Радиационное излучение и его проявление в Сверловской области и городе Екатеринбурге

Физика – это наука о строении и свойствах материи, о формах её движения и изменения, об общих закономерностях явлений природы. Эта наука изменила всю нашу жизнь. Она внедрила новые технологии, которые помогают прогрессу.

Академия наук в Стокгольме 10 декабря 1903 года публично объявила о присуждении Нобелевской премии по физике супругам Кюри за открытие в области радиоактивности.

Никто из Кюри не присутствовал на заседании. От их имени французский посол принял из рук короля диплом и золотые медали. Открытие свое они совершили в сарае с протекающей крышей. В те дни газеты писали: "...За Пантеоном, на узкой и безлюдной улице, какие изображаются на офортах, иллюстрирующих старинные и мелодраматические романы, улице Ломон, среди темных потрескавшихся домов, у шаткого тротуара стоит жалкий дощатый сарай - это Городской институт физики и химии. Земляной бугристый пол, покрашенные известкой стены, крыша из дранки, слабый свет, проникающий сквозь запыленные окна. Вот это и есть место открытия радиоактивности". Теперь, спустя столько времени, нам, живущим на пороге XXI века (одной ногой мы уже перешагнули его), трудно представить свою жизнь без открытия супругов Кюри. Они, после получения блестящих результатов, хорошо изучив свое новорожденное дитя, честно и открыто предупредили человечество о зле, которое может порождать их открытие.

Сразу скажем, что человечество не слушает ученых мужей. Пример тому атомная бомба и чернобыльская авария. Ученые редко что-то изобретают во вред человечеству. У них всегда благие намерения. Но политики для достижения своих личных целей. Поэтому я решил изучить радиационную обстановку на Среднем Урале и непосредственно на территории Орджоникидзевского района. Тема радиоактивного загрязнения сейчас очень актуальна. Свои исследования я изложил в данном реферате.

Цель исследования: проанализировать радиоактивную обстановку.

Предмет исследования: радиоактивное излучение.

Исходя из поставленной выше цели при создании данного реферата я поставил следующие задачи:

1. Изучить и проанализировать литературу по данной теме.

2. Изучить принцип действия радиационных приборов.

3. Проанализировать радиационную обстановку в области и в городе.

4. Сделать сравнительный анализ радиационной обстановки разных районах города Екатеринбурга.

Для решения поставленных задач были использованы следующие методы исследования:

1. Изучение правительственных документов по вопросам радиационной обстановки.

2. Изучение и анализ литературы по физике, относящеюся к к объекту предмету исследования.

3. Физический эксперимент.

Глава I.

I.1. История открытия радиации.

РАДИОАКТИВНОСТЬ - самопроизвольное превращение атомов одного элемента в атомы других элементов, сопровождающееся испусканием частиц и жесткого электромагнитного излучения.

Весной 1896 французский физик А. Беккерель сделал ряд сообщений об обнаружении им нового вида излучения (впоследствии названном радиоактивным), которое испускается солями урана. Подобно открытым за несколько месяцев до этого рентгеновским лучам, оно обладало проникающей способностью, засвечивало экранированную черной бумагой фотопластинку и ионизировало окружающий воздух. Гипотеза, которая привела к открытию радиоактивности, возникла у Беккереля под влиянием исследований Рентгена. Поскольку при генерации Х-лучей наблюдалась фосфоресценция стеклянных стенок рентгеновской трубки, Беккерель предположил, что любое фосфоресцентное свечение сопровождается испусканием рентгеновского излучения. Для проверки этого предположения он поместил различные фосфоресцирующие вещества на завернутые в черную бумагу фотопластинки и получил неожиданный результат: засвеченной оказалась единственная пластинка, с которой соприкасался кристалл соли урана. Многочисленные контрольные опыты показали, что причиной засветки явилась не фосфоресценция, а именно уран, в каком бы химическом соединении он ни находился. Свойство радиоактивного излучения вызывать ионизацию воздуха позволило наряду с фотографическим методом регистрации применять более удобный электрический метод, что значительно ускорило процесс исследований.

Пользуясь электрическим методом, Г. Шмидт и М. Кюри в 1898 обнаружили радиоактивность элемента тория. В следующем году Дебьерн открыл радиоактивный элемент актиний. Начатый супругами П. и М. Кюри систематический поиск новых радиоактивных веществ и изучение свойств их излучения подтвердили догадку Беккереля о том, что радиоактивность урановых соединений пропорциональна числу содержащихся в них атомов урана. Среди обследованных минералов эту закономерность нарушала лишь урановая смоляная руда (уранинит), которая оказалась в четыре раза активнее, чем соответствующее количество чистого урана. Кюри сделали вывод о том, что в уранините должен содержаться неизвестный высокоактивный элемент. Проведя тщательное химическое разделение уранинита на составляющие компоненты, они открыли радий, по химическим свойствам сходный с барием, и полоний, который выделялся вместе с висмутом.

В дальнейших исследованиях радиоактивности ведущая роль принадлежала Э. Резерфорду. Сосредоточив внимание на изучении этого явления, он установил природу радиоактивных превращений и сопутствующего им излучения.

I.2. Радиоактивное излучение и его виды

Французский физик А. Беккерель (1852-1908) в 1896 г. при изучении люминесценции солей урана случайно обнаружил самопроизвольное испускание ими излучения неизвестной природы, которое действовало на фотопластинку, ионизировало воздух, проникало сквозь тонкие металлические пластинки, вызывало люминесценцию ряда веществ. Продолжая исследование этого явления, супруги Кюри - Мария (1867 - 1934) и Пьер - обнаружили, что беккерелевское излучение свойственно не только урану, но и многим другим тяжелым элементам, таким, как торий и актиний. Они показали также, что урановая смоляная обманка (руда, из которой добывается металлический уран) испускает излучение интенсивностью, во много раз превышающей интенсивность излучения урана. Таким образом, удалось выделить два новых элемента — носителя бекксрелевского излучения: полоний (210/84Ро) и радий (226/88Ra).

Обнаруженное излучение было названо радиоактивным излучением, а само явление—испускание радиоактивного излучения — радиоактивностью.

Дальнейшие опыты показали, что на характер радиоактивного излучения препарата не оказывают влияния вид химического соединения, агрегатное состояние, механическое давление, температура, электрические и магнитные поля, т. е. все те воздействия, которые могли бы привести к изменению состояния электронной оболочки атома. Следовательно, радиоактивные свойства элемента обусловлены лишь структурой его ядра.

В настоящее время под радиоактивностью понимают способность некоторых атомных ядер самопроизвольно (спонтанно) превращаться в другие ядра с испусканием различных видов радиоактивных излучений и элементарных частиц. Радиоактивность подразделяется па естественную (наблюдается у неустойчивых изотопов, существующих в природе) и искусственную (наблюдается у изотопов, полученных посредством ядерных реакций). Принципиального различия между этими двумя типами радиоактивности нет, так как законы радиоактивного превращения в обоих случаях одинаковы.

Радиоактивное излучение имеет сложный состав. В магнитном поле узкий пучок радиоактивного излучения расщепляется на три компонента:

1) слабо отклоняемый пучок положительных частиц (α-излучение);

2) сильно отклоняемый пучок отрицательных частиц (β-излучение);

3) не-отклоняемый пучок (γ-излучение). Подробное исследование этих компонентов позволило выяснить их природу и основные свойства.

α-Частицы отклоняются электрическим и магнитным нолями, обладают высокой ионизирующей способностью и малой проникающей способностью I (например, поглощаются слоем алюминия толщиной примерно 0,05 мм), Излучение представляет собой поток ядер гелия; заряд α-частицы равен +2е, а масса совпадает с массой ядра изотопа гелия 4/2Не. По отклонению α-частиц в электрическом и магнитном полях был определен их удельный заряд , значение которого подтвердило правильность представлений об их природе.

β-Частицы отклоняются электрическим и магнитным полями; их ионизирующая способность значительно меньше (примерно на два порядка), а проникающая способность гораздо больше (поглощаются слоем алюминия толщиной примерно 2 мм), чем у α-частиц. β-Излучение представляет собой ноток быстрых электронов, вытекает из определения их удельного заряда).

γ-Излучсние не отклоняется электрическим и магнитным нолями, обладает относительно слабой ионизирующей способностью и очень большой проникающей способностью (например, проходит через слой свинца толщиной 5 см), при прохождении через кристаллы обнаруживает дифракцию. γ-Излучение представляет собой коротковолновое электромагнитное излучение с чрезвычайно малой длиной волны м и вследствие этого — ярко выраженными корпускулярными свойствами, т. е. является потоком частиц — -γ-квантов (фотонов).

I.3. Закон радиоактивного распада. Правила смещения.

I Под радиоактивным распадом, или просто распадом, понимают естественное радиоактивное превращение ядер, происходящее самопроизвольно. Атомное ядро, испытывающее радиоактивный распад, называется материнским, возникающее ядро — дочерним.

Теория радиоактивного распада строится на предположении о том, что радиоактивный распад является спонтанным процессом, подчиняющимся законам статистики. Ввиду самопроизвольное и радиоактивного распада можно считать, что число ядер d/V, распавшихся в среднем за интервал времени от t до t + dt, пропорционально промежутку времени dt и числу N не распавшихся ядер к моменту времени t:

dN = -λNdt, (1)

где λ — постоянная для данного радиоактивного вещества величина, называемая постоянной радиоактивного распада; знак минус указывает, что общее число радиоактивных ядер в процессе распада уменьшается,

Разделив переменные и интегрируя:

получим

где — начальное число не распавшихся ядер (в момент времени t = 0), N — число не распавшихся ядер в момент времени t. Формула выражает закон радиоактивного распада, согласно которому число не распавшихся ядер убывает со временем по экспоненте.

Интенсивность процесса радиоактивного распада характеризуют две величины: период полураспада и среднее время жизни t радиоактивного ядра. Период полураспада — промежуток времени, за который в среднем число не распавшихся ядер уменьшается вдвое. Тогда

Периоды полураспада для естественно-радиоактивных 'элементов колеблются от десятимиллионных долей секунды до многих миллиардов лет.

Суммарная продолжительность жизни dN ядер равна t │dN│= λNt dt.

. Таким образом, среднее время жизни τ радиоактивного ядра есть величина, обратная постоянной радиоактивного распада λ.

Активностью А нуклида (общее название атомных ядер, отличающихся числом протонов Z и нейтронов N) в радиоактивном источнике называется величина, равная отношению числа ∆N распавшихся ядер ко времени ∆t, за которое произошел распад:

следовтельно

А = - λN

Единица активности в СИ — беккерель (Бк):/1 Бк - активность нуклида, при которой, за 1 с. происходит один акт распада, до сих пор в ядерной физике применяется и внесистемная единица активности нуклида в радиоактивном источнике кюри (Ки): 1 Ки=3,7.10¹⁰ Бк.

Радиоактивный распад происходит в соответствии с так называемыми правилами смещения, позволяющими установить, какое ядро возникает в результате распада данного материнского ядра. Правила смещения:

для α-распада

для β-распада

где— материнское ядро, Y - символ. дочернего ядра, — ядро гелия (α-частица), — символическое обозначение электрона (заряд его равен -1, а массовое число — нулю). Правила смещения являются не чем иным, как следствием двух законов, выполняющихся при радиоактивных распадах, — сохранения электрическою заряда и сохранения массового числа: сумма зарядов (массовых чисел), возникающих ядер и частиц равна заряду (массовому числу) исходного ядра.

Возникающие в результате радиоактивного распада ядра могут быть, в свою очередь, радиоактивными. Это приводит к возникновению цепочки, или ряда, радиоактивных превращений, заканчивающихся стабильным элементом. Совокупность элементов, образующих такую цепочку, называется радиоактивным семейством.

В настоящее время известно, что естественно-радиоактивные ядра образуют три радиоактивных семейства, называемых по наиболее долгоживущему (с небольшим периодом полураспада) «родоначальнику» семейства: семейство урана (от 238/92 U), семейство тория (от 232/90 Th) и семейство актиния (от 235/89 Ac). Все семейства заканчиваются стабильными ядрами свинца; семейство урана заканчивается 206/82 РЬ, семейство тория — 208/82 РЬ, семейство актиния — 207/82 Pb.

I.3.1. Закономерности α-распада

В настоящее время известно более двухсот α-активных ядер, главным образом тяжелых (А > 200, Z > 82). Только небольшая группа активных ядер приходится на области с А=140÷160 (редкие земли). α-Распад подчиняется правилу смещения (4). Примером α-распада служит распад изотопа урана ²³⁸U с образованием Th:

238/92 U→234/90 Th+4/2 He.

Скорости вылетающих при распаде α-частиц очень велики и колеблются для разных ядер в пределах от 1,4-10⁷до 2-10⁷ м/с, что соответствует энергиям от 4 до 8,8 МэВ. Согласно современным представлениям, α-частицы образуются в момент радиоактивного распада при встрече движущихся внутри ядра двух протонов и двух нейтронов,

α-Частицы, испускаемые конкретным ядром, обладают, как правило, определенной энергией. Более тонкие измерения, однако, показали, что энергетический спектр α-частиц, испускаемых данным радиоактивным элементом, обнаруживает «тонкую структуру», т. е. испускается несколько групп α-частиц, причем в пределах каждой группы их энергии практически постоянны. Дискретный спектр частиц свидетельствует о том, что атомные ядра обладают дискретными энергетическими уровнями.

Для α-распада характерна сильная зависимость между периодом полураспада Ti/з и энергией £ вылетающих частиц. Эта взаимосвязь определяется эмпирическим законом Гейгера — Нэттола (1912)*, который обычно выражают в виде связи между пробегом Rα (расстоянием, проходимым частицей в веществе до ее полной остановки) α-частиц в воздухе и постоянной радиоактивного распада λ:

ln λ =A+В ln Rα, (1.1)

где А и В — эмпирические константы, λ = ln 2/T ½. Согласно (1.1), чем меньше период полураспада радиоактивного элемента, тем больше пpo6eг, а следовательно, и энергия испускаемых им α-частиц. Пробег α-частиц в воздухе (при нормальных условиях) составляет несколько сантиметров, в более плотных средах он гораздо меньше, составляя сотые доли миллиметра (α-частицы можно задержать обычным листом бумаги).

Опыты Резерфорда по рассеянию α-частиц на ядрах урана показали, что α-частицы вплоть до энергии 8,8 МэВ испытывают на ядрах резерфордовское рассеяние, т. е. силы, действующие на α-частицы со стороны ядер, описываются законом Кулона. Подобный характер рассеяния α-частиц указывает на то, что они еще не вступают в область действия ядерных сил, т, е. можно сделать вывод, что ядро окружено потенциальным барьером, высота которого не меньше 8,8 МэВ. С другой стороны, α-частицы, испускаемые ураном, имеют энергию 4,2 МэВ. Следовательно, α-частицы вылетают из а-радиоактивного ядра с энергией, заметно меньшей высоты потенциальною барьера. Классическая механика этот результат объяснить не могла.

Объяснение α-распада дано квантовой механикой, согласно которой вылет α-частицы из ядра возможен благодаря туннельному эффекту— проникновению α-частицы сквозь потенциальный барьер. Всегда имеется отличная от нуля вероятность того, что частица с энергией, меньшей высоты потенциального барьера, пройдет сквозь него, т. е. действительно, из α-радиоактивного ядра α-частицы могут вылетать с энергией, меньшей высоты потенциального барьера- Этот эффект целиком обусловлен волновой природой α-частиц.

