- •Г.Димитровград
- •Содержание
- •1. Основы ядерной физики 7
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •Термины и определения
- •Основы ядерной физики
- •Строение атома и атомного ядра
- •Радиоактивный распад элементов
- •1.2.1 Радиоактивность
- •1.2.2 Превращения атомных ядер
- •Ядерные реакции
- •1.3.1 Деление ядер и управляемая цепная ядерная реакция
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •1.3.2 Термоядерные реакции
- •Основы дозиметрии
- •Виды ионизирующих излучений
- •Основные понятия радиоактивности
- •2.2.1 Закон радиоактивного распада
- •2.2.2 Активность
- •Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом
- •2.3.1 Взаимодействие гамма-излучения с веществом
- •2.3.2 Взаимодействие нейтронов с веществом
- •2.3.3 Взаимодействие альфа-частиц с веществом
- •2.3.4 Взаимодействие бета-частиц с веществом
- •Выбор защитных материалов
- •Понятия о дозах внешнего и внутреннего облучения
- •Основные пределы доз
- •Биологическое действие ионизирующих излучений
- •2.6.1 Радиационная опасность излучений и их источников
- •2.6.2 Острые поражения и отдаленные последствия облучения ионизирующим излучением
- •Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод
- •2.2.1 Ионизационные камеры
- •2.2.2 Газоразрадные счетчики
- •2.2.3 Полупроводниковые детекторы
- •Сцинтилляционный метод
- •Люминесцентный метод
- •Основные понятия об атомных станциях
- •4.1 Классификация атомных станций по назначению
- •4.2 Классификация аэс по числу контуров
- •4.3 Классификация аэс по типу реактора
- •4.4 Основное оборудование отечественных аэс
- •4.4.1 Основное оборудование аэс с реакторами ввэр
- •4.4.2 Основное оборудование аэс с реакторами рбмк
- •4.4.3. Основное оборудование аэс с реакторами бн
- •4.5 Обеспечение безопасной работы аэс
- •Радиационная безопасность и радиационный контроль Федеральный закон “Об использовании атомной энергии”
- •5.1 Нормы радиационной безопасности – нрб-99/2009
- •5.2 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – оспорб-99/2010
- •5.3 Основы дозиметрического контроля
- •5.3.1 Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля акидк-301
- •5.3.2 Индивидуальные электронные дозиметры гамма- и рентгеновского излучения дкг-ат2503/2503а
- •5.4 Оборудование радиационного контроля на аэс
- •5.4.1 Стационарная система контроля радиационной безопасности
- •5.4.1.1 Блоки и устройства детектирования акрб
- •5.4.2 Автоматизированная система радиационного контроля ниц сниип
- •5.5 Радиационный технологический контроль
- •5.6 Сбор, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов
- •5.7 Дезактивация
- •5.7.1 Дезактивация оборудования и помещений
- •5.7.2 Дезактивация спецодежды
- •5.7.3 Дезактивация кожных покровов тела
- •Методики выполнения измерений переносными приборами
- •6.1 Контроль мощности дозы и плотности потоков излучений
- •6.1.1 Дозиметр-радиометр мкс-ат1117м
- •6.2 Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей
- •6.2.1 Контроль радиоактивного загрязнения методом мазков
- •6.2.2 Контроль радиоактивного загрязнения приборами
- •6.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов
- •6.4 Измерения радиоактивных газов и аэрозолей
- •6.5 Контроль радиоактивных газов
- •6.6 Контроль радиоактивных аэрозолей
- •6.6.1 Аэрозольно-газовый радиометр рв-4 "Дымка"
- •6.7 Измерение активности жидкости радиометром ржб-11п
- •Защита от ионизирующих излучений
- •7.1 Средства индивидуальной защиты
- •7.2 Элементы расчетов радиационной защиты
- •7.2.1 Расчет защиты от альфа- и бета-излучения
- •7.2.2 Расчет защиты от фотонного излучения
- •7.2.3 Расчет защиты от нейтронов
- •Список литературы
2.3.2 Взаимодействие нейтронов с веществом
Благодаря отсутствию электрического заряда нейтрон проникает внутрь атома и легко достигает ядра. Он может отскочить от поверхности ядра, но может проникнуть в ядро и поглотиться в нем. Нейтроны обладают широким диапазоном энергий – от долей до десятков МэВ. В зависимости от кинетической энергии нейтроны условно разделяют на группы: медленные с энергией до 1 кэВ, промежуточные – от 1 кэВ до 0,2 МэВ, быстрые – от 0,2 МэВ до 20 МэВ. Среди медленных выделяют группу тепловых нейтронов с энергией от 0,005 до 0,2 эВ. Наиболее вероятная скорость движения тепловых нейтронов при комнатной температуре составляет 2200 м/с, а соответствующая энергия – 0,025 эВ. В зависимости от энергии нейтроны могут по-разному взаимодействовать с ядрами атомов.
