2.2.4. Испытания ядерного оружия

С 1945 года в мире было проведено более 500 наземных и около 1900 подземных ядерных испытаний. В результате наземных взрывов в атмосферу попала большая часть продуктов деления, которая переносилась воздушными потоками главным образом в западном и восточном направлениях. В процессе седиментации и вместе с атмосферными осадками радиоактивные продукты взрывов снова попадали на землю, во вдыхаемый воздух, воду и пищевые цепочки. При этом в растениях, организмах животных и людей аккумулировались и накапливались изотопы редких, но биологически значимых микроэлементов. Для человека это прежде всего стронций-90, являющийся химическим аналогом кальция и аккумулирующийся в костной ткани. Родственный калию цезий-137, напротив, откладывается в мягких тканях и остается в них на протяжении нескольких месяцев, йод-131 сосредоточивается в щитовидной железе.

На рис. 7 представлена зависимость колебаний накопленной активности на поверхности земли и в ее верхних слоях за 30 лет (данные для одной из европейских стран). Можно отчетливо наблюдать связь между числом наземных испытаний ядерного оружия и соответствующим всплеском активности в течение нескольких недель или месяцев после этого. Пик в 1957 году является следствием аварии в Виндскейле (Великобритания) и на предприятии «Маяк» (СССР). Максимум в 1963 появляется в результате 118 испытаний в Тихом океане и Советском Союзе в 1962 году. В частности, проводились испытания многочисленных водородных бомб мощностью до 50 мегатонн ТНТ, что соответствует взрывной силе 2500 номинальных атомных бомб (тип бомбы взорванной в Хиросиме).

Рис. 7. Суммарная искусственная бета-активность на квадратный метр земной поверхности в одной из европейских стран. Снизу для каждого года приведено число наземных испытаний ядерного оружия. Пунктирная горизонтальная линия показывает природную активность калия-40 (A_nat) в приповерхностных 10 миллиметрах грунта.

После заключенного в 1963 году договора о запрещении испытаний ядерного оружия между США и СССР активность от наземных испытаний ядерного оружия в течение 4 последующих лет уменьшилась до значений, которые определялись практически только долгоживущими продуктами деления стронцием-90 и цезием-137 с периодами полураспада порядка 30 лет. Последний известный наземный ядерный взрыв был проведен в Китае в 1980 году.

Можно оценить, что общая средняя доза облучения в Европе от ранее проведенных испытаний ядерного оружия составляет примерно 2 мЗв. Из этой дозы на сегодняшний день человечество получило уже почти 90 %; остальное последует в ближайшие 100 лет. В настоящее время средняя мощность дозы от этого источника находится в районе 0.01 мЗв в год. Несомненно, что и в этом случае средняя нагрузка зависит от возраста, привычек в питании и географической ситуации. В южной половине земного шара дозовая нагрузка от ядерных взрывов в атмосфере в четыре раза меньше, чем в северном.

Особый «продукт» испытаний ядерного оружия, а также аварий в Виндскейле и Чернобыле, представляют собой «горячие частицы». При этом речь идет о продуктах конденсации испаренных продуктов деления и трансуранов на атмосферных частицах пыли или аэроионах, обладающих активностью до 50 Бк. Частицы имеют диаметр от 0.1 до 5 мкм. В 1961 году можно было обнаружить одну подобную частицу в каждых 15 м³ воздуха. В легких человека число частиц за длительный промежуток времени составляло в среднем 40. Мощность дозы на расстоянии 5 мкм от частицы составляет 5 Зв в час. Этого достаточно, чтобы разрушить большую часть подверженных воздействию клеток. Обусловленная этим частота возникновение рака зависит от индивидуальной эффективности иммунной системы и для таких плотнолокализованных радиационных повреждений пока еще не до конца изучена.

Общее распределение дозы, получаемой от природных и техногенных источников, показано на рис. 8.

Рис. 8. Средняя годовая дозовая нагрузка от естественных и техногенных («искусственных») источников. В «прочие причины» входит техническое оборудование и объекты, испытания ядерного оружия, мирное использование ядерной энергии, Чернобыльская авария и.т.д.