Вероятность прохождения α-частицы сквозь потенциальный барьер определяется его формой и вычисляется на основе уравнения Шредингера. В простейшем случае потенциального барьера с прямоугольными вертикальными стенками коэффициент прозрачности, определяющий вероятность прохождения сквозь него, определяется рассмотренной ранее. Анализируя это выражение, видим, что коэффициент прозрачности D тем больше (следовательно, тем меньше период полураспада), чем меньший по высоте {V) и ширине (0 барьер находится на пути α-частицы. Кроме того, при одной и той же потенциальной кривой барьер на пути частицы тем меньше, чем больше ее энергия Е. Таким образом качественно подтверждается закон Гейгера — Нэттола .

I.3.2. β-Распад. Нейтрино

Явление β-распада подчиняется правилу смещения

и связано с выбросом электрона. Пришлось преодолеть целый ряд трудностей, связанных с трактовкой β -распада.

Во-первых, необходимо было обосновать происхождение электронов, выбрасываемых в процессе β -распада. Протонно-нейтронное строение ядра исключает возможность вылета электрона из ядра, поскольку в ядре электронов нет. Предположение же, что электроны вылетают не из ядра, а из электронной оболочки, несостоятельно, поскольку тогда должно было бы наблюдаться оптическое или рентгеновское излучение, что не подтверждают эксперименты.

Во-вторых, необходимо было объяснить непрерывность энергетического спектра испускаемых электронов (типичная для всех изотопов кривая распределения β -частиц по энергиям приведена на рис. 1). Каким же образом β-активные ядра, обладающие до и после распада вполне определенными энергиями, могут выбрасывать электроны со значениями энергии от нуля до некоторого максимального Emax – т.е. энергетический спектр испускаемых электронов является непрерывным? Гипотеза о том, что при β-распаде электроны покидают ядро со строго определенными энергиями, но в результате каких-то вторичных взаи-

Рис.1

модействий теряют ту или иную долю своей энергии, так что их первоначальный дискретный спектр превращается в непрерывный, была опровергнута прямыми калориметрическими опытами. Так как максимальная 'энергия Emax определяется разностью масс материнского и дочернего ядер, то распады, при которых энергия электрона Е < Emax, как бы протекают с нарушением закона сохранения энергии. Н. Бор даже пытался обосновать это нарушение, высказывая предположение, что чакон сохранения энергии носи! статистический характер и выполняется лишь в среднем для большого числа элементарных процессов. Отсюда видно, насколько принципиально важно было разрешить это затруднение.

В-третьих, необходимо было разобраться с не сохранением спина при β-распаде. При β -распаде число нуклонов в ядре не изменяется (так как не изменяется массовое число А), поэтому не должен изменяться и спин ядра, который равен целому числу h при четном А и полуцелому h при нечетном А. Однако выброс электрона, имеющего спин h/2, должен изменить спин ядра на величину h /2.

Последние два затруднения привели В. Паули к гипотезе (1931) о том, что при β-распаде вместе с электроном испускается еще одна нейтральная частица — нейтрино. Нейтрино имеет нулевой заряд, спин h /2и весьма малую (вероятно нулевую) массу покоя; обозначается 0/0 ν е. Впоследствии оказалось, что при β-распаде испускается не нейтрино, а антинейтрино (античастица по отношению к нейтрино; обозначается 0/0 ν е).

Гипотеза о существовании нейтрино позволила Э. Ферми создать теорию β-распада (1934), которая в основном сохранила свое значение и в настоящее время, хотя экспериментально существование нейтрино было доказано более чем через 20 лет (1956). Столь длительные «поиски» нейтрино сопряжены с большими трудностями, обусловленными отсутствием у нейтрино электрического заряда и массы. Нейтрино - единственная частица, не участвующая ни в сильных, ни в электромагнитных взаимодействиях; единственный вид взаимодействий, в котором может принимать участие нейтрино,— слабое взаимодействие. Поэтому прямое наблюдение нейтрино весьма затруднительно. Ионизирующая способность нейтрино столь мала, что один акт ионизации воздуха нейтрино приходится на 500 км пути. Проникающая же способность нейтрино столь огромна (пробег нейтрино с энергией 1 МэВ в свинце составляет порядка 10¹⁸ м!), что затрудняет удержание этих частиц в приборах.

Для экспериментального выявления нейтрино (антинейтрино) применялся, поэтому косвенный метод, основанный на том, что в реакциях (в том числе и с участием нейтрино) выполняется закон сохранения импульса. Таким образом, нейтрино было обнаружено при изучении отдачи атомных ядер при β-распаде. Если при β-распаде ядра вместе с электроном выбрасывается и антинейтрино, то векторная сумма трех импульсов - ядра отдачи, электрона и антинейтрино — должна быть равна нулю. Это действительно подтвердилось на опыте. Непосредственное обнаружение нейтрино стало возможным лишь значительно позднее, после появления мощных реакторов, позволяющих получать интенсивные потоки нейтрино.

Введение нейтрино (антинейтрино) позволило не только объяснить кажущееся не сохранение спина, но и разобраться с вопросом непрерывности энергетического спектра выбрасываемых электронов. Сплошной спектр β-частиц обязан распределению энергии между электронами и антинейтрино, причем сумма энергий обеих частиц равна Emax- В одних актах распада большую энергию получает антинейтрино, в других — электрон; в граничной точке кривой, где энергия электрона равна Emax, вся энергия распада уносится электроном, а энергия антинейтрино равна нулю.

Наконец, рассмотрим вопрос о происхождении электронов при β-распаде. Поскольку электрон не вылетает из и не вырывается из оболочки атома, было сделано предположение, что -электрон рождается в результате процессов, происходящих внутри ядра. Так как при β-распаде число нуклонов в ядре не изменяется, a Z увеличивается на единицу (см, (255.5)), то единственной возможностью одновременного осуществления этих условий является превращение одного из нейтронов ядра в протон с одновременным образованием электрона и вылетом антинейтрино:

Этот процесс сопровождается выполнением законов сохранения электрических зарядов, импульса и массовых чисел. Кроме того, данное превращение энергетически возможно, так как масса покоя нейтрона превышает массу атома водорода, т. е. протона и электрона вместе взятых. Данной разности в массах соответствует энергия, равная 0,782 МэВ. За счет этой энергии может происходить самопроизвольное превращение нейтрона в протон; энергия распределяется между электроном и антинейтрино.

Если превращение нейтрона в протон энергетически выгодно и вообще возможно, то должен наблюдаться радиоактивный распад свободных нейтронов (т. е. нейтронов вне ядра). Обнаружение этого явления было бы подтверждением изложенной теории β-распада. Действительно, в 1950 г. в потоках нейтронов большой интенсивности, возникающих в ядерных реакторах, был обнаружен радиоактивный распад свободных нейтронов

I.4. Гамма-излучение и его свойства

Экспериментально установлено, что γ-излучение не является самостоятельным видом радиоактивности, а только сопровождает α- и β-распады и также возникает при ядерных реакциях, при торможении заряженных частица их распаде и т. д. γ-Спектр является линейчатым. В отличие от оптики, где под спектром понимается распределение энергии излучения по длинам волн, γ-спектр — это распределение числа γ-квантов по энергиям. Дискретность γ-спектра имеет принципиальное значение, так как является доказательством дискретности энергетических состояний атомных ядер.

В настоящее время твердо установлено, что γ-излучение испускается дочерним (а не материнским) ядром. Дочернее ядро в момент своего образования, оказываясь возбужденным, за время примерно 10¹³ — 10¹⁴ с, значительно меньшее времени жизни возбужденного атома, переходит в основное состояние с испусканием γ-излучения. Возвращаясь в основное состояние, возбужденное ядро может пройти через ряд промежуточных состояний, поэтому γ-излучепие одного и того же радиоактивного изотопа может содержать несколько групп γ-квантов, отличающихся одна от другой своей энергией.

При γ-излучении А и Z ядра не изменяются, поэтому оно не описывается никакими правилами смещения. γ-Излучение большинства ядер является столь коротковолновым, чю его волновые свойства проявляются весьма слабо. Здесь на первый план выступают корпускулярные свойства, поэтому γ-излучение рассматривают как поток частиц — γ-квантов. При радиоактивных распадах различных ядер γ-кванты имеют энергии от 10 кэВ до 5 МэВ.

Ядро, находящееся в возбужденном состоянии, может перейти в основное состояние не только при испускании γ-кванта, но и при непосредственной передаче энергии возбуждении (без предварительного испускания γ-кванта) одному из электронов того же атома. При этом испускается так называемый электрон конверсии. Само явление называется внутренней конверсией. Внутренняя конверсия — процесс, конкурирующий с γ-излучением.

Электронам конверсии соответствуют дискретные значения энергии, зависящей от работы выхода электрона из оболочки, из которой электрон вырывается, и от энергии Е, отдаваемой ядром при переходе из возбужденного состояния в основное. Если вся энергия Е выделяется в виде γ-кванта, то частота излучения v определяется из известного соотношения Е = hv. Если же испускаются электроны внутренней конверсии, то их энергии равны E-AL ,…, где AK ,AL ,…, - работа выхода электрона из К- и L-оболочек. Моноэнергетичность электронов конверсии позволяет отличить их от β-электронов, спектр которых непрерывен. Возникшее в результате вылета электрона вакантное место на внутренней оболочке атома будет заполняться электронами с вышележащих оболочек. Поэтому внутренняя конверсия всегда сопровождается характеристическим рентгеновским излучением.

γ-Кванты, обладая нулевой массой покоя, не могут замедляться в среде, поэтому при прохождении γ-излучения сквозь вещество они либо поглощаются, либо рассеиваются им. γ-кванты не несут электрического заряда и тем самым не испытывают влияния кулоновских сил. Поэтому при прохождении сквозь вещество γ-кванты сравнительно редко сталкиваются с электронами и ядрами, но зато при столкновении резко отклоняются от своего первоначального направления. При прохождении пучка γ-квантов сквозь вещество их энергия не меняется, но в результате столкновений ослабляется интенсивность, изменение которой описывается законом Бугера.

γ-Кванты, проходя сквозь вещество, могут взаимодействовать как с электронной оболочкой атомов вещества, так и с их ядрами. В квантовой электродинамике доказывается, что основными процессами, происходящими при взаимодействии γ-излучения с веществом, являются фотоэффект, ком и тон-эффект и рождение электронно-позитронных пар.

Фотоэффект или фотоэлектрическое поглощение γ-излучения,— это процесс, при котором атом поглощает γ-кваит и испускает электрон. Так как электрон выбивается из одной из внутренних оболочек атома, то освободившееся место заполняется электронами из вышележащих оболочек, и фотоэффект сопровождается характеристическим рентгеновским излучением. Фотоэффект является преобладающим механизмом поглощения в области малых энергий γ-квантов (Еγ < > 100 кэВ). Фотоэффект может идти только на связанных электронах, так как свободный электрон не может поглотить γ-квант -- при этом одновременно не удовлетворяются законы сохранения энергии и импульса.

По мере увеличения энергии γ-квантов (Еγ ~ 0,5 МэВ), когда их энергия превосходит энергию связи электрона в атомах и взаимодействие γ-кванта приближается по своему характеру к взаимодействию со свободными электронами, основным механизмом взаимодействия γ-квантов с веществом является комптоновское рассеяние .

При Еγ > 1,02 МэВ = 2mе² (mе, - масса покоя электрона) становится возможным процесс образования электронно-позитронных пар в электрических полях ядер. Вероятность этого процесса пропорциональна Z² и увеличивается с ростом Еγ. Поэтому при Еγ ~10 МэВ основным процессом взаимодействия я γ-излучения в любом веществе является образование электронно-позитронных пар-

Если энергия γ-кванта превышает энергию связи нуклонов в ядре (7—8 МэВ), то в результате поглощения γ-кванта может наблюдаться ядерный фотоэффект — выброс из ядра одного из нуклонов, чаще всего нейтрона.

Большая проникающая способность γ-излучения используется в гамма-дефектоскопии — методе дефектоскопии, основанном на различном поглощении γ-излучения при распространении его на одинаковое расстояние в разных средах. Местоположение и размеры дефектов (раковины, трещины и т. д.) определяются по различию в интенсивностях излучения, прошедшего через разные участки просвечиваемого изделия.

Воздействие у-излучения (а также других видов ионизирующего излучения) на вещество характеризуют дозой ионизирующего излучения. Различаются:

Поглощенная доза излучения - физическая величина, равная отношению анергии излучения к массе облучаемого вещества.

Единица поглощенной дозы излучения — грей (Гр)*: 1Гр = 1 Дж/кг — доза излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передается энергия любого ионизирующего излучения 1 Дж.

Экспозиционная доза излучения — физическая величина, равная отношению суммы электрических зарядов всех ионов одного знака, созданных электронами, освобожденными в облученном воздухе (при условии полного использования ионизирующей способности электронов), к массе этого воздуха.

Единица экспозиционной дозы излучения в СИ кулон на килограмм (Кл/кг); внесистемной единицей является рентген (Р): 1 Р=2,58-10-⁴ Кл/кг.

Биологическая доза — величина, определяющая воздействие излучения на организм.

Единица биологической дозы — биологический эквивалент рентгена (бэр):

1 бэр - лоза любою вида ионизирующею излучения, производящая такое же биологическое действие, как и доза рентгеновского или у-излучения в 1 Р (1 бэр= Ю-² Дж/кг).

Мощность дозы излучения — величина, равная отношению дозы излучения к времени облучения. Различают; 1) мощность ' поглощенной дозы (единица - грей на секунду (Гр/с)); 2) мощность экспозиционной дозы (единица — ампер на килограмм (А/кг)).

I.5. Цепная реакция деления

Для практического применения деления тяжелых ядер важнейшее значение имеет выделение большой энергии при каждом акте деления и появление при этом нескольких (двух, трех) нейтронов. Если каждый из этих нейтронов, взаимодействуя с соседними ядрами делящегося вещества, в свою очередь вызывает в них реакцию деления, то происходит лавинообразное нарастание числа актов деления. Такая реакция деления называется цепной. Свое название эта реакция получила по аналогии с цепными химическими реакциями, т. е- реакциями, продукты которых могут вновь! вступать в соединения с исходными веществами.

В 1939 г. Я. Б. Зельдович и Ю. Б. Харитон впервые указали на возможность существования цепной ядерной | реакции деления. Каждый из нейтронов, образовавшихся д при одном акте деления, если он будет захвачен ядром, вызовет появление новых нейтронов деления, в свою очередь Способных вызвать реакции деления, и т. д.

Рассмотрим несколько подробнее возможность осуществления цепной реакции. Предположение о том, что каждый из нейтронов захватывается соседними ядрами, в действительности не реализуется. Часть вторичных нейтронов попадает в ядра атомов тех веществ, которые непременно присутствуют в той области, где реализуется цепная реакция, но не являются делящимися, - замедлители нейтронов, теплоносители, уносящие тепло из зоны реакции, и др. Часть нейтронов может просто выйти за пределы активной зоны - того пространства, где происходит цепная реакция.

Очевидно, что непременным условием возникновения цепной реакции является наличие размножающихся нейтронов. Введем понятие о коэффициенте k размножения нейтронов. Коэффициентом размножения нейтронов называют отношение числа нейтронов, возникших в некотором звене реакции, к числу таких нейтронов в предшествующем ему звене. Необходимым условием для развития цепной реакции является требование k >1. Величина k определяется, во-первых, значением среднего числа нейтронов, возникших при одном акте деления, во-вторых, вероятностями различных процессов взаимодействия нейтронов с ядрами делящегося вещества и примесей в нем, а также размерами системы.

