Cевастопольский НациональныйУниверситет ядерной энергии и промышленности
Контрольнаяработа по дисциплине
Радиационнаябезопасность
Тема: Природа, источники, механизмвзаимодействия с веществом, особенности воздействия на организм человека нейтронногоизлучения
Выполнил:
Студент заочногоотделения
Факультета ЯХТ
Д-34А
Бурак Л.А.
Севастополь
2006
Введение
Нейтрон был открыт в 1932году. Открытие нейтрона было поворотным пунктом в исследовании ядерных реакций.Так как нейтроны лишены заряда, то они без препятствия проникают в атомные ядраи вызывают их превращения. Итальянский физик Ферми, который первым начализучать реакции, вызываемые нейтронами, обнаружил, что ядерные превращениявызываются даже медленными нейтронами, движущимися с тепловыми скоростями.Практическое использование внутриядерной энергии оказалось возможным благодарятому, что фундаментальным фактом ядерного деления является испускание впроцессе деления двух-трёх нейтронов. Энергия освобождённых в процессе делениянейтронов имеет различное значение- от нескольких миллионов электрон-вольт досовсем малых, близких к нулю.Только в ядрах нейтрон за счёт взаимодействия сдругими нуклонами приобретает стабильность. Свободный же нейтрон живёт всреднем 16 мин. Это было экспериментально доказано лишь после того, как былипостроены ядерные реакторы, дающие мощные пучки нейтронов.
Радиоактивность – способность радионуклидов спонтаннопревращаться в атомы других элементов, вследствие перехода ядра с одногоэнергетического состояния в другое, что сопровождается ионизирующим излучением.В нормальном состоянии соотношение между количеством нейтронов и протонов в ядрестрого определенное. Расстояние между ними, их энергия связи – минимальные,ядро устойчивое. В результате облучения нейтронами (или другими частицами),ядро переходит в возбужденное состояние. Через промежуток времени оно переходитв устойчивое состояние, а избыточная энергия превращается в радиоактивноеизлучение ядра. Процесс перехода ядер из неустойчивого в устойчивое состояние сизлучением избыточной энергии называется радиоактивным распадом.
1.Природа, источники, механизмвзаимодействия с веществом, особенности воздействия на организм человеканейтронного излучения
1.1Нейтронное излучение
Основными видамирадиоактивных излучений при распаде ядер являются:
· гамма – излучение;
· бета – излучение;
· альфа – излучение;
· нейтронное излучение.
Нейтронноеизлучение. Нейтроны излучаются ядрами приядерных реакциях, когда полученная извне ядром энергия бывает достаточная дляразрушения связи нейтрона с ядром, в результате деления ядер урана. Не имеязаряда, нейтроны не взаимодействуют с электрическими полями электронов и ядерпри прохождении через вещество и беспрепятственно движутся до столкновения сядром. А так как размеры ядер неизмеримо меньше самих атомов, то столкновенияочень редки и длина свободного пробега даже в твердых телах достигает несколькосантиметров (в воздухе сотни метров).
Рассматривают три видавзаимодействия нейтронов с веществом:
· упругое рассеяние на ядрах – когда часть энергии нейтронапередается ядру, другая часть остается у рассеянного нейтрона. При упругомрассеянии внутренняя энергия ядра не изменяется, она лишь приобретаеткинетическую энергию;
· неупругое рассеяние на ядрах – когда внутренняя энергия отдачиизменяется. Ядро становится возбужденным и возвращаясь в нормальное состояниеможет испустить гамма-квант;
· захват нейтронов ядрами – при захвате нейтронов ядрамиобразуется сильно возбужденное ядро, которое, возвращаясь в нормальноесостояние, может испустить различные частицы.
По энергии нейтроныделятся на тепловые, промежуточные и быстрые. Для защиты от нейтронного излученияприменяются материалы, обладающие высокой замедляющей и поглощающейспособностью – вода, парафин, графиты, бор, кадмий и т.д.
