凌晨　毛晨

【摘 要】当前，电磁设备越来越广泛地应用于生产和生活中，与此同时放射性污染却愈发严重。辐射的照射方式分为外照射和内照射，其中，时间防护、距离防护和物质屏蔽是外照射防护的主要形式。本文首先介绍了放射性同位素和放射源，然后阐述了辐射防护的基本措施，最后分析了防护距离和物质屏蔽的计算方法。

【关键词】电离辐射；放射性；防护计算

中图分类号：X837 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）17-0038-002

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.17.018

【Abstract】At present，electromagnetic equipment is more and more widely used in production and life. At the same time， radioactive pollution is becoming more and more serious. Radiation is divided into external and internal radiation. Time protection，distance protection and material shielding are the main forms of external radiation protection. This paper first introduces radioisotopes and radioactive sources， then expounds the basic measures of radiation protection， and finally analyses the calculation method of shielding distance and material shielding.

【Key words】Ionizing radiation；Radioactivity；Protection calculation

随着科技的快速发展，人们的生活变得更加便利，同时生活中出现了许多电离辐射源，对人们的正常生活造成严重威胁。目前，核能技术、放射线装置和反应堆的应用越来越广泛，它们会形成大量的电离辐射，如果处理不当，将会对人体造成一定伤害。因此，人们应当做好电离辐射环境监测的防护工作，尽量减少辐射对人体造成的危害。

1 放射性同位素和放射源

放射性同位素是指发生衰变的元素中原子序数相同而质量不同的核素。人工放射性核素是指应用反应堆中子流和加速器高能带电粒子流，人工制备的放射性元素。目前，该类型的元素已经超过千种，多数高能级、高源强的放射源，都是通过人工方式合成的。

放射源是指永久密封在容器内或者具有严密簿层且呈固态的放射性物质，其不包括研究用核反应堆、核子动力堆燃料循环方面的材料。

2 辐射防护的基本措施

2.1 外照射防护形式

2.1.1 时间防护

在相同环境中，随着时间的延长，人体受到的照射量不断变大，两者成正比。

2.1.2 距离防护

理想状态下，人们不需要过多考虑电源介质的吸收和散射，在同一方位角，电源的直接照射量与距离的平方呈反比。除了真空环境外的其它环境，吸收和散射两种都时刻存在于不同环境中，由此可见，在该情况下，随着电源距离的增加，直接照射量会有所减小，这一特点在许多应用中都有所体现，例如，比较常见的智能机器人和监测环境范围的具体设定。

2.1.3 物质屏蔽

在放射性核素与受照物间可以放置可吸收，或可以削弱辐射强度的物质。如果射线物质在发生作用后，可以被吸收或散射，则认为采用的物质对射线则能够起到一定的屏蔽作用。在实际分析过程中，对不同射线，采用的屏蔽方法也会有所不同。针对γ射线和X射线，可以采用原子序数较高物质，完成相应的屏蔽操作，比较常见的物质有铅。而对于β射线可以利用低原子序数物质进行屏蔽，常见的物质为有机玻璃。对于α射线，基本不需要进行屏蔽处理，但是，需要注意的是，放出该射线的放射性核素，一旦进入到人的体内，将会造成较为严重的危害。屏蔽中子的难度相对较大，从目前的情况来看，对于中子的屏蔽，可以通过含有氢原子的物质实现。

在外照防护过程中，时间防护的目的是尽量减少人体与射线的接触时间，通过该方式，降低人遭受到的伤害；距离防护则是通过结合力的方式，加大人与射线间的距离；物质屏蔽的要点，是将一种能够吸收射线的材料放置在人体与放射性源间，通过对其进行应用，实现相应的屏蔽作用。进行外照防护的目的是确保射线检测人员在实际工作中，承受的辐射剂量处于国家要求的安全标准以下。

2.2 内照射防护

内照射防护是指利用一定防护手段，避免放射性物质进入人体内，对人体造成伤害。内照射防护在实际进行过程中的方法是隔离工作区域、封闭放射性物质区域等。

3 计算防护距离

某工程在运行过程中启动了放射源Cs-137，铭牌标识活度为200mCi，在实际应用过程中，因为操作失误，导致其从铅屏蔽罐中滑出，掉落到地面上，在发生意外后，工厂快速对工程中的工作人员进行了疏散，将6.0m范围内作为检测区域。