Роль последнего фактора существенна потому, что с уменьшением размеров активной зоны увеличивается доля нейтронов, выходящих за ее пределы, и уменьшается возможность дальнейшего развития цепной реакции. Потери нейтронов пропорциональны площади поверхности, а генерация нейтронов пропорциональна массе и, следовательно, объему делящегося вещества. Например, для делящегося вещества, имеющего сферическую форму (объем V~R , поверхность 5-R², S/V~1/R), с уменьшением R, т.е. с уменьшением объема и массы делящегося вещества, будет расти доля потерь нейтронов, вылетающих из активной зоны. Минимальные размеры активной зоны, при которых возможно осуществление цепной реакции, называются критическими размерами.

Минимальная масса делящихся веществ, находящихся в системе критических размеров, называется критической

массой.

Для уменьшения потерь нейтронов и уменьшения критических параметров делящегося вещества его окружают отражателем - слоем неделящегося вещества, обладающего малым эффективным поперечным сечением для захвата нейтронов и большим сечением их рассеяния. Отражатель возвращает в активную зону большую часть вылетевших из нее нейтронов. В качестве отражателей используются те же вещества, которые применяются для замедления нейтронов,- графит, тяжелая вода DaO и HDO, соединения бериллия.

Одной из наиболее важных характеристик цепной реакции является скорость ее развития, зависящая, помимо коэффициента k размножения нейтронов, от среднего времени τ между двумя последовательными актами деления. Очевидно, что т определяет среднее время жизни одного «поколения» нейтронов, т. е. среднее время от момента деления до захвата нейтрона ядром атома делящегося вещества. Точнее, время т складывается из времени деления • ядра, времени запаздывания вылета нейтрона из ядра относительно момента деления и времени, прошедшего до следующего захвата.

В случае развивающейся цепной реакции для резкого уменьшения времени т, т. е. для получения весьма быстрой цепной реакции взрывного типа, необходимо осуществить процесс размножения на быстрых нейтронах; для получения управляемой цепной реакции необходимо увеличивать время т, т. е. нужно стремиться к тому, чтобы время запаздывания вылета нейтронов относительно момента деления и время перемещения нейтронов до следующего захвата по возможности были большими. Первое зависит от механизма возникновения вторичных нейтронов и меньше поддается воздействию, второе - от взаимодействия вылетевших из ядра нейтронов с окружающими ядрами, т. е. от замедления нейтронов, их движения в веществе и, наконец, от их захвата. Управление цепной реакцией сводится, в основном, к воздействию на эти процессы.

I.6. Ядерные реакторы

Управляемые цепные реакции осуществляются в ядерных реакторах или атомных котлах.

В качестве сырьевых и делящихся веществ в реакторах используются 92U²³⁶, 94Pu²³³, 92U²³⁸, а также 90Th²³². В естественной смеси изотопов урана изотопа 92U²³⁸ содержится в 140 раз больше, чем изотопа 92U²³⁵. Для понимания процессов, которые могут происходить в реакторе с природной смесью изотопов, необходимо учитывать различия в условиях, при которых происходит деление ядер обоих изотопов урана. Исследование энергетического спектра нейтронов, испускаемых при делении, показывает, что их энергии составляют в основном около 0,7 Мэв. Эти нейтроны способны вызвать деление лишь ядер в^²³⁶- Те немногие нейтроны, энергия которых превышает энергию активации деления ядра 92U²³⁸, с большей вероятностью претерпевают неупругое рассеяние и их энергия оказывается, как правило, ниже порога деления ядра 92U²³⁸. В результате ряда столкновений с ядрами урана нейтроны теряют энергию малыми порциями, замедляются и испытывают захват ядрами 92U²³⁸ или поглощаются ядрами 92U²³⁵. Поглощение нейтронов ядрами 92U²³⁵ способствует развитию цепной реакции, поглощение же их ядрами 92U²³⁸ выводит нейтроны из цепной реакции и ведет к обрыву цепной реакции. Расчеты показывают, что в естественной смеси изотопов урана вероятность обрыва цепной реакции превышает вероятность развития реакции и цепная реакция деления не может развиваться ни на быстрых, ни на медленных нейтронах.

В ядерных реакторах на медленных нейтронах условием, обеспечивающим развитие цепной реакции, является применение замедлителя для уменьшения захвата нейтронов ядрами 92U²³⁸. При каждом столкновении с ядрами замедлителя нейтрон теряет энергию большими порциями, и это благоприятствует «проскакиванию» энергии нейтрона через ту область энергий, при которых происходит захват нейтрона ядрами 92U²³⁸. В качестве замедлителей применяют углерод (в виде графита), дейтерий (в виде тяжелой воды DaO и HDO), бериллий и окись бериллия, ядра которых меньше других ядер захватывают тепловые нейтроны.

Различаются два типа реакторов на медленных нейтронах - гомогенные и гетерогенные. В гомогенных реакторах делящееся вещество равномерно распределяется по объему замедлителя (например, растворяется в воде). В гетерогенных реакторах уран расположен отдельными блоками по объему замедлителя - тяжелой воды или графита. В гомогенных реакторах нейтроны в ходе замедления все время находятся поблизости от ядер атомов урана, распределенных по всему объему. Это приводит к большей вероятности поглощения нейтронов ядрами атомов урана, а не замедлителя, но это же снижает вероятность избежать захвата нейтронов ядрами 92U²³⁸. В гетерогенных реакторах, наоборот, сравнительно мала вероятность поглощения тепловых нейтронов ядрами урана, но зато повышается вероятность избежать захвата ядрами 92U²³⁸, ибо значительную часть времени замедляемые нейтроны с энергиями, «опасными» для захвата, проводят за пределами блоков делящегося урана. Работе реактора способствует также снижение утечки нейтронов, достигаемое за счет увеличения критических размеров и применения отражателей нейтронов.

Быстрое развитие цепной реакции сопровождается , выделением большого количества энергии, что может вызвать излишний перегрев реактора. При достижении реактором требуемой мощности необходимо режим развивающейся реакции свести к критическому режиму со значением k=1 и затем поддерживать этот режим. Для уменьшения коэффициента размножения нейтронов в активную зону реактора вводятся стержни из материалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны, например из бора или кадмия. Такие управляющие стержни уменьшают значение k и предотвращают нарастание скорости цепной реакции, поддерживая ее в стационарном режиме.

Деление ядер урана, осуществляемое в реакторах, сопровождается образованием большого числа радиоактивных различных осколков. Расчеты показывают, что на 22 000 квт-ч энергии образуется примерно 1 s осколков. При этом испускаются β-лучи и γ-излучение. Кроме того, реакторы, работающие с замедлителями, испускают мощные потоки тепловых нейтронов, которые используют для получения различных искусственно-радиоактивных изотопов. Эти изотопы применяют для исследований в различных областях народного хозяйства.

Нейтронные потоки и у-лучи, возникающие в ядерных реакторах, имеют большую интенсивность, обладают высокой проникающей способностью и губительно действуют на организм человека. Поэтому для защиты персонала, обслуживающего ядерные реакторы, применяют специальные меры. Одна из наиболее эффективных мер - автоматизация процессов управления реактором.

Примером гетерогенного ядерного реактора на медленных нейтронах является реактор первой в мире советской атомной электростанции, введенной в эксплуатацию 27 июня 1954 г. Полезная мощность реактора составляет 5000 кет. Замедлителем нейтронов служит графит. Активная зона реактора представляет собой графитовый цилиндр диаметром 1,5 -и и высотой 1,7 м, окруженный графитовым отражателем. В активной зоне расположены 128 вертикальных рабочих каналов для помещения в них делящегося вещества - природной смеси урана, обогащенной изотопом 92U²³⁵. Рабочие каналы выполнены в форме стальных трубок, на которые надеты втулки из уранового сплава. Внутри трубок протекает вода для охлаждения урана. В активной зоне расположены также 22 канала для управляющих стержней из карбида бора, сильно поглощающего тепловые нейтроны. С помощью управляющих стержней мощность реактора поддерживается на необходимом заданном уровне. Вода, охлаждающая реактор, становится радиоактивной. Нагретая вода поступает в парогенератор и там передает тепло воде, циркулирующей во втором замкнутом контуре, в котором образуется пар с давлением 12,5 атм и температурой 260 °С, подводимый затем к турбине.

Управление узлами атомной электростанции автоматизировано и производится на расстоянии.

Первая советская атомная электростанция (АЭС) явилась прототипом для крупнейшей в СССР Белоярской атомной электростанции им. И. В. Курчатова. Первый блок этой станции мощностью 100 тыс. кет введен в эксплуатацию в 1964 г. Использование сверхкритических параметров пара (давление 250 атм, температура 535-565 °С) позволило повысить коэффициент полезного действия этой станции.

Урановые реакторы на тепловых нейтронах могут решить задачу энергоснабжения в ограниченном масштабе, который определяется количеством урана 92U²³⁵. При использовании всего природного запаса 92U²³⁵можно получить энергию, приблизительно эквивалентную запасам обычного топлива на Земле.

Для увеличения ядерных энергетических ресурсов используются процессы, происходящие при захвате нейтронов ядрами 92U²³³ и тория 90Th²³². Они приводят к появлению эффективно делящихся плутония 94Pu²⁸⁶ и изотопа урана 92U²³³. Схема получения плутония:

Реакция на тории происходитпо следующей схеме:

Захват нейтронов ядрами 92U²³⁸ сопровождается созданием ядерного горючего, которое может быть химическим путем отделено от 92U²³⁸. Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. При делении одного ядра ^ „U"⁵ образуется в среднем 2,5 нейтрона, из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. Остальные 1,5 нейтрона могут быть захвачены ядрами y^V²³³ и из них могут быть образованы 1,5 ядра 94Pu²³⁹. В специальных бридерных (воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. В урановых реакторах, работающих на медленных нейтронах, этого осуществить нельзя. Действительно, в таком реакторе деление происходит в 84,5 случаях из 100 поглощений тепловых нейтронов ядрами 92U²³⁵. Теоретически возможный максимальный коэффициент воспроизводства ядерного горючего составит 2,5-0,845-1=1,11 вместо 1,5. В результате поглощения нейтронов замедлителем и их вылета за пределы реактора он еще уменьшится. В реакторах с замедлителем коэффициент воспроизводства ядерного горючего, как правило, меньше единицы. Например, в реакторе первой АЭС он составляет всего 0,32.

Бридерные реакторы работают на быстрых нейтронах. Активной зоной является сплав урана, обогащенного изотопом 92U²³⁵, с тяжелым металлом (висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. Управление таким реактором производится перемещением отражателя или изменением массы делящегося вещества.

В СССР созданы реакторы на быстрых нейтронах, дающие огромную интенсивность нейтронных потоков. В Советском Союзе-пионере ядерной энергетики ведется большая работа по ядерному реакторостроению и мирному использованию энергии делящихся ядер.

Последовательная борьба Советского Союза за мирное использование внутриядерной энергии нашла свое отражение в достигнутом в 1964 г. соглашении между СССР и США о направлении большого количества расщепляющихся материалов для использования в мирных целях, в том числе для опреснения морской воды. Расчеты показывают, что реактор на быстрых нейтронах мощностью 2,2 -10^s вт может обеспечить работу электростанции мощностью 5,1-Ю⁸ вт и дистилляционной опреснительной установки производительностью 180 тыс. м³ пресной воды в сутки при стоимости воды 2-3 копейки за 1 м³. При достижении реакторами мощности (10-20)-10° вт стоимость опресненной воды настолько снизится, что можно будет ставить вопрос о применении ее для орошения засушливых земель.

Одновременно с решением проблемы большой ядерной энергетики и увеличением мощности реакторов в СССР успешно решаются проблемы малой ядерной энергетики. Уменьшение размеров реакторов крайне важно для использования ядерного горючего в двигателях, где лимитирован вес горючего. Такие двигатели устанавливаются на подводных лодках и ледоколах дальнего плавания. Как известно, в 1959 г. в СССР вступил в строй первый в мире ледокол «Ленин» с двигателем на ядерном топливе. В течение трех лет машины ледокола «Ленин» работали без перезарядки горючего.|

I.7. Термоядерные реакции

1. Кроме реакции деления тяжелых ядер, существует еще один путь выделения ядерной энергии - синтез ядер гелия из ядер изотопов водорода. Водород имеет три изотопа: легкий водород, или протий, с атомным весом 1,008, тяжелый водород, или дейтерий, с атомным весом 2,015 и сверхтяжелый водород, или тритий, с атомным весом 3,017. Ядра этих изотопов называются соответственно протон, дейтрон (или дейтерон) и тритон и обозначаются:

1Н¹ или 1p¹ 1H² или 1D², 1H³ или 1T³. Удельная энергия связи ядра гелия значительно превышает удельную энергию связи ядер изотопов водорода. Поэтому при синтезе ядер гелия из водородных ядер будет выделяться энергия. Весьма эффективной в отношении выделения энергии является следующая реакция:

Оказывается, что при этой реакции выделяется энергия, равная 17,6 Мэв.

Выделение энергии на один нуклон в реакции синтеза в несколько раз больше, чем при делении тяжелых ядер. Так, при делении ядер урана, как уже говорилось, выделяется энергия около 200 Мэв, что составляет на один нуклон 200/238^0,85 Мэв. В реакции же (46.13) на один нуклон выделяется 17,6/5w3,5 Мэв, т. е. в четыре раза больше. Еще большая энергия выделяется при синтезе ядра гелия из четырех протонов:

В этой реакции выделяется энергия, равная 26,8 Мэв, т. е, выделение энергии на одну частицу составляет 26,8/4=6,7 Мэв.

3. Для осуществления реакции синтеза, для слияния легких ядер, нужно преодолеть потенциальный барьер, обусловленный кулоновским отталкиванием одноименно заряженных ядер. Оценим качественно высоту этого барьера.

Для слияния ядер дейтронов их нужно сблизить вплотную, т. е. на расстояние между центрами, равное удвоенному радиусу ядра водорода, r~3*10^-15 м. Для этого нужно совершить работу, равную электростатической потенциальной энергии ядер, находящихся на этом расстоянии друг от друга: U^:=e²/4πε 0 r. Подставив числа, найдем, что высота потенциального барьера составляет примерно 0,1 Мэв. Ядра дейтрона смогут преодолеть этот барьер, если при столкновении они будут обладать соответствующей кинетической энергией. Средняя кинетическая энергия теплового движения дейтронов (3/2k Т) равна 0,1 Мэв и достаточна для преодоления потенциального барьера при T=2-10⁹ °К, т. е. при температуре порядка миллиардов градусов. Это значительно больше температуры внутренних областей Солнца, которая оценивается примерно в 10⁷°К-

Однако термоядерные реакции синтеза могут происходить и при температурах меньших, чем 10⁹ °К. Дело в том, что скорости ядер распределены по закону Максвелла, и поэтому при температуре, меньшей 10⁹ °К, например при T~10⁷ °К, имеется некоторая доля ядер, энергия которых превышает высоту потенциального барьера и которые, следовательно, могут начать реакцию синтеза.

Из приведенных данных видно, что реакции синтеза ядер требуют нагрева до очень высоких температур. Поэтому эти реакции называются термоядерными.