Основным источникомнейтронов является работающий реактор. Под действием нейтронов в реакторепроисходит активация теплоносителя, конструкционных материалов, а такжепродуктов коррозии оборудования и трубопроводов. Образующиеся при этомрадиоактивные изотопы являются источниками гамма- и бета – излучений. Приделении урана в реакторе образуются осколочные продукты деления обладающие, восновном, гамма- и бета- активностью, а также газообразные продукты деления.
1.2Источники излучений на АЭС
Внезависимости от типа реактора, установленного на АЭС, и ее технологической схемыосновными источниками излучения на АЭС являются активная зона реактора,трубопроводы и оборудование технологического контура, бассейны выдержки сотработанным ядерным топливом, системы спецводоочистки и их оборудование, самазащита реактора.
/>
Рис.1 Источникинейтронов.
Источникинейтронов в активной зоне работающего реактора можно подразделить на четырегруппы:
· мгновенныенейтроны, т.е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер горючего;
· запаздывающиенейтроны — испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления;
· нейтроныактивации — испускаются при радиоактивном распаде продуктов некоторых ядерныхреакций;
· фотонейтроны —образуются в результате (γ, n)-реакцийна некоторых ядрах.
Наибольшийвклад в дозу облучения, при работе реактора на мощности, вносят мгновенныенейтроны.
Источникинейтронов. Мгновенныенейтроны образуются практически одновременно с делением ядра. Среднее числомгновенных нейтронов при делении 235U, 233U, 239Puравно 2,5 ±0,03, 2,47 ± 0,03 и 2,9 ± 0,04 соответственно. Запаздывающиенейтроны образуются в количестве, существенно меньшем (0,002 — 0,007нейтр./деление), и испускаются некоторыми продуктами деления с периодамиполураспада 0,18 — 54,5 с.
Энергетическоераспределение мгновенных и запаздывающих нейтронов описывается различнымиэмпирическими формулами, но чаще формулой:
/> (1)
где S(En) — количество нейтронов.
En —энергия нейтронов, МэВ.
Вобласти энергий от 4 до 12 МэВ — наиболее важной с точки зрения радиационнойзашиты—спектр нейтронов деления можно описать простой экспонентой:
S(En) = 1,75 ехр (— 0,776 En), (2)
погрешностьэтого соотношения не более 15%.
Дляцелей радиационной защиты необходимо иметь интегральный спектр нейтронов деления,то есть количество нейтронов в спектре нейтронов деления (1) с энергией, превышающейEn:
/> (3)
Дляпрофилактической работы спектр нейтронов деления (рис. 6.2) и интегральныйспектр нейтронов деления (рис. 6.3) представляют в виде таблиц, в которых S(En) и χ(Εn) нормированы на единицу. Наиболеевероятная энергия нейтронов деления 0,6 — 0,8 МэВ, а средняя — 2 МэВ, максимальнаяпринимается равной 12 МэВ.
/>
Врезультате взаимодействия нейтронов, образовавшихся при делении с ядрами элементов,входящих в состав активной зоны (упругое и неупругое рассеяние, поглощение,деление), спектр нейтронов деления (рис. 6.2) деформируется и приобретает вид,показанный на рис. 4. В области энергий, соответствующих группе быстрыхнейтронов, он практически не отличается от спектра нейтронов деления, впромежуточной области энергий — это спектр замедляющихся нейтронов, то есть 1/En — спектр, а в тепловой и надтепловойобластях энергии — спектр Максвелла. Естественно, что на рис.4 показан принципиальныйвид спектра, реальный зависит от состава активной зоны, и информацию о нем, также как и о спектре нейтронов утечки из активной зоны и их количестве (плотностипотока нейтронов на поверхности активной зоны), можно получить из результатоврасчета физических характеристик активной зоны.
/>
Рис. 4.Спектр нейтронов в активной зоне ядерного реактора.