3. Практическая часть. Оборудование и препараты

Работа включает следующие разделы:

1. Измерение мощности дозы радиационного фона в помещении лаборатории и от различных источников.

2. Измерение и расчет мощности дозы от точечного источника излучения известной активности.

3. Работа с порталом «Nucleonica». Расчет мощности дозы радиоактивного источника на разных расстояниях от него, при разных материалах защиты.

4. Ознакомление с радиационной обстановкой на предприятиях Росатома с использованием сайта www.russianatom.ru.

5. Проведение сравнительного анализа доз облучения от различных источников естественной и техногенной радиации с использованием Карты радиационных доз Radiation Dose Chart (http://www.imgs.com/blag/radiation.org).

6. Домашняя работа с дозиметром.

Используемые препараты

1. Различные объекты, в т.ч. природные: KCl, минерал циркон, др.

2. Стандартный источник γ-излучения ¹³⁷Cs.

Основные характеристики цезия-137 и схема распада:

¹³⁷Cs – бета-излучатель со средней энергией бета-частиц 170.8 кэВ. Его дочерний радионуклид ^137mBa имеет период полураспада 2.55 мин и испускает при распаде гамма-кванты с энергией 661.6 кэВ.

Используемые приборы

Переносной дозиметр-радиометр МКС-15Д «СНЕГИРЬ» (с ионизационным детектором).

Дозиметр-радиометр МКС-15Д «Снегирь» предназначен для измерения мощности дозы и дозы гамма-излучения, а также плотности потока бета-частиц, и может быть использован для дозиметрического и радиометрического контроля на промышленных предприятиях, экологических исследований, контроля радиационной чистоты помещений, в том числе жилого назначения, грунта, предметов быта, одежды.

Детектором ионизирующего гамма- и бета-излучения является газоразрядный счетчик Гейгера-Мюллера. Детектор преобразует гамма- и бета-излучение в последовательность импульсов напряжения, количество которых пропорционально интенсивности регистрируемого излучения. При попадании в него гамма-кванта или бета-частицы прибор подает звуковой сигнал.

Индикация статистической погрешности имеет место в процессе измерения. Включение и выключение прибора осуществляют кнопкой на боковой панели. Переключение режимов «бета»/«гамма»: оператор с помощью рычажка открывает/закрывает входное окно счетчика, и прибор автоматически переключается на режим «бета»/«гамма»; при этом экран окна счетчика находится внутри прибора, что исключает его загрязнение или потерю. В начале работы измеряют гамма-фон при закрытой заслонке до достижения статистической неопределенности 10 %.

Переносной дозиметр Синтэкс-М (с ионизационным детектором).

Дозиметр предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения. Детектором является газоразрядный счетчик Гейгера-Мюллера.

Переносной дозиметр Детектор-индикатор радона «SIRAD» MR-106N.

Детектор-индикатор радона «SIRAD» MR-106N предназначен для оценки эквивалентной равновесной объемной активности дочерних продуктов распада изотопа радона-222 в воздухе помещений по величине объемной активности (ОА) радона в единицах Бк/м³. Коэффициент равновесия между радоном и дочерними изотопами равен 0,5. Детектор полупроводниковый.

Диапазон показаний 50 -10000 Бк/м³;

Сигнализация срабатывает при 100 Бк/м³;

Рабочий режим устанавливается за время не более 20 мин;

Цикл измерения 4 часа;

Интервал между измерениями не менее 1,5 ч.

Измерение необходимо проводить на расстоянии не менее 50 см от пола, не менее 50 см от стен и 50 см от нагревательных элементов, кондиционеров, окон и дверей.

Каждая зарегистрированная альфа-частица сопровождается миганием прямоугольника в левом верхнем углу дисплея и коротким звуковым сигналом.

Прибор подсчитывает количество альфа-частиц и представляет результаты на дисплее в Бк/м³.

