
- •Передмова
- •3.1.2. Будова ядра. Нуклони, їх характеристики і взаємоперетворення. Нейтрино
- •3.1.3. Енергія зв'язку нуклонів у ядрі. Дефект маси. Ядерні сили і їх природа. Мезони
- •3.1.4. Феноменологічні моделі будови атомного ядра
- •3.2. Радіоактивність
- •Радіоактивність. Закон радіоактивного розпаду.
- •Закономірності альфа і бета розпаду. Механізм альфа-розпаду.
- •Гама-випромінювання. Взаємодії гама-променів з речо-виною.
- •3.2.1. Радіоактивність. Закон радіоактивного розпаду
- •3.2.2. Закономірності альфа- і бета-розпаду
- •3.2.3. Гама-випромінювання. Взаємодії -променів з речовиною
- •3.3. Ядерні реакції
- •3.3.1. Природа ядерних реакцій Поріг і механізм ядерних реакцій
- •3.3.2. Реакції ділення. Ланцюгова реакція. Використання ядерної енергії
- •3.3.3. Термоядерні реакції. Енергія зірок. Керований термоядерний синтез
- •3.3.4. Ядерна зброя
- •Розділ 2
- •3.4. Радіаційна екологія
- •Фізичні основи радіаційної безпеки.
- •Джерела опромінення. Природна й штучна радіоактив-ність.
- •Потік і інтенсивність іонізуючих випромінювань.
- •3.4.1. Фізичні основи радіаційної безпеки
- •3.4.2. Джерела опромінення. Природна й штучна радіоактивність
- •3.4.3. Потік і інтенсивність іонізуючих випромінювань
- •3.5. Взаємодія елементарних частинок з речовиною
- •3.5.1. Взаємодія важких заряджених частинок з речовиною
- •3.5.2. Вільний пробіг важких заряджених частинок у речовині
- •3.5.3. Взаємодія бета-частинок з речовиною
- •3.5.4. Взаємодія нейтронів з речовиною
- •3.6. Елементи дозиметрії
- •Поглинена й експозиційна дози. Одиниці вимірюван-ня дози випромінювання.
- •Особливості взаємодії різних видів випромінювання з біологічними об'єктами.
- •Дія іонізуючого випромінювання на організм людини
- •3.6.1. Поглинена й експозиційна дози. Одиниці вимірювання дози випромінювання
- •3.6.2. Особливості взаємодії різних видів випромінювання з біологічними об'єктами
- •3.6.3. Дія іонізуючого випромінювання на організм людини
- •3.6.4. Вплив іонізуючого випромінювання на біологічні об'єкти при загальному опроміненні
- •3.7. Біологічна дія іонізуючого випромінювання
- •3.7.1. Основи біологічної дії іонізуючих випромінювань
- •3.7.2. Первинні процеси дії іонізуючих випромінювань
- •3.7.3. Деякі міри захисту від зовнішнього і внутрішнього опромінення
- •3.7.4. Розрахунок захисту і захисні матеріали
- •Максимальний пробіг -частинок різної енергії в речовині
- •Товщина захисних екранів, см ( для різних енергій)
- •Іонізаційні -сталі й -еквіваленти для деяких радіоактивних речовин
- •Додатки
- •Орієнтовані норми радіаційної безпеки людей
- •Перевідні коефіцієнти одиниць вимірювання радіоактивності:
- •Середнє опромінення людини на землі, мЗв/рік
- •Середня величина опромінення населення колишнього срср (1991р.) мЗв/рік
- •Потужності експозиційної дози іонізуючого випромінювання в салоні пасажирського літака
- •Радіоізотопний склад чорнобильського викиду
- •Розподіл і в різних районах земної кулі після аварії на чаес
- •Тимчасові допустимі рівні вмісту і в харчових продуктах і питній воді, установлені після аварії на Чор6нобильській аес (1991 р.)
