классическая мебель
Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия Атомные батареи Физика ядерного реактора

Радиоактивное излучение Атомные реакторы и батареи

Любой источник излучения характеризуется:

1. Видом излучения – основное внимание уделяется наиболее часто встречающимся на практике
источникам γ-излучения, нейтронов, β-, β+-, α-частиц.

2. Геометрией источника (формой и размерами) – геометрически источники могут быть
точечными и протяженными. Протяженные источники представляют суперпозицию точечных
источников и могут быть линейными, поверхностными или объемными с ограниченными,
полубесконечными или бесконечными размерами.

3. Мощностью и ее распределением по источнику.

4.  Энергетическим составом – энергетический спектр источников может быть
моноэнергетическим (испускаются частицы одной фиксированной энергии), дискретным
(испускаются моноэнергетические частицы нескольких энергий) или непрерывным (испускаются
частицы разных энергий в пределах некоторого энергетического диапазона).

5.  Угловым распределением излучения – среди многообразия угловых распределений излучений
источников для решения большинства практических задач достаточно рассматривать
следующие: изотропное, косинусоидальное, мононаправленное.

Загрязнение биосферы искусственными радионуклидами связано с эксплуатацией предприятий ядерного топливного цикла, с испытаниями ядерного оружия и других объектов, использующих источники ИИ. Ведущую роль играют объекты и предприятия ядерного топливного цикла, составляющие производственную основу ядерной энергетики.

ИИИ, вызванным к жизни деятельностью человека являются глобальные эффекты ядерных испытаний. Во второй половине 20-го века в атмосфере было проведено 543 испытания ядерного оружия. В конце 20-го века событием, повлекшим за собой выпадением радиоактивных осадков, явилась авария на Чернобыльской атомной станции в 1986 году, хотя ее вклад в общую картину глобальных выпадений невелик.

Важными ИИИ являются ядерная энергетика и промышленность. Преимущества, представляемые ядерными технологиями, предопределили их широкое внедрение в медицину, а также в хозяйственную и техническую деятельность. Предприятия ядерной промышленности и энергетики размещены на территории многих стран и создают источник техногенного облучения. Радиоактивные выбросы атомных станций и предприятий ядерной промышленности регулируются жесткими нормативами, и поэтому практически не изменяют природный фон и содержание радионуклидов в окружающей среды. Это справедливо для нормально работающих ядерных установок. Конечно, радиационное воздействие значительно повышается в аварийных ситуациях. Аварии существенно различаются по объему радиоактивных выбросов, тяжести последствий их воздействия и размерам территорий, подвергшихся загрязнению.

Рассмотрим гипотетическую систему, состоящую из определенного количества N0 объектов. Каждый объект обладает мишенью  с сечением S и объемом V. Предположим, что для инактивации объекта достаточно, чтобы трек ионизирующей частицы или кванта прошел через сечение мишени. Такое событие будем называть попаданием в мишень. Если траектории частиц или квантов распределяются по поперечному сечению объекта случайным образом и не зависят друг от друга, то вероятность одного, двух и .... n попаданий в мишень описывается соотношением

P(n) = Xne-x/n! (1)

 где X - среднее число попаданий в мишень (X = SD, где D - среднее число частиц, пролетающих через единицу площади  сечения S).

При любой малой дозе излучения существует вероятность прохождения хотя бы одной частицы через одну из мишеней.

Если обозначим через N число объектов, сохранивших после облучения исходные свойства т.е. «выживших», то величине N/ N0 соответствует вероятность непопадания (n = 0 ) и учитывая что X = SD, получим,

  P = N/ N0 = (SD)0 e-SD/0! = e-SD (2)

Теоретически, при определенной дозе излучения выполняется условие SD =1, в случае, когда в среднем число попаданий равно числу мишеней. В действительности же часть попаданий происходит в уже однажды пораженные мишени, а некоторые мишени остаются не пораженными. В соответствии с распределением Пуассона, при SD =1 поражается около 63 % мишеней и соответственно, 37 % их остается непораженными. Действительно, если подставим в уравнение (2)  SD =1, то получим:

N/ N0 = e-SD = e-1 = 0,37 (3)

Отношение N/ N0 легко определит экспериментально: оно является долей вышивших объектов в системе по отношению к их общему количеству до облучения. Поглощенная доза, при которой выживает 37 % облученных объектов называется среднелетальной или инактивирующей дозой и обозначается символом D37. Графически зависимость доли выживших компонентов облученной живой системы от величины поглощенной дозы выражается экспонентой (рис. 5).

N/ N0 = e-D/ D37 (4)

 где D - величина поглощенной дозы.

 

Рис.5. Зависимость доли выживших объектов облученной живой системы от величины поглощенной дозы.

Аналогичные рассуждения можно использовать для анализа «одноударных» процессов и при действии электромагнитного ионизирующего излучения. Так как электромагнитные излучения являются редкоионизирующими по всему объему мишени, то в этом случае важным параметром является объем мишени, и вместо площади сечения используется объем мишени. Как было сказано выше, все приведенные рассуждения справедливы только для «одноударных» процессов, т.е. когда одно попадание в мишень инактивирует один объект. Если же для инактивации объекта необходимо  больше чем одно попадание в мишень, то кривые выживания отличаются от «одноударных». Чем большее число попаданий необходимо для инактивации объекта, тем заметнее «плечо» (начальный, более горизонтальный участок) кривой. На рисунке 6 показаны теоретически возможные дозовые кривые для различного количества попаданий в мишень, необходимых для инактивации объекта.

Рис. 6. Теоретически возможные кривые выживания для биологических объектов, инактивируемых в результате нескольких попаданий в мишень.

Кривые выживания, полученные экспериментальным путем, не соответствуют теоретически ожидаемым в силу ряда причин. Поэтому при использовании дозовых кривых для анализа сложных радиобиологических процессов необходимо учитывать следующие  соображения:


На главную