Согласно «Нормам радиационной безопасности (НРБ-99)» в эксплуатируемых зданиях среднегодовое значение активности дочерних продуктов радона не должна превышать 200 Бк/м³ в старых и 100 Бк/м³ в новых, в том числе во вводимых в эксплуатацию.

В детектор не должна попадать влага (дождь и др.). Его необходимо оберегать от ударов и пыли. Нельзя загораживать вентиляционные отверстия на тыльной стороне, т.к. это препятствует проникновению радона внутрь детектора. Не следует располагать детектор вблизи мобильных телефонов и других источников электромагнитных излучений, не допускать воздействия прямого солнечного и искусственного света. Температура окружающей среды от +10 до +35 °C. Если прибор находится при температуре ниже 0 °C, необходимо выдержать его при комнатной температуре в течение суток до начала цикла эксплуатации.

Предел допускаемой относительной погрешности измерения составляет 10 %.

Компьютерные программы и сайты

Веб-портал «Nucleonica». Раздел Application: Dosimetry.

Сайт www.russianatom.ru.

Сайт Radiation Dose Chart (http://www.imgs.com/blag/radiation.org).

Выполнение работы

1. Измерение мощности дозы радиационного фона в помещении лаборатории и от различных источников.

Определение мощности дозы (эквивалентной и экспозиционной) фотонного излучения радиационного фона в помещении лаборатории и от различных источников (соль калия, минерал циркон, др.). Сравнение полученных результатов.

Измерения проводятся с помощью дозиметрических приборов: дозиметр-радиометр МКС-15Д «СНЕГИРЬ» и дозиметр Синтэкс-М.

2. Измерение и расчет мощности дозы от точечного источника излучения известной активности.

Источник излучения: стандартный закрытый источник γ-излучения цезий-137.

Измерение мощности экспозиционной дозы от точечного источника фотонного излучения известной активности проводят с помощью дозиметра-радиометра МКС-15Д «СНЕГИРЬ» и/или дозиметра Синтэкс-М.

Измерения выполняют в точках, находящихся на разных расстояниях R от источника (10, 20, 30 см).

Рассчитывают мощность дозы p по формуле (1).

Величина K_γ зависит от энергии фотона E_γ. Ее значение находят по графику K_γ = f(E_γ) (Рис. 9).

Рис. 9. Зависимость величины K_γ от энергии излучения E_γ.

Результаты измерений и расчетов необходимо занести в таблицу и сравнить экспериментально найденную величину мощности дозы p₁ и рассчитанную p в соответствии с уравнением (1). Объяснить различие значений p₁ и p.

Таблица 4. Мощность экспозиционной дозы p и p₁, мкР/c.

№	Объект	Расстояние R от источника излучения, см	Скорость счета, имп/мин	Мощность дозы, мкР/c
				p	p1

Измерения проводятся с помощью дозиметрических приборов: дозиметр-радиометр МКС-15Д «СНЕГИРЬ» и дозиметр Синтэкс-М.

3. Работа с Web-порталом «Nucleonica»: www.nucleonica.net. Раздел Application: Dosimetry and Shielding. Определение мощности дозы, создаваемой радиоактивным источником, на разных расстояниях от него, при разных материалах защиты и заданной ее толщине (Рис. 10).

Рис. 10. Вид окна Dosimetry and Shielding веб-портала “Nucleonica”.

Выбрать источник излучения, расстояние от него, материал защиты, толщину защиты. Рассчитать с использованием приложения Dosimetry and Shielding портала «Nucleonica» мощность эквивалентной дозы при выбранных условиях (толщина защитного материала, расстояние от источника). Построить графическую зависимость мощности дозы от этих параметров.

4. Ознакомление с радиационной обстановкой на предприятиях Росатома с использованием сайта www.russianatom.ru.

Ознакомиться с радиационной обстановкой на предприятиях Росатома на период выполнения лабораторной работы, а также в течение прошедших суток, недели и месяца с использованием сайта www.russianatom.ru. Сравнить радиационный фон на двух предприятиях с радиационным фоном г. Нижнего Новгорода и набережной р. Невы в Санкт-Петербурге. Сохранить данные в электронной форме с последующей их распечаткой. Пример распечатки: Радиационный фон на одной из атомных станций России приведен на рис. 11.