在实际分析过程中，需要计算出距离该裸源6.0m处空气吸收剂量率，如果在该过程中，需要设定控制区边界，在该过程中，应当将边界处剂量率为40μGy/h当作限值，然后通过对各项信息内容进行应用，完成对控制半径的计算。

以上两项问题是对放射源进行监测过程中经常可以遇到的，就是已知放射性活动的某一暴露核素点源，在发生意外后，从相应的屏蔽装置中滑出，在应急监测过程中，要对已经确定距离的空隙吸收剂量进行计算，然后依据计算结果，完成对作业区域的划分，并且要树立相应的警戒范圍，避免工作人员进入到警戒范围内，受到伤害。计算过程如下：

Ci是早期的放射性单位，在具体计算过程中，应当将其转换为国际值单位Bq（贝克勒尔），如公式（1）所示。

1Ci=3.7×1010Bq（1）

在实际计算过程中，为了确保最终计算结果的准确性，应当相对该枚Cs-137 的放射活动进行计算，如公式（2）所示。

A=200×10-3×3.7×1010=7.4×109Bq（2）

式中，A表示的为Cs-137放射源活度。

空气吸收剂量率的计算如公式（3）所示

D=3600（3）

式中，D表示的为γ辐射空气吸收剂量率，Gy/h；A表示的为发射源的具体活动，Bq；Γ表示的为γ常数，Gy·m2Bq-1·S-1；R表示的为计算点与放射源间的具体距离，m。

在具体计算过程中，针对计算时涉及到的内容进行检查，通过查表可知 γ放射源中Cs-137的γ空气比释动能率常数Γ=2.12×10-17（Gy·m2Bq-1·S-1）。在计算过程中，将相应的数据带入到公式（3）中，通过计算可以得到，距离裸源6.0处空隙吸收剂量率约为：1569Gy/h。

边界处剂量率D=40μGy/h=处的半径为：R2=3600，通过计算控制，R≈3.76m。

通过上述计算可以确定，距离裸源6.0m处，空气吸收剂量率约为1569Gy/h，超出本地正常值百余倍，在实际处理过程中，对于控制区边界，应当采用设计为一个半径大小为3.76m的圓。

4 计算物质屏蔽

在物质屏蔽计算时，以X射线装置为例进行，在对X射线装置进行应用过程中，应当对其运行可能造成的危害充分考虑，避免对人体健康造成严重危害，为了实现这一目的，应当在房间内，安置屏蔽墙，通过对屏蔽墙的应用，降低辐射强度，减少辐射对人体造成的伤害。在具体工作中，应当先对房间进行测量，在此基础上，对计墙体的厚度，以及采用的屏蔽材料的厚度进行计算，在该过程中，以铅元素作为主要材料。X射线源点与受照面间有0.5m的距离，实际照射面积达到了40cm2，X射线装置的标准如下：识别电压大小为250kV；工作负荷400mA·min·wk-1；屏蔽墙处于控制区域内，与X射线源点的距离为2.0m；周计量限的具体取值为1mSc·wk-1。在具体计算过程中，投射系数的计算如式（4）所示。

式中，δ表示的为屏蔽材料投射系数；H表示的为周剂量限值；W表达为具体工作负荷，mA·min·wk-1；T表示的为居留因子（全居留时，T的取值为1）；U标定为使用因素（充分施工情况下，U的取值为1）。

依据上文叙述，计算过程中如下：

在问题的实际分析过程中，依据涉及到的U、T之间的相互转换，最终确定，在计算过程中，底板U值的大小为1，墙壁U值的大小为1，在该情况下，最终确定控制区域内，将T=1，U=1/4作为最终的距离因子。最终工作负荷：W×U×T=1×104mA·min·wK-1，将周剂量值、半径值都带入到公式（4）中，最终通过计算可以得到：σ=4×10-7Sv·m2（mA·min）-1，最终通过分析可以确定，如果渗透系数σ的大小为4×10-7Sv·m2（mA·min）-1，在实际设计过程中，主屏蔽墙混凝土厚度大小应当为41cm，而铅体的厚度大小则应当为0.9cm。

5 结束语

日常作业经常需要进行防护工作，做好日常防护，对于确保工作人员的人身安全来说意义重大。因此，工作人员应当加强对电离辐射监测工作的重视程度，辐射监测前，应当对辐射发生的几率进行科学评估，同时在该过程中还应当做好相应的预案，确保发生辐射时，能够依据实际情况，采取制定的应急解决方案，能够在短时间内完成相应的计算，将辐射事故发生时几率降到最低。

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