Процесс взаимодействия нейтронов с веществом – процесс ядерный. Если при столкновении нейтрона с ядром полная кинетическая энергия системы ядро-нейтрон сохраняется, то такое взаимодействие называют упругим рассеянием. Этот процесс можно рассматривать как соударение двух упругих шаров, в результате которого один шар (нейтрон) передает часть или всю свою энергию другому шару (ядру). Доля энергии, переданная нейтроном при упругом рассеянии ядру, однозначно связана с массой ядра и углом рассеяния, т.е. углом между направлением движения нейтрона до рассеяния и после него. При любом угле рассеяния доля переданной нейтроном энергии ядру тем больше, чем меньше масса ядра, т.е. максимальную долю своей энергии (при фиксированном угле рассеяния) нейтрон может передать ядру водорода, т.е. протону. При лобовом столкновении нейтрона с протоном последнему передается вся кинетическая энергия нейтрона. Упругое взаимодействие нейтрона на ядрах тяжелых элементов происходит практически без потери им энергии (меняется лишь направление движения).
С точки зрения защиты от нейтронов наибольший интерес представляет рассеяние нейтронов на легких ядрах, а среди них – на водороде. Поэтому в защите от нейтронов всегда используют легкие материалы, а когда это возможно – водородосодержащие материалы.
Если при столкновении нейтрона с ядром полная кинетическая энергия системы ядро-нейтрон не сохраняется, то такое взаимодействие называют неупругим рассеянием. Оно происходит в несколько стадий: сначала нейтрон захватывается ядром и переводит его в возбужденное состояние, затем испускается нейтрон (но с меньшей энергией), а ядро возвращается в основное (невозбужденное) состояние с испусканием гамма-кванта. Очевидно, что неупругое взаимодействие невозможно, если кинетическая энергия нейтрона меньше энергии, необходимой для перевода ядра в первое возбужденное состояние, т.е. неупругое рассеяние нейтронов – пороговый процесс. Порог высок для легких ядер и ядер с магическим числом нуклонов в ядре, например для свинца. Для ядер со средним и большим атомным номером порог ниже, поэтому неупругое рассеяние наиболее эффективно при взаимодействии быстрых нейтронов с тяжелыми ядрами защитных материалов.
Неупругое рассеяние нейтронов связано с передачей части кинетической энергии нейтрона ядру в виде энергии возбуждения, поэтому при таком взаимодействии происходят большие потери энергии, чем при упругом рассеянии, и этот процесс очень важен для защиты от нейтронов.
Процессы упругого и неупругого рассеяния уменьшают энергию нейтронов, но не решает полностью задачу защиты ядерного реактора от нейтронного излучения, т.к. облучение тепловыми нейтронами за защитой может оказаться недопустимым.
Процессом, приводящим к поглощению нейтронов, является радиационный захват, т.е. (n,) – реакция. Радиационный захват нейтрона сопровождается испусканием одного или нескольких гамма-квантов. Количество и энергия этих гамма-квантов строго определены для каждого элемента и мало зависят от энергии захваченного ядром нейтрона; верхняя энергетическая граница спектра захватного гамма-излучения для многих элементов (Fe, Al и др.) достигает 7-8 МэВ, а для некоторых (Cr, Ni и др.) даже 10 МэВ. Поэтому при выборе материала защиты важно понимать, что при радиационном захвате можно, поглотив тепловой нейтрон, получить гамма-квант с большой энергией, что усугубит задачу защиты реактора от гамма-излучения.
Известны две другие реакции, которые также приводят к поглощению нейтронов. Это (n,) – реакции на ядрах 10В и 6Li. Реакция 10В(n,)7Li особенно привлекательна для использования при решении задачи защиты от нейтронного излучения, т.к. имеет высокое значение сечения и сопровождается испусканием низкоэнергетического гамма-кванта (Е = 0,5 МэВ). По этой причине именно бор чаще всего добавляют в материал защиты для поглощения нейтронов.
Активация ядер. В процессе взаимодействия нейтронов с ядром в зависимости от энергии нейтронов и сечения активации возможны различные ядерные реакции, в результате которых образуются искусственные изотопы. Активация ядер под действием нейтронов широко используется для получения искусственных радионуклидов, а также в пороговых детекторах нейтронов при исследовании спектра их энергий.
Деление ядер. При захвате нейтрона, ядра некоторых тяжелых элементов (урана, тория, плутония) способны делиться с образованием двух новых ядер (осколков) и высвобождением в среднем около 2,5 новых нейтронов. При этом выделяется около 200 МэВ энергии на один акт деления. Большинство продуктов деления радиоактивно с различными периодами полураспада. Благодаря процессу деления ядер под воздействием нейтронов появилась возможность широкого использования ядерной энергии в народном хозяйстве.
Вероятность того или иного процесса взаимодействия определяется энергией нейтронов, атомным весом элементов и сечением взаимодействия. Быстрые нейтроны в основном испытывают упругие и неупругие рассеяния, а тепловые и медленные нейтроны в основном захватываются ядрами атомов. Поэтому защита от нейтронов сооружается с целью замедления быстрых нейтронов до тепловых и затем поглощения их ядрами.