Частицы, находящиеся в «хвосте» максвелловского распределения при T~10⁷ °К имеют энергии порядка десятков килоэлектрон-вольт, что еще, однако, значительно ниже кулоновского барьера. В ядерных реакциях заряженных частиц при обычных температурах вероятность туннельного проникновения сквозь кулоновский барьер при столкновении ядер невелика. Однако она очень быстро увеличивается с ростом энергии сталкивающихся частиц. Например, для двух ядер дейтерия эта вероятность при средней энергии частиц 1,7 кэв (соответствующей температуре 2-Ю⁷ °К) - превышает в 10⁴⁷ раз вероятность туннельного слияния двух ядер дейтерия, обладающих средней энергией 17 эв (Т=2-10⁵ °К). Температура 10⁷ °К оказывается достаточной для того, чтобы начала протекать термоядерная реакция за счет туннельного слияния ядер, находящихся в «хвосте» максвелловского распределения. Кроме того, благоприятную роль для протекания термоядерных реакций играет то обстоятельство, что с повышением температуры интенсивнее происходят столкновения ядер, находящихся на «хвосте» максвелловского распределения, что способствует проникновению ядер друг в друга сквозь кулоновский потенциальный барьер.

Температура порядка 10⁷ °К характерна для центральной части Солнца. С другой стороны, спектральный анализ излучения Солнца позволяет установить, что в составе Солнца, как и в составе многих других звезд, имеется значительная часть водорода (около 80%) и гелия (до 20%). Углерод, азот и кислород составляют не более 1% массы звезд. Впрочем, если учесть, что масса Солнца колоссальна (1,99-10³⁰ кг), то на Солнце имеется достаточное количество этих газов. Сопоставление всех этих данных с условиями протекания термоядерных реакций привело к выводу, что термоядерные реакции должны происходить на Солнце и звездах и являться источником энергии, компенсирующим их излучение. Ежесекундно Солнце излучает энергию 8,8-10³⁶ дж, что соответствует уменьшению его массы покоя на 4,3 млн. тонн. Полезно отметить, что удельное выделение энергии Солнца, т. е. выделение, приходящееся на единицу массы в одну секунду, оказывается при этом весьма малым, всего 1.9-10^-4 дж/сек-кг. Оно составляет лишь 1% от удельного выделения энергии в живом организме в процессе обмена веществ.

Малое удельное выделение Солнцем энергии за 1 сек объясняет, почему мощность излучения энергии нашим светилом практически не изменилась за несколько миллиардов лет существования солнечной системы.

В 1938 г. было высказано предположение о возможном протекании термоядерных реакций на Солнце в форме так называемого протонно-протонного цикла. В одном из вариантов протонно-протонного цикла происходят, как считают, следующие реакции. Цикл начинается с соединения двух протонов с образованием дейтрона и испусканием позитрона и электронного нейтрино:

1p¹+lP^l→lD²++1e^o+0ν0.

Далее дейтрон реагирует с протоном, образуя ядро легкого изотопа гелия аНе³, а избыток энергии выделяется в виде Т-излучения:

lD²+1p¹→2He⁴+21p¹.

Заметим, что позитрон, образовавшийся на первом этапе цикла, соединяясь с электроном плазмы, также дает 7-излу-чение.

С 1951 г. считают, что наиболее вероятным продолжением цикла является соединение ядер гелия аНе³ с образованием ядра гНе" (а-частицы) и двух протонов:

2He³+2He³→2He^l+21p¹.

Результатом цикла является синтез водородных ядер в ядро гелия, сопровождающийся выделением энергии.

7. В 1939 г. Г. Бете рассмотрел цикл термоядерных реакций, называемый углеродно-азотным циклом или циклом Бете. В этом цикле соединение ядер водорода в ядро гелия облегчается при помощи ядер углерода 6С¹², играющих роль катализаторов термоядерной реакции. Началом цикла является проникновение быстрого протона в ядро углерода 6С¹² с образованием ядра неустойчивого радиоактивного изотопа азота 7N¹³ и с излучением γ-кванта:

6С¹²+1p¹→7N¹³+γ.

С периодом полураспада 14 мин в ядре 7N¹³ происходит превращение 1p¹+lP^l→lD²++1e^o+0ν0 и образуется ядро изотопа углерода 6С¹³:

7N¹³→6С¹³++1e^o +0ν0.

Приблизительно через каждые 2,7 млн. лет ядро 6C¹³, захватив протон, образует ядро устойчивого изотопа азота 7N¹⁴:

6C¹³+1p¹→7N¹⁴+γ.

Спустя в среднем 32 млн. лет ядро 7N¹⁴захватывает протон и превращается в ядро кислорода 8O¹⁵:

7N¹⁴+1p¹→8O¹⁵+γ.

Неустойчивое ядро 8O¹⁵ с периодом полураспада 3 мин испускает позитрон и нейтрино и превращается в ядро 7N¹⁵:

8O¹⁵→7N¹⁵+ ++1e^o+0ν0.

Завершается цикл реакцией поглощения ядром 7N¹⁵ протона и распадом его на ядро углерода 6С¹² и γ-частицу, происходящими приблизительно через 100 тысяч лет:

7N¹⁵+1p¹→6С¹²+ 2He⁴

Новый цикл начинается вновь с поглощения углеродом 6С¹² протона, происходящего в среднем через 13 млн. лет. Отдельные реакции цикла отделены временами, которые с точки зрения земных масштабов времени являются непомерно большими. Однако нужно учесть, что этот цикл является замкнутым и непрерывно происходящим. Поэтому различные реакции цикла происходят на Солнце одновременно, начавшись в разные моменты времени.

Результатом одного цикла является превращение четырех протонов в ядро гелия с появлением двух позитронов и 7-излучения, к которому следует добавить излучение, возникающее при слиянии позитронов с электронами плазмы. Количество энергии, выделяющейся на одно ядро гелия, составляет 26,8 Мэв. В пересчете на грамм-атом гелия это составляет 700 тыс. квт-ч энергии. Этого количества энергии достаточно для компенсации энергии, излучаемой Солнцем. Хотя термоядерные реакции на Солнце и приводят к уменьшению на нем водорода, расчеты показывают, что количества водорода, имеющегося на Солнце, хватит для поддержания термоядерных реакций и излучения Солнца на миллиарды лет.

Из предыдущего ясно, какое большое значение имеет осуществление в земных условиях термоядерных реакций для получения энергии. Достаточно сказать, что при использовании дейтерия, содержащегося в одном литре обычной воды, в реакции термоядерного синтеза выделится столько же энергии, сколько выделится при сгорании около 350 л бензина.

Впервые условия, близкие к тем, какие реализуются в недрах Солнца, были осуществлены в СССР, а несколько' позднее в США, в водородной бомбе, где происходит самоподдерживающаяся термоядерная реакция взрывного характера. Взрывчатым веществом, в котором происходила Ц термоядерная реакция, являлась смесь дейтерия 1D² и " трития 1H³. Необходимая для протекания реакции высокая температура была получена за счет взрыва «обычной» атомной бомбы.

Теоретически основой для получения искусственных управляемых термоядерных реакций являются реакции, происходящие в дейтериевой высокотемпературной плазме. Задача заключается, однако, не только в создании условий, необходимых для интенсивного выделения энергии в термоядерных процессах, но главным образом в поддержании этих условий. Для осуществления самоподдерживающейся термоядерной реакции нужно, чтобы скорость выделения энергии в системе, где происходит реакция, была не меньше, чем скорость отвода энергии от системы.

Расчеты показывают, что для обеспечения самоподдерживающейся управляемой термоядерной реакции необходимо довести температуру дейтериевой плазмы до нескольких сотен миллионов градусов. При температурах порядка 10⁸ градусов термоядерные реакции обладают заметной интенсивностью и сопровождаются выделением большой энергии. Так, при температуре порядка 10⁸ градусов мощность, выделяемая в единице объема плазмы при соединении дейтериевых ядер, составляет примерно 3 квт!м³, в то время как при температуре ~10⁶ градусов она равна всего лишь 10^-17 вт/м³.

Основной причиной потерь энергии высокотемпературной плазмой является ее огромная теплопроводность, быстро растущая (пропорционально Т'/«) при рассматриваемых высоких температурах. Отвод энергии из плазмы может происходить благодаря диффузии горячих частиц из области, где происходит реакция, на стенки аппарата, в котором находится плазма. Если плазму не теплоизолировать от контакта с любыми окружающими веществами, то ее нельзя нагреть даже до нескольких сот тысяч градусов, так как вся энергия, выделяющаяся в результате реакций синтеза, будет уходить на стенки. Иными словами, необходимо удержать плазму в заданном объеме, не допуская ее расширения.

Идея эффективной магнитной термоизоляции плазмы применительно к проблеме управляемого термоядерного синтеза была предложена в СССР А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом в 1950 г. Если пропустить через плазму в форме столба вдоль его оси сильный электрический ток, то магнитное поле этого тока, которое имеет форму, обычную для прямолинейного проводника, создает электродинамические силы, которые будут стремиться сжать плазменный столб. Таким образом столб плазмы окажется оторванным от стенок и стянутым в плазменный шнур (§ 12.8). Очевидно, что сжатие плазмы может происходить до тех пор, пока давление, вызванное электродинамическими силами, не уравновесится газокинетическим давлением частиц самой плазмы. На рис шнур 2 изолирован от стенок 1 магнитным полем Н. Электрический ток /, пропущенный через газ, выполняет несколько функций:

а) в начальной стадии создает плазму благодаря интенсивной ионизации;

б) стягивает плазму в шнур;

в) за счет выделения джоулева тепла и сжатия нагревает плазму до высокой температуры.

В первоначальных опытах, проводившихся в СССР Л. А. Арцимовичем и его сотрудниками, в дейтерии, находящемся под давлением в 0,01-0,1 мм рт. ст., с помощью батареи конденсаторов большой емкости создавался мощный импульсный разряд. Максимальная сила тока в момент разрядного импульса достигала 10⁵-10^е а при длительности нарастания тока от нуля до максимума 5-10 мксек. Возникшая плазма сначала быстро стягивалась в шнур к оси разрядной трубки. В конце сжатия температура шнура достигала 10^е градусов и даже нескольких миллионов градусов.

Однако удержать плазменный шнур в таком состоянии не удается: происходят быстрые радиальные его колебания - он то расширяется, то снова сжимается. Вследствие нестабильности, неустойчивости плазмы в плазменном шнуре возникают деформации, которые изменяют геометрическую форму шнура. Результатом этого является нарушение термоизоляции, интенсивное взаимодействие плазмы со стенками, приводящее к загрязнению дейтерия веществом стенок и к быстрому охлаждению плазмы. Все это происходит за время в несколько микросекунд, сравнимое с временем разрядного импульса. К моменту, когда достигнут максимум тока, температура плазмы уже снижается по сравнению с той, которая у нее была в момент окончания первого сжатия в шнур.

На рис. 46.6 представлены две простейшие деформации плазменного шнура - его местное сужение и изгиб. Для осуществления управляемых термоядерных реакций необходимо выяснить условия, при которых высокотемпературная плазма, помещенная в магнитном поле надлежащей конфигурации, может сохранять устойчивость. Решение этого вопроса, наряду с поисками путей повышения температуры плазмы до необходимой для самоподдерживающейся реакции синтеза, является главным направлением, в котором развиваются исследования по управляемым термоядерным реакциям.

Проблема устойчивости плазмы потребовала прежде всего тщательного изучения деформаций, которые могут возникнуть в плазменном шнуре. Не вдаваясь в детали, укажем, что в случае деформации, изображенной на рис. 46.6, и, в области сужения (перетяжки) плазмы возрастает напряженность магнитного поля, а вместе с ней возрастают и электродинамические силы, стягивающие шнур в этой области. Между тем давление самой плазмы во всех ее сечениях одинаково и плазма может свободно перетекать вдоль столба. Следовательно, в месте сужения возросшее электродинамическое давление не будет уравновешиваться давлением плазмы, и сужение будет продолжаться вплоть до разрыва шнура в области первоначального сужения. Аналогично можно показать, что возникшая в Плазменном шнуре деформация изгиба будет развиваться и приведет к дальнейшему изгибанию шнура.

В настоящее время детально изучены возможные виды неустойчивости плазмы. Для стабилизации плазмы применяются различные варианты использования дополнительных внешних магнитных полей, не связанных с током, проходящим через плазму.

Серьезным успехом на пути создания управляемых термоядерных реакций явилось осуществление в 1964 г. в Сибирском отделении Академии наук СССР под руководством Г. И. Будкера плазмы с контролируемой температурой в 100 млн. градусов. Это достигнуто с помощью сжатия плазмы и ее нагревания ударными волнами, возникающими в плазме в результате очень быстрого нарастания магнитного поля. Оказалось, что этот нагрев может быть осуществлен за время, меньшее времени развития неустойчивостей плазмы. При этом с помощью специальных разрядников за десятые доли микросекунды подводилась мощность порядка 200 млн. кет. В плазме с плотностью 10¹³-10¹⁴ м"³ осуществлена термоядерная реакция. Аналогичные результаты получены Е. К. Завойским о сотрудниками в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова.

Важнейшей задачей теперь является повышение времени существования устойчивого режима плазмы и ее плотности. Несмотря на то, что сложных нерешенных задач, связанных с созданием практически реализуемых термоядерных реакций, еще очень много, настойчивые усилия ученых приближают решение этой гигантской задачи - получение практически неиссякаемого источника энергии.

I.8. Биологическое действие излучения

Ядерное излучение оказывает сильное поражающее действие на все живые организмы. Характер этого действия зависит от поглощенной дозы излучения и его вида. О дозе излучения можно судить по энергии излучения и его ионизирующей способности.

Дозой поглощенного излучения называют величину, равную отношению энергии излучения, поглощенной облучаемым телом, к его массе:

За единицу дозы поглощенного излучения принят грэй (Гр): 1 Гр = 1 Дж/1 кг.

Экспозиционной дозой излучения называют величину, равную отношению суммарного заряда ионов одного знака, образованных излучением в некотором объеме воздуха, к массе воздуха в этом объеме:

За единицу экспозиционной дозы излучения принята интенсивность такого излучения, которое производит в 1 кг сухого воздуха такое число ионов, суммарный заряд которых составляет 1 Кл каждого знака:

1 ЭДИ = 1 Кл/кг.

На практике чаще используется внесистемная единица — рентген и ее дольные единицы:

1 Р = 2,58 • 10-4 Кл/кг.

При облучении живых организмов, в частности человека, поражающее действие излучения при одной и той же поглощенной дозе зависит от вида излучения. Поэтому принято сравнивать биологическое действие всех видов излучения с биологическим действием рентгеновского и у-излучения.

Коэффициент, показывающий во сколько раз поражающее действие данного вида излучения выше, чем рентгеновского, при одинаковой дозе поглощенного излучения, называют относительной биологической эффективностью (КОБЭ) или коэффициентом качества излучения.

Значения КОБЭ для основных типов излучения

Вид излучения

КОБЭ

Рентгеновское и у-излучение

Электроны

Тепловые нейтроны

Быстрые нейтроны

Протоны

а-частицы

Поэтому для оценки действия излучения на живые организмы введена специальная величина — эквивалентная доза.

Эквивалентной дозой поглощенного излучения называют величину, равную произведению поглощенной дозы на коэффициент биологической эффективности:

За единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв).

Зиверт соответствует поглощенной дозе 1 грей при коэффициенте относительной биологической эффективности, равном единице.

На практике для измерения эквивалентной дозы поглощенного излучения часто используют внесистемную единицу бэр (биологический эквивалент рентгена):

1 Зв = 100 бэр.