1.3 Защитные свойстваматериалов от нейтронного излучения
Защитныесвойства материалов от нейтронного излучения определяются их замедляющей ипоглощающей способностью, степенью активации. Быстрые нейтроны наиболееэффективно замедляются веществами с малым атомным номером, такими как графит иводородсодержащие вещества (легкая и тяжелая вода, пластмассы, полиэтилен,парафин). Для эффективного поглощения тепловых нейтронов применяются материалы,имеющие большое сечение поглощения: соединения с бором — борная сталь, бораль,борный графит, карбид бора, а также кадмий и бетон (на лимонитовых и другихрудах, содержащих связанную воду).
Вода используется не только как замедлительнейтронов, но и как защитный материал от нейтронного излучения вследствиевысокой плотности атомов водорода. После столкновений с атомами водородабыстрый нейтрон замедляется до тепловой энергии, а затем поглощается средой.При поглощении тепловых нейтронов ядрами водорода по реакции H(n,γ)D, возникает захватное γ-излучение с энергией E =2,23 МэВ. Захватное γ-излучение можно значительно снизить,если применить борированную воду. В этом случае тепловые нейтроны поглощаютсябором по реакции B(n,α)Li, азахватное излучение имеет энергию E = 0,5 МэВ. Водяную защиту выполняют в виде заполненных водой секционныхбаков из стали или других материалов.
Кадмийхорошо поглощаетнейтроны с энергией меньше 0,5 эВ. Листовой кадмий толщиной 0,1 см снижает плотность потока тепловых нейтронов в 109 раз. При этом возникает захватноеγ-излучение с энергией до 7,5 МэВ.Кадмий не обладает достаточно хорошими механическими свойствами. Поэтому чащеприменяют сплав кадмия со свинцом, который наряду с хорошими защитнымисвойствами от нейтронного и γ-излученийимеет лучшие механические свойства по сравнению с чистым кадмием.
Бетонявляется основнымматериалом для защиты от излучений, если масса и размер защиты неограничиваются другими условиями. Бетон, применяющийся для защиты от излучений,состоит из заполнителей, связанных между собой цементом. В состав цемента восновном входят окислы кальция, кремния, алюминия, железа и легкие ядра,которые интенсивно поглощают γ-излучениеи замедляют быстрые нейтроны в результате упругого и неупругого столкновений.Ослабление плотности потока нейтронов в бетоне зависит от содержания воды в материалезащиты, которое определяется в основном типом используемого бетона. Поглощениенейтронов бетонной защитой может быть значительно увеличено введениемсоединения бора в состав материала защиты. Конструкция бетонной защиты можетбыть монолитной (для больших реакторов) или состоять из отдельных блоков(небольших реакторов).
1.4Дозиметрия нейтронного излучения
Процессывзаимодействия нейтронов с веществом определяются энергией нейтронов и атомнымсоставом поглощающей среды. Для регистрации нейтронов используют различные видывторичных излучений, возникающих в результате ядерных реакций или рассеяниянейтронов на ядрах с передачей им энергии. Тепловые и надтепловые нейтронырегистрируют с использованием реакций 10В(n, α)7Li, 6Li(n, α)3Н,3Не(n, р)3Н,а также деления тяжелых ядер 235U и 239Pu.
Пропорциональныесчетчики. Еслиреакция с бором происходит внутри пропорционального счетчика, то результирующиеядра 4He и 7Li, разлетающиеся с энергией соответственно1,6 и 0,9 МэВ, могут быть легко зарегистрированы. Обычно нейтронные пропорциональныесчетчики имеют достаточно толстые стенки, счетчики могут заполняться газом BF3, в котором 10B входит в молекулу. Тонкий слой твердого вещества B4C может наноситься на внутреннюю поверхность стенки счетчика(вэтом случае в ионизации участвует только одна из частиц, так как другая поглощаетсястенкой). Поэтому камеры с газовым заполнением BF3 более эффективны, чем камеры с твердым слоем B4C.Отметим, что вероятность захвата быстрых нейтронов ядром 10B очень мала. Только тепловые нейтронызахватываются с высокой вероятностью. С другой стороны быстрые нейтроныстановятся тепловыми при замедлении. Детектор тепловых нейтронов можнопревратить в детектор быстрых, окружив его слоем замедлителя нейтронов, веществомс большим содержанием водорода (например, парафин). Такие«всеволновые»детекторы выполняются из 2— 3 водородсодержащих коаксиальных цилиндрическихслоев с внутренним расположением борного счетчика или из нескольких полиэтиленовыхшаров различных диаметров — замедлителей, надеваемых на детектор так, чтобы оннаходился в центре шара.
