
- •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
Ядерные реакции
Ядра различных атомов могут взаимодействовать между собой в процессе ядерных реакций аналогично взаимодействию молекул в химических реакциях. Одна из особенностей ядерных реакций — выделение или поглощение колоссальной энергии, в миллионы раз превышающей изменение энергии в химических реакциях.
Ядерные силы действуют на расстоянии примерно 10-15 м. Если в зоне действия ядерных сил появляется частица (нейтрон, протон, альфа-частица и другие ядра), то между ядром и частицей происходит ядерная реакция. В ядерной реакции сохраняется число нуклонов и заряд, как и при радиоактивном распаде. Происходит только перераспределение заряда и нуклонов между ядрами и частицами.
В ядерных реакциях может происходить преобразование части энергии покоя ядра-мишени и бомбардирующей частицы в кинетическую энергию продуктов реакции. Такая реакция называется экзоэнергетической (экзотермической), т. е. идет с выделением тепла. Изменение кинетической энергии в реакции, равное по абсолютному значению изменению энергии покоя, называют энергией реакции (тепловым эффектом).
Ядерные реакции другого типа, в которых происходит преобразование кинетической энергии в энергию покоя, называются эндоэнергетическими (эндотермическими). Такие реакции протекают при кинетической энергии бомбардирующей частицы больше пороговой £п0р, поэтому их называют пороговыми реакциями.
Ядерную реакцию принято записывать в виде уравнения, в левой части которого указывают бомбардируемое ядро (ядро-мишень) и налетающую частицу, а в правой части - частицу, покидающую ядро, и ядро отдачи (ядро-продукт). Например, реакция захвата протоном нейтрона с образованием ядра дейтерия и испусканием гамма-кванта запишется так:
11Н + 10n → γ + 21Н.
Иногда используют сокращенную запись ядерной реакции. При этом налетающую частицу и покидающую ядро частицу заключают в скобки. Для рассматриваемого примера захвата нейтрона протоном короткая запись имеет вид: 11Н (п, γ) 21H.
Тип ядерной реакции определяется бомбардирующей и вылетающей частицами.
В реакции (а, β) частица а исчезает, поглощается, а вместо нее испускается частица β, при этом состав ядра-мишени изменяется, т. е. происходит ядерное превращение. Некоторые (а, β) - реакции имеют специальные названия. Так, (а, γ) - реакцию называют радиационным захватом частицы а. Поглощение частицы а в радиационном захвате сопровождается испусканием γ -квантов.
Если бомбардирующая и вылетающая частицы совпадают, то протекает реакция (а, а) называемая рассеянием частицы а. Различают упругое и неупругое рассеяние частиц.
При упругом рассеянии ядро и частица взаимодействуют как два упругих шарика. В этой реакции внутреннее состояние и состав ядра не изменяются, а между ядром и частицей происходит перераспределение кинетической энергии. Ядро, движущееся после упругого рассеяния нейтрона, называют ядром отдачи.
Неупругое рассеяние сопровождается возбуждением ядра-мишени без изменения его состава. Возбужденное ядро испускает γ –квант. Часть кинетической энергии неупруго рассеянной частицы тратится на возбуждение ядра. В этой реакции возникает ядро, отличающееся от ядра-мишени энергетическим состоянием. Такое ядро называют ядром-продуктом.
Изучение ядерных реакций дает основные сведения о строении ядер и природе ядерных сил, а кроме того, имеет практическое значение. Так, радиоактивные вещества, получаемые в ядерных реакциях, используют во многих отраслях науки и техники. Для современной ядерной энергетики наибольший интерес представляют реакции взаимодействия нейтронов с ядрами различных веществ.
В соответствии с теорией составного (промежуточного) ядра, предложенной Нильсом Бором для теоретического объяснения ядерных превращений, ядерные реакции имеют две фазы. Первая наступает непосредственно после столкновения налетающей частицы с ядром-мишенью. В результате образуется возбужденное промежуточное ядро, обладающее избытком энергии. В энергию возбуждения переходит лишь часть энергии налетающего нейтрона. Остальная часть переходит в кинетическую энергию промежуточного ядра, которая, однако, не может влиять на процесс ядерной реакции.