Человек непрерывно подвергается действию радиоактивного излучения. Источником этого излучения являются: космические тела; недра Земли, содержащие радиоактивные вещества; здания, в которых мы живем (в граните, в кирпичах и железобетоне имеются радиоактивные вещества); рентгеновские аппараты; телевизионные приемники; даже в нашем теле содержится примерно 0,01 г радиоактивного калия ^К, который распадается со скоростью 4000 делений в секунду.

В течение года каждый человек в среднем получает дозу около 400 — 500 мбэр, которая распадается следующим образом:

1) космическое и земное излучение примерно 150 мбэр;

2) излучение, полученное при рентгеноскопии, около 140 мбэр;

3) излучение, полученное при просмотре телевизионных передач, около 100 мбэр;

4) прочие виды около 80 мбэр.

Это средние дозы поглощаемого излучения в год. Но такая доза не оказывает какого-либо отклонения в здоровье. Дело в том, что человек как биологический объект сформировался в условиях непрерывного облучения и наш организм привык к таким дозам. По данным Международной комиссии по радиологической защите, опасными являются дозы, превышающие 35 бэр в год.

Действие ядерных излучений на человека зависит не только и ее КОБЭ, но и от времени, в течение которого эта доза была получена. Одинаковые дозы, полученные человеком за короткое время и на протяжении длительного времени, оказывают разное воздействие на организм. В таблице приведен характер действия на организм человека разных доз радиоактивного излучения.

Доза, Р	Действие на человека
0-25	Отсутствие явных признаков
25-50	Возможное изменение состава крови
50-100	Изменение состава крови
100-200	Возможная потеря трудоспособности
200-400	Нетрудоспособность. Возможна смерть
400-600	Смертность 50%
600	Смертельная доза

Обычно нормы радиационной безопасности устанавливают несколько категорий лиц, которые подвергаются излучениям. Это персонал атомных электростанций, ограниченная часть населения и остальная часть населения. Причем предельно допустимые дозы зависят не только от категории населения, но и от группы облученных органов, начиная от всего тела и заканчивая частичным облучением кисти, стопы и т.д.

I.9. Действие ядерных излучений на структуру вещества.

Энергия попадающих в вещество заряженных частиц и γ- квантов в основном тратится на ионизацию и возбуждение атомов. Ионизация в конечном итоге ведет к нагреванию вещества и обычно не вызывает в нем необратимых изменений. Однако некоторая, вполне заметная доля энергии потока заряженных частиц или γ - квантов, равно как и значительная доля энергии потока нейтронов, затрачивается на необратимое изменение структуры вещества. Совокупность этих изменений называется радиационным повреждением. Термином «повреждение» подчеркивается, что под влиянием излучений свойства вещества в большинстве случаев (хотя и не всегда) изменяются в худшую сторону.

Изменение структуры твердого тела под действием ядерного излучения обуславливается следующим механизмами:

а) Главным механизмом является ударное выбивание атомов из кристаллической решетки. Заряженные частицы и нейтроны выбивают атомы непосредственно, а γ- кванты - через промежуточные фотоэлектроны или комптоновские электроны. Это выбивание обычно сопровождается разнообразными и многоступенчатыми вторичными процессами.

б) Часто бывает существенным появление в решетке новых атомов за счет внедрения падающих тяжелых частиц, а также ядерных реакций с возможными последующими распадами продуктов реакций. Такого рода явления, как правило, существенны при облучении нейтронами и практически отсутствуют при облучении электронами и γ- квантами с энергиями до 10-15 МэВ. Нейтроны любых энергий легко захватываются ядрами, причем получающиеся новые изотопы часто получаются

β-активными. В результате распада этих изотопов в кристалле образуются примесные атомы. В делящихся материалах разнообразные примесные атомы возникают также в результате каскадного β- распада осколков деления. В частности, среди продуктов деления заметную долю составляют инертные газы криптон и ксенон. При интенсивном облучении в реакторе эти газы выделяются в столь заметных количествах, что приводят к пористости и разбуханию материала.

в) Существенным бывает и воздействие на решетку через ионизацию. Так, отрицательный ион в ионном кристалле (например, ион хлора в кристалле поваренной соли) при выбивании из него двух электронов станет положительным и сам «выскочит» из своего места в решетке. Конечный результат такого ступенчатого воздействия - тот же, что и при прямом выбивании атома.

Все эти процессы приводят к созданию дефектов решетки, т. е. к изменению микроструктуры кристалла. При достаточно мощном облучении за счет этих дефектов заметно изменяются и различные макроскопические свойства тела – механические и тепловые. Изменение решетки влияет на структуру электронных энергетических зон, т. е. на электрические и оптические свойства.

2. Рассмотрим подробнее механизм упругого выбивания. Для того чтобы выбить атом из его положения в кристаллической решетке, ему надо передать энергию выше некоторой пороговой E_d , представляющей собой разность энергий связи в нормальном положении и в междоузлии. Экспериментально энергия E_d определяется по минимальной энергии электронного пучка, необходимой для создания точечных дефектов кристаллической решетки. Величина E_d имеет порядок десятков эВ (для Cu E_d =22 эВ, для Fe E_d =24 эВ, для алмаза E_d=80 эВ). При упругом столкновении налетающая частица не может предать атому всю свою энергию из-за эффекта отдачи. Из законов сохранения энергии и импульса в применении к упругому удару следует, что максимальная энергия E _m, которую налетающая частица энергии E и массы M₁может передать атому массы M₂ , для нерелятивистских налетающих частиц определяется по формуле

E _m= (4M₁M₂) / (M₁+M₂)² * E (1)

а для релятивистских - по формуле

E _m= 2EM₂ *(2M₁c² + E) / ((M₁+ M₂)²c² + 2M₂E). (2)

При М ₁= 0 формула (1) применима для рассмотрения столкновения γ- кванта с атомом. Под E_m , E в формуле (2) понимаются релятивистские кинетические (не полные) энергии соответствующих частиц. При столкновениях частиц ядерных излучений с атомами практически всегда М ₂ >> M ₁.Поэтому из (1), (2) следует, что для выбивания атомов энергия налетающих частиц должна намного превышать E _d, особенно если эти частицы легкие. Например, даже такая сравнительно тяжелая частица, как нейтрон, имеющая энергию 2 МэВ, может передать при упругом столкновении атому углерода не более 0,5 МэВ, а атому урана – не более 0,033 МэВ. Электрон той же энергии может передать углероду не более 1кэВ, а урану – не более 0,05 кэВ. Для γ- кванта той же энергии соответствующие цифры в три раза меньше, чем для электрона.

Для того чтобы выбивание атомов шло с заметной интенсивностью, необходимо, чтобы эффективное сечение выбивания было не очень мало по сравнению с сечениями других конкурирующих процессов. Для нейтронов это сечение имеет порядок нескольких барн (в области энергий, достаточных для выбивания) и вполне сравнимо с сечениями конкурирующих неупругих процессов. Для электронов сечение выбивания имеет порядок десятков барн, но сечения возбуждения и ионизации электронов (в пересчете на один атом) имеют значительно большую величину. Для γ - квантов в наиболее интересной для практики области энергий в несколько МэВ наибольшее сечение имеет процесс образования комптоновских электронов. Поэтому при γ- облучении атомы выбиваются из решетки в основном комптон - электронами. Но если электронный пучок создает выбитые атомы только в поверхностном слое, то γ -излучение выбивает атомы во всем объеме вещества.

Если энергия выбитого атома заметно превосходит E_d , то он способен выбить из решетки другой атом. Таким образом, в результате одного первичного столкновения в кристалле могут возникнуть несколько выбитых из решетки атомов. Для ориентировки укажем следующие теоретические оценки для меди. При столкновении нейтрона энергии 0,42 МэВ с атомами в результате вторичных столкновений в среднем возникает 328 смещенных атомов. Заряженная частица – дейтрон – с энергией 9 МэВ за одно столкновение создает в среднем 6,2 смещенных атома.

Смещенные атомы ионизированы. Поэтому они быстро тормозятся в веществе и останавливаются в междоузлиях. В результате в кристалле образуются два вида точечных дефектов решетки – вакантные узлы и атомы в междоузлиях. В ряде кристаллов смещенный атом может остановиться в «чужом» узле, выбив оттуда своего предшественника. Такие замещающие столкновения также меняют свойства многоатомных кристаллов. При достаточно мощном и продолжительном облучении плотность дефектов может возрасти до такой степени, что наступит полное разрушение кристаллической структуры. Такое явление наблюдается в некоторых урановых и ториевых руда: вылетающие из урана или тория α-частицы постепенно разрушают решетку и в конце переводят ее в коллоидоподобное, так называемое метамиктное состояние. Метамиктные минералы внешне сохраняют кристаллический облик, но по своим словам являются аморфными веществами. Они изотропны по оптическим, механическим и другим свойствам, дают раковистый излом. Устойчивость решетки относительно действия облучений сильно зависит от ее прочности. Так, при облучении дозой 10²¹ быстрых нейтронов на 1 см² решетка кварца в значительной мере разрушается, а решетка алмаза почти не меняется. Некоторые кристаллы под действием облучения изменяют тип решетки. Например, моноклинная двуокись циркония ZrO₂ действием нейтронного излучения переходит в кубическую модификацию.

В процессе каскадного упругого выбивания вылетающие атомы претерпевают большое количество столкновений , недостаточных для выбивания, но приводящих к возбуждению колебаний многих атомов. Это приводит к кратковременному локальному перегреву, называемому тепловым пиком. Размер и время жизни тепловых пиков очень малы (соответственно десятки ангстрем и десятые доли наносекунды), но температура обычно превышает температуру плавления. Поэтому в области теплового пика происходит частичный ожег (рекомбинация) точечных дефектов, а также ускоряются процессы диффузии. Особенно велики тепловые пики, вызываемые осколками деления в делящихся материалах.

Другой сопровождающий выбивание эффект состоит в том, что смещающийся атом перед остановкой (когда сечение взаимодействия с другими атомами резко возрастает) может передать свою энергию сразу большому числу атомов. В результате большое количество атомов покидает свои места в решетке. Это явление называется пиком смещения. Возникновение пика смещения с последующей его релаксацией приводит к сильному перемещению атомов. В результате уничтожаются многие точечные дефекты, но возникают более сложные дефекты, например, дислокационные петли.

3. Посмотрим теперь, как влияют изменения решетки под действием облучений на макроскопические, механические и тепловые свойства твердого тела.

Под действием больших доз облучения изменяется плотность кристалла, а при низкой симметрии – решетка и геометрическая форма. Чтобы дать понятие о порядках величин, укажем, что под действием интегрального по времени порядка 10²⁰ реакторных нейтронов на 1 см² плотность кварца снижается на 15%. В качестве примера сильно и резко анизотропно меняющегося материала можно привести альфа – модификацию урана, имеющую довольно низкую ромбическую симметрию. Монокристалл такого урана под действием облучения в реакторе сжимается в одних направлениях и расширяется в других, причем размеры могут изменяться больше чем вдвое.

Облучение сильно влияет на механические свойства. Обычно материал упрочняется из-за того, что возникшие под влиянием облучения дефекты тормозят движение дислокаций. Модуль упругости растет, разрушение вместо пластического становится хрупким. Эти изменения иллюстрируются на рисунке 13.3 графиками деформация – напряжение для малоуглеродистой стали при облучении ее различными потоками нейтронов.

Радиационные изменения механических свойств довольно устойчивы. Их можно уничтожить только отжигом при температуре порядка рекристаллизации.

На создание вакансий и атомов в междоузлиях тратится довольно значительная энергия. При больших дозах облучения эта так называемая скрытая энергия становится большой в макроскопическом масштабе. Например, в графите после облучения дозой 3*10²¹ нейтрон/см²создается скрытая энергия 620 кал/моль. Эта энергия выделяется при отжиге. В некоторых случаях наблюдается самопроизвольное выделение скрытой энергии, приводящее к саморазогреву материала.

В металлах при облучении возрастает остаточное (т. е. не зависящее от температуры) электрическое сопротивление. Электропроводность диэлектриков после облучения в одних случаях возрастает, в других – падает. Увеличению электропроводности способствует возрастание числа ионных носителей тока. Но если после облучения появляются сложные комплексы (грозди) дефектов, то носители начинают застревать в этих комплексах, что снижает электропроводность. Косвенным подтверждением правильности этих механизмов являются два графика ,

на которых приведены температурные зависимости относительного удельного сопротивления и запасенной скрытой энергии для поваренной соли, облученной дозой 8,9*10¹⁵ протонов на 1 см² довольно высокой энергией 350 МэВ. Увеличение сопротивления при подходе к первому максимуму соответствует образованию гроздей дефектов. Падение сопротивления после первого максимума соответствует распаду гроздей. Возникшие в результате распада дефекты (в частности, вакансии) активно участвуют в электропроводности. Сопротивление падает. В минимуме сопротивления скрытая энергия достигает резкого максимума – в отдельных дефектах энергии больше, чем в грозди. Далее начинается отжиг дефектов. Число носителей падает. Сопротивление растет. Наконец, после прохождения второго максимума начинает падать роль дефектов в общем балансе механизма электропроводности. В результате относительное (не абсолютное) сопротивление начинает приближаться к единице, т. е. спадать. Более сложно разобраться в действии на электропроводность нейтронного облучения. Нейтроны, поглощаясь посредством радиационного захвата (n, γ), создают β-и γ-активные ядра. Радиоактивные ядра, находящиеся на поверхности, ионизируют окружающий воздух, делая его проводником. Возникающая поверхностная проводимость сильно искажает общую картину электропроводности.

В неметаллах после облучения падает теплопроводность за счет рассеяния фононов на дефектах.

4. Появление дефектов в кристаллической решетке неизбежно искажает структуру электронных уровней, что приводит к изменению оптических и электрических свойств кристалла. Эти изменения существенны для диэлектриков и полупроводников, но не для металлов, внутри которых имеется большое число свободных электронов, которые, с одной стороны, практически не подвержены действию точечных дефектов решетки, а, с другой стороны, определяют электрические и оптические свойства кристалла.

Мы уже рассмотрели зависящую непосредственно от решетки электропроводность диэлектриков после облучения. Для работы изоляторов в условиях облучений и для других вопросов важно знать электропроводность диэлектриков во время облучения. Эта радиационная электропроводность детально изучена для действия γ-излучений из радиоактивных источников и реакторов. Оказалось, что при напряжениях, достаточно далеких от пробоя, радиационная электропроводность линейно растет с интенсивностью облучения. Этот результат естествен. Облучение непрерывно создает свободные электроны посредством фотоэффекта и комптон-эффекта, причем число электронов, создаваемых в единицу времени, пропорционально интенсивности облучения.

