Радиоактивность

100  

50  

0

0,1 0,5 1 2 5 10 50

Энергия γ-лучей ( Мэв )

Обратный процесс  аннигиляция электрон-позитронной  пары является источником гамма-излучения.

Для характеристики ослабления гамма-излучения в веществе обычно пользуются коэффициентом поглощения, который показывает, на какой толщине  Х поглотителя интенсивность I ₀ падающего пучка гамма-излучение ослабляется в е раз:

I=I ₀ e ^-μ0x

Здесь μ ₀ – линейный коэффициент поглощения гамма-излучения. Иногда вводят массовый коэффициент поглощения, равный отношению μ ₀ к плотности поглотителя.

Экспоненциальный  закон ослабления гамма-излучения  справедлив для узкого направления  пучка гамма-лучей, когда любой  процесс, как поглощения, так и  рассеяния, выводит гамма-излучение  из состава первичного пучка. Однако при высоких энергиях процесс  прохождения гамма-излучения через  вещество значительно усложняется. Вторичные электроны и позитроны  обладают большой энергией и поэтому  могут, в свою очередь, создавать  гамма-излучение благодаря процессам  торможения и аннигиляциии. Таким образом в веществе возникает ряд чередующихся поколений вторичного гамма-излучения, электронов и позитронов, то есть происходит развитие каскадного ливня. Число вторичных частиц в таком ливне сначала возрастает с толщиной, достигая максимума. Однако затем процессы поглощения начинают преобладать над процессами размножения частиц и ливень затухает. Способность гамма-излучения развивать ливни зависит от соотношения между его энергией и так называемой критической энергией, после которой ливень в данном веществе практически теряет способность развиваться.

Для изменения энергии  гамма-излучения в эксперементальной  физике применяются гамма-спектрометры различных типов, основанные большей  частью на измерении энергии вторичных  электронов. Основные типы спектрометров  гамма-излучения: магнитные, сцинтиляционные, полупроводниковые, кристал-дифракционные.

Изучение спектров ядерных гамма-излучений дает важную информацию о структуре ядер. Наблюдение эффектов, связанных с влиянием внешней  среды на свойства ядерного гамма-излучения, используется для изучения свойств  твёрдых тел.

Гамма-излучение  находит применение в технике, например для обнаружения дефектов в металлических  деталях – гамма-дефектоскопия. В радиационной химии гамма-излучение  применяется для инициирования  химических превращений, например процессов  полимеризации. Гамма-излучение используется в пищевой промышленности для  стерилизации продуктов питания. Основными  источниками гамма-излучения служат естественные и искусственные радиоактивные  изотопы, а также электронные  ускорители.

Действие на организм гамма-излучения подобно действию других видов ионизирующих излучений. Гамма-излучение может вызывать лучевое поражение организма, вплоть до его гибели. Характер влияния  гамма-излучения зависит от энергии  γ-квантов и пространственных особенностей облучения, например, внешнее или  внутреннее. Относительная биологическая  эффективность гамма-излучения составляет 0,7-0,9. В производственных условиях (хроническое  воздействие в малых дозах) относительная  биологическая эффективность гамма-излучения  принята равной 1. Гамма-излучение  используется в медицине для лечения  опухолей, для стерилизации помещений, аппаратуры и лекарственных препаратов. Гамма-излучение применяют также  для получения мутаций с последующим  отбором хозяйственно-полезных форм. Так выводят высокопродуктивные сорта микроорганизмов (например, для  получения антибиотиков ) и растений.

Современные возможности  лучевой теропии расширились  в первую очередь за счёт средств  и методов дистанционной гамма-теропии. Успехи дистанционной гамма-теропии  достигнуты в результате большой  работы в области использования  мощных искусственных радиоактивных  источников гамма-излучения (кобальт-60, цезий-137), а также новых гамма-препаратов.

Большое значение дистанционной  гамма-теропии объясняется также  сравнительной доступностью и удобствами использования гамма-аппаратов. Последние, так же как и рентгеновские, конструируют для статического и подвижного облучения. С помощью подвижного облучения  стремятся создать большую дозу в опухоли при рассредоточенном облучении здоровых тканей. Осуществлены конструктивные усовершенствования гамма-аппаратов, направленные на уменьшение полутени, улучшение гомогенизации полей, использование фильтров жалюзи и  поиски дополнительных возможностей защиты.

Использование ядерных  излучений в растениеводстве  открыло новые, широкие возможности  для изменения обмена веществ  у сельскохозяйственных растений, повышение  их урожайности, ускорения развития и улучшения качества.

В результате первых исследований радиобиологов было установлено, что ионизирующая радиация – мощный фактор воздействия на рост, развитие и обмен веществ живых организмов. Под влиянием гамма-облучения у  растений, животных или микроорганизмов  меняется слаженный обмен веществ, ускоряется или замедляется (в зависимости  от дозы) течение физиологических  процессов, наблюдаются сдвиги в  росте, развитии, формировании урожая.