В течение очень короткого времени (порядка 10-14 с) избыточная энергия распределяется между всеми нуклонами.
Далее начинается вторая, более продолжительная фаза. Ядро может в процессе столкновения нуклонов потерять всю избыточную энергию в виде γ-излучения, т. е. произойдет реакция радиационного захвата. Наконец, при бомбардировке нейтронами ядер тяжелых элементов возбужденное ядро может оказаться столь неустойчивым, что распадется на два ядра более легких элементов, т. е. произойдет реакция деления.
Для количественной характеристики вероятности какой-либо ядерной реакции, как и любого взаимодействия ионизирующих частиц, вводят понятие сечения σі -данной реакции. Сечения для различных ядер, характеризующие различные ядерные реакции, находятся в диапазоне 10-26 – 10-30 м2. Поэтому за единицу сечения условились принимать 10-28 м2, которую называют барн. Эта внесистемная единица получила широкое распространение в отечественной и зарубежной практике.
Нейтроны, взаимодействуя с веществом, рассеиваются или поглощаются ядрами. В зависимости от типа взаимодействия различают сечение рассеяния (замедления) σs и сечение поглощения σа. Последнее включает в себя сечения: радиационного захвата σу, деления σf, сечения (n, α)- и (п, 2n)-реакций и др. Эти сечения называют микроскопическими. В некоторых случаях используется понятие макроскопического сечения Σ, представляющего собой произведение полного микроскопического сечения реакции на число ядер N в единице объема:
Σ = Σа + Σs =N• σ, где σ = σа + σs.
Расстояние, пробегаемое нейтроном между двумя последовательными рассеивающими столкновениями, называют длиной свободного пробега рассеяния. После ряда последовательных рассеяний нейтрон поглощается средой. Полный путь, проходимый нейтроном в среде от рождения до поглощения, называют длиной свободного пробега поглощения (длиной поглощения). Средняя длина рассеяния λs и поглощения связаны очень простым соотношением с макроскопическими сечениями:
λS = 1/ ΣS; λа = 1/ Σа
Диффузия (перемещение) нейтронов обусловлена рассеивающими столкновениями с ядрами среды и описывается примерно такими же соотношениями, как и диффузия молекул в жидкостях и газах. Рассеивающие свойства среды характеризуются коэффициентом диффузии, который обратно пропорционален числу столкновений нейтрона в среде на единице пути.
Сечения взаимодействия зависят от энергии нейтронов. Например, сечение деления урана-235 на тепловых нейтронах гораздо больше, чем на быстрых.
Замедление быстрых нейтронов, образующихся при делении ядерного горючего, до тепловых энергий осуществляется в результате упругих и неупругих столкновений с ядрами.
При упругом столкновении (рассеянии) процесс замедления нейтронов происходит до тех пор, пока их энергия не станет тепловой. При этом происходит обмен кинетической энергией без изменения внутреннего состояния ядра. Наиболее эффективно процесс замедления идет на легких ядрах и средняя потеря энергии нейтроном при одном столкновении тем больше, чем легче ядро. Идеальное замедление происходит при лобовом столкновении нейтрона с ядром водорода, так как их массы примерно равны. В этом случае нейтрон может потерять всю кинетическую энергию, т. е. в одном акте столкновения может произойти полное замедление.
Замедляющие свойства характеризуются замедляющей способностью вещества. Чем она выше, тем быстрее замедляются нейтроны в нем. Легкие вещества имеют наиболее высокую замедляющую способность и называются замедлителями.
Второй характеристикой замедлителя является коэффициент замедления нейтронов, который пропорционален отношению удельных скоростей образования и поглощения тепловых нейтронов. Наилучшим замедлителем является тяжелая вода. Однако наиболее широко в ядерной энергетике применяют не тяжелую воду, стоимость которой высока, а дешевые воду и графит.