Лекция 8. Ядерный реактор как источник ионизирующего излучения

особенностей ядерного реактора является ионизирующее излучение, сопровождающее его работу на

всех режимах, в том числе после остановки. Ионизирующим называют излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию положительных и отрицательных ионов и свободных электронов из электрически нейтральных атомов и молекул. В ЯР оно является следствием радиоактивного распада, т. е. любого превращения атомного ядра, приводящего к изменению заряда, массы или энергетического состояния этого ядра.
Радиоактивный распад происходит по закону:
N (t) = N0*e-λt = N0*e-t/τ = N0*e-(0,693/T) t = N0*2-t/τ , (2.10)
где N0, N(t) —начальное и текущее (в момент времени t) количе­ство радиоактивного нуклида; λ, — постоянная распада, представляющая собой вероятность распада ядра в единицу времени, с-1 , τ – среднее время жизни радиоактивного ядра, с; T=0,693τ — время, в течение которого распадается в среднем половина исходного количества радиоактивного вещества, с.

или газе объемом V (м3, л), создают определенную концентрацию активности,

которая характеризуется удельной активностью, выраженной в кюри на единицу объема среды:
Cv=C/V Ки/м3 (Ки/л). (21.27 )
Удельная активность твердых радиоактивных веществ обычно выражается активностью единицы массы:
Cm=C/m Ки/кг. (21.28 )
Удельная активность чистого нуклида с массовым числом А и периодом полураспада Т (с)
Cm =. . (21.29 21.30 )
 
Поверхностная активность (активность поверхности) — это по­ток излучения с единицы площади S (м2) радиоактивного вещества [част/(м2*с)]. Следует отличать понятие «загрязненность поверх­ности», характеризующее собой количество радиоактивного веще­ства на единице площади (Бк/м2, Ки/м2 и др.).
.

и V2 (л) и удельные активности CV1 (Ки/м2) и CV2(Ки/м2),

получаем из соотношения CV (V1+ V2) = CV1 V1+ CV2 V2, рав­ной:
CV = (CV1 V1+ CV2 V2 )/ (V1+ V2) Ки/м2. (21.31 )
При сообщении объемов двух сред с различной активностью по изменению удельной активности одной среды можно оценить ско­рость перемешивания сред (например, течь теплоносителя из одно­го контура в другой). Исходя из соотношения CV (V2+ ΔV) = CV1ΔV+ CV2 V2, получаем:
G = ΔV/t = м3/ч (21.32 )
 
где CV1 и CV2 (Ки/м3) — удельные активности по данному нуклиду
первой и второй сред, имеющих объемы V1 и V2 (м3), Cv — удель­ная активность второй среды через время t (ч), за которое в нее поступит активное вещество первой среды в объеме ΔV.

измерения.
Поглощенная доза Д — средняя энергия, переданная излучени­ем веществу в

некотором элементарном объеме. Единицей погло­щенной дозы является джоуль на килограмм (Дж/кг), получив­шая в системе СИ название грей (Гр):
1 Гр=1 Дж/кг=100 рад.
Рад — специальная единица поглощенной дозы излучения, рав­ная 100 эрг поглощенной энергии на 1 г облученного вещества. Единица рад может служить для измерения поглощенной дозы лю­бого вида излучения для любой среды.
1 рад=100 эрг/г=0,01 Дж/кг=0,01 Гр.
Экспозиционная доза — полный заряд ионов одного знака, воз­никающих в воздухе при полном торможении всех вторичных элек­тронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воз­духа. Единицей экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл/кг).
Специальной единицей является рентген — доза рентгеновского или у-излучения, которая в 1 см3 воздуха при давлении 760 мм рт. ст. и температуре 0°С производит ионизацию, соответствующую одной электростатической единице заряда каждого знака (2.08*109 пар ионов). При дозе 1 Р в 1 см3 воздуха поглощается 87 эрг энергии, а в 1 г биологической ткани — 93—95 эрг. Эта единица применяется для γ-излучения с энергией фотонов не выше 3 МэВ:
1 р=0,2850 Кл/кг.

излучением произвольного состава и определяемая как произведение поглощенной дозы Д

на средний коэффициент качества излучения Q в данной ткани:

H (бэр)=QД (рад). (21.33 )
Специальной единицей эквивалентной дозы является бэр —такое количество энергии, поглощенное в 1 г ткани, при котором наблюдается тот же биологический эффект, что и при поглощенной дозе излучения в 1 рад рентгеновского или γ-излучения. Бэр используется для оценки поглощенной дозы от любого вида излучения:
1 бэр = = = = 0,01 Зв 21.34
 
В СИ единицей эквивалентной дозы является зиверт:
1 Зв = = = 100 бэр.
Безразмерный коэффициент качества Q показывает, во сколько раз отличаются неблагоприятные биологические последствия облучения человека различными видами излучения по сравнению с γ - излучением (табл. 21.2). Он используется только для целей радиа­ционной безопасности при дозах не более 100 бэр.

Доза, полученная за время t, равна Д = . Мощность дозы уменьшается во времени от значения P0(t=0) по экспоненциальному закону с периодом полураспада данного нуклида: Р (t) = P0 e-λt. Доза, полученная за время t ,
Д = (P0/λ) ( 1 - e-λt) = (P0/λ) ( 1 - 2-t/T)
Если рассматриваемый промежуток времени значительно мень­ше периода полураспада радиоактивного нуклида (tT),то
Д=Р0t и P=P0=Д/t. (21.35)
Мощность дозы измеряется в рад/ч, Р/ч, бэр/ч или в производных от них единицах: мрад/ч, мР/ч, мбэр/ч, мР/с, мкР/с и т. п. Соотно­шения между долевыми единицами: 1 Р/ч=280 мкР/с, 1 мкР/с= =3,6 мР/ч и др.