Следует особо отметить, что при гамма-облучении в семена не попадают радиоактивные вещества. Облученные семена, как и выращенный из них урожай, нерадиоактивны. Оптимальные  дозы облучения только ускоряют нормальные процессы, происходящие в растении, и поэтому совершенно необоснованны  какие-либо опасения и предостережения  против использования в пищу урожая, полученного из семян, подвергавшихся предпосевному облучению.

Ионизирующие излучения  стали использовать для повышения  сроков хранения сельскохозяйственных продуктов и для уничтожения  различных насекомых-вредителей. Например, если зерно перед загрузкой в  элеватор пропустить через бункер, где установлен мощный источник радиации, то возможность размножения насекомых-вредителей будет исключена и зерно сможет храниться длительное время без  каких-либо потерь. Само зерно как  питательный продукт не меняется при таких дозах облучения. Употребление его для корма четырех поколений  экспериментальных животных не вызвало  каких бы то ни было отклонений в  росте, способности к размножению  и других патологических отклонений от нормы.  

Атомный реактор.

Источником энергии  реактора служит процесс деления  тяжелых ядер. Напомним, что ядра состоят из нуклонов, то есть протонов и нейтронов. При этом количество протонов Z определяет заряд ядра Ze: оно равно номеру элемента из таблицы  Менделеева, а атомный вес ядра А – суммарному количеству протонов и нейтронов. Ядра, имеющие одинаковое число протонов, но различное число  нейтронов, являются различными изотопами  одного и того же элемента и обозначается символом элемента с атомным весом  слева вверху. Например, существуют следующие изотопы урана: ²³⁸ U, ²³⁵ U, ²³³ U,...  
 

Масса ядра М не просто равна сумме масс составляющих его  протонов и нейтронов, а меньше её на величину М, определяющую энергию  связи 

(в соответствии  с соотношением) М=Zm _p +(A-Z)m _n -(A)A, где(А)с - энергия связи, приходящаяся на один нуклон. Величина (А) зависит от деталей строения соответствующего ядра... Однако наблюдается общая тенденция зависимости её от атомного веса. А именно, пренебрегая мелкими деталями, можно описать эту зависимость плавной кривой, возрастающей при малых. А, достигающей максимума в середине таблицы Менделеева и убывающей после максимума к большим значениям А. Представим себе, что тяжелое ядро с атомным весом А и массой М разделилось на два ядра А ₁ и А ₂ с массами соответственно М ₁ и М ₂ , причем А ₁ + А ₂ равно А либо несколько меньше его, так как в процессе деления могут вылететь несколько нейтронов. Возьмем для наглядности случай А ₁ + А ₂ = А. Рассмотрим величину разности масс начального ядра и двух конечных ядер, причем будем считать что А ₁ = А ₂ , так, что (А ₁ )= (А ₂ ), М=М-М ₁ -М ₂ =- (А)А+ (А ₁ )(А ₁ +А ₂ ) =А( (А ₁ )- (А ₁ )). Если А соответствует тяжелому ядру в конце Периодической системы, то А ₁ находится в середине и имеет максимальное значение (А ₂ ). Значит, М>0 и, следовательно, в процессе деления выделяется энергия Е _д = Мс ² . Для тяжелых ядер, например для ядер урана, ( (А ₁ )- (А))с ² =1 МэВ. Так что при А=200 имеем оценку Е _д = 200 МэВ. Напомним, что электрон-вольт (эВ) внесистемная единица энергии, равная энергии, приобретаемой элементарным зарядом под действием разности потенциалов 1В ( 1эВ = 1,6*10 ^-19 Дж). Например, средняя энергия, выделяемая при делении ядра ²³⁵ U

Е _д = 180 МэВ = 180 10 ⁶ эВ.

Таким образом, тяжелые  ядра являются потенциональными источниками  энергии. Однако самопроизвольное деление  ядер происходит исключительно редко  и практически значения не имеет. Если же в тяжелое ядро попадает нейтрон, то процесс деления может  резко убыстриться. Это явление  происходит с различной интенсивностью для различных ядер, и мерой  его служит эффективное поперечное сечение процесса. Напомним, как  определяются эффективные сечения  и как они связаны с вероятностями  тех или иных процессов. Представим себе пучок частиц, (например, нейтронов), падающих на мишень, состоящую из определённых объектов, скажем ядер. Пусть N ₀ - число нейтронов в пучке, n-плотность ядер, приходящаяся на единицу объема (1 см ³ ). Пусть нас интересуют события определённого сорта, например деление ядер мишени. Тогда число таких событий N будет определяться формулой N=N ₀ nl _эф , где l- длинна мишени и _эф называется поперечным сечением процесса деления (или любого другого процесса) заданной энергией Е, соответствующей энергии налетающих нейтронов. Как видно из предыдущей формулы, эффективное сечение имеет размерность площади(см ² ). Оно имеет вполне понятный геометрический смысл: это площадка, при попадании в которую происходит интересующий нас процесс. Очевидно, если сечение большое, процесс идёт интенсивно, а маленькое сечение соответствует малой вероятности попадания в эту площадку, следовательно, в этом случае процесс происходит редко.

