Радиационная защита, комплекс организационных и техн. мероприятий по предотвращению вредного воздействия ионизирующих излучений на организм человека. Различают воздействия, при которых тяжесть поражения зависит от индивидуальной дозы облучения, полученной отдельным органом или всем телом человека (лучевая болезнь, лучевые ожоги, катаракта и т.п.), и воздействия, обусловленные коллективной дозой (суммой индивидуальных доз определенного контингента людей) и определяющие опасность генетич. нарушений в популяции. Первые наз. нестохастич. эффектами, вторые-стохастич. эффектами излучения. Соответственно и радиационная защита должна обеспечивать безопасные условия для отдельных лиц, их ближайшего и отдаленного потомства и человечества в целом.
Организац. мероприятия по радиационной защите включают: 1) ограничение эквивалентной дозы, получаемой профессиональными работниками, значением 50 мЗв в год, а ограниченной частью населения-значением 5 мЗв в год (см. Доза); 2) установление и обеспечение допустимых концентрацийрадионуклидов в воздухе, воде, пищ. продуктах, строит. материалах и др.; 3) порядок проведения работ с радионуклидами и др. источниками ионизирующих излучений. Различают радиационную защиту от внешнего (по отношению к человеку) излучения и от внутреннего, создаваемого радионуклидами, попавшими в организм человека. Различают открытые источники, при использовании которых возможно попадание радионуклидов в окружающую среду, и закрытые, не загрязняющие окружающую среду при эксплуатации в регламентир. условиях. Предприятия и лаборатории, в которых проводится работа с открытыми источниками, должны быть оборудованы ср-вами защиты работающих и окружающей среды от попадания радионуклидов в кол-вах, превышающих допустимые концентрации. Ср-ва индивидуальной защиты от попадания радионуклидов внутрь организма-спецодежда и обувь, пластиковые костюмы, перчатки, респираторы и др. (см. Защитная одежда). Для защиты от внеш. излучения сокращают время работы, используют дистанционный инструмент (пинцеты, захваты, манипуляторы, телеуправляемые механизмы), защитные конструкции, поглощающие излучение частично или полностью. Защитные устройства по типу конструкции могут обеспечивать сплошную радиационную защиту (контейнеры, радиац. установки), теневую (стенка, экран), частичную. Выбор материалов и конструкций определяются видом, энергией и интенсивностью излучения, назначением источника, его геометрией, мех. и радиац. стойкостью материала, его стоимостью и т.д. Напр., в случае фотонного излучения стационарных источников материалами для радиационной защиты служат бетон, вода, чугун, свинец; для транспортных контейнеров-свинец; для защиты от нейтронного излучения ядерного реактора-сочетания воды, бетона и железа; для контейнеров с нейтронными источниками - смесь парафина с карбидом бора.
Для расчета радиационной защиты определяют требуемую кратность ослабления излучения К = Р0/Р, где Р0 и Р- мощность дозы (или плотности потока излучения) в заданных точках, соотв. без защиты и допустимая (или необходимая). В случае непосредственно ионизирующего излучения (пучки электронов, протонов, a-излучение, др. заряженные частицы) радиационная защита обеспечивается слоем любого материала толщиной более их пробега. Напр., при одинаковой энергии в 1 МэВ пробеги электронов, протонов и a-частиц в воде равны 4300, 22,5 и 5,8 мкм соответственно. Защиту от интенсивных потоков электронов и b-излучения рассчитывают с учетом образующегося в источнике и защитном материале тормозного рентгеновского излучения. В случае косвенно ионизирующего излучения (g- и рентгеновское излучения, поток нейтронов) учитывают энергетич. спектр, угловое и пространств. распределение излучения, геометрию источника (точечный, протяженный, объемный); соответственно выбирают конструкцию защиты (геометрию, состав защитного материала, толщину его слоя и т.д.).
Рассмотрим, например, точечный изотропный моноэнергетич. радионуклидный источник у-излучения с полной гамма-постоянной нуклида Г (Гр•м2/с•Бк) и активностью источника А (Бк). Толщина d гомогенной (из одного материала) барьерной защиты рассчитывается исходя из допустимой мощности дозы Р на расстоянии R от источника:
P = ГAR-2dBDexp(-md),
где m-коэф. ослабления рассматриваемого излучения в материале, d-поправочный коэф., учитывающий ограниченность защиты, BD -фактор накопления дозы, который зависит от энергии излучения, эффективного атомного номера материала, его плотности и толщины слоя. Это ур-ние в аналит. виде не м. б. решено, поэтому для расчета радиационной защиты используют приближенные методы или номограммы. Широкое распространение получили Универсальные таблицы для расчетов защиты от фотонного излучения точечных изотропных источников, разработанные Н.Г. Гусевым.
Лит.. Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80, 2 изд., М., 1981; Машкович В П., Защита'от ионизирующих излучений. Справочник, 3 изд., М., 1982; Защита от ионизирующих излучений, под ред. Н.Г Гусева, 3 изд., т 1-2, М., 1989 90
