые расчеты указывают на очевидные лабораторные и технические трудности. Источник Со в 1 ккюри (распадающийся со скоростью 3,7 атомов в 1 сек.) испускает большую часть энергии в виде уизлучения 1,2 Мэе (1 Мэв = = 1 миллиону электроновольт). Если оно полностью поглощается в системе и образует радикалы с величиной С -- 5, то скорость образования радикалов составляет 7,4-10 молъ сек. Такая же скорость получается ири облучении лампой, дающей 1,2 вт ультрафиолетового света с длиной волны 3600 А, который разлагает фотоинициатор с квантовой эффективностью, равной единице, или приблизительно при 0,1 М растворе перекиси бензоила ири 80°. Если учесть сложное оборудование и защиту, необходимые для Со , а также неполное поглощение энергии, за исключением очень больших систем, то недостатки инициируемых радиацией ироцессов станут довольно очевидными. [c.444]

Г0РЯЧх4Я ЛАБОРАТОРИЯ — лаборатория, предназначенная для работы с радиоактивными препаратами высокой активности (до сотен тысяч кюри). В Г. л. производят выделение плутония и других трансурановых элементов, переработку тепловыделяющих злементов ядерных реакторов и продуктов деления, исследование физич. и химич. свойств материалов, обладающих высокой активностью, приготовление мощных источников излучения, радиохимич. очистку изотопов, радиохимич. анализ и т. д. Основная сиецяфич. особенность Г. л. — необходимость проведения работ при условии биохимич. защиты персонала, помещения и окружающей местности от проникающего радиоактивного излучения и загрязнения радиоактивными веществами — аэрозолями, пылью, жидкостями, парами и т. д. Опасность облучения персонала исключается благодаря хорошо разработанным системам защиты, дозиметрич. контроля, сигнализации и автоблокировки. Группа токсичности и класс Г. л. определяются степенью возможной опасности работы (вид и энергия излучения, физич. состояние источников, количество радиоизотопов и их относительная токсичность и т. д.). [c.500]

Для характеристики энергии, поглощенной в единице массы облучаемой среды, используют величину, называемую поглощенной дозой излучения (или просто дозой излучения). От уровня дози зависит, в частности, степень биологического действия излучения. Вопросы, связанные с изучением воздействия радиоактивных излучений на организм человека, измерением и расчетом доз ионизирующих излучений, а также организацией защиты от ионизирующих излучений, стали предметом специальной научной дисциплины — дозиметрии ионизирующих излучений. [c.26]

Радиоактивный Сз является одним из продуктов деления ядерного горючего. Он может быть выделен в виде хлорида цезия с активностью 25 кюри г из отработанных и выдержанных в течение нескольких месяцев тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов. Содержание Сй в продуктах деления равно 4,5%, т. е. довольно высокое [5]. Этот изотоп является у-излучателем, энергия квантов которого составляет 0,67 Мэе и период полураспада 33 года [1]. Благодаря более низкой энергии проникающая способность излучения Сз меньше, чем у °Со, но тем не менее вполне достаточна для использования в целях очистки воды. Зато защита от излучения Сз значительно проще, чем от изд чения °Со. Длительный период полураспада таюке является одной из положительных колтеств этого источника. [c.116]

Применяемые в работе с радиоактивными индикаторами небольшие количества активных материалов обычно не представляют такой радиационной опасности, от которой трудно зашититься. Изотопы, являющиеся источниками а- и р-излучения, можно хранить в обычных стеклянных или металлических емкостях, однако при работе с ними следует пользоваться щипцами и надевать резиновые или пластиковые перчатки. Для гамма-излучателей нужна более надежная защита, например слой свинца в несколько сантиметров (толщина слоя зависит от энергии излучения данного изотопа). Набирать жидкость в пипетку, засасывая ртом, вообще нежелательно при работе с активными растворами это категорически запрещается. [c.525]

О работе с радиоактивными веществами см. Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений, Госатомиздат, 1960 Борисов Е. Б.,. Техника безопасности при работе с радиоактивными изотопами, Проф-пздат, 1956 3 л о б и н с к и й Б. М., Безопасность работ с радиоактивными веществами, 2-е изд., Металлургиздат, 1961 Международная организация труда. Защита работников от ионизирующего излучения. Доклад, представленный на Международную конференцию по мирному использованию атомной энергии, Женева, Издат- [c.616]

Радиоактивные вещества исп ткают а-частицы в диапазоне энергий от 4 до 11 Л/эв. Таким образом, согласно соответствующим данным по длина.м пробега, защититься от а-частиц не представляет никакого труда слой воздуха в 15 см уже предохраняет от их вредного действия. Одиако представляет опасность работа с а-активными летучими веществами, а также с открытыми нелетучими препаратами (см. Сцилларда — Чалмерса аффект), поскольку высокая биологич. активность а-частиц приводит к тяжелым последствиям ири их попадании в организм. Поэтому работать с открытыми препаратами бол 1Шо 1 активностп разрешается только в закрытых ге[)метпч. боксах в резиновых перчатках, к-рыо предохраняют руки от де " ствия а-излучения и мягкого Р-излучения. [c.45]