Итак, пусть для  некоторого ядра мы имеем достаточно большое эффективное сечение  процесса деления при этом, при  делении наряду с двумя большими осколками А ₁ и А ₂ могут вылететь несколько нейтронов. Средне число дополнительных нейтронов называется коэффициентом размножения и обозначается символом k. Тогда реакция идёт по схеме

n+A A ₁ +A ₂ +k n.

Родившиеся в этом процессе нейтроны, в свою очередь, реагируют с ядрами А, что даёт новые реакции деления и новое, ещё большее число нейтронов. Если k > 1, такой цепной процесс  происходит с нарастающей интенсивностью и приводит к взрыву с выделением огромного кол-ва энергии. Но процесс  этот можно контролировать. Не все  нейтроны обязательно попадут в  ядро А: они могут выйти наружу через внешнюю границу реактора, могут поглотиться в веществах, которые специально вводятся в реактор. Таким образом, величину k, можно  уменьшить до некоторой k _эф , которая равна 1 и лишь незначительно её превышает. Тогда можно успевать отводить производимую энергию и работа реактора становится устойчивой. Тем не менее в этом случае реактор работает в критическом режиме. Неполадки с отводом энергии привели бы к нарастающей цепной реакции и катастрофе. Во всех действующих системах предусмотрены меры безопасности, однако аварии, с очень малой вероятностью, могут происходить и, к сожалению происходят.

Как выбирается рабочее  вещество для атомного реактора? Необходимо, чтобы в топливных элементах  присутствовали ядра изотопа с большим  эффективным сечением деления. Единица  измерения сечения 1 барн = 10 ^-24 см ² . Мы видим две группы значений сечений: ( ²³³ U, ²³⁵ U, ²³⁹ Pu ) и малые( ²³² Th, ²³⁸ U). Для того, чтобы представить себе разницу, вычислим, какое расстояние должен пролететь нейтрон, чтобы произошло событие деления. Воспользуемся для этого формулой N=N ₀ nl _эф . Для N=N ₀ =1 имеем Здесь n- плотность ядер, , где p- обычная плотность и m =1,66*10 ^-24 г- атомная единица массы. Для урана и тория n = 4,8 ^. 10 ²² см ³ . Тогда для ²³⁵ U имеем l = 10см, а для ²³² Th l = 35 м. Таким образом, для реального осуществления процесса деления следует использовать такие изотопы как ²³³ U, ²³⁵ U, ²³⁹ Pu. Изотоп ²³⁵ U в небольшом кол-ве содержится в природном уране состоящем в основном из ²³⁸ U, поэтому в качестве ядерного топлива обычно используют уран, обогащённый изотопом ²³⁵ U. При этом в процессе работы реактора вырабатывается значительное кол-во ещё одного расщепляющегося изотопа- ²³⁹ Pu. Плутоний получается в результате цепочки реакций  
 

²³⁸ U + n () ²³⁹ U () ²³⁹ Np () ²³⁹ Pu,

где означает излучение  фотона, а - - распад по схеме  

Z (Z+1)+e +v.

Здесь Z определяет заряд  ядра, так что при распаде происходит к следующему элементу таблицы Менделеева с тем же А, е- электрон и v-электронное  антинейтрино. Необходимо отметить также, что изотопы А ₁ , А ₂ , получающиеся в процессе деления, как правило, являются радиоактивными с временами полураспада от года до сотен тысяч лет, так что отходы атомных электростанций, представляющие собой выгоревшее топливо, очень опасны и требуют специальных мер для хранения. Здесь возникает проблема геологического хранения, которое должно обеспечить надёжность на миллионы лет вперёд. Несмотря на очевидную пользу атомной энергетики, основанной на работе ядерных реакторов в критическом режиме, она имеет и серьезные недостатки. Это, во-первых, риск аварий, аналогичных Чернобыльской, и, во-вторых, проблема радиоактивных отходов. Предложение использовать для атомной энергетики реакторы, работающие в подкритическом режиме, полностью разрешает первую проблему и в значительной степени облегчает решение второй.

Ядерный реактор  в подкритическом режиме как усилитель  энергии.

Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный коэффициент  размножения нейтронов k _эф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N _0. Тогда каждый нейтрон (за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в k _эф ) вызовет деление, которое даст дополнительный поток N ₀ k ² _эф . Каждый нейтрон из этого числа снова произведёт в среднем k _эф нейтронов, что даст дополнительный поток N ₀ k _эф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается равным