Особенно сильно влияет облучение на электрические свойства полупроводников материалов. Это и понятно, так как действие вакансий и атомов в междоузлиях во многом сходно с действием примесных атомов, а электропроводность полупроводников, как известно, крайне чувствительна даже к очень малым (сотые доли процента и даже меньше) примесям. Главное и очень вредное для технических приложений действие облучения на полупроводнике состоит в том, что появляющиеся под влиянием облучения дефекты создают новые электронные энергетические уровни в запрещенной зоне. Эти уровни являются ловушками для носителей зарядов. Дефекты – ловушки сильно снижают времена жизни носителей, что приводит к уменьшению электропроводности. Кроме того, в ловушках накапливается пространственный заряд, искажающий электрическое поле внутри проводника и резко ухудшающий его технические характеристики. Большинство дефектов, созданных электронными или γ-облучениями, при отжиге рекомбинирует, после чего полупроводник почти восстанавливает свои первоначальные свойства. Нейтронное облучение создает значительно большое количество дефектов, часть которых необратима. К последним, в частности, относятся примесные атомы, возникающие посредством радиационного захвата нейтронов атомами полупроводника. Этот захват обычно приводит к возникновению в полупроводнике акцепторных или донорных примесей. Механизм возникновения этих примесей можно проследить на примере германия. Германий четырехвалентен. Его кристалл имеет структуру алмаза (каждый атом находится в центре тетраэдра, образованного четырьмя ближайшими соседями). Германий имеет пять стабильных изотопов ₃₂Ge⁷⁰ , ₃₂Ge⁷² , ₃₂Ge⁷³ , ₃₂Ge⁷⁴, ₃₂Ge⁷⁶, содержание которых в естественной смеси составляет соответственно 21, 29, 8, 36 и 8%. Основной изотоп ₃₂Ge⁷⁴ при захвате нейтрона переходит путем электронного распада в изотоп ₃₃As⁷⁵пятивалентного мышьяка, являющегося, очевидно, донором, так как на его внешней оболочке имеется лишний для германиевой решетке пятый электрон. С другой стороны, изотоп ₃₂Ge⁷⁰, проглотив нейтрон, претерпевает позитронный распад, превращаясь в изотоп ₃₁Ga⁷⁰ , трехвалентного галлия, являющегося типичным акцептором. Акцепторные уровни на радиационных дефектах появляются и при облучении другими частицами, например дейтронами. Это демонстрируется приведенными на рис. 13.5 зависимостями удельной проводимости акцепторного и донорного германия от дозы облучения слегка падает из-за образования дефектов, тормозящих носители тока.

Проводимость донорного образца сначала падает на несколько порядков из-за компенсации донорных и акцепторных носителей. При более сильном облучении проводимость резко растет, но уже является не донорной, а акцепторной. Этот эффект может быть использован как один из методов создания p-n – переходов, необходимых для использования любого полупроводников устройства.

Оптические проявления влияния излучений разнообразны и иногда возникают при довольно слабом облучении. Из всех этих проявлений мы ограничимся примером появления так называемых центров окраски (F-центры) в кристаллах поваренной соли. Эти кристаллы при облучении окрашиваются в желтый цвет (длина волны спектральной линии 465 нм). Происхождение этого окрашивания объясняется следующим образом. Вакансия на месте выбитого отрицательного иона хлора замещается электроном. На этот электрон действуют примерно те же силы, что и на ион хлора. Но при одинаковых силах квадраты частот колебаний обратно пропорциональны массам. Электрон в десятки тысяч раз легче атома хлора. Поэтому частота колебаний электрона, занявшего вакансию, будет в сотни раз больше частоты колебаний атома. А этого как раз достаточно, чтобы «довести» частоту колебаний электрона до оптической области. Правильность такого объяснения радиационного окрашивания подтверждается эффектом точно такого же окрашивания поваренной соли при нагреве ее в парах натрия с последующим быстрым охлаждением. Этот процесс приводит к избытку натрия, т. е. к хлорным вакансиям, и следовательно, к появлению центров окраски.

5. Изучение различных радиационных повреждений и их зависимостей от вида облучения, температуря и т. д. важно как для практических задач, связанных с работой различных приборов и других устройств в условиях облучения, так и для изучения многих вопросов физики твердого тела.

Для направленного искусственного изменения свойств материалов применяется имплантация (т. е. внедрение) в них тяжелых ионов.

Имплантация ионов оказывается чрезвычайно полезной во многих случаях. Например, имплантация ионов бора, фосфора и тантала значительно улучшает свойства кремниевых и германиевых детекторов. Имплантация тяжелых ионов открывает широкие возможности для изготовления и изучения свойств новых сплавов, которые из-за химической несовместимости компонентов невозможно получить другими способами, и т. д.

В некоторых случаях и радиационными повреждениями, наносимых веществу тяжелыми ионами, удается найти полезное практическое применение. Примерами могут служить изготовление ядерных фильтров и датировка событий по трекам продуктов деления урана. При прохождении тяжелых ионов через непроводящие кристаллы и аморфные тела вдоль трека иона из-за большой плотности ионизации (плотность ионизации пропорциональна z², где z- заряд иона) образуется канал сильного радиационного повреждения. Вещество в пределах канала более чувствительно к химическому воздействию и может быть удалено, например, посредством окисления и последующего травления и промывания. В результате на месте канала получаются пустоты.

Поэтому, если облучить полимерную пленку толщиной в несколько микрон тяжелыми ионами и подвергнуть ее указанной выше химической обработке, то в местах прохождения ионов в пленке образуются сквозные отверстия, так что пленка в целом может служить великолепным фильтром. При этом диаметр отверстий фильтра характеризуется небольшим разбросом и может заранее задан посредством соответствующего подбора условий травления (временем, температурой и т. д.).

Для примера на рис. 13.6 показаны фотографии (полученные с помощью электронного микроскопа) обычного химического фильтра со среднем размером пор 0,45 мкм (рис. 13.6, а) и ядерного фильтра с размером пор 0,4 (рис. 13.6, б). Как видно из рисунка, качество ядерного фильтра намного выше химического. Применение ядерных фильтров исключительно многообразно. Очистка газов, воды, сортировка микропримесей по размерам, изучение размеров и формы типов клеток крови, стерилизация биологических сред, фильтрация и разделение различных типов вирусов и молекул, очистка пива и вина – вот далеко не полный перечень.

Датировка событий по трекам продуктов деления ядра изотопа урана ₉₂U²³⁸ основывается на том, что треки тяжелых ионов, возникающих при делении ядра, становится видимыми (естественно, при сильном увеличении) при окислении и травлении.

По числу треков, приходящихся на единицу поверхности, и содержанию урана можно определить время существования образца.

I.10. Естественная радиоактивность в природном цикле существования Земли.

Под естественной радиоактивностью понимают способность веществ, содержащих определенные элементы, самопроизвольно, без внешнего воздействия, испускать невидимое излучение, имеющее сложный состав. В настоящее время широко известно, что в результате распада из радиоактивных ядер могут излучаться альфа- частицы, представляющие собой ядра гелия, бета - частицы, представляющие собой поток электронов, и гамма - излучение, представляющее собой поток квантов. Гамма - излучение имеет такую же природу, как свет или рентгеновское излучение, и отличается от них лишь механизмом образования. Продукты распада могут быть, в свою очередь, радиоактивными. Это приводит к появлению радиоактивных цепочек или рядов, в которых один элемент порождает другой (или другие). Совокупность элементов, образующих такую цепочку, называется радиоактивным семейством. Известны три естественных радиоактивных семейства - урана, тория и актиния. Помимо радиоактивных семейств, в природе Земли встречаются отдельные радиоактивные элементы, к которым относятся калий -40, рубидий -87 и другие. Среди десятков естественных радиоактивных элементов встречаются элементы, имеющие периоды полураспада от миллиардных долей секунды (дочерние продукты) до миллиардов лет (родоначальники семейств). Химический элемент уран широко представлен в земной коре, хотя встречаются и рудные аномалии, из которых он сейчас и добывается. Наиболее широко известен из уранового семейства газообразный радиоактивный радон-222, который легко выходит из недр Земли или накапливается в ее герметичных полостях. Этот альфа - радиоактивный элемент и продукты его распада дают основной вклад в дозу облучения населения от естественного фона земной коры. Чтобы оценить масштабы естественной радиоактивности, достаточно назвать общую активность радона-222, который выделяется из земной коры в течение года. По оценкам специалистов эта активность составляет десятки триллионов Кюри. Естественные радиоактивные элементы присутствуют на нашей планете с момента ее возникновения (26 миллиардов лет назад) и повсеместно сопровождают человечество на всех этапах его становления, включая современную эпоху.

I.10.1. Естественные источники радиации.

Человек всегда был подвержен действию естественной радиации. Он подвергается воздействию космического излучения. Радиоактивные вещества находятся в земле, в зданиях, в которых мы живем, а также в пище и воде, которые мы потребляем. Радиоактивные газы находятся в воздухе, которым мы дышим, а сам человек радиоактивен, т. к. в живой ткани присутствуют в следовых количествах радиоактивные вещества. Уровни этой естественной или «фоновой» радиации колеблются в значительных пределах.

РАДОН.

Наиболее весомым из всех естественных источников радиации (на территории России его вклад достигает 44%) является невидимый, не имеющий вкуса и запаха тяжелый газ (в 7,5 раза тяжелее воздуха) — радон. Человек подвергается воздействию радона и продуктов его распада в основном за счет внутреннего облучения при поступлении радионуклидов в организм через органы дыхания и, в меньшей мере, с продуктами питания.

В природе встречаются два изотопа радона: радон-222 (образуется при распаде урана-238) и радон-220 (один из продуктов в ряду распада тория-232). Оба изотопа излучают альфа-частицы, превращаясь в изотоп полония, которые, в свою очередь, тоже излучая альфа-частицы, дают начало следующим нуклидам (альфа- или бета - активным) и так далее — вплоть до стабильных изотопов свинца. Радона-222 в природе в 20 раз больше, чем радона-220, поэтому далее будет подразумеваться в основном первый из них.

Радон высвобождается из земной коры, однако основную часть дозы облучения от радона человек получает, находясь в закрытом, непроветриваемом помещении, причем радон концентрируется в воздухе внутри помещений лишь тогда, когда они в достаточной мере изолированы от внешней среды. Средняя равновесная концентрация радона внутри помещений составляет около 15 Бк/м³. В зонах с умеренным климатом концентрация радона в закрытых помещениях в среднем примерно в 8—10 раз выше, чем в наружном воздухе. Герметизация помещений с целью утепления только усугубляет дело, поскольку при этом еще более затрудняется выход радиоактивного газа из помещений. Поступая внутрь помещений тем или иным путем (просачиваясь через фундамент и пол из грунта или, реже, высвобождаясь из материалов, использованных в конструкциях дома), радон накапливается в нем. В результате в помещении могут возникнуть довольно высокие уровни радиации, особенно если дом стоит на грунте с относительно повышенным содержанием радионуклидов или если при его постройке использовали материалы с повышенной радиоактивностью. В среднем человек получает 65—130 мбэр в год за счет внутреннего облучения радоном.

Самые распространенные строительные материалы — дерево, кирпич и бетон — выделяют относительно немного радона. Гораздо большей удельной радиоактивностью обладают, например, гранит и пемза, также используемые в качестве строительных материалов. Кальций-силикатный шлак также обладает, как выяснилось, довольно высокой удельной радиоактивностью. Среди других промышленных отходов с высокой радиоактивностью, применяющихся в строительстве, следует назвать кирпич из красной глины — отход производства алюминия, доменный шлак — отход черной металлургии, и зольную пыль, образующуюся при сжигании угля. (Таблица 1).

Таблица 1

Удельная радиоактивность строительных материалов, Бк/кг
Дерево	1
Песок и гравий	10—30
Кирпич — силикатный	10—20
— красный глиняный	40—130
Цемент	40—90
Гранит	180
Кальций - силикатный шлак (США)	2000	300

Конечно, радиационный контроль строительных материалов заслуживает самого пристального внимания, однако главный источник радона в закрытых помещениях — это грунт. Скорость проникновения исходящего из земли радона в помещения фактически определяется толщиной и целостностью стен и перекрытий между этажами. Даже при оклейке стен обоями скорость эмиссии радона уменьшается примерно на 30%.

Еще один, как правило, менее важный источник поступления радона в жилые помещения представляют собой вода и природный газ. Концентрация радона в обычно используемой воде чрезвычайно мала, но вода из некоторых источников, особенно из глубоких колодцев или артезианских скважин, содержит очень много радона. По оценкам НКДАР ООН (Научный комитет по действию атомной радиации), среди всего населения Земли около 1% жителей потребляют воду с удельной радиоактивностью более 1 млн. Бк/м³ и около 10% пьют воду с концентрацией радона, превышающей 100000 Бк/м³. А поскольку при нагревании растворимость всех газов уменьшается, то лучше пить кофе или чай, чем некипяченую воду (даже «заговоренную» по телевизору).

В результате предварительной переработки и в процессе хранения природного газа перед поступлением его к потребителю большая часть радона улетучивается, но концентрация радона в помещениях может заметно возрасти, если кухонные плиты, отопительные и другие нагревательные устройства, в которых сжигается газ, не снабжены вытяжкой. При наличии же вытяжки, которая сообщается с наружным воздухом, пользование газом практически не влияет на концентрацию радона в помещении.

I.10.2. ДРУГИЕ ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ.

Каменный уголь содержит радиоактивных нуклидов относительно немного, но из-за больших масс, сжигаемых в топках электростанций и в печах отопления, его вклад в облучение населения достаточно весом. Радионуклиды в основном попадают в окружающую среду с пылью топочных газов, со шлаками. Выяснилось, что большое загрязнение радионуклидами производят даже печи домашнего отопления, так как в них нет улавливания золы на выходе из труб, а невысокие трубы создают в жилых районах высокие концентрации угольной пыли.

До недавнего времени на это обстоятельство не обращали внимание, но по оценкам, из-за сжигания угля в домашних условиях во всем мире ожидаемая коллективная эффективная эквивалентная доза облучения населения Земли почти в 50 раз больше, чем сжигания угля в топках электростанций.

Использование фосфатов для производства удобрений и в качестве кормовых добавок, термальные водоемы могут привести также к увеличению радиационного облучения.

Глава II.

II. Анализ радиационного загрязнения на территории Свердл. Обл.

Радиационная обстановка.

Основными факторами, определяющими радиационную обстановку на территории Свердловской области являются:

1. Наличие радиационно-опасных объектов (РОО)

• Белоярская АЭС

• пункты временного хранения радиоактивных материалов и Свердловский государственный спецкомбинат "Радон" (СГСК "Радон")

• предприятия по обогащению и переработке минерального сырья с высоким содержанием естественных радионуклидов (г. Двуреченск и предприятия атомной промышленности (Лесной, Новоуральск)).

2. Последствия радиационных аварий на ПО "Маяк" в 1957 и 1967 годах.

3. Глобальные выпадения искусственных радионуклидов - результат медленного процесса выведения из стратосферы продуктов испытаний ядерного оружия, проводившихся ранее в атмосфере на полигонах планеты.

4. Природный радиационный фон, обусловленный естественными нуклеотцдами.

Радиационный мониторинг на территории Свердловской области.

Сбор и обработку информации, создание информационных документов и передачу их органам власти, населению и другим заинтересованным организациям для принятия и контроля эффективности решений в области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения, осуществляет по Уральскому территориальному управление по гндрометеологии и мониторингу окружающей среды (УрУГМС).

Радиационный мониторинг проводится по двум направлениям: контроля за влиянием глобальных радиоактивных выпадений на загрязнение природной среды и непрерывные наблюдения за радиационной обстановкой в районах, подверженных влиянию PQO и загрязненных в результате аварий.

В состав радиометрической сети входят пункты (гадрометеостанции и тюсты), проводящие разные виды радиометрических наблюдений, в том числе:

- в 49 пунктах производятся регулярные ежедневные измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излученияна местности, в том числе в:^3? пунктах, расположенных в 30 и 100 км зоне БАЭС. районе СПЗРО "Радон", в г Лесном, в зоне ВУРСа

- в 32 пунктах - отбор проб атмосферных выпадений с помощью планшетов для определенияпотока радионуклидов в землю, в том числе в 8 пунктах,

расположенных в 30 и 100 км зоне БАЭС в 1 пункте - МС Верхнее Дуброва в пункте, расположенном в 30 и 100 км зоне БАЭС - ежесуточный отбор атмосферных аэрозолей с помощью вертикальных планшетов, для определения концентрации радаонукдидов в воздухе.