- •Граничні допустимі дози опромінення, схвалені комісією ядерного регулювання сша (мЗв/рік)
- •Закон україни Про охорону навколишнього природного середовища
- •Розділ і загальні положення
- •Розділ II екологічні права й обов'язки громадян
- •Розділ III повноваження рад в області охорони навколишнього природного середовища
- •Розділ IV повноваження органів керування в області охорони навколишнього природного середовища
- •Розділ VI екологічна експертиза
- •Розділ VII стандартизація і нормування в області охорони навколишнього природного середовища
- •Розділ VIII контроль і нагляд в області охорони навколишнього природного середовища
- •Використана література
- •С.Г. Авдєєв, п.В. Гель, т.І. Бабюк лекції з фізики (ядерна фізика і радіаційна екологія)
Максимальний пробіг -частинок різної енергії в речовині
Речовина |
Енергія
|
|||||
0,1 |
0,25 |
0,5 |
1,0 |
2,0 |
5,0 |
|
Повітря, м |
0,13 |
0,75 |
1,6 |
3,9 |
8,7 |
17,8 |
Вода, мм |
0,14 |
0,64 |
1,8 |
4,4 |
9,8 |
20,6 |
Алюміній, мм |
0,07 |
0,3 |
0,84 |
2,06 |
4,6 |
9,84 |
Максимальний
пробіг
-частинок
з максимальною енергією в межах від
0,5 до 20 МеВ розраховують за емпіричною
формулою:
,
(3.7.4.9)
де
- максимальна енергія
-частинок,
МеВ;
- густина
речовини, г/см3.
В першому
наближенні можна вважати, що в повітрі
максимальний пробіг
-частинок
(см),
у воді (або біологічній тканині) -
(мм), в алюмінії -
(мм). Ослаблення потоку
-частинок
на більшій частині пробігу в речовині
має експонентний характер
,
(3.7.4.10)
де
- потік
-частинок
при відсутності захисного екрана,
частинок/с;
- потік
-часток
при наявності захисного екрана товщиною
d
см;
- лінійний
коефіцієнт ослаблення
-випромінювання
в речовині захисного екрана, см-1.
Нейтрони
й
-випромінювання
не мають певної довжини вільного пробігу.
Залежність між товщиною шару поглинання
й інтенсивністю випромінювання тут має
логарифмічний характер. При будь-якій
товщині поглинання у цьому випадку
досягається лише часткове зниження
інтенсивності.
Для
захисту від нейтронного випромінювання
застосовують різні матеріали в залежності
від його енергії. Нейтрони із енергією
більшою за 0,5 МеВ добре поглинаються в
результаті процесів не пружного
розсіювання залізом. Нейтрони з енергією
меншою 0,5 МеВ ефективно поглинаються
захисним екраном, що містить водень
(вода, парафін), а також берилій або
графіт. Найбільш ефективно поглинають
теплові нейтрони кадмій, бор і залізо.
Процес захоплення теплових нейтронів
супроводжується випущенням
-випромінюван-ня.
Для комбінованого захисту від нейтронного
і
-випромінювання
застосовують шарові екрани з важких і
легких матеріалів.
На
підставі розрахункових і експериментальних
даних створені таблиці для визначення
товщини захисту від
-випромінювання
з різних матеріалів.
Для
захисту від
-випромінювання
використовують свинець, бетон, залізо,
воду, вольфрам, збіднений уран і осмій.
Захист із бетону (
=2,3
г/см3)
міцний, дешевий, але дуже громіздкий і
важкий. Свинець (
=11,34
г/см3)
ефективний, але має погані механічні
властивості. Свинець використовують
для виготовлення контейнерів (в комбінації
із залізом) для транспортування різних
ізотопів. Вольфрам (
=19,3
г/см3)
і збіднений уран (
=18,7
г/см3)
використовують в особливо відповідальних
пристроях для забезпечення мінімальної
ваги захисту.
Як
приклад у табл. 6 наведені дані, що
дозволяють визначити товщину захисту
з свинцю, заліза й бетону для
-випромінювання
різних енергій.
Таблиця 6