64

реактора остается постоянным, т.е. топливо воспроизводится автоматически. Вероятности процессов определяются их эффективными сечениями

где n – плотность ядер соответствующего изотопа. Сечение деления

233U = 2.784 барн приведено выше, а сечение захвата нейтрона торием при тех же энергиях 232 Th = 0.387 барн. Отсюда получаем отношение

смесь из 88 % природного тория и 12 % изотопа233U , то такой состав будет длительное время сохраняться при работе реактора. Положение изменится после того, как будет выработано достаточно большое количество тория. После этого нужно производить смену рабочего вещества, но

233U следует выделить из отработанного вещества и использовать в следующей загрузке.

При времени работы на одной загрузке порядка нескольких лет будет выработано менее 1 % всего количества тория. В проекте принята периодичность замены топлива 5 лет.

Необходимо отметить, что продукты деления 233U , представляющие большую радиационную опасность, с большой вероятностью участвуют в реакциях с нейтронами, в результате которых наиболее опасные продукты деления со средним временем жизни пережигаются, т. е. либо переходят в устойчивые изотопы, либо, наоборот, в очень нестабильные, которые быстро распадаются. Таким образом, отпадает необходимость геологического хранения отходов работы атомной электростанции. Это еще одно несомненное преимущество подкритического режима работы ядерного реактора. При этом, разумеется, часть потока нейтронов расходуется на пережигание отходов, что несколько понижает коэффициент усиления. Однако эти затраты, вне всякого сомнения, оправданы.

6.ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ

6.1.Основные понятия радиации и ее воздействия

65

6.1.1. Активность

Это одна из количественных характеристик радиоактивного излучения. Активность характеризует скорость ядерных превращений, т.е. это число ядерных превращений в единицу времени

где А – активность; – постоянная распада; N – число ядер в момент времени t; dN – число распавшихся ядер за время от t до (t + dt).

За единицу активности в системе СИ принимается беккерель (Бк) – одно превращение в секунду.

Внесистемная единица активности – кюри (Ku). Кюри – это единица активности радиоактивного препарата, при которой в 1 с происходит

3.7 1010 распадов (это примерно равно числу распадов 1 г изотопа 226Ra за 1 с). Таким образом, 1 Ku =3,7 1010 Бк.

Применяются и другие производные от кюри единицы: мКu =

10 3 Ku; 1 мкКu – 10 6 Ku и другие.

Активность, отнесенную к единичной массе (объему или поверхно-

сти), называют соответственно удельной массовой (объемной или по-

верхностной) активностью.

Между активностью А и массой m радиоактивного вещества сущест-

вует определенная связь. На самом деле, т.к.

масса изотопа в радиоактивном веществе.

Поскольку период полураспада Т = ln2/ , то масса m радиоактивно-

го вещества равна

Отсюда понятно, что с уменьшением или с возрастанием Т масса радиоактивного вещества при одной и той же активности возрастает. Так,

66

для 131I , у которого период полураспада равен 8.06 сут, масса вещества активностью 1 Ku составляет 0.008 мг, а масса 238 U активностью 1 Ku, у

которого период полураспада Т = 4.5 109 лет, составляет около 3 т.

Понятно, что можно установить связь удельной поверхностной актив-

ности с массой радиоактивного вещества, рассеянного на этой поверхности. Так, для 137 Cs активностью 5 Ku/км2 (или 185000 Бк/м2) соответствует масса 0.0575 мкг, рассеянная на 1 м2, или масса 0.0575 г, рассеянная

на 1 км2.

6.1.2. Доза облучения

Радиоактивное излучение, проходя через вещество, теряет энергию. Количество переданной веществу энергии называется дозой. Дозы можно рассчитывать для вещества или организма.

Используется понятие поглощенной дозы, т.е. энергии, поглощен-

ной единицей массы облученного вещества.

По определению поглощенная доза D равна

где dm – масса поглощающего вещества, сосредоточенная в объеме dV;

– плотность вещества; dE – поглощенная энергия.

В качестве единицы поглощенной дозы в системе СИ принят грей

(Гр), т.е. 1 Гр = 1 Дж/кг.

Внесистемная единица поглощенной дозы – рад. Рад – единица дозы, соответствующая поглощению 1 граммом облучаемого вещества энергии в 100 эрг (эрг – "старая" единица энергии).

Связь между радом и греем такова: 1 Гр = 100 рад.

Отметим, что при вводе понятия поглощенной дозы никак не отра-

жался факт зависимости воздействия излучения от его типа ( , или ),

Поэтому принято сравнивать биологическое действие всех видов излуче-

ния с биологическим действием рентгеновского и -излучения.

Коэффициент, показывающий, во сколько раз поражающее дейст-

вие данного вида излучения выше, чем рентгеновского, при одинаковой

67

дозе поглощенного излучения, называют относительной биологической

эффективностью (КОБЭ) или коэффициентом качества излучения К.

Поражающее действие -излучения и -частиц при облучении био-

логической ткани примерно одинаково, и для них К = 1. Для -излучения

К = 20, для пучка нейтронов с энергией 0,1 – 10 МэВ К = 10, для пучка нейтронов с энергией меньше 20 КэВ К = 3.

Учет поражающего действия на человеческий организм различных излучений производится вводом понятия эквивалентной дозы Н, которая определяется в виде произведения

Единица измерения эквивалентной дозы – зиверт (Зв). Она меньше поглощенной единичной дозы в К раз

Размерность зиверта – Дж/кг, т.е. 1 Зв = 1 Дж/кг. Один зиверт соответ-

ствует одному грею для -, - и рентгеновского излучений. Для других из-

лучений выполняется соотношение (6.6). Поясним последнее на примере.

Определим, при какой поглощенной дозе D нейтронного излучения (К = 10) эквивалентная доза Н составит 1 Зв? Поскольку эквивалентная до-

за Н есть произведение H = D K, то доза Н = 1 Зв (1 Дж/кг) будет реали-

зована для нейтронного излучения с К = 10 при поглощенной дозе 0.1 Гр, т.е. 1 Гр/10. Значит соотношение (6.5) написано верно.

Следует также учитывать неодинаковую чувствительность различных частей тела человека к одинаковой эквивалентной дозе. Например, легкие значительно чувствительней, чем костная ткань или щитовидная железа.

Поэтому дозы облучения органов и тканей следует учитывать, вводя

коэффициент радиационного риска r (табл. 6.1). Умножив эквивалент-

ные дозы Hi соответствующих частей тела на их коэффициенты риска ri и

просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную эквива-

лентную дозуHэ.

Эта доза также измеряется в зивертах.

Таблица 6.1

Коэффициенты радиационного риска