- в 10 пунктах - отбор проб снега для определения концентрации Cs-137 и Sr-90.

- в 3 пунктах - отбор проб воды из 3 водных объектов (р. Пьппма, Белоярское водохранилище, р. Ольховка) для определения Cs-137 и Sr-90.

- в 10 пунктах - отбор проб растительности вокруг БАЭС для определения Cs-137 и Sr-90.

Помимо регулярных наблюдений на станциях и постах в УрУГМС действует группа оперативного контро.?1Я радиационной обстановки, которая проводит маршрутное обследование территории в радиусе 10-15 км вокруг БАЭС по специальной программе с измерением максимальной экспозиционной дозы (МЭД) и отбором проб воды, снега и растительности, накалившееся радиоактивное загрязнение.

Радиоактивное загрязнение природной атмосферы на территории Свердловской области.

Приземная атмосфера.

Наблюдения за радиоактивным загрязнением приземной атмосферы над территорией Свердловской области проводились ежедневно путем круглосуточного отбора проб аэрозолей с помощью воздухофильтрующей установки (ВФУ) на МС Верхнее Дуброво в течение всего года. Анализ полученных данных показал, что средние за год значения концентрации суммарной бета-активности в воздухе в пределах значений по территории РФ.

Основное аэрозольное загрязнение воздуха техногенными радионуклидами обусловлено Cs-137 и Sr-90.

Атмосферные выпадения.

Отбор проб радиоактивных выпадений на территории Свфдтговекей области проводились с помощью марлевых планшетов с ^уточной экспозицией. Среднесуточная суммарная бета - активности атмосферных выпадений по свердловской области (0,7 Бк/м²* сут) меньше уровня выпадений 1997г. по территории России (1,5 Бк/м² * сут).

В то же время в отдельные дни на территории Свердловской области отмечались повышенные концентрации бета " активных нуклидов в атмосферных выпадениях:

В 1997г. наблюдались случаи высокого загрязнения:

6-7 февраля суммарная бета - активность МС Сарапулка превысила фоновые значения в 15»б раз; 15-16 декабря на МС Екатеринбург в 11,4 раза; 16-17 декабря на МС Екатеринбург в 13,4.

Во всех случаях выпадения носили кратковременный характер и отмечались не более суток. Радио изотопный анализ проб с высокими уровнями не показал наличия в них радионуклидов искусственного происхождения.

Радиоактивное загрязнение природной среды в районах расположения радиоционно - опасных объектов.

БАЭС

БАЭС расположена на территории Свердловской области, в 40 км к востоку от города Екатеринбурга на восточном берегу водохранилища, созданного на реке Пышма. Сточные воды БАЭС отводятся в Ольховское болото, связанное с рекой Пышма. ^с

В 100 км зоне проводились наблюдения за атмосферными выпадениями с помощью горизонтальных планшетов с суточной экспозицией в следующих населенных пунктах: Артемовский (67), Невьянск (100), Богданович (45), Ревда (84), Верхнее Дуброво (18), Сысерть (48), Екатеринбург (40), Белоярск (8), Исток (40), Новоуральск (83), Заречный (3), Липовское (75). В скобках указано расстояние по прямой от БАЭС в километрах.

В населенном пункте Верхнее Дуброво, расположенном в 12 км от БАЭС, проводятся ежедневные наблюдения за радиационным загрязнением воздуха с помощью ВФУ

Сравнительный анализ данных по 100 км зоне с данными по 30 км – зоне, а также с данными по всей Свердловской области показывает, что существенных различий в выпадениях суммарной бета - активности на указанных территориях нет, за последние 7 лет в 30 и 100— км зонах БАЭС наметилась тенденция к стабилизации среднегодовых значений суммарной бета " активных суточных выпадений.

В рамках радиационного мониторинга регулярно контролируется радиоактивное загрязнение вод Белоярского водохранилища, р. Пышма и Ольховка в 30 - км зоне БАЭС. В Пышму поступают радиоактивные отходы из Ольховского болота через небольшую реку Ольховку. Контрольный водозабор на реке Пышма расположен на расстоянии 4 км после впадения р. Ольховка и в 11 км ниже села Белоярское.

Мощность экспозиционной дозы гамма - излучения в 30 км зоне БАЭС на протяжении последних лет колебалась от 8 до 13 мкР/ч со средним значением 10 мкР/ч и находится в пределах для фона Уральского региона. Среднегодовая мощность экспозиционной дозы гамма - излучения в 100 - км зоне БАЭС и 1997 г. составила 11 мкР/ч.

Динамика суммарной бета - активных атмосферных выпаде! в зоне БАЭС

Город Новоуральск.

Пост УрУГМС действует в нем с августа 1992 г. Проводились наблюдения за атмосферными выпадениями п&мощью горизонтальных планшетов с суточной экспозиздией и измерением МЭД гамма-излучения 3 раза в сутки.

По суммарной бета - активности среднесуточной выпадения не превышает средних значений по России. В отдельные дни максимальные значения выпадения превышает региональный уровень до 3 раз. Результаты измерений выпадений Cs -137 и Sr -90 по зоне наблюдений не стабильны.

Среднегодовая МЭД гамма - излучения в 1998 т. составила 13 мкР/ч, что находится в пределах фона по Уральскому региону

Город Лесной.

Пост УрУГМС действует в нем, как и в Новоуральске„ с августа 1993 года, Данные, полученные на этом посту наблюдений в целом близки к данным для Новоуральска,

По суммарной бета- активности среднесуточные выпадения не превышают средних значений по России. В отдельные дни максимальные значения выпадений превышали региональный уровень до 3 раз. Результаты измерений выпадений Cs -137 и Sr -90 по зоне наблюдений не стабильны.

Среднегодовая МЭД излучения в 1998 г. составила 12 мкР/ч, что находится в пределйх по Уральскому региону,

ВУРС

Радиационная обстановка на территории ВУРСа определяется как остаточными явлениями радиоактивного загрязнения 1957 и 1967 годов, так и процессами общими для Урала.

В 1949году на севере Челябинской области был осуществлен пуск первого в стране промышленного комплекса по выработке плутония и переработке отработанного радиоактивного материала, на базе которого впоследствии было создано производственное объединение "Маяк".

Создание ядерной промышленности производство в период активной гонки вооружения в сложных внутренних и международных условиях. Все это отодвинуло на второй план вопросы охраны окружающей среды, здоровья работающего персонала и населения. В результате его сорокалетней деятельности в Уральском регионе сложилась сложная экологическая ситуация.

В 1949 - 1952 годах осуществлялся сброс радиоактивных отходов в р. Течу являющеюся частью речной системы Исеть - Тобол - Иртыш - Обь. Всего в реку было сброшено около 2,7 млн. Кюри радиоактивности. Максимальному загрязнению подверглась пойма р. Течи.

В 1957 году в силу конструктивных недостатков емкостей для хранения жидких высокорадиоактивных отходов произошел взрыв одной из них. Взрывом в воздух было выброшено более 20 млн. Кюри радиоактивных веществ, из которых 2 млн. кюри были рассеяны ветром в северо-восточном направлении, обусловив радиационное загрязнение северной части Челябинской области и южной части Свердловской области. Названная впоследствии Восточно-Уральским радиоактивным следом (ВУРС), эта загрязненная часть территории при плотности загрязнения до 2 кюри/км*км по стронцию - 90, составила 1 тыс. км*км, на которой проживало 300 тыс. человек.

Впоследствии осаждения радионуклидов из облака произошло радиоактивное загрязнение всех объектов окружающей среды. В зону заражения попало 42 населенных пункта, К счастью радиоактивный шлейф лег западнее Каменска - Уральского, лишь краем захватив Ленинский поселок, Жителей деревень Тыгиш, Четыркино, Евсюково пришлось отселить, строение сжечь и захоронить. Были уничтожены пионерские лагеря на реке Каменке. Сожжено сено. Уничтожен скот. В 12 хозяйствах сельхозугодья временно были изъяты из оборота. Проводилась дезактивация земель методом перепашки на глубину 50 см. Окончательно режим ограничения был снят 1.12,80.

Плотность загрязнения радионуклидами (по стронцию - 90) в границах ВУРСа 1957 г. 2 ки/км*км была признана предельной для безопасного проживания населения.

МЭД - излучения (в расчете 1 ки на км*км) на открытых местах составила 150мкР/час.

Граница плотности загрязнения 0,1 ки/км*км определена со значительной погрешностью. Период полураспада большинства изотопов, выпавших в виде осадка в границах ВУРСа составлял от нескольких суток до 3 лет (цезий -144, празеодим - 144, цирконий - 95, ниобий - 95, рутений - 106 и др.)

Наибольшую опасность таил стронций - 90 период полураспада, которого составляет 29 лет. Стронций попадает в организм с пищей, накапливается в костях и служит источником внутреннего облучения, гораздо более опасного, чем внешнее облучение.

Радиационная обстановка по территории ВУРСа определяется остаточным радиоактивным загрязнением по Sr - 90в 1995 г. составляла 0,2 - 1,6 ки/км Среднесуточные выпадения суммарной бета - активности на территории ВУРСа за период наблюдений в 1997 г. не превышали среднесуточных значений средней суммарной бета " активности по России.

Проб, превышающих фоновые значение в 10 и более раз не зарегистрировано. На территории ВУРСа проводился радиоизотопный анализ на наличие радионуклидов искусственного происхождения. Было отмечено, что среднемесячные выпадения Сг -137 и Sr -90 превышали региональные в 2-4 раза. Проведение регулярных наблюдений за МЭД показали, что она равна 12мкР/ч и находится в пределах фоновых значений для Урала.

В 1997 г. были продолжены работы по составлению Государственной карта! радиоактивного загрязнения Sr-90 территории ВУРСа Свердловской области. Предварительные результаты проведенных исследований показали, что на значительной части Каменского района даже спустя 40 лет после аварии продолжает наблюдаться заметное радиоактивное загрязнение территории. В районе населенных пунктов Кодинка, Рыбниковское, Щербаково, Богатенкова среднее современное загрязнение территории по Sr -90 составляет 1,6-2,0 Ки/км². В западной части г. Каменск - Уральский загрязнение территории ло Sr-90 составляет около 1,0 Ки/км² Средневзвешенное по численности населения загрязнение территории Каменского района составляет около 0,64 КИ/км²

Текущее загрязнение зоны ВУРСа Богдановичского и Камьдшловского районов по Sr-90 лежит в пределах 0,2-0,3 ки/км².

Полученные результаты по современному загрязнению территории Свердловской области Sr-90 позволили уточнить первоначальную плотность загрязнения на 1957 год, необходимую для дозовых нагрузок на население региона. Многолетние наблюдения, проводимые Областным центром Госсанэпиднадзора показывает, что содержание радионуклидов в сельскохозяйственной деятельной продукции, производимой на территории ВУРСа Свердловской области, хотя и выше фоновых значений в 2-4 раза, но существенно ниже достигаемых значений для продуктов питания.

Радиационная обстановка, обусловленная влиянием природных радионуклидов.

На территории Свердловской области радиационный фон обусловлен геологическими особенностями региона и определяется содержанием естественных радионуклидов (U-238, ТЬ-232, К-40) в почвах и горных породах. На территории области сосредоточено более 1000 локальных скоплений урановой, ториевой, ураноториевой минерализацией, ; 3SQ' водоисточников с повышенной концентрацией естественных радионуклидов.

Большая часть территории области расположена в пределах радоноопасных зон, МЭД составляет 6-12 мкР/ч. Для Мурзинско - Камышевской зоны при среднем фоне 9 мкР/ч в пределах Адуевского гранитного массива МЭД достигает значений 18-20 мкР/ч.

Город	МЭД гамма -излучйшя ^
Екатеринбург	8-20мкР/ч
Нижний Тагил	6-9мкР/ч
Каменск - Уральский	6-20мкР/ч
Первоуральск	5-7мкР/ч
Ревда	3-5 мкР/ч

В течение года каждый человек в среднем получает дозу около 400-500 мбэр, которая распределяется следующим образом:

1. космическое и земное излучение примерно 150 мбэр

2. излучение, полученное при рентгеноскопии около 140 мбэр

3. излучение, полученное при просмотре телевизионнь1х передач, окояо 100 мбэр

4. прочие виды около 80 мбэр.

Это средние дозы поглощаемого излучения в год. Но такая доза нс оказывает какого-либо отклонения на здоровье. Дело в том, что человек как биологический объект сформировался в условиях непрерывного облучения и наш организм привык к таким дозам. По данным международной комиссии по радиологической защите, опасными являются дозы, превышающие 35 бэр в

Спецификой формирования доз облучения населения Свердловской области от естественных источников радиации является высокий вклад Кл -232 (торона). Среднегодовая ЭДО от торона 1 мЗВ более чем на порядок превышает среднёмировую (0,07 мЗВ/год).

В целом доза облучения населения Свердловской области от техногенного радиационного фона составляет 70% суммарной дозы от всех источников ионизирующего облучения (8500 чел*ЗВ - коллективная доза, 1,8 мЗВ - средняя годовая эффективная доза на одного жителя).

Под природным облучением понимается внутреннее облучение от природных радионуклидов содержащихся в организме человека» внешнее облучение за счет космического излучения и излучения природных нуклидов на открытой местности и в жилище человека, внутреннее облучение за счет ингаляций дочерних продуктов распада радона и торона.

Дозы внутреннего облучения от содержащихся в организме человека радионуклидов (в первую очередь (К-40 и РЬ-210) практически одинаковы для всех людей и составляют в сумме 0,32 мЗВ/год). Дозы внешнего гамма-облучения населения складывается из доз излучения, полученных на отрытой местности. При этом доминирует облучение в жилищах, также в других помещениях, где население проводит Максимальное время.

Предварительные данные по обследованию жилого фонда и общественных зданий в Свердловской области показали, что МЭД гамма-излучения составляет 10,1-16,7 мкР/ч. Эти результаты нуждаются в дальнейшем уточнении, но в целом могут быть приняты для первоначальной оценки. По данным УрУЕМС, мощность дозы гамма - излучения на открытой местности в Свердловской области составляет 7-13 мкР/ч, со средним значением около 10 мкР/ч. Используя значения 8000ч/год для оценки времени пребывания помещении и 760 ч/год для времени пребывания в помещении, можно получить, что суммарная годовая эффективная доза облучения составит. 0,77 мЗВ/год.

Наиболее сложно оценивать облучение населения от ингаляционного поступления дочерних продуктов распада радона и торона (Rn-222 йТп-220).

Этот вид радиационного воздействия в существенной мере зависит от геологических особенностях территорий жилой застройки типа строений, режима содержания зданий, типа используемых строительных материалов и т.

С учетом этих факторов вслед за принятием Федеральной Целевой программы снижения уровней облучения населения о природных источников ионизирующего излучения (программа «Радон»), принятая в январе 1996 года. В ходе ее реализации впервые появилась возможность полной оценки структуры индивидуальных и коллективных доз облучения населения Свердловской области.

Работы в рамках областной программы «Радон" проводились областным и территориальными центрами Госсанэпиднадзора» Института промышленной экологии УРОРАН, ГГП «Зеленогорск геология». Уральским государственным техническим университетом и др. Финансирование работ осуществлялось из областного экологического фонда. В ряде случаев, для территорий с повышенным уровнем радоноопасности проводились работы при финансовой поддержке местной администрации в 1996 -1998 годах НПЭ УРОРАН проводилась работа по обследованию жилищ на содержание радона в Артемовском районе. Аналогично, в 1997 г. УГТУ совместно с СФНИКИЭТ проводили обследование детских и медицинских учреждений Белоярского района-

В результате проведенных работ появилось возможность оценки среднегодовых значений в эквиваленте равновесомой объемной активности (ЭРОА) радона и торона в жилых зданиях и детских,. и Медицинских учреждениях ряда районов Свердловской области.