/>
Рис5Всеволновой счетчик
Конструкциявсеволнового счетчика, который может регистрировать нейтроны в диапазоне от 0,1до 5 МэВ с постоянной эффективностью, показана на рис5. Счетчик состоит из двухцилиндрических парафиновых блоков (1), вставленных один в другой (диаметр 380 и 200 мм, длина 500 и 350 мм соответственно), между которыми находится экран(2), состоящий из слоя B2O3. Экран и внешний цилиндрический парафиновый блок предназначеныдля уменьшения чувствительности всеволнового счетчика к рассеянным нейтронам,поступающим не с правого торца счетчика. Внутри парафиновых блоков устанавливаютпропорциональный борный счетчик (4), который с правого торца закрывается кадмиевымколпачком (5) для экранировки от прямого пучка тепловых нейтронов. Для увеличенияэффективности регистрации медленных нейтронов в торцевой части парафина по окружностивысверлено несколько отверстий (3). Быстрые нейтроны проникают в парафин, гдеони замедляются и регистрируются счетчиком. При плотности потока нейтронов1нейгр /(см2·с) скорость счетавсеволнового счетчика достигает 200отсч /мин Эффективность борного счетчика h, зависящую от длины рабочего объема l, энергиинейтронов Enи давления газа p, можно определить по формуле:
η= 1 — ехр(-0,07 рl/En1/2) (4)
При p = 0,1 МПа, l = 20см, En= 0,0253 эВ, η = 0,9
Камерыделения. Длярегистрации нейтронов любых энергий можно использовать деление тяжелых ядер вкамерах деления, например 235U и 239Pu. Сечения деления для них изменяются незначительно в большом диапазонеэнергий нейтронов и имеют наибольшие значения по сравнению с сечениями делениядля других радионуклидов. Во избежание самопоглощения продуктов деления,делящееся вещество наносится тонким слоем (0,02 — 2 мг/см2) наэлектроды ионизационной камеры, заполненной аргоном(0,5 — 1,0 МПа).
/>
Рис. 6.Камера деления с высокой эффективностью.
Посравнению с борными счетчиками камеры деления более долговечны и могут работатьпри высокой температуре. Эффективность камер деления с 235U равна 0,6%, те значительно ниже, чемдля борных счетчиков. Для увеличения чувствительности камер деления к нейтронномуизлучению необходимо увеличить поверхность электродов камеры. Камера деления свысокой эффективностью имеющая четыре концентрических алюминиевых электродапоказана на рис6.
Сцинтилляционныесчетчики. Длярегистрации быстрых нейтронов широко используют сцинтилляционные счетчики соспециальными сцинтилляторами. Быстрые нейтроны при упругом рассеянии на ядрахводорода передают им большую часть своей энергии которая тратится на ионизациюводородсодержащей среды. Поэтому органические сцинтилляторы, содержащие большоеколичество атомов водорода(например стильбен), обладают высокой эффективностьюрегистрации быстрых нейтронов.
/>
Рис. 7.Сцинтилляционный счетчик нейтронов с шаровым замедлителем.
Дляизмерения потока нейтронов в интервале энергий от 10-2 до 107эВ можно применить сцинтилляционный детектор (рис. 7), который состоит из ФЭУ(4)с экраном(5), предусилителя (6), световода (3), сцинтиллятора 6LiI(Eu) (2) со сменными полиэтиленовыми шаровыми замедлителями (1).