Рис. 11. Радиационный фон. Билибинская АЭС.

5. Проведение сравнительного анализа доз облучения от различных источников естественной и техногенной радиации.

Провести сравнительный анализ доз облучения от различных источников естественной и техногенной радиации с использованием Карты радиационных доз Radiation Dose Chart (http://www.imgs.com/blag/radiation.org). (Рис. 12).

Рис. 12. Карта радиационных доз Radiation Dose Chart.

Выбрать объекты для анализа (не менее 5) и выполнить сравнительный анализ создаваемых ими доз облучения.

Сохранить данные в электронной форме с последующей их распечаткой и вложением в отчет.

6. Домашняя работа с дозиметром.

Измерить гамма-фон в помещении (в комнатах разного назначения) с использованием одного из видов переносного дозиметра: МКС-15Д «Снегирь» или Синтэкс-M.

Измерить радоновую составляющую радиационного фона с использованием переносного дозиметра Детектора-индикатора радона «SIRAD» MR-106N.

Результаты измерений внести в аттестационную карту (форма приведена в лабораторном компьютере). Сохранить заполненную аттестационную карту в базе данных.

ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОСТОЯТЕЛЬНОГО КОНТРОЛЯ

1. Что такое радиационный фон? Каковы причины его происхождения?

2. Объясните, какие явления лежат в основе взаимодействия излучения с веществом.

3. Назовите основные дозиметрические характеристики.

4. В каких единицах оценивают дозу? Мощность дозы?

5. Назовите приборы дозиметрического контроля. Какие детекторы излучения в них используются?

6. Как можно выполнить расчет мощности дозы от точечного источника радиоактивного излучения?

ЛИТЕРАТУРА

1. Радиоактивные индикаторы в химии. Основы метода / Под. ред. В.Б. Лукьянова. М.: Высшая школа, 1985. 350 с (гл. 1).

2. Радиоактивные индикаторы в химии. Проведение эксперимента и обработка результатов / Под. ред. В.Б. Лукьянова. М.: Высшая школа, 1977. 290 с (гл. 1).

3. Краткий курс радиохимии / Под. ред. А.В. Николаева, М.: Высшая школа, 1969. 280 с.

4. Иванов В.И. Дозиметрия. М.: Атомиздат, 1988. 330 с.

5. Радиация. Дозы, эффекты, риск. Пер. с англ. М.: Мир, 1988. 79 с.

6. Очкин А.В., Бабаев Н.С. Магометбеков Э.П. Введение в радиоэкологию. Учебное пособие для вузов. М.: ИздАТ, 2003. 200 с.

7. Руднев А.В. Радиационная экология. М.: Изд-во МГУ, 1990. 88 с.

8. Крисюк Э.М. Радиационный фон помещений. М.: Энергоатомиздат, 1989. 120 с.

О МЕРАХ ПРЕДОСТОРОЖНОСТИ ПРИ ВЫПОЛНЕНИИ ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЫ

1. При работе с радиоактивными источниками необходимо соблюдать меры предосторожности и выполнять требования по радиационной безопасности в соответствии с документами: «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности» (ОСПОРБ-99) и «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99).

2. В настоящей работе студенты проводят измерение мощности дозы образцового (стандартного) закрытого источника γ-излучения цезия-137. Основные характеристики цезия-137 и схема распада приведены выше. Минимально значимая активность (МЗА) на рабочем месте составляет 10⁴ Бк.

3. Студент при получении закрытого источника излучения должен проверить целостность его внешней оболочки. Запрещается вскрывать оболочку источника во избежание его повреждения и загрязнения рук, одежды, предметов, оборудования.

4. По окончании работы необходимо выключить прибор и сдать образцовый источник инженеру. Категорически запрещается выносить радиоактивный источник излучения за пределы лаборатории 3 класса кафедры, передавать его другим лицам или оставлять без присмотра.

31