данной местности, создаваемая космиче­скими излучениями и радиоактивностью почвы, сооружений и

жи­вых объектов при отсутствии посторонних источников ионизирую­щих излучений. На земной поверхности на уровне моря для сред­них широт естественный фон принимают равным 105 мбэр/год, что соответствует примерно 0,01 мбэр/ч. Мощность дозы только косми­ческого излучения (без нейтронной компоненты) составляет 28 мбэр/год, нейтронная компонента создает дополнительную мощ­ность дозы 25 мбэр/год. С высотой над уровнем моря мощность дозы излучения быстро растет. Естественный фон внешнего излу­чения на территории СССР создает мощность экспозиционной дозы в пределах 4—20 мкР/ч (40—200 мР/год).
«Нормы радиационной безопасности НРБ—76», устанавливая систему дозовых пределов и правила их применения, предусматри­вают следующие основные принципы радиационной безопасности:
непревышение установленного основного дозового предела;
исключение всякого необоснованного облучения;
снижение дозы излучения до возможного низкого уровня.

излучений, основными дозовыми пре­делами являются:
а) предельно допустимая доза (ПДД)—наибольшее значение

индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равно­мерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами;
б) предельно допустимое годовое поступление (ПДП) — такое поступление радиоактивных веществ в организм в течение года которое за 50 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу, равную 1 ПДД. Отличия для различных категорий лиц разных органов человека рассмотрены в НРБ—76. Для лиц, подвергающихся профессиональному внешнему облучению, установлена ПДД всех видов излучения 5 бэр в год, что соответствует при непрерывной работе 0,1 бэр в неделю.
Предельно допустимой недельной дозе 0,1 бэр ,(100 мбэр в не­делю) в зависимости от биологического эффекта воздействия различных видов ионизирующих излучений, учитываемого коэффици­ентом качества Q соответствуют мощности дозы, приведен­ные в табл .21.2.
Предельно допустимые уровни (ПДУ) внешнего ионизирующе­го излучения, соответствующие ПДД 100 мбэр в неделю, представ­лены в табл. 1.3. Для Eγ > 3 МэВ интенсивность γ-излучения из­меряют в МэВ/(м2*с). При воздействии нескольких составляющих облучения

не превышало одного ПДУ.

и останется через 10 сут от 4 мг исходного количества?
Решение.

Согласно формуле (2.10), определяем, что при периоде полураспада 138,4 сут через 10 сут останется 3,8 мг 21084Po. Следовательно, распадается 0,2 мг 21084Po .
21.27 Сколько α-распадов в секунду претерпевают: а) 1 г 22688Ra и б) 1 г -23892U? (TRa-226= 1620 лет; ТU-238 = 4,5 *109 лет).
Решение.
а) CRa= λN = = 3,6*1010 Бк
Примечание: Менее точное (определенное ранее) значение периода по­лураспада 22688Ra TRa = 1590 лет дает CRa =3,7*1010 Бк, которое было принято в качестве единицы измерения активности — кюри;
б) С238U = 12,41*103 Бк=0,335 мкКи.
21.28 Активность образца 2411Na равна 0,5 Ки. На сколько уменьшится число распадов в минуту через 3 ч? (TNa = 15,06 ч).
Решение. С учетом соотношения (2.10) уменьше­ние активности составляет
ΔC(t) = C0 – C(t) = C0(1 – 2 –t/τ ) = 24*1024 Бк = 0,065 Ки = 14,4*1010 расп/мин.

Ки/л. Оценить течь (м3/ч) воды первого контура во второй через

ПГ, если активность воды второго кон­тура (VIIк=10 м3) в течение 30 мин увеличилась с 10-5 до 10-4 Ки/л.
Решение. Согласно формуле (21.32 ):
GI-IIk = = 2 м3/ч .
21.34 Сколько рентген составляет доза γ-излучения в 1 рад для тела человека?
Решение. Дозе в 1 рад соответствует 100 эрг поглощенной энергии на 1 г биологической ткани, а дозе в 1 Р — 95 эрг/г. 1 Следовательно, дозе γ -излучения в 1 рад соответствует 100/95 = 1,05 Р = 1 Р.

мин. При какой мощности дозы можно выпол­нить эту, операцию, чтобы

не превысить суточную дозу, исходя из шестидневной рабочей недели?
Решение. Исходя из недельной дозы 100 мР, определяем дозу за один день шестидневной рабочей недели: 100/6=16,7 мР. Следовательно, чтобы за 5 мин не превысить суточную дозу, ра­боту можно выполнять только при мощности дозы [см.(21.35)]:
Р ≤ 16,7/5=3,34 мР/мин = 200 мР/ч = 0,2 Р/ч=56 мкР/с.

21.41 Мощность дозы γ-излучения составляет 6 мР/ч. В течение какого времени можно работать в этой зоне, чтобы не превысить суточную ПДД, при пятидневной рабочей неделе?
Решение. Исходя из недельной ПДД γ-облучения, равной 100 мР, определяем суточную дозу:
100/5= 20 мР.
При мощности дозы 6 мР/ч на рабочем месте допустимое время работы в сутки [см.(21.35]:
t=Д/Р=20/6 ≈3,3 ч.