Трековыедозиметрические детекторы. В дозиметрии нейтронного излучения нашли применение твердотельныетрековые детекторы в чувствительном объеме которых регистрируется число трековзаряженных частиц. Дозиметрическое применение этих детекторов основано на связичисла треков с дозой излучения.
Активационныйметод дозиметрии нейтронов В результате ядерныхреакций, протекающих под действием нейтронов, образовываютсярадиоактивные ядра При использовании активационного метода измеряют наведеннуюактивность детектора А, равную
/>(5)
где λ — постоянная распада образующихсярадиоактивных ядер;
Nt—числорадиоактивных ядер в единице объема детектора при его облучении в течение времениt;
n — число ядер нуклида мишени в единицеобъема;
φ(E).dE — плотность потока нейтронов, имеющих энергию в интервале от E до E+dE;
σ(Ε)— сечение активации длянейтронов с энергией E ввеществе детектора. Пределы интегрирования E1 и E2 соответствуют нижней и верхней границамэнергии в спектре нейтронов.
Детекторынейтронов прямой зарядки. Для измерения плотности потока нейтронов в активной зоне реактораприменяются детекторы нейтронов прямой зарядки(ДПЗ). Эти детекторы основаны напервичных эффектах: захвате нейтронов и β-распаде(захват нейтронов сопровождается мгновенным испусканием γ-излучения и эмиссией из возбужденныхядер высокоэнергетических электронов); выходе электроновотдачи и фотоэлектроновпри поглощении внешнего γ-излучения.
Индивидуальныедозиметры нейтронов.
Вкачестве примера приведём индивидуальный аварийный дозиметр.Для определения дозпри аварийных облучениях персонала, обслуживающего ядерные реакторы,критические сборки и другие системы, где имеется вероятность непредвиденных превышенийкритической массы, разработаны термолюминесцентные итрековые детекторынейтронов, входящие в комплект индивидуальных аварийных дозиметров ГНЕЙС, рис8.
/>
Рис 8Конструкция аварийного дозиметра β-, γ- и нейтронного излучения ГНЕЙС
1 —бета-дозиметр, 2 — крышка кассеты индивидуального дозиметра ГНЕЙС, 3 — булавка,4 — целлулоид, 5 — фотография с инициалами и фамилией, 6—дозиметр промежуточныхи быстрых нейтронов, 7 — дозиметры γ~излучения,8 — дозиметры тепловых нейтронов, 9 — корпус кассеты индивидуального дозиметраГНЕЙС.
1.5 Влияниенейтронного излучения на организм человека
Внешнееоблучениевсеготела, с учетом его вклада в индивидуальные и коллективные дозы является основным на АЭС. Его источники: это γ-излучение ядерного реактора, технологических контуров, оборудования с радиоактивнымисредами и любые поверхности, загрязненныерадиоактивными веществами. Существенно меньший вклад во внешнее облучение персонала АЭС вносят нейтронное и β-излучение. Человек в процессе своейжизни подвергается облучению как от естественных (природных), так и отискусственных (созданных человеком в результате его деятельности) источниковионизирующих излучений. Из искусственных источников радиации наибольшеезначение имеет облучение в процессе медицинскихпроцедур (рентгенодиагностика, рентгено- и радиотерапия). Средняя индивидуальная доза за счет этого источника составляет около1,4 мЗв в год. Облучениенаселения за счетглобальных радиоактивных выпадений, после прекращения ядерных испытаний в атмосфере в 1963 г. стали уменьшаться, и годовые дозы составили 7% дозы от естественныхисточников в 1966 г., 2% в 1969 г., 1 % в начале 80-х годов. Следует отметить, что телезритель у цветного телевизора получает среднююгодовую дозу около 0,25 мЗв, что составляет25% естественного фона.