• Данные по среднегодовым ЭРОА изотопного радона в жилищах Свердловской области.

Город, район	Жилища городского типа			жилища сельского типа
Город, район	ЭРОА радона Бк/м³	ЭРОА торона Бк/м³	эфф. Доза мЗВ/год	ЭРОА радона Бк/м³	ЭРОА торона Бк/м³--	эфф. Доза мЗВ/год
Артёмовский район	59	6,7	3,8	92	5,8	5.1
Каменский район	16	3	1,3	54	4	3,1
Невьянский район	34	1,5	1,7	56	1,9	2,8
Режевской район				74	2,6	3,7
Сысертский район	32	1,5	1,7	27	1,6:	1,5
Талицкий район	30	1,9	1,7	54	2,1	2,7
город Екатеринбург	20	1,7	1.2	23	1,6	1,3
город Первоуральск	11	0,5	0,6	12	1,4	0,8

Данные по среднегодовой ЭРОА изотопов радона в детских учреждениях Свердловской области.

Город, район	ЭРОА радона Бк/м³	ЭРОА торона Бк/м³
Артёмовский район	39	7,7
Белоярский район	51	1,2
Каменский район ,	23	1
Невьянский район	37	1,4
Режеиской район	59	2,8
Город Кушва	15	0,9
Грод Нижний Тагил	24

Предварительные результаты выполнения программы «Радон» позволили сделать заключение, что оговоренный НРБ -96 гигиенический норматив среднегодовой объемной активности изотопов радона, равный 200 Бк/м может быть .превышен для сельских жилищ в 3,5%; для городских жилищ -0,65%; для детских учреждений в 0,75% случаев.

Таким образом, основной вклад в дозовую нагрузку населения области вносят:

· естественные радионуклиды в почвах, стройматериалах, радон в воздухе жилых помещений, в воде - около 70% суммарной дозы (8500 чел-Зв -коллективная доза)

· облучение от медицинских и рентгеновских процедур около 30% (3200 чел-зв)

· С учетом всех дозообразующих факторов коллективная доза облучения населения области в 1995 т. составила 12120 чел-ЗВ, что может в прогнозе жизни в двух поколениях дать 140 дополнительных смертей от онкозаболеваний и 56 случаев генетических эффектов. Среднегодовая эффективная доза облучения на одного жителя области составляет 2,8-3,2 мЗВ (норма 0,3 5),

Кроме того, имеются и факторы потенциальной опасности радиационного загрязнения, выражающегося в высокой концентрации предприятий ядерного топливного цикла, наличие промышленных, энергетических и исследовательских реакторов, их эксплуатации, имевших места аварийных чрезвычайных ситуации, проведении ядерных взрывов в военных и хозяйственных целях. В связи с этим в области наблюдается:

1. накопление радиоактивных отходов (РАО), делящихся материалов (ДМ) и связанная с ними возможность крупномасштабного загрязнения окружающей природной среды

2. временное хранение и захоронение РАО;

3. потенциальная опасность ядерного топливного цикла БАЭС и СФНИКИЭТ (г. Заречный), Уральский электрохимический комбинат (г. Новоуральск),комбинат « Электрохимприбор» (Лесной), ряд предприятий Челябинской области;

4. перевозка по территории области радиоактивных веществ (РВ), РАО и отработанного ядерного топлива (ОЯТ);

5.потенциальная опасность демонтажа ядерных боеголовок;

6. загрязнение поверхностных и подземных вод и почв;

7. радиоактивное загрязнение территории крупных городов области.

Глава 3

Влияние радиоактивного загрязнения здоровье населения и его последствия.

Население земного шара постоянно подвергается воздействию природного радиационного излучения. Фон, который формируется из космической радиации, изучение радиоактивных веществ, находящихся на земле, в железобетонных и кирпичных сооружениях. Суммарно за год от 70 до 200 мР. Человек непрерывно подвергается действию радиоактивного излучения. Источником этого излучения являются: космические тела, рентгеновские аппраты, телевизоры, доже внашем теле содержится примерно 0,01 г. Радиоактивного калия, который распадается со скоростью 4000 делений в секунду.

Действие ядерных излучений на человека зависит не только от поглощаемой дозы излучения и её КОБЭ, но и от времени, в течении которого эхта доза была получена. Одинаковые дозы, полученные человеком за короткое время и на протяжении длительного времени, оказывают разное воздействие на организм. В таблице дан характер действия на организм разных доз радиоактивного излучения. Первичным действием на излучения на организм является повреждение молекул. Оно в ряде случаев ведёт к гибели клеток. Ядра клеток гораздо чувствительнее цитоплазмы. Ядерное излучение нарушает способность клеток к делению. Для нарушению функций деления клеток достаточно такая ничтожная доля излучения, которая, будучи переведена в теплоту, вызвала бы нагревание клетки в тысячную долю градуса.

У человека наиболее чувствительны к облучению органы: костный мозг, селезёнка лимфатические узлы, эпителий половых желез и слизистой оболочки кишечника. При очень больших дозах облучения смерть наступает поражению кишечника.

При больших дозах – в результате разрушение производящих кровь клеток костного мозга (лейкемия). При дозах меньше смертельной происходят многочисленные изменения в организме: ранее старение организма, падение его сопротивления к инфекционным заболеваниям, возможно, появление раковых опухолей. Любое, даже незначительное излучение может вызвать необратимые генетические изменения хромосом, что приводит к тяжелым наследственным заболеваниям и уродству потомства. Даже при небольших дозах радиоактивного излучения бывает малокровие, лучевые ожоги, трудно заживаемые язвы, выпадение волос, тяжёлые парадения глаз, дёсен горла и т.д.

Доза, Р	Действие на человек
0-25	Отсутствие явных признаков
25-50	Возможные изменения в составе крови
50-100	Изменение состава крови
100-200	Возможна потеря трудоспособности
200-400	Нетрудоспособность. Возможна смерть.
400-600	Смертность 50%
600	Смертельная доза

В условиях массового поражения населения наибольшую опасно представляет внешнее облучение и развивающаяся при этом острая лучевая болезнь Она возникает при однократном обличении, начиная с дозы в 1 грей (Ги), что равняется 100 Р. В момент облучения человек никаких ощущений не испытывает.

В зависимости от величины дозы равномерного однократного внешнего облучения всего тела принято различать 4 степени тяжести острой лучевой болезни: легкая (^возникающая при дозах облучения 1-2 Ги; средней тяжести (2), когда дозы облучения равны 2-4 Ги; тяжелая (4), развивающаяся после облучения дозой больше б Ги.

Дозы облучения (бэр)

Доза	Последствие
450	Тяжелая степень лучевой болезни (погибает 50% облучённых)
100	Легкая степень лучевой болезни
75	Незначительные кратковременные изменения крови
30	Облучение при рентгеноскопии желудка
10	Аварийное допустимое облучение населения (разовое)
3	Облучение при рентгеноскопии зубов
0,001	Фоновое облучение за год
0,000001	Просмотр телевизора

Доза 100 бэр однократно или за жизнь опасна. Последствия - лучевая болезнь, рак. Причем чем выше доза тем больше заболевших. Но совсем не обязательно, что человек, получивший даже высокую дозу скажем 300 бэр заболеет раком. Риск - 20%, то есть это грозит лишь каждому пятому.

Физическое воздействие ионизирующей радиации любого вида на ткани живого организма заключается в процессах возбужденные атомы, и ионы обладают высокой химической активностью, поэтому в клетках организма появляются новые химические соединения, чуждые здоровому организму. Под действием ионизирующей радиации разрушаются сложные отдельные молекулы и элементы клеточных структур. Лучевое поражение, нанесенное при небольшой дозе облучения, живой организм может перенести легко, без каких-либо болезненных симптомов; большие дозы облучения могут привести к серьезному заболеванию или смерти.41

Радиационная дозовая нагрузка на население.

Коллективная эфф. доза облучения (ЭДО) населения области и производственного персонала от природных и искусственных источников в 1997 году с учетом всех дозообразующих факторов составила 9461 чел-ЗВ, что составило 103% от дозы 1996 г. Увеличение в первую очередь обусловлено уточнением данных по радоноопасному фактору в 10 районах области и гамма - фону о строительных конструкций в крупных городах Коллективный риск возникновения стохатических эффектов рака, при данной коллективной эфф. дозе будет равен потере 9461 чел-года жизни первых двух поколений области.

К территориям с повышенной индивидуальными нагрузками, т. е. превышающими среднеобластной уровень, относятся территории с высоким радоновыделением: Реж, Артемовский, Березовский, Екатеринбург, Асбест, Кушва Нижний Тагил, Краснотуринск, Ивдель, Каменск-Уральск, Серов Ирбит, Североуральск. В перечисленных районах проживает около 2,5 млн. человек. По сравнению с 1996 годом ЭДО не выросла.

В структуре суммарной дозы облучения населения области на протяжении многих лет основную роль играют указанные факторы:

Облучение от естественных (природных) источников ионизирующего излучения.

Доза облучения от радона и дочерних продуктов распада (ДПР) в большинстве своем не учитывался, варьировали от 0,6 до 1,9 мЗВ/год (1996 -0,5-1,8 мЗВ/год). Продолжались исследования с помощью трековых дозиметров концентрации радона в воздухе жилых помещений на территории радоноопасных районов.

По сравнению с гамма - фоном, радон, торон и их ДПР являются определяющими в формировании радиационной нагрузки от естественных источников ионизирующего излучения, которая составила 5920 чел-Зв или 63 % от суммарной дозы всех источников.

В 1997 году принятая Правительством области программа "Радон", направленная на оценку воздействия этих факторов в целом завершена.

Облучение от медицинских процедур .

Лучевая нагрузка на население области от медицинских процедур по сравнению с 1996 годом практически не изменилась и составила 3260 чел. *ЗВ « 34 % коллективной дозы и 0,7 мЗВ (0,69 в 1996 году) по среднеобластной индивидуальной эффективной дозе.

Индивидуальные дозы выше среднеобластной отмечены на территориях области среди них в городах: Асбест, Екатеринбург, Каменск-Уральский, Нижний Тагил, Березовский, Кушва, Первоуральск, Ирбит, Каршшск, Качканар, Кировоград, Красноуфимск, Тугулым, Туринск, Тавда, Реж. В будущем следует ожидать увеличение лучевой нагрузки за счет роста профилактики флюорографических исследований, связанные с неблагополучной эпидообстановкой в области по туберкулезу, а также эксплуатация устаревшего оборудования. Более 50 % рентгеновских аппаратов в области имеют срок эксплуатации более 20 лет

Облучение от искусственных источников глобального происхождения.

Коллективная доза облучения населения области за счет поступления искусственных радионуклидов с рационом питания атмосферным воздухом, питьевой водой составила 248 чел-В (252 в 1996 году) или 2,6 % от суммарной коллективной эффективной дозы населения области от; всех. источников (ВУРСа, чернобыльских выпадений и фоновых загрязнений).

Дозовые нагрузки профессионалов.

Количество производственного персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения на территории области, исключая спецобъекты, в 1997 г. составило 2959 человек. По сравнению с 1996 годом в 1997 году, индивидуальная средняя доза облучения профессионалов снизилась- и составила 4 мЗВ/год. Максимальные годовые дозовые нагрузки до 3,5-4 мЗВ но прежнему фиксируется у работников предприятий "КВАНТ", "Изотоп", гу ^ "Урал монацит".

Коллективная доза профессионалов определяется на уровне 12 чел*ЗВ (0,13 % от общей коллективной дозы),

По оценке областной ЦГСЭН основной вклад в дозовую нагрузку населения области вносят:

1. ЕРН в почве, стройматериалах, радон в воздухе жилых и др. Помещений, в воде - около 70 % суммарной дозы (8500)

2. Облучение от медицинских процедур около 30 % (3200)

Средняя эффективная годовая доза облучения на 1 жителя области оценена как 280-320 мбэр. Однако усредненное радиационное благополучие конкретных территорий. Реализация областной программы «радон», дальнейшее планомерное и комплексное изучение радиационной обстановки в области будут способствовать развитию единых представлений как у населения, так и у властных структур о степени опасности воздействия различных источников ионизирующего излучения и расстановке приоритетов при финансировании работ. Такой подход позволит не только существенно улучшить радиационную обстановку, но и избежать неоправданных высоких затрат на снижение облучения от малозначимых источников.

Практическая часть

Приложение

Заключение

Радиация не является каким-либо новым фактором воздействия на живые организмы, подобно многим химическим веществам, созданным человеком и ранее не существовавшим в природе.

Радиация — это один из многих естественных факторов окружающей среды. Естественный радиационный фон влияет на жизнедеятельность человека, как и все вещества окружающей среды, с которыми организм находится в состоянии непрерывного обмена. Поэтому при оценке опасности облучения крайне важно знать характер и уровни облучения от различных естественных источников излучения.

Роль естественного радиационного фона в жизни всего живого Земли еще до конца не выяснена.

Дополнительное облучение от техногенных источников радиации в глобальных масштабах пока еще невелико. Однако некоторые виды человеческой деятельности могут давать существенный вклад в естественный фон.

В сознании большинства людей радиация связана с атомными бомбами, разрушением Хиросимы и Нагасаки, аварией на Чернобыльской АЭС.

Уравновешенный взгляд на радиацию должен включать понимание существенной пользы от применения атома как в медицине, так во всех сферах человеческой деятельности.

Входе исследования мы пришли к такому выводу: Екатеринбург относительно безопасен для проживания. МЭД 7-23 мкР/ч – это безвредная доза для человека, но по сравнению с другими городами (Ревда, Первоуральск) уровень высок.

В заключение приведем одно из высказываний физиков, долгое время работавших с радиоактивными веществами: «Излучения не нужно бояться, но следует относиться к нему с должным уважением».

Список литературы

1. Большаков В.Н. Региональная экология. Екатеринбург: Мысль, 1998

2. Государственный доклад о состоянии окружающей природной среды и влияние факторов среды обитания на здоровье Свердловской области в 1996 году.

3. Государственный доклад о состоянии окружающей природной среды и влияние факторов среды обитания на здоровье Свердловской области в 1997 году.

4. Государственный доклад о состоянии окружающей природной средыи влияние факторов среды обитания на здоровье Свердловской областив 1998 году.

5. Дягилев Ф.М. Из истории физики. М: Просвещение 1986

6. Капустин Е.В. География Свердловской области. Екатеринбург: Мысль 1997

7. Кедров Ф.И. Цепная реакцияидей. М: Знание, 1975

8. Корнеев И.Н.Свердловская область. Екатеринбург, 1998

9. Костко О.К. Атомная и ядерная физика. Радиоактивность. Элементарные частицы. М.: Аквариум, 1997

10. Мухин К.Н.Занимательная ядерная физикаюМ,1985

11. Наумов И.И. Физика элементарных частиц. М:Просвещение,1984

12. Справочник школьника. Физика. М: Слово,1993

13. Юдин Н.П. Ядерная физика. М:Мир, 1980

14. Яровский Б.М. Основы физики.М: Наука,1972

15. Трофимова Т.И. Курс физики. М: Высшая школа, 1985

Радиационное излучение и его проявление в Сверловской области и городе Екатеринбурге