ЭксплуатацияАЭС при нормальных режимах приводит к средней эффективной эквивалентной дозе персонала промышленных реакторов равной7,5 — 10 мЗв/год, а для населения, проживающего вблизи АЭС ксредней дозе 0,002—0,01 мЗв/год.
Этицифры отражают ситуацию при нормальной эксплуатации АЭС. Однако всегда существует опасность аварий, последствия которых могутпривести к значительно большим поражениямнаселения. Возможные величины этих поражений иллюстрируют последствия аварии на Чернобыльской АЭС.
Первоенаблюдение установило, что при воздействии ионизирующего излучения на клеткупоглощение ничтожного количества энергии может давать значительный биологическийэффект. Например, смертельная доза ионизирующего излучения для млекопитающихравна 10 Гр. Поглощенная энергия соответствующая этой дозе повышает температуручеловеческого тела не более, чем на 0,00010C. Причиной гибели организма обычно является поражениекакого-либо одного органа, критического в данной ситуации. В диапазоне доз 3 —9 Гр критической является кровеносная система. Гибель облученного организманаблюдается на 7 —15 сутки после лучевого воздействия. Поражение кроветворенияпроявляется и при не смертельных лучевых поражениях. При этом снижаетсяколичество тромбоцитов, что является одной из причин кровоточивости.
Приувеличении дозы радиации до 10 —100 Гр, организмы погибают на 3 — 5 сутки, тоесть тогда, когда «костномозговой синдром» еще не успел развиться.Это происходит из- за того, что выходит из строя другой критический орган —кишечник. Он поражается и при меньших дозах, в диапазоне, когда гибельпроисходит из-за угнетения кроветворения, но при этом «синдромкишечника» не определяет исхода лучевой болезни, хотя и усугубляет еетяжесть.
При ещебольших дозах радиации (200 —1000 Гр), непосредственной причиной гибелиоблученного организма является массовое разрушение клеток центральной нервнойсистемы. И если построить кривую зависимости сроков гибели облучаемых организмовот дозы облучения, на ней будут отчетливо наблюдаться три характерных участка,соответствующих диапазонам «костномозговой», «кишечной» и«нервной» форм гибели.
Репродуктивнаясистема более радиоустойчива. Тем не менее, в соответствии с законом Бергонье иТрибонда производство сперматозоидов (молодых клеток спермы) у мужчинпонижается или прекращается при низких дозах. Доза 250 бэр на гонады (половыеорганы) приводит к временной стерильности на период до года. Для полнойстерильности необходима Доза от 500 до 600 бэр.
Доза 170бэр на женские гонады приводит к стерильности на период 1— 3 года. Полнаястерильность наступает при дозе 300-600 бэр, в зависимости от возраста.
Действиеионизирующего излучения на организм условно можно разделить на соматические игенетические. Соматические эффекты проявляются у самого облученного, агенетические — у его потомства. Разнообразные формы проявления поражающегодействия радиации на организм называют лучевой болезнью. С другой стороны,многочисленные исследования радиобиологов показали: малые дозы радиации нетолько не оказывают угнетающего действия, а наоборот, во многих случаях дажестимулируют жизнедеятельность живых систем (гормезес). В частности у млекопитающихнаблюдается: ускоренное развитие, повышенная устойчивость к неблагоприятным условиям,увеличение численности потомства и т.д. По мнению некоторых радиобиологовстимулирующее действие малых доз на человека доказано многими исследованиями(радоновые ванны). По их мнению, вся сумма имеющихся фактов единодушноподтверждает, хотя и не доказывает: существует реальный биологический порогдействия ионизирующей радиации.
Литература
1. Мякишев Г.Я. Буховцев Б.Б. Физика.Москва.Просвещение.1976,366с.
2. Популярная медицинская энциклопедия.Гл.ред. Б.В.Петровский.Москва.Советская энциклопедия.1987.704с.
3. Борнников В.К., Волошко В.П., Копчинський Г.А., Штеййнберг Н.А. Состояниеи проблемы ядерной енергетики Украины // Вісник інженерної академії України. –1998. — №2